Авария на Чернобыльской АЭС, Черно́быльская ава́рия — разрушение 26 апреля 1986 года четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной на территории Украинской ССР (ныне — Украина). Разрушение носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, и в окружающую среду было выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю ядерной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу. На момент аварии Чернобыльская АЭС была самой мощной в СССР. 31 человек погиб в течение первых 3-х месяцев после аварии; отдалённые последствия облучения, выявленные за последующие 15 лет, стали причиной гибели от 60 до 80 человек[1][2]. 134 человека перенесли лучевую болезнь той или иной степени тяжести, более 115 тыс. человек из 30-километровой зоны были эвакуированы[2]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тыс. человек участвовали в ликвидации последствий аварии[3] ( с. 7).

В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное заражение. Радиоактивное облако от аварии прошло над европейской частью СССР, Восточной Европой и Скандинавией.

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин[4]. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени, и полностью единого мнения нет до сих пор.

Характеристики АЭС

Чернобыльская АЭС (51.389444, 30.09972251°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. / 51.389444° с. ш. 30.099722° в. д. (G) (O)) расположена на территории Украины вблизи города Припять, в 18 километрах от города Чернобыль, в 16 километрах от границы с Белоруссией и в 110 километрах от Киева.

Ко времени аварии на ЧАЭС использовались четыре реактора РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрической мощностью 1000 МВт (тепловая мощность 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных реактора строились. ЧАЭС производила примерно десятую долю электроэнергии УССР.

Авария

Примерно в 1:24 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибло 2 человека — оператор насосов ГЦН (Главный Циркуляционный Насос) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено под обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов), и сотрудник пуско-наладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ, утром 26-го апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остатки активной зоны расплавились. Смесь из расплавленного металла, песка, бетона и частичек топлива растеклась по подреакторным помещениям[5][6]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, иода-131 (период полураспада 8 дней), цезия-134 (период полураспада 2 года), цезия-137 (период полураспада 33 года), стронция-90 (период полураспада 28 лет).
Хронология событий

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования, как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного проектирующими организациями в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже четвёртые испытания режима, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также, по разным причинам, заканчивались неудачно[7].

Испытания должны были проводиться на мощности 700—1000 МВт (тепловых) 25 апреля 1986 года[8]. Примерно за сутки до аварии (к 3ч 47 мин. 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)[9]. В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23 часа. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и начался снова процесс отравления.

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0 ч 28 мин при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронной до нуля)[7][9]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора)[7][10] через несколько минут добился начала её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться[9].

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения[9].

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия кнопки на пульте оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции (см. Концевой эффект) и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушён. Через одну-две секунды был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

По различным свидетельствам, произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен[7][9][10][11][12].

Причины аварии и расследование

Существует по крайней мере два различных подхода к объяснению причины чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за катастрофу на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), которая на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил Легасов В. А., директор ИАЭ им. И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[13] также в целом поддержало эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние [14].

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые персоналом ЧАЭС, согласно этой точке зрения [14]заключаются в следующем:

        * проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;
        * вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того как он попал бы в опасный режим;
        * замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» ([15], c. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт [9], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора . Он основан, главным образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчете многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными, и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные выводы». Согласно отчёту наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и её последствия [9](c.17-19) Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее [9](c.29-31):

        * реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;
        * низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;
        * неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне
        * отсутствовал эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;
        * персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний;

В целом INSAG-7 достаточно осторожно сформулировал свои выводы о причинах аварии.

        * Так, например, при оценке различных сценариев[9](c.17-19) INSAG, отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней СУЗ в сочетании с физическими проектными характеристиками», и, не высказывая при этом своего мнения, говорит про «другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию», например такое событие, как «срыв или кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов». Затем задается риторический вопрос: «имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором?»
        * При изложении взглядов на конструкцию реактора [9](c.17-19) INSAG признает «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний», и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, которые привели к проявлению и сочетанию двух серьезных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». И далее говорится: «вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии».
        * INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах[9](c.29-31) так формулируется причина аварии. «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определенная положительная реактивность, повидимому, была внесена в результате роста паросодержания при падении расхода теплоносителя. Внесение дополнительной положительной реактивности в результате погружения полностью выведенных стержней СУЗ в ходе испытаний явилось, вероятно, решающим приведшим к аварии фактором».

