По материалам портала Hi-News.ru

https://hi-news.ru/technology/staryj-sarkofag-chernobylskoj-...

В 1986 году над взорвавшимся реактором 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС было установлено защитное сооружение «Укрытие-1». Конструкция, на создание которой потребовалось 400 тысяч кубических метров бетона и более 7 тысяч тонн стали, оказалась не такой надежной, как обещали. Многочисленные трещины, покосившиеся бетонные плиты и высокий уровень радиации внутри повышали риски нового выброса радиоактивных веществ. Над «Укрытием-1», получившем в народе название «саркофаг», установили новое сооружение, получившее название «Новый безопасный конфайнмент» (НБК). Его разработка и строительство велись в течение 12 лет.

Однако возведение нового укрытия не решило проблему старого саркофага. На протяжении всего времени эксплуатации старого саркофага проводились исследования и оценка его надежности. Они показали, что в старом укрытии имеются конструкции с высокой вероятностью обрушения в будущем. С 2004 по 2008 годы были проведены работы по укреплению старого саркофага. Тем не менее экспертиза показала, что объект сможет простоять не дольше 2023 года.

Под старым саркофагом находится тот самый злосчастный взорвавшийся 4 реактор, а также огромное количество различных радиоактивных веществ и обломков, которые сбрасывались ликвидаторами аварии с крыши рядом расположенного здания АЭС.

Вероятность разрушения старого саркофага означает, что многотонные плиты, накрывающие реактор, могут упасть на реактор и поднять в воздух радиоактивные вещества, которые осядут на внутренние стенки нового арочного защитного сооружения НБК, превратив все внутри в огромный источник радиации. Фонить будет даже за пределы нового защитного сооружения. Под старым саркофагом находится огромное количество радиоактивных материалов, которые смешались с бетоном, песком и прочими веществами, использовавшимися при ликвидации аварии. Без утилизации и захоронения этих веществ они будут постоянно представлять опасность для людей, которые работают на станции.

Задачу предлагалось решить двумя способами: укрепить опасные и нестабильные конструкции или демонтировать их. В итоге выбрали второй вариант. Однако такая идея не нашла поддержки у некоторых экспертов. Они отмечают, что демонтировать объект «Укрытие-1» будет невозможно, так как внутри НБК должны находиться люди, а при разборке саркофага в воздух будет подниматься радиоактивная пыль. Работа действительно предстоит очень сложная и опасная. Многое в проекте до сих пор остается неясным. Но некоторые детали о нем уже известны.

Недавно был подписан контракт с подрядной организацией на разработку проекта демонтажа старого саркофага. Предполагается, что работы будут проводиться в три этапа.

В ходе первого и в второго этапов инженеры оценят текущее состояние объекта «Укрытие-1». Кроме того, планируется провести проектные работы, чтобы понять, какое именно оборудование будет необходимо для разборки старого саркофага, работы с большими объемами радиоактивных отходов. Помимо этого, будут проведены работы для обеспечения максимальной безопасности людей, которые будут работать на объекте. Согласно имеющимся данным, участие человека предполагается свести к минимуму.

Третий этап окажется самым сложным. В его ходе закупят оборудование необходимое для разборки саркофага, транспортировки разобранных частей и собственно приступят к демонтажу. Работа будет усложняться тем, что некоторые части саркофага в течение 30 лет подвергались не только воздействию радиации, но и естественной коррозии – они гнили. Демонтаж каждой отдельной части саркофага будет увеличивать риск обрушения всей конструкции. Поэтому инженерам предстоит решить задачу, как усилить каждый оставшийся элемент саркофага.

Для демонтажа тяжелых многотонные бетонных плит и металлоконструкций предполагается использование четырех специальных кранов грузоподъемностью 50 тонн каждый. Они были установлены еще при строительстве нового защитного сооружения НБК. Их управление будет осуществляться человеком-оператором дистанционно.

