Расследование причин аварии на Чернобыльской АЭС

 → Авария на Чернобыльской АЭС

Расследование причин аварии на Чернобыльской АЭС — совокупность мероприятий по выяснению причин аварии на Чернобыльской АЭС и сделанных на их основе выводов о том, что привело к аварии.

Резюме

Расследованием занимались две советские комиссии под руководством Штейнберга и Абагяна. На международном уровне расследованием занималась созванная при МАГАТЭ International Nuclear Safety Group (сокращённо INSAG).

Существует несколько точек зрения на аварию: две научные и несколько ненаучных (диверсия, шаровая молния). Сторонники научных версий разделились на два лагеря: одна группа (возглавляемая учёными-проектировщиками) указывала на нарушения персонала регламента, другая (эксплутанционщики и одна из комиссий по расследованию аварии) указывала на недостатки реактора. Обе стороны были заинтересованы в результатах расследования. Первоначально официальной версией была первая, озвученная советской комиссией в Вене в августе 1986 года на заседании комиссии МАГАТЭ. Однако, после появления дополнительных данных в 90ые годы INSAG в новом отчёте в 1993 году сняла ряд обвинений против персонала станции и указала на недостатки реактора. В частности, были сняты следующие обвинения:

• отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР). INSAG уставновил, что отключение были допустимо и предусмотрено программой. Кроме того, оно не оказало воздействие ни на последствия, ни на масштаб аварии и не могло её предотвратить.
• работа реактора на уровне ниже 700 МВт (тепловых). Как оказалось, такого запрета не существовало и он был введён после аварии.
• провал мощности в 00:28. Это событие не было вызвано действиями оператора, причину установить не удалось. Дятлов, в своих воспоминаниях посчитал это неисправностью АР, возможно вызванную большим разбалансом мощности.
• вывод автоматической защиты по останову двух турбогенераторов. Это было произведено согласно технической документации и не повлияло на аварийный процесс.

Тем не менее, имел место ряд нарушений персонала. Во-первых, был не соблюден минимальный оперативный запас реактивности (ОЗР), что являлось первым и основным событием, приведшим к аварии. Регламент предусматривал остановку реактора в случае, если ОЗР<15 единиц. Перед началом эксперимента ОЗР составлял 13,2 стержня, причём 25 апреля это требование было тоже нарушено. Однако, нигде такое ограничение не считалось нормативом безопасности. Дятлов, руководивший испытанием, заъявляет, что требуемый уровень соблюдался, так как программа, рассчитывающая ОЗР не приняла в расчёт положение стержней АР, за счёт которых, ОЗР был выше 15 стержней.

Снижение ОЗР до опасного минимума привело к аварии, так как именно в таких условиях проявилась ошибка конструирования стержней, которые вместо остановки реактора разгоняли его. Этот эффект был обнаружен в 1983 году на Игналинской АЭС, однако практических последствий этот случай не имел.

Вторым нарушением персонала считается блокировка сигналов аварийной защиты по уровню и давлению в барабанах-сепараторах. Это являлось нарушением регламента, однако не повлияло на аварию.

После распада СССР вопросы анализа причин аварии на государственном уровне не поднимались.

Расследование комиссией СССР

Государственная комиссия возложила всю ответственность на сотрудников ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (англ. INSAG, полное название — International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов, которыми руководил первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова В. А. Легасов, в своём отчёте 1986 года поддержал эту точку зрения. Специалисты в области утверждали, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламента персоналом станции, а катастрофические последствия ситуация приобрела по той причине, что реактор был приведён в аварийное состояние, что вообще не рассматривалось в рамках проведения программы.

Согласно точке зрения специалистов, были замечены такие нарушения:

• 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.

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

Мнение INSAG

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт, 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 (, c. 17−19).

Основными факторами, которые также привели к аварии, INSAG-7 признало следующие обстоятельства (, c. 29−31):

• Реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;
• Низкое качество регламента эксплуатации по 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 (, 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 поднимается немаловажный 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 (, c. 17−19) 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».

INSAG предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах (, c. 29−31) 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».

Кроме того, стоит рассмотреть технические аспекты АЭС, приведшие к аварии.

Недостатки реактора

Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности. 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 определённых условиях эксплуатации. Эти факторы не были в достаточной мере отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного персонала и созданию условий для аварии.

