Гражданский Центр ядерного нераспространенияГражданский сайт ядерного нераспространения
На главную   English
Поиск:
Эксклюзив | Архив | Публикации | О нас | Ссылки | Форум | Гостевая

10 апреля 2006

О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.

Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР. Часть 3


Содержание

Часть 1.

Часть 2.


4.7. О действиях персонала ЧАЭС.

Официально опубликованные документы о причинах Чернобыльской аварии основную тяжесть вины за неё возлагают на действия персонала ЧАЭС. Поэтому Комиссия не может не выразить свою оценку его действий, имея в виду два аспекта. Во-первых, установить по возможности полно перечень всех допущенных нарушений технологического регламента эксплуатации [42] и другой обязательной для исполнения эксплуатационной документации. Во-вторых, ретроспективно, основываясь на имеющихся данных, попытаться оценить степень влияния тех или иных нарушений на причину и масштаб случившейся аварии.

Комиссия считает необходимым подчеркнуть, что приведенные оценки ни в коем случае нельзя рассматривать как допустимость нарушения нормативной документации персоналом или разработчиками.

4.7.1. В процессе разгрузки блока № 4 25.04.86 г. (примерно, в 03 ч.) при мощности реактора около 2000 МВт ОЗР снизился ниже 26 стержней РР. Технологический регламент (ТР) по эксплуатации блоков №№ 3, 4 ЧАЭС ([42], глава 9) допускал работу блока с ОЗР менее 26 стержней РР с разрешения главного инженера АЭС (ГИС).

При дальнейшей разгрузке ( примерно, с 07 ч. 25.04.86 г.) на мощности реактора 1500 МВт ОЗР снизился до 15 стержней РР. В таких случаях в соответствии с требованиями главы 9 ТР реактор должен быть заглушен. Персонал не выполнил это требование ТР. Комиссия полагает, что персонал осознанно шел на такое нарушение. В это время была выявлена недостоверность работы расчетной программы "ПРИЗМА" из-за неучета положения стержней регуляторов 1АР, 2АР, 3АР (всего 12 стержней). Запись об этом сделана в оперативном журнале СИУР. ТР и другие эксплуатационные документы не предписывали, как должен был поступить персонал в данной (с недостоверным расчетом) и в аналогичных ей (например, при полном отказе программы "ПРИЗМА" по функции определения ОЗР) ситуациях. Тем не менее, оставив в работе реактор 25.04.86 г. на уровне мощности 1500 МВт с ОЗР менее 15 стержней РР в период, примерно, с 07 до 13 ч. 30 мин. персонал ЧАЭС, - в том числе и руководящий, - нарушил требования главы 9 ТР, хотя это нарушение и не явилось причиной аварии и не повлияло на её результат.

ПРИМЕЧАНИЕ: Глава 12 ТР, посвященная плановому останову и расхолаживанию реактора, не содержала требований по контролю и поддержанию ОЗР. В ней указывалось, в частности, что снижение мощности должно производится "с помощью задатчиков регуляторов АР до 160 МВт (тепловых), т.е. до 5 % N ном. , а затем АРМ или кнопкой АЗ-5". В этой связи необходимо указать на следующие обстоятельства:
Первое. Пункт 8.9.1.а.. ТР относит реактивность к важным технологическим параметрам, которые должны контролироваться на всех уровнях мощности. Но ОЗР в перечне важных параметров отсутствует.
Второе. Прибор, измеряющий оперативный запас реактивности в эффективных стержнях РР, проектом реактора РБМК не предусмотрен. Оператор должен либо по приборам определить глубину погружения тех стержней, которые находятся в промежуточном положении, ввести поправку на нелинейность градуировачной характеристики и просуммировать результаты, либо заказать расчет станционной ЭВМ и получить результат спустя несколько минут.
В обоих случаях представляется неправомерным требовать от персонала поддерживать обсуждаемый показатель как оперативно управляемый параметр, тем более, что он может быть оценен с погрешностями, зависящими от формы распределения поля энерговыделения.
Третье. Технологический регламент не заостряет внимание персонала на том, что ОЗР есть важнейший параметр, от соблюдения которого зависит эффективность действия аварийной защиты (АЗ). В действительности, как показали послеаварийные расчетные исследования, полное извлечение из активной зоны реактора стержней РР, не запрещаемое в других реакторах, например, в ВВЭР, для РБМК было недопустимо из-за конструкции стержней РР, поскольку извлечение из активной зоны более некоторого количества стержней СУЗ сосредотачивало в нижней её части слишком много "положительных запалов" реактивности в виде удаляемых столбов воды.

4.7.2. В 14 ч. 25.04.86 г. персонал, согласно п. 2.15. рабочей программы [43], закрыл ручные задвижки САОР, тем самым отключив её от КМПЦ, как сказано в программе, "во избежание заброса воды в КМПЦ по всем трем подсистемам САОР".

В пункте 2.10.5. ТР существовала запись о том, чтобы при разогреве КМПЦ после планово-предупредительного ремонта (ППР) до начала повышения температуры в нем выше 100 ºС "САОР должна быть приведена в состояние готовности". В то же время раздел 2 "Регламента переключения ключей и накладок..." [45] давал право ГИС выводить автоматику запуска САОР, что равносильно выводу быстродействующей части системы, а следовательно, и всей САОР в целом. Комиссия отмечает, что, с одной стороны, вывод САОР из работы является нарушением п. 2.10.5. ТР, а с другой стороны, отключение САОР не повлияло на возникновение и развитие аварии, поскольку хронология основных событий, предшествовавших аварии, и хронология развития самой аварии показали, что не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САОР. Таким образом, "возможность снижения масштабов аварии" [46] из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26.04.86 г.

4.7.3. В 00 ч. 28 мин. 26.04.86 г. (из записей в оперативных журналах) персонал не справился с управлением реактором, из-за чего произошло непредусмотренное снижение тепловой мощности реактора до уровня порядка 30 МВт. Из имеющейся неполной информации об этой ситуации сделать однозначный анализ обстоятельств причин провала мощности реактора затруднительно. В оперативном журнале СИУР в 00 ч. 28 мин. сделана следующая запись: "Включение АЗСР. Кнопкой "быстрое снижение мощности" снижена уставка АР. Включен 1АР. Недопустимый разбаланс по 2АР устранен. 2АР приведен в готовность." Анализируя эту запись, а также регистрацию ДРЕГ и алгоритм работы СУЗ, Комиссия делает следующие предположения относительно произошедшего в этот период события:

  • по невыясненной причине (возможно, из-за возмущения со стороны КМПЦ - изменения расхода питательной воды или давления пара в БС) отключился ЛАР, в автоматический режим включился регулятор 1АР и, отрабатывая отрицательный разбаланс, "вышел" на ВК;
  • регулятор 2АР по выходу 1АР на ВК не включился в автоматический режим из-за недопустимого разбаланса в его измерительной части;
  • по выходу из автоматического режима всех регуляторов включилась в режим готовности АЗСР с засветкой табло "АЗСР ВКЛ." на панели СИУР;
  • в связи с тем, что продолжалось "отравление" реактора, его мощность начала падать, в измерительной части 1АР и 2АР увеличились недопустимые разбалансы, в результате сформировались сигналы "неисправность измерительной части 1АР", "неисправность измерительной части 2АР" с засветкой соответствующих табло на панели СИУР и фиксацией их в ДРЕГ;
  • вероятно, кнопкой "быстрое снижение мощности" СИУР со скоростью 2 % в секунду снизил уставки задатчиков мощности регуляторов, компенсировал разбаланс в измерительной части регулятора 1АР и включил его в автоматический режим работы;

затем, воздействуя на задатчик мощности регулятора 1АР, СИУР начал восстанавливать мощность реактора для создания условий проведения испытаний.