Кроме того, внутри нового сооружения находится несколько мобильных платформ, оборудованных роботизированными манипуляторами. Каждый из них оснащен необходимыми инструментами для демонтажа (резки, дробления) и переноса частей разобранных конструкций. Помимо этого, уже предусмотрены различные навесные манипуляторы, которые позволят эффективно и аккуратно разбирать саркофаг. Другими словами, внутри нового НБК уже имеется часть техники, которая позволит исключить присутствие человека рядом со старым саркофагом в процессе его разборки.

При разборке саркофага безусловно будет подниматься скопившаяся на его стенках и крыше пыль, содержащая радиоактивные частицы. Однако по словам заместителя технического директора по безопасности Чернобыльской АЭС Александра Новикова, эти выбросы можно минимизировать. Внутри укрытия используется специальная система, которая распыляет специальный раствор, который притягивает к себе радиоактивные частицы, не позволяя им свободно перемещаться под саркофагом. Новиков указывает, что даже в случае разрушении саркофага только небольшое количество пыли может выйти из него. Но для быстрого очищения зоны саркофага, вероятнее всего, будет использоваться закрытая система вентиляции, установленная в процессе строительства НБК. Кроме того, вероятно будут использоваться и другие системы обеззараживания, которые будут созданы в рамках подготовки к демонтажу.

Демонтированные части планируется складировать в отдельном технологическом помещении нового защитного сооружения. Там проведут работы по дроблению частей на более мелкие фрагменты, которые, поместив в герметичные контейнеры, отправят на захоронение.

Предполагается, что все работы по демонтажу старого саркофага должны быть завершены к 20 декабря 2023 года.

Всем привет, с вами Семецкий!

После выхода известного и нашумевшего сериала про Чернобыль, и целой волны противоречивых постов на Пикабу, я не смог остаться в стороне, и решил попытаться вкратце рассказать вам, что же представлял из себя дочернобыльский реактор РБМК, почему (более или менее) произошла авария, и почему Дятлов хотя бы и был жестким в своей должности человеком, но уж точно не был таким мудаком и дебилом, как его выставили в сериале.

Я не стану описывать все тонкости и моменты, приведшие к аварии - это материал для целого цикла статей, которые уже были в принципе написаны и доступны в интернете для каждого желающего, но самое, на мой взгляд, важное - постараюсь осветить.

Напомню - я работаю на одной из АЭС с реакторами типа РБМК. В свое время я работал в отделе ядерной безопасности и надёжности, а там разбор причин Чернобыльской аварии - отдельный вопрос при сдаче экзамена на должность, так что, надеюсь, воспоминания мои свежи и сильно я вас не обману :)

Дисклеймер - к показаниям свидетелей и участников испытаний и аварии надо подходить критически, сравнивать их между собой, и уже затем на их основании делать выводы.

Также различные отчеты и доклады, особенно от "заинтересованных" научных организаций СССР тоже надо рассматривать критически - должностные лица из этих организаций так или иначе имели отношение к причинам аварии, и потому в отчетах, разумеется, скидывали вину на персонал.

Я лично буду больше опираться на официальный отчет в МАГАТЭ, ИНСАГ-7, делая свои ремарки и заметки на основании того, что известно мне и во что верю я сам.

Мне тоже верить на слово не стоит - я просто человек, которые имеет своё мнение, которым с вами и делюсь, так что читайте, но не доверяйте, а аргументированная критика от вас наоборот, ожидается и приветствуется.

Ссылки тот же ИНСАГ-7 и прочие интересные документы будут в конце поста.

Итак, поехали.

1. Почему в СССР вообще строили РБМК?

В СССР промышленность развивалась очень бурными темпами. Для того, чтобы всем строящимся заводам, фабрикам и городам хватило электроэнергии, необходимо было такими же темпами вводить в строй электростанции.

Темы ввода мощностей планировались настолько лихими, что в стране практически в массовом порядке строились угольные, гидроэлектростанции, а в 1954 году была запущена Первая в мире АЭС в городе Обнинске. Соответственно, электростанций нужно было много, они должны были быть мощными, и атомная энергетика пришлась тут как раз к месту.

