Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях,
подготовленная для МАГАТЭ

Доклад №1
(INSAG-1)


Дополнения к Докладу №1 (INSAG-1): отчёт INSAG-7, октябрь 1993г.


6. ВЫВОДЫ В ОТНОШЕНИИ ФАКТОРОВ, СПОСОБСТВОВАВШИХ РАЗВИТИЮ АВАРИИ


(1) Была рассмотрена информация, ставшая известной в отношении аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС после 1986 года. При рассмотрении применялся весьма осторожный подход с учетом того, что при поступлении новой информации картина может вновь измениться. Однако, представляется, что основные контуры проблем в настоящее время приобретают ясность.

(2) В 1986 году ИНСАГ выпустила свой доклад INSAG-1, в котором обсуждалась чернобыльская авария и ее причины на основе информации, представленной советскими компетентными органами Совещанию по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле, состоявшемуся в августе 1986 года. Ставшая сейчас известной новая информация повлияла на взгляды, представленные в INSAG-1, таким образом, что 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.
В настоящее время представляется, что авария явилась следствием совпадения следующих основных факторов:
— специфических физических характеристик реактора;
— специфических особенностей конструкции органов управления реактором;
— и того факта, что реактор был выведен в состояние, не оговоренное регламентом и не исследованное независимым органом по вопросам безопасности.
Наиболее важным представляется то, что именно физические характеристики реактора обусловили его неустойчивое поведение.

(3) Две произошедшие ранее аварии на реакторах РБМК, одна на Ленинградской АЭС (1 блок в 1975 году) и повреждение топлива на Чернобыльской АЭС (1 блок в 1982 году), уже выявили серьезные слабости в характеристиках в эксплуатации энергоблоков РБМК. Авария на 1 блоке Ленинградской АЭС даже рассматривается некоторыми как предвестник чернобыльской аварии. Однако уроки, извлеченные из этих аварий, свелись главным образом лишь к весьма ограниченным изменениям конструкции или усовершенствованиям практики эксплуатации. Ввиду отсутствия связи и обмена информацией между различными эксплуатирующими организациями эксплуатационному персоналу Чернобыльской АЭС не было известно о характере и причинах аварии на 1 блоке Ленинградской АЭС.

(4) Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определенная положительная реактивность, по-видимому, была внесена в результате роста паросодержания при падении расхода теплоносителя. Внесение дополнительной положительной реактивности в результате погружения полностью выведенных стержней СУЗ в ходе испытаний явилось, вероятно, решающим приведшим к аварии фактором. Этот последний эффект был результатом недоработки конструкции стержней, характер которого был обнаружен на Игналинской АЭС в 1983 году. Однако после обнаружения этого дефекта на Игналинской АЭС положение исправлено не было, никаких мер по компенсации принято не было и эксплуатирующим организациям впоследствии никакой информации не направлялось.

(5) Можно сказать, что авария явилась следствием низкой культуры безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время. Культура безопасности, детально рассмотренная в INSAG-4 (см. сноску 3), требует полной приверженности делу обеспечения безопасности, которая на атомных электростанциях формируется главным образом отношением к этому руководителей организаций, участвующих в их проектировании и эксплуатации. В этой связи оценка чернобыльской аварии показывает, что недостаточная культура безопасности была присуща не только этапу эксплуатации, но также, и не в меньшей степени, деятельности на других этапах жизненного цикла атомных электростанций (включая проектирование, инженерно-технические разработки, сооружение, изготовление и регулирование).

(6) Тем самым уменьшается значение, которое придавалось в 1986 году в INSAG-1, представленной на Венском совещании точке зрения советских специалистов, почти полностью возложивших вину на действия эксплуатационного персонала. Некоторые действия персонала, которые в INSAG-1 были классифицированы как нарушения правил, фактически не являлись нарушениями. И все же ИНСАГ по-прежнему придерживается мнения о том, что критические действия персонала были в основном ошибочными. Как указывается в INSAG-1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии. Низкое качество регламентов и инструкций по эксплуатации и их противоречивый характер явились тяжелым бременем для эксплуатационного персонала, включая Главного инженера. Следует также отметить, что тип и количество контрольно-измерительной аппаратуры, а также компоновка пультовой затрудняли обнаружение небезопасных состояний реактора. Тем не менее правила эксплуатации были нарушены, и стержни СУЗ были установлены так, что это поставило бы под угрозу аварийную защиту реактора даже в случае, если бы конструкция стержней не была ошибочной по причине упомянутого выше эффекта положительного выбега реактивности при аварийном останове реактора. Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутвержденные изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний.

