Расследование чернобыльской катастрофы

Эта статья о расследованиях и судебных процессах, связанных с Чернобыльской ядерной катастрофой. Более общую информацию см. Чернобыльская катастрофа .

Чернобыльская катастрофа — катастрофическая ядерная катастрофа , произошедшая рано утром 26 апреля 1986 года на Чернобыльской атомной электростанции в Советской Украине . Авария произошла, когда реактор номер 4 взорвался и разрушил большую часть здания реактора, разбросав обломки и радиоактивные материалы по прилегающей территории, и в течение следующих дней и недель большая часть материковой Европы была загрязнена радионуклидами , испускавшими опасное количество ионизирующей радиации . Для расследования причин аварии Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) использовало свою организацию — Международную консультативную группу по ядерной безопасности (INSAG).

Расследования

МАГАТЭ подготовило два важных отчета по Чернобылю; INSAG-1 в 1986 году и пересмотренный отчет INSAG-7 в 1992 году. Таким образом, согласно INSAG-1, основной причиной аварии были действия операторов, но согласно INSAG-7, основной причиной были конструкция реактора. Оба отчета МАГАТЭ определили неадекватную «культуру безопасности» (термин ввел INSAG-1) на всех управленческих и эксплуатационных уровнях в качестве основного фактора, лежащего в основе различных аспектов аварии. Было заявлено, что это присуще не только операциям, но и во время проектирования, проектирования, строительства, производства и регулирования.

Взгляды на основные причины активно лоббировались различными группами, в том числе проектировщиками реактора, персоналом электростанции, а также советским и украинским правительствами. Это произошло из-за неопределенности относительно реальной последовательности событий и параметров станции. После INSAG-1 стало доступно больше информации и появились более мощные компьютеры для судебно-медицинского моделирования.

Вывод INSAG-7 об основных факторах, способствовавших аварии, был следующим:

Теперь считается, что авария стала результатом совпадения следующих основных факторов: специфических физических характеристик реактора; особенности конструкции органов управления реактором; и тот факт, что реактор был доведен до состояния, не предусмотренного процедурами и не исследованного независимым органом безопасности. Самое главное, физические характеристики реактора сделали возможным его нестабильное поведение.

Отчет ИНСАГ-1 (1986 г.)

Первое официальное советское объяснение аварии было дано советскими учеными и инженерами представителям государств-членов МАГАТЭ и других международных организаций на первом Совещании по рассмотрению последствий аварии, состоявшемся в МАГАТЭ в Вене 25–29 августа 1986 года. Это объяснение эффективно возложили вину на операторов электростанций. Отчет МАГАТЭ INSAG-1 последовал вскоре после этого, в сентябре 1986 года, и в целом также подтвердил эту точку зрения, основанную также на информации, представленной в обсуждениях с советскими экспертами на обзорной встрече в Вене. С этой точки зрения, катастрофическая авария произошла из-за грубых нарушений правил и норм эксплуатации. Например; «В ходе подготовки и испытаний турбогенератора в режиме выбега с использованием вспомогательной нагрузки персонал отключил ряд систем технической защиты и нарушил важнейшие правила эксплуатационной безопасности при проведении технических учений».

Было заявлено, что во время аварии реактор эксплуатировался с отключенными многими ключевыми системами безопасности, в первую очередь системой аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), ЛАР (системой местного автоматического управления) и АЗ (системой аварийного снижения мощности). . Персонал недостаточно разбирался в технических процедурах, связанных с ядерным реактором, и сознательно игнорировал правила, направленные на ускорение завершения электрических испытаний. Авария стала возможной из-за ряда процедурных нарушений, одним из которых было недостаточное взаимодействие между сотрудниками службы безопасности и операторами, ответственными за испытания.

Было установлено, что проектировщики реактора считали такое сочетание событий невозможным и поэтому не допускали создания систем противоаварийной защиты, способных предотвратить сочетание событий, приведшее к кризису, а именно преднамеренное выведение из строя средств аварийной защиты. плюс нарушение правил эксплуатации. Таким образом, основной причиной аварии стало крайне невероятное сочетание нарушения правил и режима работы, допущенного персоналом электростанции.

Об отключении систем безопасности Валерий Легасов сказал в 1987 году: «Это было похоже на эксперименты пилотов самолета с двигателями в полете». В этом анализе вину возлагали на операторов, но недостатки в конструкции реактора и в правилах эксплуатации, сделавшие аварию возможной, были оставлены в стороне и упомянуты лишь вскользь. Эта точка зрения нашла отражение в многочисленных публикациях и художественных произведениях на тему чернобыльской катастрофы, появившихся сразу после аварии. и долгое время оставался доминирующим в общественном сознании и популярных изданиях.