ПРИМЕЧАНИЕ: Событие, происшедшее в 00 ч. 28 мин. 26.04.86 г. на блоке │ 4 ЧАЭС требует дополнительного комментария.
По самописцу СФКРЭ не зафиксировано снижение тепловой мощности реактора ниже 30 МВт. В то же время самописец нейтронной мощности около 5 мин. фиксировал нулевую мощность реактора, после чего кривая нейтронной мощности вышла на уровень, соответствующий 30-40 МВт по самописцу СФКРЭ. Низкое значение мощности и соответствующая малая точность её определения средствами штатного контроля означают, что мощность реактора практически опустилась к минимально контролируемому уровню (МКУ). Снижение мощности реактора до любого уровня не ниже МКУ согласно пункту 6.1. ТР считалось частичной разгрузкой блока, после которой, согласно тому же пункту ТР, разрешалось её восстановление вплоть до номинальной.
Здесь необходимо обратить внимание на противоречивость указаний эксплуатационной документации, поскольку под кратковременным остановом реактора пункт 6.1. ТР понимал "снижение мощности реактора до нулевого уровня без расхолаживания КМПЦ". Однако, не дается пояснений, какая мощность имеется в виду. Если нейтронная, то персонал нарушил ТР, если тепловая - то нарушения ТР не имело места (на основании показаний сохранившихся лент самописцев).
Комиссия констатирует, что действовавшие правила и эксплуатационная документация не содержали четких определений, что есть "минимально контролируемый уровень мощности" и что есть "заглушенный реактор" применительно к маневру мощности, который произошел. Авторы доклада считают, что "провал" мощности реактора в 00 ч. 28 мин. и последующий подъём его мощности во многом определили трагический исход процесса. Изменение режима работы реактора, имевшее место между 00 ч. 28 мин. и приблизительно 00 ч. 33 мин., возбудило в реакторе новый ксеноновый процесс перестройки полей энерговыделения, контролировать который персонал не имел возможности (см. раздел 3.4. данного доклада). Расчетных исследований динамики полей энерговыделения с указанного момента и до момента аварии не выполнено. Сделать окончательное заключение о правомерности или ошибочности действий персонала в рассматриваемой ситуации не представляется возможным из-за отмеченной выше противоречивости требований регламента, недостаточности и противоречивости аппаратурно зафиксированных данных. Расчетного анализа данной ситуации также до сих пор не проведено.

4.7.4. Провал мощности реактора сопровождался снижением уровня воды и давления пара в БС, причем уровень воды в БС снижался ниже аварийной уставки "- 600" без формирования сигнала аварийной защиты АЗ-5 на исполнительные органы СУЗ. Комиссия отмечает, что персонал 4-ого блока ЧАЭС при снижении мощности реактора не перевел защиту АЗ-1 по нижнему уровню воды в БС с уставкой "- 1100" в режим АЗ-5 с уставкой "- 600". Записи по этому поводу в оперативных журналах отсутствуют. Такое действие персонала является нарушением пункта 9 "Регламента переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок" [45]. Однако, Комиссия отмечает, что существовала и была введена другая защита от снижения уровня в БС ниже "- 1100", уставка которой не изменяется в зависимости от мощности, поэтому сделанное в [29] заявление о том, что "защита реактора по тепловым параметрам была полностью отключена", не соответствует действительности.

ПРИМЕЧАНИЕ: На примере защиты реактора от снижения уровня в БС хорошо видна логика переложения функций аварийной защиты на персонал из-за отсутствия соответствующих технических средств. Авторы проекта в решении [77] заявляют, что "автоматический перевод уставок АЗ-1, 5 при отклонениях уровня воды в БС недопустим, т.к. при работе любой защиты АЗ-1 - АЗ-3 происходит снижение уровня до уставки "- 600" по прибору "+ 400 ... - 1200 мм", что в свою очередь приведет к срабатыванию АЗ-5 и полному заглушению реактора", и находят чрезвычайно простой выход из положения: "вместо автоматического перевода уставок и автоматического ввода (вывода) АЗ-5 от снижения G п.в. предусмотреть перевод их оператором с помощью общего ключа при появлении предупредительной сигнализации...". Нашей задачей не является демонстрация возможности решения указанной задачи с помощью технических средств (хотя такая возможность существует), но продемонстрировать, что в случаях, когда возникала дилемма, - соблюсти требования безопасности и остановить блок или отдать приоритет экономическим факторам и оставить блок в работе, - решение принималось в пользу последнего, а функции аварийной защиты перекладывались на оператора с глубоким убеждением в его безусловной надежности как элемента системы безопасности.

Персонал блока в 00 ч. 36 мин. 24 с. изменил уставку защиты от понижения давления пара в БС на отключение турбины с 55 кгс/см2 на 50 кгс/см2 . Эти действия персонала соответствуют требованиям эксплуатационной документации, поскольку согласно пункту 12 "Регламента переключения ключей и накладок" [45] право выбора этой уставки предоставлялось персоналу. Обвинения в блокировке защиты по давлению пара в БС, предъявляемые персоналу в официальных материалах, Комиссия не подтверждает.

ПРИМЕЧАНИЕ: Необходимо подчеркнуть, что защита от снижения Давления в БС действует на останов турбины и не является "защитой реактора по тепловым параметрам", как это написано в [29]. Объективности ради авторам [29] надо было бы отметить, что реактор, - в полном соответствии проектом, - при мощности турбины менее 100 МВт (эл.) вообще оставался без защиты снижения давления, что при фактически существовавшем αφ могло привести реактор к разгону при регламентном ОЗР ( например, при открытии и непосадке главных предохранительных клапанов, БРУ-Б, разрыве паропроводов и т.д. ).

4.7.5. В 00 ч. 41 мин. (согласно записям в оперативных журналах НСС, НСБ, НСЭЦ, СИУТ) ТГ-8 был отключен от сети для снятия вибрационных характеристик агрегата на холостом ходу. Эта операция не предусматривалась рабочей программой испытаний режима выбега ТГ-8. Замер вибрации ТГ-7 и ТГ-8 с различной нагрузкой на них предусматривался другой программой, которую персонал частично уже выполнил 25.04.86 г. при поочередном перераспределении нагрузок турбогенераторов и постоянной тепловой мощности реактора 1500 - 1600 МВт. Отключение ТГ-8 от сети с отключенным другим турбогенератором блока ( ТГ-7 был отключен в 13 ч. 05 мин. 25.04.86 г. ) без заглушения реактора требовало вывода защиты реактора "АЗ-5 по останову двух ТГ", что и было сделано персоналом в соответствии с пунктом 1 "Регламента переключений ключей и накладок..." [45], который предусматривает вывод этой защиты при нагрузке турбогенератора менее 100 МВт (эл.). Обвинения, предъявленные персоналу в части вывода защиты на останов реактора при закрытии СРК обеих турбин, Комиссия не поддерживает.