Ниже рассматриваются технические аспекты аварии, обусловленные в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а также нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.

Недостатки реактора

Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков, и по состоянию на апрель 1986 г. имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности[15]. Два из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это положительная обратная связь между мощностью и реактивностью, возникавшая при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого концевого эффекта проявлявшегося при определенных условиях эксплуатации. Эти недостатки не были должным образом отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного персонала, и созданию условий для аварии. После аварии в срочном порядке (первичные уже в мае 86г) были осуществлены мероприятия по нейтрализации и устранению этих недостатков[15]

Положительный паровой коэффициент реактивности

Во время работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор имел положительный паровой коэффициент реактивности, то есть чем больше пара, тем больше положительная реактивность (вызывающая возрастание мощности реактора). В тех условиях в которых работал энергоблок во время эксперимента (малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности [16] . Это значит, что существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и ядерноопасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь ([15], с. 45-47).

«Концевой эффект»

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта[15]. Суть эффекта заключается в том, что при определенных условиях в течение первыех секунд погружения стержня в активную зону может вноситься в реактор положительная реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоит из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из канала СУЗ при полностью извлеченном поглотителе. Эффект стал возможен только из-за того, что вытеснитель оказался на 1,5 метра короче, чем высота активной зоны, и под стержнем, находящемся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Его замещение графитом при движении стержня и есть источник положительной реактивности. При погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит, и какого знака будет суммарная реактивность, зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это в свою очередь определяется многими факторами исходного состояния реактора. Для проявления концевого эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий[17].
Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной защиты АЗ-5 могло быть, за счет концевого эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. [15](с. 81) Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС ([15], c. 54). Об этом Главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации Научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

Ошибки операторов

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок. Первоначально утверждалось[13], что именно эти действия и стали главной причиной аварии. Однако затем такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось [9], что большинство из них нарушениями не являлось, либо не имело последствий для аварии ([9], c. 22-23).

    * Длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена действовавшим на тот момент регламентом, как это утверждалось ранее, хотя и являлась ошибкой эксплуатации и фактором, способствовавшим аварии. Кроме того это было отклонением от утвержденной программы испытаний.
    * Вопреки тем же утверждениям, включение в работу всех 8 главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало.
    * Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от Главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии — к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена.
    * Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но наоборот предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой ([15] c. 90). Так что это не было нарушением регламента эксплуатации, и более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до него([15] c. 78).
    * «Операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на ее масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости ее роста), которые персоналом не выводились из работы» ([15] c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 мм на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 кгс/см² на 50 кгс/см²).

Нарушением регламента, существенно повлиявшим на возникновение и протекание аварии была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом реактивности (ОЗР). В то же время не доказано, что не будь этого нарушения, авария не могла бы произойти [9](c.17-19). В независимости от того какие именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и как они повлияли на возникновение и развитие аварии, персонал поддерживал работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с повышенным расходом теплоносителя и при малом ОЗР была ошибкой[18](с. 121) независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора [9](c.29-31).

Роль оперативного запаса реактивности
Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 с ([18] с. 130)

Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР это (по определению) положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью извлеченных стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью вносимой стержнями СУЗ. Большая величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления и производства энергии. Кроме того увеличенное значение ОЗР несёт и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое значение реактивности, которая может быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней СУЗ.
В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР фатальным образом влияло на безопасность реактора. Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом ОЗР необходимо почти полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам ([15] с.49, с.94-96):

        * усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;
        * увеличивался положительный паровой коэффициент реактивности;
        * существенно уменьшалась эффективность аварийной защиты и в первые секунды после её срабатывания, из-за «концевого эффекта» стержней СУЗ, мощность могла даже увеличиваться, вместо того, чтобы снижаться;