В Советском Союзе к началу 60-х годов был накоплен огромный опыт проектирования и эксплуатации уран-графитовых реакторов (УГР), а вот водо-водяное направление (ВВЭР) немного отставало. Не буду вдаваться в подробности, приведу простые цифры - первый энергоблок-миллионник (электрической мощностью в миллион киловатт) с реактором РБМК был подключен к сети в 1973 году, а первый миллионник с реактором ВВЭР-1000 был подключен к сети только в 1980 году.

Также не надо забывать, что для постройки АЭС с реактором ВВЭР-1000 необходимо производить очень сложное и уникальное оборудование - в основном сложности возникали с корпусом реактора и парогенераторами. Для производства всего этого добра нужны были отдельные новые заводы, а это требовало времени и денег.

Для постройки энергоблока с реактором РБМК-1000 такое сложное оборудование не было нужно, практически всё, из чего состоял энергоблок, производилось на обычных машиностроительных заводах, и монтировалось и сваривалось на месте. И важнейший плюс - топливо на РБМК можно перегружать на мощности, позволяя поддерживать равномерное выгорание по всем ячейкам реактора, что тоже должно было повысить экономичность реактора.

Соответственно, в финале пятой серии сериала "Чернобыль" было сказано абсолютно верно - такие реакторы, как РБМК, массово строились исходя из финансовых соображений. Их было дешевле, быстрее и проще строить.

Вопрос в другом:

2. Опасен ли был дочернобыльский РБМК?

Сейчас, в 2019 году, у нас есть мощные компьютеры, куча реально крутых программных средств и комплексов для расчетов как нейтронной физики, так и теплогидравлики, в любых режимах - в статике и в динамике. В шестидесятых же, когда РБМК проектировался и рассчитывался, такого изобилия программ с такой точностью попросту не было, я уже молчу про мощность ЭВМ.

Не только в СССР, во всем мире расчет реактора тогда был сложен, долог, а погрешность такого расчета, особенно для нового типа реакторов, не всегда была удовлетворительна.
Поэтому спроектированный безопасным РБМК на деле обладал определенного рода особенностями. Не буду называть это "ошибками проектирования", это не совсем верно на мой взгляд, но вот основные негативные характеристики, которыми обладал дочернобыльский РБМК:

2.1 Положительный паровой эффект реактивности. Паровой эффект реактивности - это суммарная реактивность, которая будет внесена в реактор, при полной замене воды во всех технологических каналах на пар.Если на свежем РБМК с большим количеством дополнительных поглотителей (ДП) в активной зоне этот эффект был положительный, но небольшой (менее 1 βэфф), то на поработавшем, выгоревшем реакторе с минимальным количеством ДП паровой эффект достигал 5-7 βэфф. Для понимания - реактор стабилен и управляем, пока вносимая положительная реактивность не превышает 1 βэфф. Когда мы вносим реактивность больше 1 βэфф - реактор начинает мгновенно разгоняться, и за одну секунду мощность может увеличиться в десятки тысяч раз.Собственно, проектировщики реактора рассчитали заранее паровой эффект и знали, что он будет менее 1 βэфф на номинальном уровне мощности и на свежем реакторе - тут они не ошиблись. Но, возможно, они не знали, что на малых мощностях и на выгоревшем (поработавшем какое-то время) реакторе паровой эффект будет больше расчетного, а в отдельных режимах - очень сильно больше. Узнали они об этом в процессе эксплуатации или нет, в принципе не так важно, но никакой модернизации или изменений в физике реактора по этой части до аварии не было проведено.

2.2 Очень медленное движение стержней управления и защиты. Стержни управления, содержащие в себе поглощающий материал, очень медленно входили в активную зону. В дочернобыльском РБМК стержень полностью входил в активную зону за ~20 секунд. Согласитесь - когда у тебя мощность в аварийных ситуациях может сильно меняться за доли секунды, то 20 секунд на ввод стержней - это слишком много.

Тем не менее, надо отметить, что до момента аварии на ЧАЭС такой скорости хватало для достаточно безаварийной эксплуатации всех РБМК.

