Авария на Черно́быльской АЭС 26 апреля 1986 года (также известна как катастрофа на Чернобыльской АЭС, чернобыльская авария, чернобыльская катастрофа или просто Чернобыль) — разрушение реактора четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной около города Припять (Украинская ССР, ныне — Украина). Разрушение носило взрывной характер, реактор был полностью разрушен, а в окружающую среду выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу.

В течение первых трёх месяцев после аварии скончался 31 человек, ещё 19 смертей с 1987 по 2004 год предположительно можно отнести к её прямым последствиям. 134 человека из числа ликвидаторов перенесли острую лучевую болезнь той или иной степени тяжести. Высокие дозы облучения людей, в основном из числа аварийных работников и ликвидаторов, послужили или могут послужить причиной четырёх тысяч дополнительных смертей от отдалённых последствий облучения В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное загрязнение. Облако, образовавшееся от горящего реактора, разнесло различные радиоактивные материалы, прежде всего радионуклиды йода и цезия, по большей части Европы. Наибольшие выпадения вблизи реактора отмечались на территориях, относящихся к Белоруссии, Российской Федерации и Украине. Наследие Чернобыля: Медицинские, экологические и социально-экономические последствия]</ref>. Из 30-километровой зоны отчуждения вокруг АЭС было эвакуировано всё население — более 115 тысяч человек^[1]. Для ликвидации последствий были мобилизованы значительные ресурсы, более 600 тысяч человек участвовали в ликвидации последствий аварии.

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР. Всё это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин 20 лет спустя. У специалистов нет единого мнения о точных причинах аварии, версии разных специалистов-атомщиков сходны в общих чертах и различаются в конкретных механизмах возникновения и развития аварийной ситуацииШаблон:Переход.

Причины аварии и расследование

Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин 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 неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (англ.)рус. (англ. INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (среди которых группу консультировали Калугин А. К. и Дёмин В. Ф., а делегацию советских специалистов возглавил Валерий Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года[16] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние[17].

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения, заключаются в следующем[17]:

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 в опасный режим; замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС. Однако в 1990 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» ([18], с. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений. Несмотря на широко распространённое ошибочное мнение о том, что авария произошла из-за испытаний выбега турбогенератора, на самом деле испытания лишь облегчили проведение расследования, так как вместе со штатными системами контроля работала ещё и внешняя, с высоким временным разрешением ([18], с. 68).

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[11], 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 отчёте 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[19].

Основными факторами, внёсшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее[20]:

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 INSAG отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней системы управления и защиты (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 задаётся 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 INSAG признаёт «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 серьёзных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». 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»[19]. INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах причина аварии формулируется так: «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определённая положительная реактивность, по-видимому, 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»[20].

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 испытания.

Недостатки реактора Править Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности[18], на любом из реакторов типа РБМК (на апрель 1986 года в эксплуатации было 15 реакторов на 5 станциях), о чём конструкторам было известно за годы до катастрофы. За месяц до катастрофы в газете «Літературна Україна» была опубликована статья Л. Ковалевской «Не частное дело», описывающая ошибки при строительстве третьей очереди ЧАЭС. Несмотря на известные проблемы, до аварии не предпринимались меры по повышению безопасности РБМК ([18] с. 60). К тому же действовавший на момент аварии регламент допускал режимы работы, при которых могла произойти подобная авария без вмешательства персонала при вполне вероятной ситуации ([18] с. 91).

Два из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это положительная обратная связь между мощностью и реактивностьюПерейти к разделу «#Положительный пустотный коэффициент реактивности», возникавшая при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого концевого эффектаПерейти к разделу «#«Концевой эффект»», проявлявшегося при определённых 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 1986 года) были осуществлены мероприятия по устранению этих недостатков[18].