Персонал станции, по-видимому, знал только о первой из них; ни об опасном увеличении парового коэффициента, ни о концевом эффекте в действовавших в то время документах ничего не говорилось. Персоналу не было известно об истинных опасностях, связанных с работой при низком запасе реактивности ([15] с.54).
Между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности нет жесткой связи. Угроза ядерной опасности возникает, когда большое количество стержней СУЗ находится в крайних верхних положениях. Это возможно только если ОЗР мал, однако, при одном и том же ОЗР можно расположить стержни по-разному — так что различное количество стержней окажется в опасном положении ([9] с.18).
В регламенте отсутствовали ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров важных для безопасности, и технологический регламент не заостряет внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность действия аварийной защиты (A3). Кроме того, проектом не были предусмотрены адекватные средства для измерения ОЗР. Несмотря на огромную важность этого параметра на пульте не было индикатора, который бы непрерывно его отображал. Обычно оператор получал последнее значение в распечатке результатов расчета на станционной ЭВМ, два раза в час; либо давал задание на расчёт текущего значения, с доставкой через несколько минут. То есть ОЗР не может рассматриваться как оперативно управляемый параметр, тем более, что погрешность его оценки, зависит от формы нейтронного поля ([15] с.85-86).

Версии причин аварии

Единой версии причин аварии, с которой согласно всё экспертное сообщество специалистов в области реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования аварии были таковы, что (и тогда, и теперь) судить о причинах и следствиях аварии приходится специалистам, чьи организации прямо или косвенно несут часть ответственности за аварию. В этой ситуации радикальное расхождение мнений вполне естественно. И также вполне естественно, что в этих условиях, помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество маргинальных, основанных больше на домыслах, нежели на фактах.
Единым (в авторитетных версиях) является только общее представление о сценарии протекания аварии. Основу аварии составляет неконтролируемое возрастание мощности реактора, переходящее в тепловой взрыв ядерной природы. Авария (её разрушающая фаза) началась с того, что от перегрева ядерного топлива разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов (в которых эти твэлы находятся), и пар (под давлением ~7 Па) получил выход в реакторное пространство (в котором нормально поддерживается атмосферное давление). Давление в РП резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса (обечайки) реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя (КМПЦ) была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового (пустотного) эффекта реактивности 4-5 β это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах (аналог ядерного взрыва) и наблюдаемым масштабным разрушениям со всеми вытекающими последствиями.
Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий, и что явилось исходным событием аварии.

        * Произошел ли первоначальный перегрев и разрушение твэл из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности. Или наоборот, появление положительной реактивности это следствие разрушения твэл, которое произошло по какой-либо другой причине ([7], с. 556, 562, 581-582).
        * Было ли нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 непосредственно перед неконтролируемым возрастанием мощности исходным событием аварии, или нажатие кнопки АЗ-5 не имеет никакого отношения к аварии ([7], с. 578). И что тогда следует считать исходным событием, начало испытаний выбега ([15], с.73) или незаглушение реактора при провале по мощности за 50 мин. до взрыва ([7], с. 547>).

Помимо этих принципиальных различий версии могут расходиться в некоторых деталях сценария протекания аварии, её заключительной фазы (взрыв реактора).
Из основных, признаваемых экспертным сообществом, версий аварии ([9], с.17-19) более или менее серьёзно рассмотрены только версии, в которых аварийный процесс начинается с быстрого неконтролируемого роста мощности, с последующим разрушением твэл. Наиболее вероятной считается версия ([9], с.17) где «исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого количества» ([15], с.97). Из-за наличия концевого эффекта при паровом коэффициенте реактивности величиной +5β и в том состоянии, в котором находился реактор, аварийная защита вместо того чтобы заглушить реактор запускает аварийный процесс согласно вышеописанному сценарию. Расчёты выполненные в разное время разными группами исследователей показывают возможность такого развития событий [15][19] Записи системы контроля и показания свидетелей подтверждают эту версию. Однако не все с этим согласны, есть расчеты, выполненные в НИКИЭТ, которые такую возможность отрицают[7]. Главным Конструктором высказываются другие версии начального неконтролируемого роста мощности, в которых причиной этого является не работа СУЗ реактора, а условия во внешнем контуре циркуляции КМПЦ, созданные действиями эксплуатационного персонала. Исходными событиями аварии в этом случае могли бы быть:

        * Кавитация ГЦН, вызвавшая отключение ГЦН и интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности;
        * Кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление дополнительного пара в активную зону с введением положительной реактивности;
        * Отключение ГЦН собственными защитами, вызвавшее интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности;

Версии о кавитации основываются на расчётных исследованиях, выполненных в НИКИЭТ, но по их собственному признанию «детальные исследования кавитационных явлений не выполнялись ([7], с. 561)». Версия отключения ГЦН, как исходного события аварии не подтверждается зарегистрированными данными системы контроля. ([15], с.64-66). Кроме того в адрес всех трех версий высказывается критика, состоящая в том, что речь идет по существу не об исходном событии аварии, а факторах способствующих её возникновению. Нет количественного подтверждения версий расчетами, моделирующими произошедшую аварию ([15], с.84).