4.7.6. К 01 ч. 00 мин. 26.04.86 г. подъем мощности реактора был прекращен и мощность была застабилизирована на уровне ≈ 200 МВт (тепловых). Решение провести испытания выбега ТГ-8 на уровне мощности реактора ≈ 200 МВт является отступлением от рабочей программы. Однако, проектными, нормативными и эксплуатационными документами не запрещалась эксплуатация блока на указанном уровне мощности. Предела безопасной эксплуатации в виде минимально разрешенного уровня тепловой мощности реактора до аварии на ЧАЭС не существовало. Ни в одном из известных Комиссии документов, так или иначе связанных с обоснованием режимов эксплуатации реактора РБМК-1000, разработчиками реактора не ставился вопрос о необходимости введения ограничения на работу реактора при мощности ниже какого-то уровня. Более того, глава 11 ТР ( п. 11.4. ) требовала от персонала снижения мощности реактора до уровня, определяемого нагрузкой собственных нужд блока (200 - 300 МВт тепловых ), после автоматической разгрузки по штатному режиму АЗ-3 или дистанционно при нарушениях в энергосистеме ( отклонениях частоты ). Время работы реактора на минимально контролируемом уровне мощности не ограничивалось.

ПРИМЕЧАНИЕ: ТР допускал режимы работы, подобные тому, который имел место на блоке № 4 26.04.86 г., и реализоваться они могли без какого-либо вмешательства персонала. Достаточно предположить вполне вероятную ситуацию, требующую срабатывания штатной аварийной защиты по алгоритму АЗ-3 при исходных номинальной мощности реактора и ОЗР 26 стержней РР. В таком режиме, примерно, через 1 час после срабатывания АЗ-3 ОЗР мог стать ниже 15 стержней РР при мощности реактора 200 - 300 МВт (тепловых) и любое последующее действие, автоматическое или дистанционное, на останов реактора во многом повторило бы события 26.04.86 г.

Комиссия считает, что обвинения оперативному персоналу в эксплуатации блока на уровне мощности менее 700 МВт не имеют оснований.

4.7.7. В 01 ч. 03 мин. и 01 ч. 07 мин. в соответствии с пунктом 2.12. рабочей программы испытаний [43] "для обеспечения расхолаживания реактора в опыте" дополнительно включены в работу ещё по одному ГЦН с каждой стороны - ГЦН-12 и ГЦН-22. Подключение к реактору всех восьми ГЦН на любом уровне мощности до 26.04.86 г. никаким документом, в том числе и ТР, не запрещалось. Комиссия считает, что нарушение со стороны персонала в этих действиях отсутствует. В то же время, на малых уровнях мощности, когда расход питательной воды составляет менее 500 т/ч., по условиям исключения кавитации ГЦН технологический регламент ограничивал производительность каждого ГЦН величиной 6500-7000 м3/ч. Действительно, 26.04.86 г. имели место превышения расходов отдельных ГЦН (нарушение пункта 5.8. ТР), но это не привело к кавитации насосов, что видно из распечатки ДРЕГ и подтверждается результатами исследований, проведенных ОКБМ и другими организациями. В отчете [44] указано, что "выбегающие и не выбегающие насосы сохраняли устойчивую подачу, включая момент разгона и разрушения реактора".

4.7.8. Проведенный Комиссией анализ действий персонала в период подготовки и проведения испытаний показывает, что персоналом были допущены следующие нарушения требований эксплуатационной и нормативной документации:

  • эксплуатация РУ с ОЗР 15 стержней РР и менее в период с 07 ч. 00 мин. до 13 ч. 30 мин. 25.04.86 г. и, ориентировочно, с 01 ч. 00 мин. 26.04.86 г. до момента аварии ( нарушение главы 9 ТР );
  • отключение САОР в полном объёме (нарушение пункта 2.10.5. ТР );
  • загрубление уставки защиты реактора по снижению уровня в БС с "- 600" до "- 1100" (нарушение пункта 9 Регламента переключения ключей и накладок...);
  • увеличение расходов по отдельным ГЦН до 7500 м3/ч. ( нарушение пункта 5.8. ТР ).

Кроме того, персоналом были допущены отступления от программы испытаний (см. разделы 4.7.5. , 4.7.6. настоящего доклада). Вывод о правомочности действий персонала после провала мощности реактора (раздел 4.7.3. настоящего доклада) может быть сделан только после дополнительных исследований.

4.7.9. В заключение данного раздела Комиссия считает необходимым подытожить изложенное по степени влияния "наиболее опасных нарушений режима эксплуатации, совершенных персоналом четвертого блока ЧАЭС" [46], на причину и масштаб последствий аварии.

По мнению Комиссии, отключение САОР не повлияло на возникновение аварии и на её масштабы.

Подключение к реактору восьми вместо обычных шести ГЦН скорее всего затрудняло саморазгонный процесс в реакторе, начавшийся и происшедший вне связи с режимом работы насосной группы и с временным повышением расходов теплоносителя через отдельные ГЦН, что, впрочем, целесообразно подвергнуть дополнительному расчетному анализу.

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.

Изменения начальной мощности проведения испытаний и продолжение разгрузки энергоблока обусловило необходимость оперативных действий по управлению энергоблоком, не предусмотренных программой испытаний, что увеличило риск неудачных действий. Подтверждением этого служит непредусмотренное программой испытаний снижение мощности реактора до МКУ и необходимость её подъёма, что весьма негативно отразилось на дальнейшем поведении реактора.

Малая мощность реактора обусловила наибольшую возможность реализации положительного эффекта реактивности, который получил способность проявиться в максимальной мере не только из-за локального роста энерговыделений, но и по другим причинам ( течь теплоносителя, например ). Таким образом, выбор значения мощности повлиял на масштаб аварии. Как ни парадоксально, но опасным были именно малые мощности, на которых безопасность реактора РБМК-1000 в проектных материалах не исследовалась и не обосновывалась.

Проведение испытаний при первоначально запланированном уровне мощности 700 МВт ( тепловых ), возможно, не привело бы к аварии. Однако, справедливость такой точки зрения должна быть подтверждена или опровергнута исследованиями, которые до сих пор не проведены.

4.8. Об оперативном запасе реактивности.

Одной из самых важных в Чернобыльской аварии является проблема оперативного запаса реактивности.

Дополнительно к изложенному в пунктах 4.7.1. и 4.7.3. настоящего доклада, в которых Комиссия анализирует соответствие действий персонала технологическому регламенту, необходимо отметить, что действительная роль ОЗР реактора, как показали послеаварийные исследования, крайне противоречиво отражается и в технологическом регламенте, и в проекте реактора РБМК-1000.