Советский уголовный процесс (1987)

Основная статья: Индивидуальное участие в Чернобыльской катастрофе

Суд проходил с 7 по 30 июля 1987 года во временном зале суда, оборудованном в Доме культуры города Чернобыля, Украина. Пять сотрудников станции ( Дятлов Анатолий Сергеевич , бывший заместитель главного инженера; Брюханов Виктор Петрович , бывший директор станции; Фомин Николай Михайлович , бывший главный инженер; Борис Владимирович Рогожин , начальник смены реактора №4; и Александр П. Коваленко, начальник 4-го реактора); и Юрий А. Лаушкин (инспектор Госатомэнергонадзора [Государственного комитета СССР по надзору за безопасным проведением работ в атомной энергетике]) были приговорены к десяти, десяти, десяти, пяти, трем и двум годам исправительно-трудовых лагерей соответственно. Семьи Александра Акимова , Леонида Топтунова и Валерия Перевозченко получили официальные письма, однако после их смерти уголовное преследование в отношении сотрудников было прекращено.

Анатолий Дятлов был признан виновным «в преступном руководстве потенциально взрывоопасными предприятиями» и приговорен к десяти годам лишения свободы, из которых ему предстоит отсидеть три года. — за роль, которую его надзор за экспериментом сыграл в последовавшей аварии.

Отчет ИНСАГ-7 (1992 г.)

Реакторный зал №1 Чернобыльской АЭС

Упрощенная схема, сравнивающая Чернобыльский РБМК и наиболее распространенную конструкцию ядерного реактора — Легководный реактор . Проблемы РБМК: 1. Использование графитового замедлителя в водоохлаждаемом реакторе, обеспечивающее критичность при аварии с полной потерей теплоносителя . 2. Положительный коэффициент паровоздушности , который сделал возможным резкий скачок разрушительной силы. 3. Конструкция стержней управления; Для полного введения требуется 18–20 секунд, а графитовые наконечники изначально повышают реактивность. 4. Нет усиленного защитного сооружения .

В 1991 году Комиссия Государственного комитета СССР по надзору за безопасностью в промышленности и атомной энергетике провела повторную оценку причин и обстоятельств Чернобыльской аварии и пришла к новым представлениям и выводам. На основании этого INSAG опубликовал дополнительный отчет INSAG-7. в котором рассматривалась «та часть отчета INSAG-1, в которой основное внимание уделяется причинам аварии», и сюда входил текст отчета Государственной комиссии СССР 1991 года, переведенный на английский язык МАГАТЭ в качестве Приложения I.

К моменту написания этого доклада постсоветское украинское правительство рассекретило ряд документов КГБ периода с 1971 по 1988 год, касающихся Чернобыльской АЭС. В нем упоминались, например, предыдущие сообщения о структурных повреждениях, вызванных халатностью при строительстве завода (например, раскалывание слоев бетона), которые так и не были приняты к сведению. За этот период ими зафиксировано более 29 аварийных ситуаций на станции, восемь из которых были вызваны халатностью или недостаточной компетентностью персонала.

В отчете INSAG-7 большинство ранее выдвинутых обвинений в адрес персонала в нарушении правил были признаны либо ошибочными, основанными на неверной информации, полученной в августе 1986 года, либо признаны менее уместными. В отчете ИНСАГ-7 также отражена точка зрения отчета Государственной комиссии СССР 1991 года, в котором утверждалось, что действия операторов по отключению системы аварийного охлаждения активной зоны, вмешательству в настройки аппаратуры защиты и блокированию уровня и давления в сепараторе Барабан не повлиял на первоначальную причину аварии и ее масштабы, хотя они могли быть нарушением правил. Фактически отключение аварийной системы, призванной предотвратить остановку двух турбогенераторов, не было нарушением правил. В первоначальном отчете 1986 года советские власти квалифицировали множество действий операторов как нарушения правил; на самом деле таких правил не существовало.

Основной проектной причиной аварии, как определило INSAG-7, был серьезный недостаток средств безопасности. особенно эффект «положительного аварийного останова», который был вызван графитовыми наконечниками стержней управления, которые изначально увеличивали реактивность, когда стержни управления входили в активную зону, пытаясь уменьшить реактивность. Также имелся чрезмерно положительный коэффициент пустотности реактора, при котором образующиеся паром пустоты в каналах охлаждения топлива увеличивали реактивность, поскольку поглощение нейтронов уменьшалось, что приводило к большему образованию пара и, следовательно, к большему количеству пустот; регенеративный процесс.

У операторов не было значения эксплуатационного запаса реактивности (ОЗР) реактора; они также не знали о значении ORM для безопасности в отношении коэффициентов пустоты и мощности. Однако правила запрещали эксплуатировать реактор с небольшим запасом реактивности. Однако «послеаварийные исследования показали, что отражение реальной роли ОРМ в РП и конструкторской документации РБМК-1000 крайне противоречиво», и более того, «ОРМ не трактовался как средство эксплуатационной безопасности». лимит, [] нарушение которого может привести к несчастному случаю».