Существуют также различные версии, касающиеся заключительной фазы аварии, собственно взрыва реактора. Высказывались предположения, что взрыв, разрушивший реактор, имеет химическую природу, то есть взрыв водорода, который образовался в реакторе при высокой температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов. существует версия, что взрыв — исключительно паровой. По этой версии все разрушения вызвал поток пара, выбросив из шахты значительную часть графита и топлива. А пиротехнические эффекты в виде «фейерверка вылетающих раскалённых и горящих фрагментов», которые наблюдали очевидцы — результат «возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций»[14] [источник?]. По версии, предложенной К. П. Чечеровым[20], взрыв имевший ядерную природу[источник?] произошел не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора была выброшена паром, вырывающимся из разорванных каналов. Эта версия хорошо согласуется с характером разрушения строительных конструкций реакторного здания и отсутствием заметных разрушений в шахте реактора, она включена Главным Конструктором в его версию аварии ([7], с. 577). Первоначально версия была предложена для того, чтобы объяснить отсутствие топлива в шахте реактора, подреакторных и других помещениях (присутствие топлива оценивалось как не более 10%). Однако, последующие исследования и оценки дают основание считать, что внутри построенного над разрушенным блоком «саркофага» находится около 95 % топлива [21].

Альтернативные версии

Причины чернобыльской аварии невозможно понять без того, чтобы вникнуть в тонкости физики ядерных реакторов и технологии работы энергоблоков АЭС с РБМК-1000. В то же время первичные данные об аварии не были известны широкому кругу специалистов. В этих условиях, помимо версий, признанными экспертным сообществом, появилось много версий, не требующих глубокого проникновения в предмет (и даже подчас его знания). Среди них в первую очередь, это версии, предложенные специалистами учеными, но из других областей науки и техники. Во всех этих версиях авария это результат действия совершенно других физических процессов, чем те которые лежат в основе работы АЭС, но хорошо знакомых авторам версий по их профессиональной деятельности.

Широкую известность получила версия, выдвинутая сотрудником Института физики Земли РАН Е.В.Барковским[22]. Эта версия объясняет аварию локальным землетрясением. Основанием для такой версии является сейсмический толчок, зафиксированный примерно в момент аварии в районе расположения Чернобыльской АЭС. Сторонники этой версии утверждают, что толчок был зарегистрирован до, а не в момент взрыва (это утверждение оспаривается [23]), а сильная вибрация, предшествовавшая катастрофе, могла быть вызвана не процессами внутри реактора, а землетрясением. Причиной того, что соседний третий блок не пострадал они считают тот факт, что испытания проводились только на 4-м энергоблоке. Сотрудники АЭС, находившиеся на других блоках, никаких вибраций не почувствовали.

Согласно ещё одной версии, высказанной сотрудником Института проблем информатики Российской академии наук В.П.Торчигиным причиной взрыва могла быть искусственная шаровая молния, возникшая при проведении электротехнических испытаний в 1:23:04, которая проникла в активную зону реактора и вывела его из штатного режима[24]. Автор гипотезы претендует на то, что ему удалось установить природу шаровой молнии и объяснить многие её загадочные свойства, в частности, способность двигаться с большой скоростью. Он утверждает, что возникшая шаровая молния могла в доли секунды проникнуть по паропроводу в активную зону реактора.

Наиболее экзотической является версия, предложенная Л.И.Уруцкоевым, сотрудником ИАЭ им. И.В.Курчатова, и встречающая принципиальные возражения в академических кругах[25]. По мнению автора и его сторонников, ряд экспериментальных фактов, которые побудили задуматься над причиной Чернобыльской катастрофы, не имеет убедительных объяснений. И поэтому в качестве основного физического механизма аварии предполагается образовании магнитных монополей в ходе "выбега" турбогенератора и попадание их вместе с паром в ядерный реактор. Магнитный монополь это гипотетическая элементарная частица, до сих пор экспериментально не обнаруженная.