В главе 9 "Нормальные параметры эксплуатации блока и допустимые отклонения" ТР указывается:

    "На номинальной мощности в стационарном режиме величина ОЗР должна составлять не менее 26-30 стержней (РР).

    Работа при запасе менее 26 стержней (РР) допускается с разрешения главного инженера станции.

    При снижении оперативного запаса реактивности до 15 стержней (РР) реактор должен быть немедленно заглушен.

    Научное руководство станции должно периодически (1 раз в год ) рассматривать конкретные условия устойчивого поддержания полей энерговыделения на данном блоке и при необходимости пересматривать их в сторону ужесточения по согласованию с Научным руководителем и с Главным конструктором".

ПРИМЕЧАНИЕ: Понятие "научное руководство станции", фигурирующее в регламенте и не определенное ни самим регламентом, ни действовавшими нормативными документами, по мнению Комиссии, весьма растяжимо, впрочем, как и понятие ужесточения конкретных условий устойчивого поддержания полей энерговыделения.

Противоречивость указаний относительно ОЗР иллюстрируется и нижеприведенными цитатами из ТР, связанными с ситуацией в 00 ч. 28 мин. ( провал мощности реактора ):

"6.2. Подъем мощности реактора после кратковременной остановки без прохождения "йодной ямы" разрешается при наличии необходимого запаса реактивности, определяемого по запасу до останова реактора. Необходимый запас реактивности в зависимости от уровня мощности, на котором реактор работал до остановки, приведен в таблице.

Таблица 6.1.
Уровень мощности реактора, % ном. Необходимый оперативный запас стержней РР, шт.
80-100
50-80
<50
50
45
30

"6.6.4. Минимальный запас реактивности в процессе поддержания мощности после кратковременной остановки должен составлять не менее 15 стержней.

Если при извлечении стержней РР во время выхода реактора в критическое состояние запас реактивности уменьшится до 15 стержней и будет продолжать падать - сбросить до нижних концевиков все стержни..."

Приведенные выдержки из ТР позволяют сделать выводы о том, что:

  • во-первых, ТР однозначно трактует ОЗР как средство управления полем энерговыделения;
  • во-вторых, некорректная запись о возможности снижения ОЗР ниже 15 стержней РР говорит о том, что ОЗР не трактовался как предел безопасной эксплуатации, нарушение которого могло привести к аварии.

ПРИМЧАНИЕ: Столь же противоречивы указания относительно ОЗР и в проектных материалах. Так, например, в [63] записано, что "на номинальном уровне мощности в стационарном режиме величина оперативного запаса реактивности должна составлять не менее 26 и не более 35 стержней РР. По разрешению главного инженера станции (ГИС) допускается работа при запасе менее минимального запаса реактивности, но не более 3-х суток.

При запасе реактивности менее 10 стержней ( РР ) работа блока не допускается."

Таким образом, ОЗР в регламенте не трактуется, как показатель способности аварийной защиты к выполнению своих функций. Это и естественно, поскольку подобная трактовка воспринималась бы как неправомерное перенесение разработчиками проекта функций защиты реактора с технических средств на персонал, на его способность работать в режиме бортового компьютера (см. примечание к пункту 4.7.1. настоящего доклада). Проектом ОЗР также не рассматривался как предельный параметр, по которому необходимо вводить защиту (см. раздел 3.3. и 3.7. настоящего доклада).

Однако, по мнению Комиссии, главное заключается в том, что, осознав всю опасность снижения ОЗР именно с точки зрения способности АЗ к выполнению своих функций, разработчики проекта надлежащим образом не проинформировали об этом эксплуатационный персонал, который, осознав проблему, мог бы и не принять на себя отведенную ему разработчиками функцию по защите реактора от разгона.

В самом деле, в 1984 г., когда экспериментально проявился не предсказанный на стадиях проектирования эффект выбега положительной реактивности, обусловленный конструкцией стержней СУЗ, организация Главного конструктора уведомила другие организации и все АЭС с РБМК о том, что она намеревается ввести ограничение на полное извлечение из активной зоны реактора стержней СУЗ общим количеством 150 штук, причем каждый оставшийся должен быть погружен в активную зону не менее, чем на 0,5 м [32].

С позиций существующих в настоящее время знаний, полученных из послеаварийных исследований, можно понять смысл предлагавшегося ограничения следующим образом.

Поскольку высотное поле энерговыделения в РБМК может иметь специфическую неустойчивость, определяемую наличием седловины в средних сечениях активной зоны реактора ( двугорбое поле ), при которой ввод стержня РР в активную зону вносит положительную реактивность в нижнюю часть реактора и отрицательную реактивность - в верхнюю часть (эффект "коромысла"), то можно снизить суммарную величину вводимой положительной реактивности, если исключить формирование столбов воды сверх какого-то допустимого значения. Это достигается, если запретить извлечение полностью соответствующего количества стержней. При этом уменьшается эффект реактивностного "запала" в виде вытеснителя стержня РР, замещающего водяной столб в нижней части активной зоны, а поглощающая часть соответствующего стержня уже располагается в нейтронном потоке, в то время как основная часть стержней СУЗ (полностью извлеченных из активной зоны) подействует таким же образом на реактивность активной зоны реактора лишь спустя более секунды после команды АЗ-5.

ПРИМЕЧАНИЕ: Ввиду сильной зависимости способности РБМК к разгону от количества поглотителей стержней РР и столбов воды под их вытеснителями, находящимися в активной зоне, представляется проблематичным суммирование длин частично погруженных в активную зону стержней РР для вычисления эффективного ОЗР ( по крайней мере, для конструкции стержней СУЗ, имевшейся к моменту аварии ).

Однако, несмотря на очевидную важность параметра ОЗР именно для эффективности аварийной защиты, соответствующих изменений в ТР до 1986 г. внесено не было и персоналу АЭС с РБМК соответствующих разъяснений не было дано. В любой ситуации "... персонал был вправе надеяться, что при любом режиме работы реактора АЗ сработает и эффективно прекратит цепную реакцию, предотвратит разгон реактора" [65]. Но это было не так и до самой аварии персонал энергоблоков с РБМК оставался в неведении о том, что величина ОЗР (для конструкции стержней СУЗ, имевшейся до аварии) не только и не столько определяет возможность регулирования поля энерговыделения реактора, но, в первую очередь, определяет способность аварийной защиты реактора к выполнению своих функций.

После реконструкции стержней СУЗ в послеаварийный период (исключены столбы воды под вытеснителями стержней СУЗ) Главный конструктор, - спустя четыре года после аварии, - получил право заявить: "применительно к реактору РБМК этот вопрос ( об оперативном запасе реактивности ) тщательно изучался и было определено, что для оптимального управления полем энерговыделения необходимо иметь запас реактивности в 26-30 стержней РР." [51]. Теперь это действительно так, однако Комиссия обращает внимание, что установленные в настоящее время регламентные величины ОЗР (43-48 стержней РР для стационарного режима и 30 стержней РР - предел, после которого реактор должен быть остановлен ) значительно отличаются от установленных до аварии.