2.3 Проблемы с расчетом оперативного запаса реактивности. Оперативный запас реактивности (ОЗР) - это та реактивность реактора, которая в данный момент скомпенсирована введенными в активную зону стержнями управления и защиты (СУЗ). На РБМК она измеряется в "эффективных стержнях" - принято, что в среднем физический вес одного стержня составляет примерно 0.09 βэфф, и, соответственно, ОЗР в 10 стержней означает, что мы можем высвободить реактивность ~ 0.9 βэфф, а ОЗР в 30 стержней означает, что высвободить мы можем ~ 2.7 βэфф.

Надо, опять же, понимать, что ОЗР не равен простому количеству стержней в активной зоне с учетом их глубины погружения. ОЗР - это сложный расчетный параметр, он очень сильно зависит от положения стержней в зоне, от расхода воды, от ее температуры, от отравления реактора, от многих других критериев.
Соответственно, оператор никак не может посчитать ОЗР в уме, особенно в переходных режимах. К тому же, на дочернобыльском РБМК этот параметр нигде не отображался на БЩУ, выводился только в распечатках информационно-измерительной системы СКАЛА, да и сам расчет на ЭВМ занимал около 10-15 минут.

Параметр ОЗР, который после аварии стал считаться ядерно опасным, операторы попросту не видели на БЩУ, а могли увидеть лишь результаты его расчета с некоторым опозданием.

2.4 Концевой эффект стержней СУЗ и его значение при низком ОЗР. Под самим стержнем СУЗ находился графитовый вытеснитель. Зачем он там был? В целях экономии нейтронов. Вода в РБМК, учитывая очень большое количество графита в активной зоне, выполняла роль скорее поглотителя. Если бы графитового вытеснителя не было, то в 211 каналах СУЗ всегда находился бы различной высоты столб холодной (до 100 градусов Цельсия) воды, поглощающей нейтроны. Соответственно, от лишней воды в активной зоне для более рационального использования нейтронов необходимо было избавиться.

Графитовый вытеснитель эту воду замещает, но есть одно "но" - так как под реактором места немного, и при полном вводе стержня в активную зону вытеснителю просто не хватит места под ней, то вытеснитель по высоте был сделан меньше, чем вся активная зона. Когда стержень СУЗ полностью извлечен, в нижней части активной зоны всегда остается небольшой участок с водой. И когда стержень начинает идти вниз, то графитовый вытеснитель перекрывает эту воду, вызывая ввод небольшой положительной реактивности в первые секунды движения.

Когда ОЗР достаточный (15 и более стержней), то при массовом вводе стержней СУЗ (например, от кнопки АЗ) всё "хорошо", внесенная вытеснителями положительная реактивность компенсируется отрицательной от ввода поглотителей. Проблемы возникали при малом ОЗР. Когда большинство стержней извлечены из активной зоны, при массовом вводе их в зону положительная реактивность суммировалась, и в первые секунды могла даже достигать величины в 1 βэфф, как и показала нам потом авария.

Это не единственные, но, на мой взгляд, самые важные особенности РБМК, которые и привели в итоге к аварии.  Отвечая на вопрос "опасен ли был РБМК", я могу лишь сказать одно - он точно не был безопасен в том плане, как мы понимаем безопасность атомной станции сейчас, в 2019 году.

Далее мы поговорим о том, что привело реактор четвертого блока ЧАЭС к взрыву.

3. Предпосылки к взрыву, проводимые испытания

Возможно, у вас возник вопрос - как с такими недостатками РБМК не взорвался раньше? Фактически, он "взорвался". На первом энергоблоке Ленинградской АЭС в 1975 году произошел серьезный инцидент - разрыв технологического канала с выбросом топлива в графитовую кладку. Причиной аварии была нестабильность реактора на малой мощности в условиях отравления реактора - оператор, стараясь вывести реактор на требуемую мощность, не смог уследить за распределением мощности в определенном районе реактора, и из-за этого топливо в канале 13-33 перегрелось, расплавилось, заблокировало прохождение воды в канале и в дальнейшем канал разгерметизировался. Не знаю достоверно, повезло ли Сосновому Бору, или всё же атомщики Ленинградской АЭС, как работники Минсредмаша, а не Минэнерго, были лучше подготовлены, но никто при аварии серьезно не пострадал, а реактор, после ремонта, проработал еще 43 года и был благополучно остановлен навсегда лишь недавно, в декабре 2018 года.