Положительный паровой коэффициент реактивности Править В процессе работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя, но являющаяся также замедлителем и поглотителем нейтронов, что существенно влияет на реактивность. Внутри топливных каналов реактора она кипит, частично превращаясь в пар, который является худшим замедлителем и поглотителем, чем вода (на единицу объёма). Аналогично и для полного обезвоживания активной зоны — без воды в ней остаётся только замедлитель (графит), из-за чего баланс нейтронов растёт. Реактор был спроектирован таким образом, что паровой коэффициент реактивности был положительным, то есть повышение интенсивности парообразования способствовало высвобождению положительной реактивности (вызывающей возрастание мощности реактора), а пустотный — отрицательным. В широком диапазоне условий, в том числе и в тех, в которых работал энергоблок во время испытаний выбега турбогенератора (конец топливной кампании, малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор мог иметь положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности[21]. 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 у реактора может возникнуть положительная обратная связь ([18], с. 45—47)[22]. Несмотря на то, что расчётные пустотный и быстрый мощностной коэффициенты реактивности были отрицательными, на деле они оказались положительными, что делало неизбежным взрыв реактора при полном обезвоживании активной зоны, например в результате максимальной проектной аварии или запаренности активной зоны (например, из-за кавитации ГЦН) ([18], с. 46).

«Концевой эффект» Править Основная статья: Концевой эффект «Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неправильной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта[18] и, как следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых нескольких секунд погружения стержня в активную зону вносилась положительная реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из части канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данного эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайнем верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в середине которого находится пятиметровый графитовый вытеснитель. Таким образом, в активной зоне реактора остаётся пятиметровый графитовый вытеснитель, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение при движении стержня вниз нижнего столба воды графитом с более низким сечением захвата нейтронов, чем у воды, и вызывало высвобождение 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[23].

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 счёт концевого эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года ([18], 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 ([18], с. 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.

Быстродействие защитных систем Править Управление стержнями аварийной защиты на РБМК-1000 осуществлялось такими же приводами, как и у стержней регулирования для управления реактором в штатных режимах. При этом время срабатывания системы защиты АЗ-5 при сбросе стержней с самого верхнего положения составляло 18-21 секунд[24]. В проекте реактора РБМК-1000 никак не обосновывалась такая скорость движения органов СУЗ, и по мнению INSAG-7 она была недостаточной. В целом логика работы системы управления и защиты (СУЗ) реактора была построена исходя из стремления обеспечить эффективную работу станции в энергосистеме, поэтому при возникновении аварийного сигнала приоритет отдавался быстрому управляемому снижению мощности до «определённых уровней», а не гарантированному заглушению реактора[11][25].

Системы контроля и регистрации Править При мощности реактора менее 10 % от номинальной она контролировалась боковыми ионизационными камерами, расположенными вне активной зоны. Как следствие, ни операторы, ни автоматика не могли контролировать аксиальное и радиальное распределение энерговыделения внутри геометрически большой активной зоны, только суммарный уровень мощности. Фактически, при мощности менее 10 % номинальной, реактор управлялся «вслепую», оператор более полагался на опыт и интуицию, чем на показания приборов ([18], с. 49—50).

Системы регистрации параметров реактора были рассчитаны на медленно протекающие процессы. Например, бумажная лента самописца СФКРЭ протягивалась со скоростью 240 мм/час ([18], с. 67). Она надёжно фиксировала экстремумы, но не годилась для быстропротекающих процессов (от исходного события аварии до полного разрушения прошло около 10 секунд). Система ДРЕГ имела самый низкий приоритет, неопределённый интервал опроса, редко записывала параметры на магнитную ленту и часто перезагружалась, из-за чего возникали пробелы в телеметрии. Также она не фиксировала многие параметры: положения всех стержней, поканальный расход теплоносителя, реактивность и др. Программа ПРИЗМА регистрировалась только на распечатках.

Наличие из-за испытаний выбега турбогенератора внештатной системы контроля с высоким временным разрешением значительно облегчило проведение расследования ([18], с. 68).