ПРИМЕЧАНИЕ: Очевидно, что на АЭС с РБМК многие функции аварийной защиты (в том числе и при достижении предельного значения ОЗР) были переложены на персонал в глубокой уверенности, что персонал - абсолютно надежный элемент в сложной и разветвленной системе обеспечения безопасности реактора. Ошибочность такой концепции через четыре с половиной года после аварии признается представителями научного руководителя: "Многолетний опыт безаварийной эксплуатации военных реакторов в СССР породил глубоко укоренившуюся философию: достаточно написать правильную инструкцию по управлению реактором и безопасность обеспечена. Ведь само собой разумеется, что инструкцию обязательно выполняют. Оказалось, что далеко не разумеется. И первый важнейший урок Чернобыля: безопасность АЭС не может основываться только на инструкциях. Если при заданных отклонениях какого-то параметра реактор необходимо заглушить, то это должно происходить автоматически без вмешательства оператора. Более того, нужно предпринять меры, чтобы такая автоматическая защита не могла быть произвольно отключена" [75].

К этому правильному, - но запоздалому, - высказыванию следует добавить, что существовавшие в 1986 г. инструкции по эксплуатации РБМК сложно признать правильными.

4.9. Причины аварии.

Исходным событием аварии было нажатие кнопки сброса стержней аварийной защиты ( кнопка АЗ-5 ) старшим инженером управления реактором с целью заглушения реактора по причине, которая достоверно не установлена.

Причиной аварии является неуправляемый рост мощности реактора, который на начальной стадии возник из-за увеличения положительной реактивности в активной зоне реактора, внесённой вытеснителями стержней СУЗ [33, 72, 73].

Увеличение положительной реактивности не было подавлено поглотителями стержней СУЗ не только из-за млой скорости их перемещения, но и вследствие того, что оперативный персонал перед началом испытаний извлёк из реактора больше поглащающих стержней ручного регулирования (РР), чем это было допустимо, создав тем самым условия для многократного увеличения интенсивности первоначального разгона реактора, предопределенного конструкцией стержней СУЗ.

Возникшее первоначальное увеличение положительной реактивности обусловило значительный рост мощности, поскольку РБМК обладал сильной положительной связью между реактивностью и парообразованием в активной зоне. Этому же в немалой степени способствовала низкая исходная мощность реактора, теплогидравлические храктеристики, способствовавшие максимальному проявлению положительного парового эффекта реактивности, и значительные неравномерности энерговыделений по объему активной зоны реактора.

ПРИМЕЧАНИЕ: Оценка причин аварии давалась во мсногих документах, при этом отмечалось, что они носят комплексный характер. В частности, достаточно компактно взгляд на причины аварии изложен в работе [54]: "При анализе Чернобыльской аварии выяснилось: большой положительный эффект реактивности вытеснителей; большой положительный паровой эффект реактивности; образование чрезмерно большой неравномерности энерговыделения в активной зоне реактора в процессе аварии. Последнее обстоятельство одно из наиболее важных и обослувлено большими размерами активной активной зоны ( 7 ё 12 м ), малой скоростью перемещения неоднородных ( имеющих поголотители, вытеснители и водяные столбы под ними ) стержней СУЗ - 0,4 м/сек. и большим положительным паровым эффектом реактивности ≈ 5βЭФФ. Всё это и предопределило размеры Чернобыльской катастрофы.
Таким образом, масштаб аварии на ЧАЭС обусловлен не действиями обслуживающего персонала, а непониманием, прежде всего со стороны научного руководства, влияния паросодержания на реактивность активной зоны РБМК, что привело к неправильному анализу надежности эксплуатации; к игнорированию неоднократных проявлений большой величины положительного парового эффекта реактивности при эксплуатации; к ложной уверенности в достаточной эффективности СУЗ, которая на самом деле не могла справиться как с происшедшей аварией, так и со многими другими, в частности, с проектными авариями; и, естественно, к составлению неверного технологического регламента эксплуатации.

Подобное научно-техническое руководство объясняется, кроме всего прочего, чрезвычайно низким уровнем научно-технических разработок по обоснованию нейтронно-физических процессов, происходящих в активной зоне РБМК; игнорированием расхождения результатов, получающихся по различным методикам; отсутствием экспериметальных исследований в условиях, наиболее приближенных к натурным; отсутствием анализа специальной литературы и, в конечном итоге, передачей Главному конструктору неверныхт методик расчета нейтронно-физических процессов и своих собственных функций - обоснования процессов, протекающих в активной зоне реактора и обосновнаия безопасности АЭС с РБМК.
Важным обстоятельством является и то, что Минэнерго СССР длительное время пассивно эксплуатировало АЭС с РБМК с их нейтронно-физической нестабильностью в активной зоне реактора, не придавая должного значения неоднократным выпадениям сигналов АЗМ и АЗС при срабатывании АЗ, не требовало тщательного разбора аварийных ситуаций.
... необходимо констатировать, что авария, подобная Чернобыльской, была неизбежной".

5. Заключение

Чернобыльская авария была рассмотрена и пранализирована международной Консультативной Группой по Ядерной Безопасности (INSAG) при Генеральном директоре МАГАТЭ [64]. Не вдаваясь в содержание этого доклада, Комиссия отмечает, что анализируя коренные причины Чернобыльской аварии, INSAG приходит к выводу о необходимости формирования и поддержки "культуры безопасности", как важнейшего условия безопасности эксплуатации АЭС.

Выражение "культура безопасности" относится к очень общему понятию приверженности и личной ответственности всех лиц, занимающихся любой деятельностью, которая влияет на безопасность АЭС. Реализация культуры безопасности в числе прочего предполагает, что при подготовке и обучении персонала прежде всего подчеркивается причина установления принятой практики обеспечения безопасности, а также последствия для безопасности, к которым ведут недостатки в выполнении персональных обязанностей. Культура безопасности предполагает всеобщую психологическую настроенность на безопасность, которая в первую очередь определяется деятельностью руководителей организаций, участвующих в создании и эксплуатации АЭС [56].

В работах INSAG содержание концепции "Культура безопасности" было выведено за рамки чисто эксплуатационной деятельности и охватило все виды деятельности, на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут оказать влияние на безопасную эксплуатацию АЭС. Оно даже охватило высшие сферы управления, в том числе законодательную и правительственную, которые согласно данной концепции должны формировать национальный климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания.

Однако, с позиций указанной концепции событие Чернобыльской аварии показывает, что недостаточность культуры безопасности характерна не только для стадии эксплуатации, но в не меньшей степени и для участников других стадий создания и эксплуатации АЭС ( конструкторы, проектанты, строители, изготовители оборудования, министерские управляющие и контролирующие структуры и т.д. ).

Комиссия, с учетом изложенных в настоящем докладе фактов и преамбулы данного раздела, пришла к следующим выводам.

5.1. Недостатки конструкции реактора РБМК-1000, эксплуатировавшегося на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС, предопределили тяжелые ( катастрофические ) последствия Чернобыльской аварии.