Положительный паровой коэффициент реактивности

В процессе работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар. Реактор был спроектирован таким образом, что паровой коэффициент реактивности был положительным, то есть повышение интенсивности парообразования способствовало высвобождению положительной реактивности, которая вызывает возрастание мощности реактора). В тех условиях, в которых работал энергоблок во время эксперимента, а конкретно: малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне, воздействие положительного парового коэффициента ни коим образом не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности (, c. 4). Следовательно, существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и крайне опасным. Грубейшим нарушением является то, что операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь (, с. 45−47).

«Концевой эффект»

Неудачная конструкция стержней СУЗ на схеме

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта и, как следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых 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 остается 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 низкой способностью поглощать нейтроны, 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, когда вносится достаточно большой положительной реактивности, необходимо довольно редкое сочетание исходных условий.

Независимые исследования данных относительно событий в реакторе, 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 (, с. 81).

Существование концевого эффекта было обнаружено ещё в 1983 году во время работы 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС (, c. 54). Главный конструктор сообщил об этом руководству всех АЭС, а также некоторым заинтересованным организациям. Опасность обнаруженного эффекта была отмечена организацией научного руководителя. Были предложены меры по устранению эффекта, которые помимо всего прочего включали проведение дополнительных исследований.

Но внимание на это обращено не было, а персонал станций не был проконсультирован касательно эффекта, что является одной из причин аварии вследствие халатности руководства станции.

Ошибки операторов

Плотность энерговыделения по высоте стержней. При движении стержней вниз энерговыделение в нижней части АЗ резко повышается.

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок. Первоначально утверждалось, что именно эти действия и стали главной причиной аварии. Однако такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось, что большинство из указанных действий нарушениями не являлись, либо не повлияли на развитие аварии (, c. 22−23). 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 не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через главные циркуляционные насосы выше предельного значения, но кавитации, которую рассматривали как одну из причин аварии, это не вызвало.

Отключение системы аварийного охлаждения реактора 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 никак не повлияло на развитие аварии: к тому моменту, когда система охлаждения могла бы сработать, активная зона уже была разрушена. Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, наоборот, она предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой (, c. 90). Таким образом, это не было нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что это действие как-то влияло на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до него (, c. 78).

Также признано, что «операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии и 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» (, c. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане 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. В то же время не доказано, что авария не могла бы произойти без этого нарушения(, c. 17−19).

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 оперативном запасе реактивности была ошибкой (, с. 121) независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора (, с. 29−31).

Роль оперативного запаса реактивности

Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) в 1:22:30 (, с. 130)

Оперативному запасу реактивности 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 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 оперативного запаса реактивности 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 оперативного запаса реактивности 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 (, с. 49, 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.

Сотрудники станции, по-видимому, знали 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. Персонал не был уведомлён о опасности, связанной с работой при низком запасе реактивности (, с. 54).

Между проявлением концевого эффекта и оперативным запасом реактивности отсутствует чёткая связь. 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 (, с. 18).

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 — 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. То есть оперативный запас реактивности не может рассматриваться как оперативно управляемый параметр, тем более что погрешность его оценки зависит от формы нейтронного поля (, с. 85−86).

Версии касательно причин

Единой версии по поводу причины аварии, которую бы поддержали все специалисты в области реакторной физики и техники, не существует. Обстоятельства расследования аварии были таковы, что судить о её причинах и последствиях приходилось специалистам, чьи организации прямо или косвенно несут часть ответственности за неё. В данном случае кардинальное расхождение в версиях вполне естественно. Также логично, что в этих условиях помимо признанных «авторитетных» версий появилось множество альтернативных, основанных на догадках, но слабо подтверждённых фактами.

Общими для всех официальных версий являются события самой аварии. Её основу составило неконтролируемое возрастание мощности реактора, перешедшее в тепловой взрыв ядерной природы. Разрушающая фаза аварии началась с того, что от перегрева ядерного топлива разрушились тепловыделяющие элементы в определенной области в нижней части активной зоны реактора. Это привело к разрушению оболочек нескольких каналов, в которых находятся эти элементы, и пар под давлением около 7 МПа получил выход в реакторное пространство, в котором поддерживается нормальное 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 (схема Е) со всеми закрепленными в ней каналами. Герметичность корпуса реактора и вместе с ним контура циркуляции теплоносителя была нарушена, и произошло обезвоживание активной зоны реактора. При наличии положительного парового, или пустотного, эффекта реактивности 4−5 β это привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах, что является аналогом ядерного взрыва. При этом и наблюдались серьёзные разрушения и другие последствия.