Существуют, как это обычно бывает, и конспирологические версии, что взрыв является результатом диверсии [26], по какой-то причине скрытой властями. Способы диверсии предполагаются самые разные: обычная взрывчатка, подложенная под реактор, следы которой якобы обнаружены на поверхности расплавов топливных масс; вставленные в активную зону специальные твэлы, из высокообогощенного (оружейного) урана, следы которого также были обнаружены (как оказалось впоследствии, ошибочно) [27]. Диверсия с применением новейших средств ведения войны - пучкового оружия, установленного на искусственном спутнике Земли, или так называемого дистанционного геотектонического оружия[28].

Особое место среди подобных версий занимает версия, представленная сотрудником Института проблем безопасности АЭС Академии Наук Украины Б.И.Горбачёвым [29]. Это в сущности не версия, а вольное публицистическое изложение общепринятого сценария аварии, с обвинениями экспертов, расследовавших аварию, и персонала АЭС в совершении подлога в отношении первичных исходных данных и претензией на установление совершенно другой хронологии событий аварии. По версии Б.И.Горбачева взрыв произошёл из-за того, что операторы при подъёме мощности после её провала (в 0 ч. 28 мин.) извлекли слишком много управляющих стержней, делая это произвольно и бесконтрольно вплоть до момента взрыва и не обращая внимания на растущую мощность. А чтобы аварийная защита реактора этому не мешала, её заблокировали. Несмотря на абсурдность этой версии, не согласующейся с физикой процессов, протекающих в ядерном реакторе[30] и противоречащей зарегистрированным фактам, она получила широкое распространение в Интернете.

Последствия аварии
Последствия

Непосредственно во время взрыва на четвёртом энергоблоке погиб только один человек (Валерий Ходемчук), ещё один скончался утром от полученных травм (Владимир Шашенок). Впоследствии, у 134 сотрудников ЧАЭС и членов спасательных команд, находившихся на станции во время взрыва, развилась лучевая болезнь, 28 из них умерли в течение следующих нескольких месяцев .

В 1:24 ночи на пульт дежурного СПЧ-2 по охране ЧАЭС поступил сигнал о возгорании. К станции выехал дежурный караул пожарной части (на ЗИЛ-131) во главе с лейтенантом внутренней службы Правиком. Из Припяти на помощь выехал караул 6-й городской пожарной части во главе с лейтенантом Кибенком. Руководство тушением пожара принял на себя лейтенант Правик. Его грамотными действиями было предотвращено распространение пожара. Были вызваны дополнительные подкрепления из Киева и близлежащих областей. Из средств защиты у пожарных были только брезентовая роба (боёвка), рукавицы, каска. Звенья ГЗДС были в противогазах КИП-5. К 2.30 РТП майор Леонид Телятников. К 4 часам утра пожар был локализован на крыше машинного зала, а к 6 часам утра был затушен. Всего принимало участие в тушении пожара 69 человек личного состава и 14 единиц техники. Наличие высокого уровня радиации было достоверно установлено только к 3:30, так как из двух имевшихся приборов на 1000 рентген в час один вышел из строя, а другой оказался недоступен из-за возникших завалов. Поэтому в первые часы аварии были неизвестны реальные уровни радиации в помещениях блока и вокруг него. Неясным было и состояние реактора.

Пожарные не дали огню перекинуться на третий блок (у 3-го и 4-го энергоблоков единые переходы). Вместо огнестойкого покрытия, как было положено по инструкции, крыша машинного зала была залита обычным горючим битумом. Примерно к 2 часам ночи появились первые поражённые из числа пожарных. У них стала проявляться слабость, рвота, «ядерный загар». Помощь им оказывали на месте, в медпункте станции, после чего переправляли в городскую больницу Припяти. 27 апреля первую группу пострадавших из 28 человек отправили самолетом в Москву, в 6-ю радиологическую больницу. Практически не пострадали водители пожарных автомобилей.