Причиной Чернобыльской катастрофы являются выбор разработчиками реактора РБМК-1000 концепции, в которой, как оказалось, не были достаточно учтены вопросы безопасности, в результате чего получены физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора, противоречащие принципам создания динамически устойчивых безопасных систем. В соответствии с избранной концепцией была спроектирована не отвечающая целям безопасности система управления и защиты реактора. Неудовлетворительные с точки зрения безопасности физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора были усугублены ошибками, допущенными при конструировании СУЗ.

В проектной, конструкторской и, соответствено, в эксплуатационной документации не было указано на возможные последствия эксплуатации реактора с имевшимися опасными характеристиками. Разработчиками проекта на самом высоком уровне постоянно утверждалось, что РБМК - самый безопасный реактор, чем притуплялось требуемое концепцией культуры безопасности чувство опасности у персонала по отношению к объекту управления, т.е. к реакторной установке.

Разработчики РБМК-1000 знали о таком опасном свойстве созданного ими реактора, как возможность ядерной неустойчивости, но количественно не смогли оценить возможные последствия её проявления и оградили себя регламентными ограничениями, которые, как показала практика, оказались весьма слабой защитой. Такой подход не имеет ничего общего с культурой безопасности.

Следует отметить ещё одно обстоятельство. Упомянутая весьма слабая защита против очень опасных последствий эксплуатации неустойчивого реактора не соответствует концепции глубоко эшелонированной защиты, на основе которой развивалась ядерная энергетика во всем мире.

РБМК-1000 с его проектными и конструктивными особенностями по состоянию на 26.04-86 г. обладал столь серьезными несоответствиями требованиям норм и правил по безопасности, что эксплуатация его стала возможной лишь в условиях недостаточного уровня культуры безопасности в СССР.

5.2. Практика переложения на человека-оператора функций аварийной защиты из-за отсутствия сответствующих технических средств опровергнута самой аварией. Совокупность проектных недостатков техники и не гарантированной надежности человека-оператора привела к катастрофе.

Персоналом действительно были допущены нарушения ТР и Комиссия отмечает их в настоящем докладе. Часть этих нарушений не оказала влияния на возникновение и развитие аварии, а часть позволила создать условия для реализации негативных проектных характеристик РБМК-1000. Допущенные персоналом нарушения во многом определялись неудовлетворительным качеством эксплуатационной документации и её противоречивостью, обусловленной неудовлетворительным качеством проекта РБМК-1000.

Персонал станции не знал о некоторых опасных свойствах реактора и, следовательно, не осознавал последствий допускаемых им нарушений. Но это как раз и свидетельствует о недостатке культуры безопасности не столько у эксплуатационного персонала, сколько у разработчика реактора и эксплуатирующей организации. Можно обратить внимание на иной подход к анализу причин аварии и роли персонала в её возникновении и развитии. После тяжелой аварии на ЯЭС "Три Майл Айленд" ( США ) разработчики менее всего старались обвинить оперативный персонал станции потому, что "они ( инженеры ) могут анализировать первую минуту инцидента несколько часов или даже недель для того, чтобы понять случившееся или спрогнозировать развитие процесса при изменении параметров", тогда как оператор должен "описать сотни мыслей, решений и действий, предпринимаемых в течение переходного процесса" [53].

Американские специалисты поняли, что "некоторых переходных процессов можно избежать при наличии хорошего проекта. Если можно представить себе переходный процесс, то всё можно учесть в проекте, чтобы управлять переходным процессом" [53].

Эдвард Р. Фредерик, американский оператор, принявший ночью 28.04.79 г. ошибочные решения, но не преследовавшийся за них, пишет: "Как бы я желал вернуться и изменить эти решения. Но это не может быть переделано и не должно случиться снова. Оператор никогда не должен оказаться в ситуации, которую инженеры предварительно не проанализировали. Инженеры никогда не должны анализировать ситуацию без учета реакции оператора на неё" [53].

Можно констатировать, что неоднозначность проблемы человека-оператора и причин его ошибок начинает находить понимание и в среде советских специалистов: "отдельно приходится говорить о том, что в среде создателей нашей техники, как, пожалуй, вообще в технической среде, ещё низка, к сожалению, культура человековедения. Технократический ум с большим трудом воспринимает тот факт, что психология действий оператора отлична от психологии действий исследователя, изготовителя техники, наладчика, ремонтника. Отсюда, и это, конечно, характерно не только для атомной энергетики, непонимание природы ошибок оператора" [59].

Приоритет экономических факторов и производства электроэнергии на практике являлся и до сих пор является определяющим принципом деятельности ядерной энергетики. Исходя именно из этого принципа сформулирована действующая до сих пор на большинстве АЭС такая система стимулов и наказаний эксплуатационного персонала, которая при возникновении противоречий между экономикой ( планом ) и безопасностью побуждает эксплуатационный персонал решать их не в пользу последней. Это также сыграло свою роль 26.04.86 г. на Чернобыльской АЭС, когда возникновение затруднения в исполнении прграммы испытаний и отдельные нарушения регламента были преодолены многолетней привычкой к безусловному достижению поставленной цели.

5.3. Существовавшая до аварии и существующая в настоящее время система правовых, экономических и общественно- политических взаимоотношений в области ядерной энергии законодательно не урегулирована, не отвечала и не отвечает требованиям обеспечения безопасности при использовании ядерной энергии в СССР.

Настоящий вывод вытекает, в частности, из того, что в отсутствии закона об использовании ядерной энергии полную ответственность за безопасность эксплуатируемых ядерных станций практичкски никто не несёт. Все участники создания и эксплуатации АЭС несут ответственность только за те части работы, которые они непосредственно выполняют. В соответствии с международными нормами и практикой такая общая ответственность возлагается на эксплуатирующие организации. В нашей стране до настоящего времени таких организаций нет. Выполнение их функций в части принятия наиболее важных, общих для АЭС в целом, решений обычно возлагалось и возлагается на соответствующие министерства, являющиеся органами государственного управления. Тем самым право принимать решение оторвано от ответственности за него. Более того, ввиду неоднократных преобразований органов государственного управления исчезли даже те структуры, которые принимали ответственные решения. Таким образом, опасные объекты есть, а несущих за них ответственность нет.

В соответствии с общепризнанной мировой практикой, изложенной в рекомендациях МАГАТЭ [58] и официально признанной СССР [57], конечную ответственность перед населением и страной в целом за безопасную эксплуатацию АЭС всегда несёт эксплуатирующая организация. Однако, ответственность не может реализоваться без необходимых для неё прав. Между тем, существовавшая и существующая до сих пор система не даёт никаких прав ни самим АЭС, ни даже вышестоящей для них организации, которые совместно выполняют функции эксплуатирующей организации.

По существующим нормам и правилам эти организации не имеют права принимать никаких ответственных решений (а после Чернобыльской катастрофы - и не очень ответственных, практически - никаких!) без Главного конструктора, Научного руководителя, Генерального проектировщика и надзорного органа. При этом все эти организации, диктующие владельцам принятие решений и не оставляющие для них никакого выбора, кроме прекращения эксплуатации АЭС в случае несогласия, сами не несут никакой ответственности (за исключением надзорного органа, что тоже неверно) за принимаемые решения.