Ошибки операторов Править Первоначально утверждалось[16], что в процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок и что именно эти действия и стали главной причиной аварии. Однако затем эта точка зрения была пересмотрена и выяснилось[11], что большинство из указанных действий нарушениями не являлись либо не повлияли на развитие аварии[26]. Так, 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 утверждённой программы испытаний. Точно так же включение в работу всех восьми 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 ([18], с. 90).

Таким образом, перечисленные действия не были нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что они как-то повлияли на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до их выполнения ([18], с. 78). Также признано, что «операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы» ([18], с. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабан-сепараторе (с −1100 на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 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 авария не могла бы произойти без этого нарушения[19].

Вне зависимости 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 ([27], с. 121) независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора[20].

Роль оперативного запаса реактивности Править

Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на 1:22:30 ([27], с. 130) Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая величина ОЗР 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 РБМК была опасна по нескольким причинам ([18], с. 49, 94—96):

усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне; увеличивался положительный паровой коэффициент реактивностиПерейти к разделу «#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 этих причин; 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 ([18], с. 54).

Между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности нет жёсткой 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[28].

В регламенте отсутствовали ограничения на максимальное количество полностью извлечённых стержней. ОЗР не упоминался в числе параметров, важных для безопасности, технологический регламент не заострял внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность действия аварийной защиты. 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 расчёта на станционной ЭВМ, два раза в час, либо давал задание на расчёт текущего значения, с доставкой через несколько минут. Таким образом, ОЗР не может рассматриваться как оперативно управляемый параметр, тем более что погрешность его оценки зависит от формы нейтронного поля ([18], с. 85—86).

Версии причин аварии Править Единой версии причин аварии, с которой было бы 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 её причинах и следствиях приходится специалистам, чьи организации прямо или косвенно несут часть ответственности за неё. В этой ситуации радикальное расхождение во мнениях вполне естественно. 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. Её основу составило неконтролируемое возрастание мощности реактора. Разрушающая фаза аварии началась с того, что от перегрева ядерного топлива разрушились тепловыделяющие элементы (твэлы) в определённой области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов, в которых находятся эти твэлы, и пар под давлением около 7 МПа получил выход в реакторное пространство, в котором нормально поддерживается атмосферное давление (0,1 МПа). Давление в реакторном пространстве резко возросло, что вызвало дальнейшие разрушения уже реактора в целом, в частности отрыв верхней защитной плиты (так называемой «схемы Е») со всеми закреплёнными 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 и наблюдаемым масштабным разрушениям.

Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы запустили этот сценарий и что явилось исходным событием аварии:

произошёл ли первоначальный перегрев и разрушение твэлов из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности или наоборот, появление положительной реактивности — это следствие разрушения твэлов, которое произошло по какой-либо другой причине[29]? 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[30]? И что тогда следует считать исходным событием: начало испытаний выбега ([18], с. 73) или незаглушение реактора при провале по мощности за 50 минут до взрыва[31]? 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 более или менее серьёзно рассмотрены только те, в которых аварийный процесс начинается с быстрого неконтролируемого роста мощности с последующим разрушением твэлов[19]. Наиболее вероятной считается версия[32], согласно которой «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» ([18], с. 97). Из-за неудачной конструкции стержней системы управления и защиты (СУЗ) (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[18][33]. Это также косвенно подтверждается тем, что в случае «разгона» реактора на мгновенных нейтронах из-за «запоздалого» нажатия СИУРом кнопки АЗ-5, сигнал на его аварийную остановку был бы сформирован автоматически: по превышению периода удвоения мощности, превышению максимального уровня мощности и т. п. Такие события обязательно должны были предшествовать взрыву реактора и реакция автоматики защиты была бы обязательной и непременно опередила бы реакцию оператора. Однако общепризнано, что первый сигнал аварийной защиты был дан кнопкой на пульте оператора АЗ-5, которая используется для глушения реактора в любых аварийных и нормальных условиях. В частности, именно этой кнопкой был остановлен 3-й энергоблок ЧАЭС в 2000 году.