В первые часы после аварии, многие, по-видимому, не осознавали, насколько сильно повреждён реактор, поэтому было принято ошибочное решение обеспечить подачу воды в активную зону реактора для её охлаждения. Для этого требовалось вести работы в зонах с высокой радиацией. Эти усилия оказались бесполезны, так как и трубопроводы, и сама активная зона были разрушены. Другие действия персонала станции, такие как тушение очагов пожаров в помещениях станции, меры, направленные на предотвращение возможного взрыва, напротив, были необходимыми. Возможно, они предотвратили ещё более серьёзные последствия. При выполнении этих работ многие сотрудники станции получили большие дозы радиации, а некоторые даже смертельные.

Информирование и эвакуация населения

(аудио)
Объявление об эвакуации из Припяти
Воспроизвести звук
Помощь по воспроизведению

Первое официальное сообщение было сделано по телевидению 28 апреля[источник?]. В довольно сухом сообщении сообщалось о факте аварии и двух погибших, об истинных масштабах катастрофы стали сообщать позже.

После оценки масштабов радиоактивного загрязнения стало понятно, что потребуется эвакуация города Припять, которая была проведена 27 апреля. В первые дни после аварии было эвакуировано население 10-километровой зоны. В последующие дни было эвакуировано население других населённых пунктов 30-километровой зоны. Запрещалось брать с собой вещи, многие были эвакуированы в домашней одежде. Чтобы не раздувать панику, сообщалось, что эвакуированные вернутся домой через три дня. Домашних животных с собой брать не разрешали.

Безопасные пути движения колонн эвакуированного населения определялись с учётом уже полученных данных радиационной разведки. Несмотря на это, ни 26, ни 27 апреля жителей не предупредили о существующей опасности и не дали никаких рекомендаций о том, как следует себя вести, чтобы уменьшить влияние радиоактивного загрязнения.

В то время, как все иностранные средства массовой информации говорили об угрозе для жизни людей, а на экранах телевизоров демонстрировалась карта воздушных потоков в Центральной и Восточной Европе, в Киеве и других городах Украины и Белоруссии проводились праздничные демонстрации и гуляния, посвящённые Первомаю. Лица, ответственные за утаивание информации, объясняли впоследствии своё решение необходимостью предотвратить панику среди населения[31].

Ликвидация последствий аварии

Знак «За мужество и милосердие» 25 лет началу ликвидации аварии на ЧАЭС"
Памятник участникам ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (Пенза)

Для ликвидации последствий аварии была создана правительственная комиссия, председателем которой был назначен заместитель председателя Совета министров СССР Борис Евдокимович Щербина. От института, разработавшего реактор, в комиссию вошёл химик-неорганик академик В. А. Легасов. В итоге он проработал на месте аварии 4 месяца вместо положенных двух недель. Именно он рассчитал возможность применения и разработал состав смеси (боросодержащие вещества, свинец и доломиты), которой с самого первого дня забрасывали с вертолётов в зону реактора для предотвращения дальнейшего разогрева остатков реактора и уменьшения выбросов радиоактивных аэрозолей в атмосферу. Также именно он, выехав на бронетранспортёре непосредственно к реактору, определил, что показания датчиков нейтронов о продолжающейся атомной реакции недостоверны, так как они реагируют на мощнейшее гамма-излучение. Проведённый анализ соотношения изотопов йода показал, что на самом деле реакция остановилась[32].

Для координации работ были также созданы республиканские комиссии в Белорусской, Украинской ССР и в РСФСР, различные ведомственные комиссии и штабы. В 30-километровую зону вокруг ЧАЭС стали прибывать специалисты, командированные для проведения работ на аварийном блоке и вокруг него, а также воинские части, как регулярные, так и составленные из срочно призванных резервистов. Их всех позднее стали называть «ликвидаторами». Ликвидаторы работали в опасной зоне посменно: те, кто набрал максимально допустимую дозу радиации, уезжали, а на их место приезжали другие. Основная часть работ была выполнена в 1986—1987 годах, в них приняли участие примерно 240 000 человек. Общее количество ликвидаторов (включая последующие годы) составило около 600 000.

Во всех сберкассах страны был открыт «счёт 904» для пожертвований граждан, на который за полгода поступило 520 миллионов рублей. Среди жертвователей была Алла Пугачёва, давшая благотворительный концерт в Олимпийском и сольный концерт в Чернобыле для ликвидаторов.[33]

В первые дни основные усилия были направлены на снижение радиоактивных выбросов из разрушенного реактора и предотвращение ещё более серьёзных последствий. Например, существовали опасения, что из-за остаточного тепловыделения в топливе, остающемся в реакторе, произойдёт расплавление активной зоны ядерного реактора. Расплавленное вещество могло бы проникнуть в затопленное помещение под реактором и вызвать ещё один взрыв с большим выбросом радиоактивности. Вода из этих помещений была откачана. Также были приняты меры для того, чтобы предотвратить проникновение расплава в грунт под реактором.