Серьезных выводов и полноценной модернизации реактора после аварии 1975 года не последовало, со всеми своими плюсами и минусами РБМК эксплуатировался дальше.

3.1 Испытания энергоблока в режиме выбега турбогенератора

В сериале достаточно подробно описано, зачем нужен был выбег турбогенератора. Неправильно в сериале было сказано о том, что "в безопасности был изъян" и что реактор до запуска дизель-генераторов оставался без охлаждения. На самом деле определенный выбег по инерции имели и сами насосы (ГЦН), да и для поддержания работы самой важной аппаратуры и насосов имелись аккумуляторы (даже целые аккумуляторные комнаты), т.е. реактор всегда имел надежное охлаждение. Внедрение же режима выбега турбогенератора в теории позволяло еще более повысить надежность охлаждения и безопасность энергоблока.

Отдельный вопрос есть к разработчикам реактора и энергоблока о том, почему этот режим не был прописан в проектной документации, и почему внедрять его решили заставить сами станции, но факт остается фактом - "эксперимент" не был самодеятельностью станции, а сама идея использования запасенной энергии турбогенератора - не так уж и плоха.

Надо отметить, что такие испытания на четвертом блоке ЧАЭС проводились не впервые, и даже более того - по электрической части на 4 блоке все отработало успешно, как в 1985, так и в 1986 году. Однако в 1985 году по неизвестной причине не удалось зарегистрировать параметры выбегающего турбогенератора, а в 1986 году после успешного завершения выбега произошла авария.

Говорить, что испытания взорвали реактор - я считаю некорректным. Скорее, при проведении испытаний реактор оказался в таком режиме, когда все его недостатки проявились максимально явно и сильно, сложились в цепочку, и как итог - произошла серьезнейшая ядерная авария.

3.2 "Нарушения" инструкций и Технологического Регламента по эксплуатации

В сериале, множестве книг и "документальных" фильмов бытует мнение, что персонал на ЧАЭС был на всю голову отбитый, заблокировал все защиты, отключил все возможные системы безопасности, и, радостно улюлюкая, взорвал реактор.
Это не так. Как описано в том же ИНСАГ-7, если брать за основу документы, которыми руководствовались операторы тех лет, то оказывается, что почти всё, что делали операторы, было допустимо и разрешено, а то, что они сделали неправильно, было сделано либо из-за недостатка информации о реакторе, либо не повлияло на развитие аварии.

Пойдем по пунктам:

- Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР): САОР предназначена для аварийной подачи охлаждающей воды в реактор в случае аварии с разрывом трубопроводов. Отключение этой системы допускалось Регламентом с разрешения Главного инженера станции и такое разрешение было получено. САОР никак не могла предотвратить аварию, точно также она никак не могла повлиять на её развитие и её последствия - до момента аварии система не была нужна, а после аварии охлаждать уже было нечего.

- Работа реактора на малом уровне мощности (ниже 700 мегаватт): Тут тоже особо добавить нечего. Это сейчас в Регламенте РБМК запрещается работа на такой мощности - в случае снижения тепловой мощности до 700 МВт мы сразу же глушим реактор. Доаварийный же регламент никак не ограничивал операторов по уровню мощности. Соответственно, ночью 26 апреля операторы вполне себе в нормальной обстановке и без нарушений стали поднимать мощность после провала. Отдельно про провал мощности я еще напишу далее.

- Блокировка сигнала аварийной защиты по останову турбогенераторов: Это требовалось программой испытаний, и Регламентом такое действие допускалось. Нарушений нет, хотя лично я не вижу смысла в такой блокировке - всё равно при проведении испытаний реактор должен был глушиться.