Даже в этом пересмотренном анализе человеческий фактор по-прежнему считается основным фактором, вызвавшим аварию, особенно отклонение эксплуатационной бригады от программы испытаний; «Несанкционированные изменения в методике испытаний были умышленно внесены на месте, хотя было известно, что станция находилась в совершенно ином состоянии, чем предназначавшееся для испытаний». Это включало эксплуатацию реактора на более низком уровне мощности, чем предписанные 700 МВт, перед началом электрических испытаний. Несмотря на утверждения советских экспертов 1986 года, правила не запрещали эксплуатацию реактора на таком малом уровне мощности.

В INSAG-7 также отметили: «Низкое качество эксплуатационных процедур и инструкций, а также их противоречивый характер ложатся тяжелым бременем на эксплуатационную бригаду, включая главного инженера. Можно сказать, что авария произошла из-за недостаточной культуры безопасности, а не из-за недостаточной культуры безопасности». только на Чернобыльской АЭС, но и во всех существовавших в то время советских проектных, эксплуатационных и регулирующих организациях по атомной энергетике».

Положительный коэффициент пустотности

Реактор имел опасно большой положительный пустотный коэффициент реактивности . Коэффициент пустотности — это показатель того, как реактор реагирует на повышенное парообразование в водном теплоносителе. Большинство других конструкций реакторов имеют отрицательный коэффициент, т.е. скорость ядерной реакции замедляется, когда в теплоносителе образуются пузырьки пара, поскольку по мере увеличения паровых пустот меньшее количество нейтронов замедляется . Более быстрые нейтроны с меньшей вероятностью расщепляют атомы урана , поэтому реактор производит меньшую мощность (эффект отрицательной обратной связи).

Однако в Чернобыльском реакторе РБМК использовался твердый графит в качестве замедлителя нейтронов для замедления нейтронов , а охлаждающая вода действовала как поглотитель нейтронов . Таким образом, нейтроны замедляются графитом, даже если в воде образуются пузырьки пара. Кроме того, поскольку пар поглощает нейтроны гораздо хуже, чем вода, увеличение пустот означает, что более замедленные нейтроны способны расщеплять атомы урана, увеличивая выходную мощность реактора. Это может создать регенеративный процесс с положительной обратной связью (известный как положительный коэффициент мощности), который делает конструкцию РБМК очень нестабильной на низких уровнях мощности и склонной к внезапным скачкам энергии до опасного уровня. Мало того, что такое поведение было нелогичным, так еще и это свойство реактора при определенных условиях было неизвестно персоналу.

Конструкция управляющего стержня

Активная зона реактора имела высоту 7 метров (23 фута). Верхняя половина стержня длиной 7 метров (23 фута) была из карбида бора, который поглощает нейтроны и тем самым замедляет реакцию. Нижняя секция каждого регулирующего стержня представляла собой графитовый вытеснитель длиной 4,5 метра, предотвращавший заполнение каналов водой при извлечении стержней.

Дефект находился в зазоре длиной 1,25 метра (4,1 фута) между нижней частью графитового вытеснителя и нижней частью реактора, а это означает, что самая нижняя часть канала регулирующего стержня была заполнена водой, а не графитом. В этой конструкции, когда стержни были вставлены из полностью втянутого положения, чтобы остановить реакцию на сигнал AZ-5, графит вытеснил воду, поглощающую нейтроны, что привело к поглощению меньшего количества нейтронов и увеличению реактивности. В течение первых 11–14 секунд развертывания стержня, пока бор не окажется на месте, мощность реактора по полу реактора может увеличиться, а не уменьшиться. Эта особенность работы стержней управления была нелогичной и не была известна операторам реактора.

Управленческие и операционные недостатки

В конструкции реактора РБМК-1000 были отмечены и другие недостатки, а также его несоответствие принятым нормам и требованиям безопасности ядерного реактора. В то время как в отчетах INSAG-1 и INSAG-7 ошибка оператора была названа проблемой, вызывающей беспокойство, в INSAG-7 было установлено, что существовало множество других проблем, которые способствовали факторам, приведшим к инциденту. К этим способствующим факторам относятся:

1. Завод не был спроектирован в соответствии с действующими стандартами безопасности и имел небезопасные функции.
2. Был проведен «Неадекватный анализ безопасности».
3. Независимым проверкам безопасности уделялось «недостаточное внимание»
4. «Эксплуатационные процедуры не получили удовлетворительного подтверждения при анализе безопасности»
5. Информация о безопасности неадекватно и эффективно не передается между операторами, а также между операторами и проектировщиками.
6. Операторы недостаточно понимали аспекты безопасности станции.
7. Операторы недостаточно соблюдали формальные требования эксплуатационных и испытательных процедур.
8. Режим регулирования был недостаточным для эффективного противодействия давлению на производство.
9. Наблюдалось «общее отсутствие культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне».

См. также

• Список статей о Чернобыле