Записи системы контроля и показания свидетелей подтверждают эту версию. Однако не все с этим согласны, есть расчёты, выполненные в НИКИЭТ (одна из организаций-создателей РБМК), которые такую возможность отрицают[9].

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 главного циркуляционного насоса (ГЦН), вызвавшая отключение ГЦН и интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности; кавитация на запорно-регулирующих клапанах (ЗРК) каналов реактора, 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 собственному признанию авторов этих расчётов, «детальные исследования кавитационных явлений не выполнялись»[34]. Версия отключения ГЦН как исходного события аварии не подтверждается зарегистрированными данными системы контроля ([18], с. 64—66). Кроме того, все три версии подвергаются критике с точки зрения того, что речь идёт по существу не об исходном событии аварии, а о факторах, способствующих её возникновению. Нет количественного подтверждения версий расчётами, моделирующими произошедшую аварию ([18], с. 84).

Существуют также различные версии, касающиеся заключительной фазы аварии — собственно взрыва реактора.

Химический взрыв Править Высказывались предположения, что взрыв, разрушивший реактор, имел химическую природу, то есть это был взрыв водорода, который образовался в реакторе при высокой температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов.

Паровой взрыв Править Существует версия, что взрыв был исключительно паровым. 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»[17].

Версия ядерного взрыва Править По версии, предложенной ядерным физиком, ликвидатором последствий аварии Константином Чечеровым, взрыв, имевший ядерную природу, произошёл не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора была выброшена паром, вырывающимся из разорванных каналов[35]. 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[36]. 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[37].

Альтернативные версии Править Причины чернобыльской аварии невозможно понять, не постигая тонкостей 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, признанных экспертным сообществом, появилось много других. В первую очередь это версии, предложенные специалистами из других областей науки и техники. Во всех этих гипотезах авария предстаёт результатом действия совершенно других физических процессов, чем те, которые лежат в основе работы АЭС, но хорошо знакомых авторам по их профессиональной деятельности.

Локальное землетрясение Править Широкую известность получила версия, выдвинутая сотрудником Института физики Земли РАН Евгением Барковским. Эта версия объясняет аварию локальным землетрясением[38]. Основанием для такого предположения 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[39][40]), а сильная вибрация, предшествовавшая катастрофе, могла быть вызвана не процессами внутри реактора, а землетрясением. Кроме того, как установили геофизики, сам 4-й энергоблок стоит на узле тектонического разлома земных плит. Причиной того, что соседний третий блок не пострадал, считается тот факт, что испытания проводились только на 4-м энергоблоке. Сотрудники АЭС, находившиеся на других блоках, никаких вибраций не почувствовали.

Умышленное преступление Править Существуют и конспирологические версии аварии, которые намекают на умышленный факт действий, приведших к аварии. Наиболее популярная версия — признание взрыва на Чернобыльской АЭС диверсией или даже террористическим актом, факт которого сокрыли власти[41]. Среди способов диверсии называются взрывчатка, подложенная под реактор, следы которой якобы были обнаружены на поверхности расплавов топливных масс; вставленные в активную зону специальные твэлы из высокообогащённого (оружейного) урана[42]; диверсия с применением пучкового оружия, установленного на искусственном спутнике Земли, либо так называемого дистанционного геотектонического оружия[43].

Подлог данных Сотрудник Института проблем безопасности АЭС Академии наук Украины Борис Горбачёв предложил версию, которая представляет собою вольное публицистическое изложение общепринятого сценария аварии с обвинениями экспертов, расследовавших аварию, и персонала АЭС в совершении подлога в отношении первичных исходных данных. По версии Горбачёва, взрыв произошёл из-за того, что операторы при подъёме мощности после её провала (в 00:28) извлекли слишком много управляющих стержней, делая это произвольно и бесконтрольно вплоть до момента взрыва и не обращая внимания на растущую мощнось. На основании сделанных допущений автор выстроил новую хронологию событий, однако эта хронология противоречит надёжно зарегистрированным данным и физике процессов, протекающих в ядерном реакторе.