В настоящем докладе указано на множество отступлений проекта и конструктивных решений 4-го блока Чернобыльской АЭС от действовавших в период сооружения и создания АЭС норм и правил по безопасности. Тем не менее, этот проект был согласован и утвержден к строительству всеми ведомствами и надзорными органами. Это говорит о фактическом отсутствии в стране хорошо организованной, обладающей соответствующими ресурсами, правами и ответственной за свои заключения экспертизы.

Государственный надзорный орган по вопросам безопасности АЭС был образован всего за 3 года до Чернобыльской катастрофы и, вопреки концепции культуры безопасности, его нельзя было считать независимым, поскольку он входил в те же государственные структуры, на которые была возложена ответственность за сооружение АЭС и производство на них электроэнергии. За прошедший после аварии период осуществлен ряд конструктивных перемен в системе надзора за безопасным использованием ядерной энергии. Однако, в отсутствии законодательной базы, экономических методов регулирования, человеческих и финансовых ресурсов у регулирующего органа и сложностью создания в стране института независимой экспертизы существовала и существует многозвенная система пооперационного контроля и мелочной опеки АЭС, но не полнокровная система регулирования безопасного использования ядерной энергии в интересах всего населения страны.

Наиболее важным уроком Чернобыльской катастрофы является не только необходимость улучшения отдельных характеристик РБМК и условий их эксплуатации, хотя это и важно само по себе, но и необходимость внедрения во все аспекты использования ядерной энергии в СССР требований концепции культуры безопаности.

5.4. Исследования причин и обстоятельств аварии на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС нельзя считать завершенными и они должны быть продолжены с целью установления истины и извлечения необходимых уроков для будущего.

За время, прошедшее после 26.04.86 г. проведены значительные работы по анализу причин и обстоятельств аварии, однако, их нельзя считать завершенными. Необходимо выполнить большие объемы расчетных и, возможно, экспериментальных работ с той целью, "чтобы ни одно связанное с безопасностью событие не осталось незамеченным и были внесены нужные исправления для предотвращения повторения связанных с безопасностью аномальных событий, где бы то ни было, независимо от того, где они произошли впервые" [56].


Cписок использованных источников

1. Техническое обоснование безопасности 2-ой Курской АЭС и Ченобыльской АЭС. Гидропроект, инв. № 180, 4Д-183, 1974 г.

2. Курская, Чернобыльская АЭС, 2-я очередь. Технический проект. Гидропроект, инв. № 174, 1974 г.

3. Техническое обосновнаие безопасности, Гидропроект, инв. № 176, 1976 г. Смоленская АЭС 1-я очередь; Курская АЭС 2-я очередь; Чернобыльская АЭС 2-я очередь.

4. Техническое обоснование безопасности реакторной установки РБМК-4, НИКИЭТ, инв. № Е4.306-387, 1973 г. и инв. № Е4.306-440, 1973 г.

5. Техническое решение Главатомэнерго и организации п/я В02250 по системе обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000, проектируемых Минэнерго СССР от 19 июля 1974 г.

6. Отчет "Техническое обоснование безопасности реакторной установки РБМК-4, сб. 01 с дополнением к отчету", НИКИЭТ, инв. № Е4. 306-440, 1973 г.

7. Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту РБМК, ИАЭ им. И. В. Курчатова, инв. № 35-877, 1966 г.

8. Исследование эффектов рактивности и переходных процессов в процессе энергопуска реактора РБМК, НИКИЭТ, ЛАЭС инв. № КТО 5521/42-565, 1974 г.

9. Оценка парового коэффициента реактивности по данным режима с отключением ГЦН на мощности 45 % от номинальной, ЛАЭС инв. № ПТО-667, 1974 г.

10. Влияние перегрузки реактора 1 блока в КПР 1976 г. на величину парового коэффициента реактивности. ЛАЭС инв. № НТБ 1092 дсп. 1976 г.

11. Материалы по изменениям на 1-ом блоке ЛАЭС до КПР 1976 г. и после него. НИКИЭТ исх. 120-1244 от 07.02.77 г.

12. Исследования эффектов реактивности в переходных процессах реакторов РБМК на ЧАЭС. НИКИЭТ, инв. № 53-44, 1980 г.

13. Физические характеристики реактора РБМК 2-го блока в процессе эксплуатации. ЛАЭС, инв. № 504-ОТ/51-198, 1979 г.

14. Исследование эффектов реактивности реактора РБМК 3-го блока. ЛАЭС, НИКИЭТ, инв. № 51-281, 1979 г.

15. Об уменьшении парового коэффициента реактивности. НИКИЭТ, исх. 050-571 от 12.01.76 г.

16. Исследования парового и мощностного эффектов реактивности реактора РБМК-1500 при энерговыработке 13 эфф. суток. НИКИЭТ, ИАЭС, инв. № 251-1-84 НТБ, 1984 г.

17. Анализ результатов измерения парового коэффициента реактивности реакторов РБМК в ходе выполнения мероприятий по повышению безопасности. НИКИЭТ, инв. № 120-398-2999, 1989 г.

18. Дополнительные нейтронно-физические расчеты к техническому проекту РБМК. Предварительные результатов эксприментов на физстенде УГ. ( сб. 01Р сб. 01 ОТ ). ИАЭ им. И.В. Курчатова.

19. Техническое обоснование безопасности 2-ой очереди КАЭС и ЧАЭС (дополнение). Гидропроект, инв. № 253 ТП, 1976 г.

20. Решение о порядке перевода РБМК на обогащение 2 %. Инв. № 1597с, исх. 16-1807.

21. "Отчет о переводе реакторов РБМК-1000 на топливо 2 % обогащения". НИКИЭТ, ИАЭ им. Курчатова, инв. № 050-001-098с, 1977 г.

22. Технический проект системы управления и защиты реактора РБМК. НИКИЭТ инв. № 11526. /8.146-9144./

23. Технические условия на СУЗ РБМК-5, РБМК-9. ТУ95.5115-82.

24. Изменение мощности РБМК с разрывом труб контура циркуляции. ИАЭ им. Курчатова, инв. № 31/1490 дсп, 1977 г.

25. Ядерная безопасность РБМК вторых очередей, нейтронно-физические расчеты. НИКИЭТ, инв. № 050-0750933.

26. Ядрихинский А.А. "Ядерная авария на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС и ядерная безопасность реакторов РБМК". 1989 г.

27. Система физического контроля распределения энерговыделения. Технические условия ТУ 95.5098-78 РБМК-7. Сб. 170 ТУ.

28. "Исследование причин аварии на ЧАЭС". Отчет ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 34/716186 дсп от 30.10.86 г.

29. "Авария на ЧАЭС и её последствия" - информация , подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ, части 1 и 2, ГКАЭ СССР.

30. "Авария на ЧАЭС: год спустя". IAEA-48163, Вена, 02.10.87 г.

31. Итоговый доклад МКГЯБ МАГАТЭ к Совещанию по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле, GC ( SPLI )/3. Вена. 24.09.86 г.

32. Письмо НИКИЭТ исх. № 050-01/1-120 от 02.02.84 г.