Затем начались работы по очистке территории и захоронению разрушенного реактора. Вокруг 4-го блока был построен бетонный «саркофаг» (т. н. объект «Укрытие»). Так как было принято решение о запуске 1-го, 2-го и 3-го блоков станции, радиоактивные обломки, разбросанные по территории АЭС и на крыше машинного зала были убраны внутрь саркофага или забетонированы. В помещениях первых трёх энергоблоков проводилась дезактивация. Строительство саркофага было завершено в ноябре 1986 года.

Работы над саркофагом не обошлись без человеческих жертв: 2 октября 1986 года возле 4-го энергоблока, зацепившись за подъемный кран, потерпел катастрофу вертолёт Ми-8, экипаж из 4 человек погиб.

По данным Российского государственного медико-дозиметрического регистра за прошедшие годы среди российских ликвидаторов с дозами облучения выше 100 мЗв (это около 60 тыс. человек) несколько десятков смертей могли быть связаны с облучением. Всего за 20 лет в этой группе от всех причин, не связанных с радиацией, умерло примерно 5 тысяч ликвидаторов.

Правовые последствия

Мировой атомной энергетике в результате Чернобыльской аварии был нанесён серьёзный удар. С 1986 до 2002 года в странах Северной Америки и Западной Европы не было построено ни одной новой АЭС, что связано как с давлением общественного мнения, так и с тем, что значительно возросли страховые взносы и уменьшилась рентабельность ядерной энергетики.

В СССР было законсервировано или прекращено строительство и проектирование 10 новых АЭС, заморожено строительство десятков новых энергоблоков на действующих АЭС в разных областях и республиках.

В законодательстве СССР, а затем и России была закреплена ответственность лиц, намеренно скрывающих или не доводящих до населения последствия экологических катастроф, техногенных аварий. Информация, относящаяся к экологической безопасности мест, ныне не может быть классифицирована как секретная.

Согласно статье 10 Федерального закона от 20 февраля 1995 года N 24-ФЗ «Об информации, информатизации и защите информации» сведения о чрезвычайных ситуациях, экологические, метеорологические, демографические, санитарно-эпидемиологические и другие сведения, необходимые для обеспечения безопасного функционирования производственных объектов, безопасности граждан и населения в целом, являются открытыми и не могут относиться к информации с ограниченным доступом[34].

В соответствии со статьёй 7 Закона РФ от 21 июля 1993 года N 5485-1 «О государственной тайне» не подлежат отнесению к государственной тайне и засекречиванию сведения о состоянии экологии[35].

Действующим Уголовным кодексом РФ в статье 237 предусмотрена ответственность лиц за сокрытие информации об обстоятельствах, создающих опасность для жизни или здоровья людей[36]:

    Статья 237. Сокрытие информации об обстоятельствах, создающих опасность для жизни или здоровья людей

    1. Сокрытие или искажение информации о событиях, фактах или явлениях, создающих опасность для жизни или здоровья людей либо для окружающей среды, совершённые лицом, обязанным обеспечивать население и органы, уполномоченные на принятие мер по устранению такой опасности, указанной информацией, -

    наказываются штрафом в размере до трёхсот тысяч рублей или в размере заработной платы или иного дохода осуждённого за период до двух лет либо лишением свободы на срок до двух лет с лишением права занимать определённые должности или заниматься определённой деятельностью на срок до трёх лет или без такового.

    2. Те же деяния, если они совершены лицом, занимающим государственную должность Российской Федерации или государственную должность субъекта Российской Федерации, а равно главой органа местного самоуправления либо если в результате таких деяний причинён вред здоровью человека или наступили иные тяжкие последствия, -

    наказываются штрафом в размере от ста тысяч до пятисот тысяч рублей или в размере заработной платы или иного дохода осуждённого за период от одного года до трёх лет либо лишением свободы на срок до пяти лет с лишением права занимать определённые должности или заниматься определённой деятельностью на срок до трёх лет или без такового.