Версии принципиально расходятся по вопросу о том, какие именно физические процессы повлекли эти события и что стало исходным событием аварии:

• Произошел ли первоначальный перегрев и разрушение тепловыделяющих элементов из-за резкого возрастания мощности реактора вследствие появления в нём большой положительной реактивности или наоборот, появление положительной реактивности — это следствие разрушения этих элементов, которое произошло по какой-либо другой причине (, 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 (, с. 578)? И что тогда следует считать исходным событием: начало испытаний выбега (, с. 73) или неудачную попытку заглушения реактора при снижении мощности за 50 минут до взрыва (, с. 547)?

Помимо этих принципиальных различий версии расходятся в некоторых деталях аварии, а также в событиях её заключительной фазы, взрыва реактора.

Из признаваемых специалистами версий аварии (, с. 17−19) более менее серьёзно рассмотрены только те, в которых аварийный процесс начинается с быстрого неконтролируемого роста мощности, с последующим разрушением тепловыделяющих элементов. Наиболее вероятной считается версия (, с. 17), 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» (, 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..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 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 г.

Записи системы контроля и показания свидетелей подтверждают эту версию. Однако некоторые расчёты, выполненные в НИКИЭТ, отрицают эту версию.

Главным конструктором высказываются другие версии начального неконтролируемого роста мощности, в которых причиной этого является не работа СУЗ реактора, а условия во внешнем контуре циркуляции теплоносителя, созданные действиями эксплуатационного персонала. Исходными событиями аварии в этом случае могли бы быть:

• Кавитация главного циркуляционного насоса, вызвавшая его отключение и интенсификацию процесса парообразования с введением положительной реактивности;
• Кавитация на ЗРК, вызвавшая поступление дополнительного пара в активную зону с введением положительной реактивности;
• Отключение главного циркуляционного насоса системой защиты, 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» (, с. 561). Версия отключения главного циркуляционного насоса, как исходного события аварии, не подтверждается зарегистрированными данными системы контроля (, с. 64−66). Кроме того, в адрес всех трёх версий высказывается критика, согласно которой речь идёт не об исходном событии аварии, а о факторах, способствующих её возникновению. Нет количественного подтверждения версий расчётами, моделирующими произошедшую аварию (, с. 84).

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

• 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
• Согласно другой версии, 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».

По версии, предложенной К. П. 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. 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 (, 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.

Альтернативные версии

Причины аварии на Чернобыльской АЭС невозможно понять без погружения 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, признанных экспертным сообществом, появилось много других, не требующих глубокого проникновения в предмет. 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.

Широкую известность получила версия, выдвинутая сотрудником Института физики Земли РАН Е. В. Барковским. Эта версия объясняет аварию локальным землетрясением. 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), а сильная вибрация, предшествовавшая катастрофе, могла быть вызвана не процессами внутри реактора, а землетрясением. 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.

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. 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.

Существуют и конспирологические версии, по одной из которых взрыв является результатом диверсии, информация о которой была скрыта властями. Способы диверсии предполагаются различные: взрывчатка, подложенная под реактор, следы которой якобы обнаружены на поверхности расплавленных топливных масс; вставленные в активную зону специальные тепловыделяющие элементы из высокообогащённого (оружейного) урана; диверсия с применением пучкового оружия, установленного на искусственном спутнике Земли, либо так называемого дистанционного геотектонического оружия.

Сотрудником Института проблем безопасности АЭС Академии наук Украины Б. И. Горбачёвым была представлена версия, представляющая 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 Б. И. Горбачёва, взрыв произошёл из-за того, что операторы при подъёме мощности после её провала (в 0:28) извлекли слишком много управляющих стержней, делая это произвольно и бесконтрольно вплоть до момента взрыва, не обращая внимания на растущую мощность. На основании сделанных допущений автор выстроил новую хронологию событий. Однако эта хронология противоречит надёжно зарегистрированным данным и физике процессов, протекающих в ядерном реакторе.

См. также

• Хронология аварии на Чернобыльской АЭС

Литература

• Доклад Комиссии МАГАТЭ INSAG-1 и INSAG-7
• Доклад коммиссии Государственного Комитета СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике (комиссия под председательством Штенйнберга)
• Доклад рабочей группы экспертов СССР (комиссия под председательством Агабяна)