В первоначальном «Итоговом докладе о совещании по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле», подготовленном в 1986 году Международной консультативной группой по ядерной безопасности (INSAG) Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), была принята точка зрения советской стороны. Согласно отчету, «первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока, при которых проявились недостатки в конструкции реактора»[980]. В частности, в докладе говорилось о том, что «операторы преднамеренно и в нарушение правил вывели большинство стержней управления и защиты из активной зоны и отключили некоторые важные системы безопасности»[981][982]. Впрочем, в ноябре 1991 года комиссия советских ученых-ядерщиков, которую возглавлял Евгений Велихов, пришла к выводу, что и проект, и конструкция реактора имели свои недостатки[983]. Поэтому в обновленном докладе МАГАТЭ за 1992 год «основное внимание сместилось на аспекты, связанные с конкретными особенностями конструкции (проекта), включая конструкцию стержней СУЗ и систем безопасности, а также на то, как важная для безопасности информация доводилась до сведения персонала»[984]:
Операторы привели реактор в опасное состояние, в частности, выдвинув слишком много управляющих стержней, что привело к снижению оперативного запаса реактивности реактора… Однако в правилах эксплуатации не подчеркивалось жизненно важное значение ОЗР [оперативный запас реактивности] для безопасности, он рассматривался в большей степени как средство, позволяющее контролировать мощность реактора. Итак, можно утверждать, что действия операторов были скорее не результатом безрассудства или недостаточной компетентности операторов, а симптомом культуры безопасности, преобладающей в советскую эпоху[985].
В Чернобыльской АЭС использовался РБМК-1000: реактор большой мощности канальный. В СССР отдавали предпочтение именно таким, хотя имелись и водо-водяные энергетические реакторы – эквивалент американского реактора с водой под давлением, созданного в 1950-х годах на основе технологии, изначально предназначенной для атомных подводных лодок. В водо-водяных реакторах энергия вырабатывается за счет того, что топливные стержни, которые выделяют тепло при делении атомов урана, помещаются в воду под давлением. Вода в данном случае действует и как замедлитель, позволяющий держать деление под контролем, и как теплоноситель. Последнюю роль она играла и в РБМК, но для замедления реакции использовали графит. Это сочетание графитового замедлителя и водяного теплоносителя было и остается уникальным: РБМК – единственный в мире энергетический реактор подобного рода. В Москве его предпочитали не только потому, что при выработке электроэнергии он по мощности вдвое превосходил водо-водяные реакторы. Его постройка и эксплуатация обходились дешевле. В водо-водяных реакторах требовался обогащенный уран-235. РБМК мог работать на уране-238, практически природном. А кроме того, РБМК можно было строить прямо на месте из готовых элементов, выпускаемых обычными машиностроительными заводами. Анатолий Александров, директор Института атомной энергии имени И. В. Курчатова, сказал, что РБМК «безопасен, как самовар». Эти реакторы считались настолько безопасными, что их могли возводить даже без бетонных надстроек, которые на Западе строились, чтобы сдержать излучение в случае отказа реактора. Примечательно, что Николай Доллежаль, главный конструктор РБМК, выступал против строительства таких электростанций в европейской части Советского Союза. Но его мнение было отвергнуто[986].
Чернобыльскую АЭС начали строить в 1977 году. К 1983 году появилось четыре реактора, в дальнейшем собирались добавить еще два. Но все делалось в спешке. Партийные чиновники, как обычно, давили, заставляя строителей опережать сроки и превышать квоты, а качество работы оставляло желать лучшего. Прежде реакторы строились под надзором грозного Ефима Славского, министра среднего машиностроения, который руководил ранней советской ядерной программой будто своей военно-промышленной вотчиной. Но чернобыльский проект осуществляло менее влиятельное Министерство энергетики и электрификации, и строили станцию, по сути, местные власти. К слову, Дятлов, защищаясь от обвинений, в основном говорил о том, что реактор строили второсортные заводы[987].
(window.adrunTag = window.adrunTag || []).push({v: 1, el: 'adrun-4-390', c: 4, b: 390})
Доллежаль прекрасно знал, что РБМК намного опасней самовара. Сама конструкция реактора имела ряд дефектов, из-за которых о безопасности не стоило говорить, насколько бы качественно он ни был построен. Принцип работы реактора (десять таких еще действуют) заключается в следующем. Таблетки из слегка обогащенного диоксида урана заключены в трубы длиной 12 футов (ок. 4 м) из циркониевого сплава; это топливные стержни. Восемнадцать стержней, помещенных в цилиндр, образуют тепловыделяющую сборку (ТВС). Каждая ТВС находится в своей вертикальной напорной трубе, через которую течет вода под давлением. Эта вода охлаждает сборку, выходя при температуре около 555 градусов по Фаренгейту (ок. 290 °C). Напорные трубы, в свою очередь, окружены графитовыми блоками, которые действуют как замедлитель: снижают энергию нейтронов, высвобождаемых при делении ядер, и позволяют достичь непрерывной и стабильной цепной реакции. Скорость деления можно контролировать автоматически или вручную – для этого стержни из карбида бора вводятся либо вверх снизу активной зоны, либо сверху вниз. Несколько таких управляющих стержней в ходе работы всегда остаются в активной зоне. Каждая из двух петель водяного теплоносителя, направляющих воду по напорным трубам, оснащена барабанами-сепараторами – в них от нагретого теплоносителя образуется пар, который поступает на турбину, позволяя выработать электроэнергию с помощью турбогенератора. Затем пар конденсируется и подается обратно в циркулирующий теплоноситель. Активная зона реактора размещена в железобетонной оболочке и покоится на тяжелой стальной плите, а другая стальная плита, расположенная сверху, играет роль крышки[988].
У такой конструкции было по меньшей мере два критических дефекта, о которых не знали операторы.
Поскольку вода переносит тепло и поглощает нейтроны гораздо лучше, чем пар, с изменением доли содержания пузырьков пара («пустот») в теплоносителе изменяется и реактивность активной зоны. Соотношение этих изменений было названо пустотным коэффициентом реактивности (он же «паровой»). При отрицательном коэффициенте возрастание пара ведет к снижению реактивности. В водо-водяных реакторах, где вода выступает и как замедлитель, и как теплоноситель, чрезмерная генерация пара замедляет цепную ядерную реакцию – это своего рода встроенная защитная мера. Но когда замедлителем в реакторе служит графит, все обстоит иначе. Если в РБМК возрастает производство пара и снижается поглощение нейтронов, это может повысить реактивность всей системы в случае положительного парового коэффициента. Когда мощность чернобыльского реактора начала увеличиваться, стало образовываться больше пара. Он еще сильнее увеличил мощность реактора, отчего в контуре охлаждения повысилась температура и количество пара продолжило расти. И это привело к скачку мощности, повлекшему за собой первый взрыв.
Была и вторая роковая ошибка: операторы полагали, что могут полностью контролировать оперативный запас реактивности РБМК (определенный как число эквивалентных регулирующих стержней в активной зоне реактора). Дятлов с коллегами считали, что критерии безопасности выполняются до тех пор, пока ОЗР не опускается ниже пятнадцати эквивалентных стержней. Они не понимали, что при чрезвычайной ситуации обратное введение всех управляющих стержней не уменьшит реактивность активной зоны, а сперва, напротив, увеличит ее – поскольку наконечники стержней сделаны из графита. Советская ядерная номенклатура знала об этой проблеме (в 1983 году на одном РБМК в Литве уже произошла незначительная авария), но они и не думали ставить в известность простых смертных, управляющих Чернобыльской АЭС.