- Не соблюден требуемый оперативный запас реактивности (ОЗР): Регламентом тех лет допускался ОЗР в 15 стержней, при снижении ОЗР менее этого значения - реактор должен был быть заглушен. Как я уже рассказывал ранее, ОЗР не выводился на БЩУ для оператора в режиме "онлайн" и долго рассчитывался по запросу. 26 апреля, во время подготовки к испытаниям, ОЗР всегда был выше 15 стержней, и только за минуту до аварии ЭВМ СКАЛА выполнила запись параметров реактора, по которой уже после аварии на другой АЭС был проведен расчет ОЗР. Как выяснилось, за минуту до аварии ОЗР составил от 2 до 8 стержней, что, фактически, было нарушением регламента. Однако оператор реактора не успел узнать о таком низком значении ОЗР, а если бы и узнал - то точно так же нажал бы кнопку АЗ-5 для останова реактора.
- Блокировка сигналов аварийной защиты реактора по уровню воды и давлению пара в барабанах-сепараторах: Это точно было нарушением регламента - хотя защита и продолжала работать, но уставка (уровень) был ниже, чем того требовали документы. Тем не менее, эта ошибка не повлияла на развитие аварии.

- Работа на 8 насосах (ГЦН) с превышением допустимого расхода: Для надежного охлаждения реактора при выбеге турбогенератора была предусмотрена такая схема: четыре ГЦН были запитаны по штатной схеме и во время испытания работали без снижения расхода, а еще четыре ГЦН запитывались от выбегающего турбогенератора. Это позволяло, даже в случае провала испытаний, надежно охлаждать активную зону реактора. Однако же, когда перед аварией были включены все восемь ГЦН, то системой регистрации параметров были зафиксированы превышения расходов по отдельным насосам. Исходя из возможности кавитации (срыва насосов) такие режимы были запрещены, но, опять же - кавитации и нестабильности работы насосов не было зафиксировано, а на момент самой аварии (к концу испытаний) расход воды через активную зону снизился и стал регламентным. Так что нарушение фактически произошло, но к возможным последствиям (срыву насосов) не привело, и по имеющимся у операторов на тот момент данным, никак не ставило активную зону реактора под угрозу.

- Отступление от рабочей программы испытаний: Фактически, отступление было. Программа предписывала начать испытания на мощности в 700 МВт тепловых, а из-за провала по мощности - испытания начались на мощности в 200 МВт. Однако же Регламент тех лет не запрещал такой режим работы энергоблока, а сама программа испытания (пункт 3.5) предусматривал снижение мощности реактора до уровня нагрузки собственных нужд турбогенератора. Как заявлял сам Дятлов, это были бы те же самые 200 МВт тепловых.

Сейчас, в 2019 году, даже при минимальном несоответствии состояния энергоблока от того, что указано в какой-либо программе - выполнение программы запрещается. Тогда же, в 1986, исходя из того что ничего критичного не происходит и Регламент не нарушается - Дятлов продолжил проведение испытаний.

Я хочу отметить - ссор, криков и скандалов из-за программы, показанных в сериале, не было. По показаниям персонала, обстановка на БЩУ, до момента нажатия кнопки АЗ-5, была вполне спокойна и обыденна. Также я хочу напомнить - Дятлов был не просто одним из руководителей ЧАЭС. Он был заместителем главного инженера по эксплуатации второй очереди (3 и 4 блоки ЧАЭС) - вряд ли на станции вообще был кто-то, кто лучше его разбирался в этих энергоблоках.

4. Взрыв

Собственно, почему же реактор взорвался? На настоящий момент, после множества проведенных расчетов, мы точно знаем, что:

4.1: Реактор к моменту аварии работал с очень низким ОЗР, о чем персонал не успел узнать - расчет ОЗР, который показал бы ОЗР меньше нормы, не успел произойти;
4.2: Реактор работал на низком уровне мощности, при котором паровой эффект реактивности был максимален, а изменение мощности очень сильно влияло на паросодержание - вкратце говоря, реактор был нестабилен на таком уровне мощности. Персонал, возможно, знал о нестабильности реактора в таких режимах, но не знал о величине парового эффекта реактивности, а Регламент работу в таком режиме никак не запрещал.