33. Разработка полномасштабных математических моделей динамики АЭС с РБМК-1000 и анализ на их основе начальной стадии аварии на Чернобыльской АЭС. Отчет ВНИИАЭС и ИАЭ им. И.В. Курчатова. Инв. № 07-282 1/89. 1989 г.

34. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем математического моделирования физических процессов. Отчет ВНИИАЭС, инв. № 846, 1987 г.

35. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74. Москва, Атомиздат, 1976 г.

36. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации (ОПБ-73). Москва, Атомиздат, 1974 г.

37. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). Москва, Энергоатомиздат, 1984 г.

38. План реализации мероприятий по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК. Июнь 1986 г.

39. Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК от 19.12.86 г.

40. Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК. СМ-88-РБМК.

41. Типовой технологический регламент по эксплуатации блоков АЭС с реактором РБМК-1000. ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 33/262982, 1982 г.

42. Технологический регламент по эксплуатации 3-го и 4-го энергоблоков Чернобыльской АЭС. ВПО Союзатомэнерго. 1984 г.

43. "Рабочая программа испытания турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного с нагрузкой собственных нужд".

44. Анализ режима работы ГЦН в предварительный период и в первой фазе аварии на 4-ом блоке ЧАЭС. Отчет ОКБМ и ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 333/1-360-89.

45. Регламент переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок. ЧАЭС, инв. № 280/11.

46. "Акт расследования причин аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС, происшедшей 26.04.86 г.". ЧАЭС, уч. № 79, пу. 05.05.86.

47. "Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ". "Атомная энергия", т. 61, вып. 5, ноябрь 1986 г., стр. 320.

48. "К акту расследования причин аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС, происшедшей 26 апреля 1986 г.". Минэнерго СССР, Союзатомэнерго, инв. № 4/611, 1986 г.

49. "США: Моделирование аварии на ЧАЭС", Национальная лаборатория, штат Айдахо. Перевод предприятия п/я 7755, № 92 от 12.07.88.

50. Решение № 8 секции № 2 НТС Госатомэнергонадзора СССР от 15.02.90 г.

51. О решении секции № 2 НТС ГАЭН СССР, письмо НИКИЭТ, исх. № 040-04/2571 от 28.03.90 г.

52. Трехмерная нейтронно-теплогидравлическая модель и программа для исследования быстрых нестационарных процессов в РБМК. ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 33/1-282-88, 1988 г.

53. Эдвард Р. Фредерик. Взгляд на проект, подготовку персонала, экспоуатацию, как на критические звенья. IAEA-SM-269/91.

54. В.П. Волков. Чернобыльская авария. Истоки и уроки. Научно-технический отчет о НИР. ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1987 г.

55. Экспертное заключение по работе т. Ядрихинского А.А. "Ядерная авария на 4-ом блоке ЧАЭС и ядерная безопасность РБМК". НИКИЭТ, исх. № 050-02/1226 от 13.02.90 г.

56. Основные принципы безопасности ядерных электростанций. 75 INSAG-3, Вена, 1988 г.

57. Итоговый документ Венской встречи представителей государств-участников совещания по безопасности и сотрудничеству в Европе. Москва, Политиздат, 1989 г.

58. Безопасность ядерных электростанций - ввод в эксплуатацию, эксплуатация и снятие с эксплуатации. Свод положений, № 50-С-О, МАГАТЭ, Вена, 1979 г.

59. В.Н. Абрамова. "Взгляд психолога на Чернобыльскую аварию." Наука и жизнь № 11, 1989 г.

60. О режиме выбега, письмо НИКИЭТ, исх. № 040-9253 от 24.11.76

61. Моделирование на ЭВМ динамических процессов в эксплуатационных режимах АЭС, включая аварийные. Изменение реактивности при погружении СУЗ РБМК-1000 в активную зону. КИЯИ АН УССР, 1986 г.

62. "Ввод в эксплуатацию реакторов РБМК-1000 1-ого и 2-ого блоков ЧАЭС после длительной остановки и меры ядерной безопасности" НИКИЭТ, программа 12.170П от 29.06.86 г.

63. Чернобыльская АЭС, ТОБ 3-ей очереди. Гидропроект, Москва, 1982 г. Согласован НИКИЭТ, исх. № 040-06/3396 от 06.04.83 г., согласован ИАЭ им. И.В. Курчатова, исх. № 33-33/13 от 16.02.83 г.

64. Совещание по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле. Итоговый доклад INSAG. Вена. 30 августа-3 сенября 1986 г.

65. В.Г. Дубовский. "О факторах неустойчивости ядерных реакторов на примере реактора РБМК", УДК 621.039.58, Обнинск, 1989 г.

66. Абрамова В.Н., Белехов В.В., Бельская Е.Г. и др. Социально-психологические исследования на ЧАЭС в период с мая 1986 по 1987 г.г. Научный отчет ОНИЛ "Прогноз", т. 2. Обнинск, ИАТЭ, 1987 г.

67. Абрамова В.Н. Авария на Чернобыльской АЭС: психологические уроки. Энергия: Экономика, техника, экология. № 3, 1988 г.

68. Абрамова В.Н. Психологическое обеспечение кадровой службы атомной энергетики. Докторская диссертация. Обнинск, 1990 г.

69. Физический пуск реактора РБМК-1500 первого блока Игналинской АЭС, НИКИЭТ. Отчет 12.346 От, 1987 г.

70. Письмо ИАЭ им. И.В. Курчатова, исх. № 33-08/67 дсп от 23.12.83

71. Анализ развития аварии на ЧАЭС. НИКИЭТ, инв. П-34962, 1986 г.

72. Обобщенный анализ аварии на 4-ом блоке ЧАЭС, НИКИЭТ, 13.168 От, 1990 г.

73. Анализ разрушительных сил, приведших к аварии на ЧАЭС. Nucl. Eng. and Design., V.106, № 2, 1988, р. 179-189.

74. The Soviet RBMK: There do where do we go from here ? E.O. Adamov, Nucl. Eng. Intern., v. 6, 1990, p. 33-36.

75. А.К. Калугин. Сегодняшнее понимание аварии. "Природа" № 11, 1990 г., стр. 70-77.

76. Implication of the Accident at Chernobyl for Safety Regulation of Comercial Nuclear Power Plants in the United States, NUREG-1251, US NRG, 1987.

77. Техническое решение по вопросу схем защит реактора от снижения уровня в сепараторах пара и от снижения расхода питательной воды, НИКИЭТ, "Гидропроект", 1983 г.


Содержание

Часть 1.

Часть 2.



Ваше мнение (комментарий к статье)?


Ваше имя:

Ваш комментарий:

Впишите в следующее поле буквы которые Вы видите на картинке.


Реклама
Здесь может быть ваша реклама

Рейтинг@Mail.ru Яндекс цитирования
Эксклюзив | Архив | Публикации | О нас | Ссылки | Форум | Гостевая
На главную   Вверх   Назад

660000. Главпочтамт, а/я 25211, г. Красноярск, Россия.
e-mail: ccnnp@yandex.ru, NuclearNo.ru
© 2000. Дизайн: NuclearNo.ru