Также, возможно, при проведении выбега, из-за падения расхода воды через реактор, шло увеличение парообразования, и вносилась определенная положительная реактивность.

Тем не менее, ситуации, показанной в сериале, когда мощность реактора перед нажатием АЗ-5 росла с аварийной скоростью - не было. По показаниям операторов и по данным с распечаток, мощность до момента нажатия кнопки росла незначительно, и нажатие кнопки было связано исключительно с завершением испытаний и произошло в спокойной обстановке.

4.3: Стержни СУЗ имели изъян - при вводе их в зону с верхних концевиков они вносили положительную реактивность. А при вводе большого их числа (при низком ОЗР), и при работе реактора на малой мощности, они вносили слишком большую положительную реактивность - в районе 1 βэфф. Как мы знаем, такая реактивность вводила реактор в режим мгновенного разгона. Операторы не знали о такой особенности работы реактора, да и вряд ли даже могли о ней даже догадываться. Соответственно, нажатие АЗ-5 в конце испытаний и было отправной точкой для момента аварии - мгновенный разгон начался именно со ввода стержней.

4.4: Когда из-за всего вышеизложенного в определенном районе реактора начался мгновенный разгон мощности, то, опять же, сработал большой паровой эффект и реактор продолжил разгоняться. Начались рваться каналы, повреждаться и плавиться топливо, в общем, мощности разогнанного реактора хватило на то, чтобы верхняя плита биозащиты реактора (схема "Е"), как пробка, вылетела в центральный зал. Затем последовал второй взрыв - взрыв выделившегося при разогреве водорода (пароциркониевая реакция), и реактор, вместе со зданием энергоблока, был разрушен окончательно.

Тут я лично хотел бы отметить очередной "косяк" разработчиков, проектировщиков реактора, да и властей СССР в целом - у РБМК не было "защитного кожуха", контайнмента. Да, реактор был нестабилен, но если бы он был заключен в такую защиту - то скорее всего последствия от взрыва были бы не так страшны. Я склонен думать, что не потребовалась бы и эвакуация Припяти, не говоря уже про всю 30-километровую зону.

На этом, пожалуй, остановлюсь.

Я намеренно оставил в стороне такие моменты как влияние выгорания активной зоны и почти полного отсутствия в ней дополнительных поглотителей в ней на момент аварии (это внесло свою лепту в разгон реактора). Не стал рассказывать про ксеноновое отравление и йодную яму, так как всё это в основном характеризовалось одним параметром - ОЗР, про который я написал. Также не рассказал про высотное распределение поля энерговыделения в реакторе, и про многое другое, но, по моему мнению, основные моменты я описал, а самые распространенные мифы постарался развенчать.

Итого:
Да, операторы ввели реактор в такой режим, в котором он взрывался от введения аварийной защиты. Да, они точно виноваты в том, что реактор оказался в таком режиме, но есть огромное "но" - этот режим не запрещался Регламентом тех лет. И ладно бы сам режим, но даже об опасности низкого ОЗР и о концевом эффекте стержней СУЗ операторам попросту не сообщалось ни в Регламенте, ни в инструкциях, нигде.

Возможно, если бы научное руководство отрасли вовремя отреагировало и сообщило бы о таких опасных аспектах работы РБМК операторам, то такой аварии бы не случилось.

Но мы имеем что имеем - реактор с изъянами попал в руки людей, которые не знали об этих изъянах. Персонал АЭС вполне себе законно и логично старался эксплуатировать якобы безопасный реактор, допуская, как в принципе почти на всех предприятиях СССР тех лет, определенные перегибы.

Итог известен нам всем и очень печален.

Ссылки тут:

ИНСАГ-7

Рабочая программа испытаний

А для тех, кто дочитал до конца - бонус, тортик от Росэнергоатома.