(7) Настоящим докладом ИНСАГ не отменяет доклад INSAG-1, как и не изменяет выводы того доклада, за исключением ясно указанных здесь случаев. Хотя взгляды ИНСАГ в отношении факторов, способствовавших развитию аварии, изменились, многие другие выводы INSAG-1 остались неизменными.

(8) Подводя итоги, следует отметить, что новая информация выявила ряд более широких проблем, внесших вклад в возникновение аварии.
К ним относятся:
— установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности;
— недостаточный анализ безопасности;
— недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности;
— регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности;
— недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками;
— недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью;
— неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний;
— недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости;
— общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне.


ДОПОЛНЕНИЕ: меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК.
Сообщается, что сразу же после чернобыльской аварии были разработаны организационные и технические мероприятия по повышению безопасности эксплуатации действующих АЭС с реакторами РБМК. Они включали в себя введение ограничений на остальных АЭС с реакторами РБМК, осуществление изменений, которые ранее рассматривались как необходимые, и другие изменения, которые были явно полезными с точки зрения безопасности.
Во-первых, ИНСАГ было сообщено, что разработаны и внедрены мероприятия, направленные на:
— уменьшение положительного парового (пустотного) коэффициента
реактивности и влияния полного запаривания активной зоны на реактивность;
— повышение скоростной эффективности аварийной защиты;
— внедрение новых программ расчета оперативного запаса реактивности с цифровой индикацией его текущей величины на пульте оператора;
— предотвращение возможности отключения аварийных защит при работе реактора на мощности путем введения требования эксплуатационного предела и внедрения двухкнопочной системы отключения защиты;
— исключение режимов, приводящих к снижению температурного запаса до кипения теплоносителя на входе в реактор (это касается вопроса надлежащего недогрева на входе в активную зону).

ИНСАГ было также сообщено, что снижение парового коэффициента реактивности было обеспечено установкой в активную зону дополнительных фиксированных поглотителей (до 90 штук) и путем перевода всех реакторов РБМК на топливо с обогащением 2,4% по 23SU. На всех реакторах мощностью 1000 МВт(эл.) было добавлено такое количество более высокообогащенного топлива, которое необходимо для компенсации влияния дополнительных фиксированных поглотителей, и планируется завершить переход на использование только более высокообогащенного топлива. В связи с этим ИНСАГ отмечает, что польза от повышения обогащения топлива будет сохранена только в том случае, если не увеличивать глубину выгорания топлива по сравнению с той, которая имела место в прошлом. Если повышенное обогащение топлива использовать для продления срока его службы, то топливо в конце цикла будет содержать меньше 235U и больше 239Ри и это будет способствовать увеличению положительного парового коэффициента.
Заявляется, что ОЗР был таким образом увеличен до уровня 43-48 (в зависимости от реактора) стержней ручного регулирования СУЗ. ИНСАГ было сообщено, что имевшиеся стержни СУЗ были заменены стержнями новой конструкции, исключающими столбы воды в нижней части каналов и имеющими более длинную поглощающую часть.
ИНСАГ было сообщено, что скорость ввода стержней СУЗ была повышена, причем время полного погружения стержней в активную зону уменьшено с 18 до 12 секунд.
ИНСАГ было сообщено, что на всех действующих реакторах внедрена система быстродействующей аварийной защиты (БАЗ). Эта система включает 24 дополнительных стержня аварийной защиты. БАЗ при необходимости обеспечивает ввод отрицательной реактивности более 20 (где 0 —доля запаздывающих нейтронов) за время менее 2,5 секунды. Значение 2/3 было рассчитано на основе консервативных предположений и перекрывает любую дополнительную реактивность, которая может возникнуть в связи с полной потерей теплоносителя в реакторе. ИНСАГ сообщено, что в настоящее время все реакторы РБМК оснащены системой БАЗ.
Мероприятия по снижению парового коэффициента и увеличению скорости снижения реактивности при срабатывании аварийной защиты могли бы также оказаться полезными в связи с неконтролируемым скачком мощности в случае обезвоживания активной зоны.
ИНСАГ было сообщено, что эксплуатационная документация была откорректирована с учетом уроков, извлеченных из чернобыльской аварии, и осуществления мероприятий по повышению безопасности РБМК. В число новых входит положение, согласно которому в настоящее время для эксплуатации реакторов РБМК в стационарном режиме установлен более низкий предел мощности, равный 700 МВт(тепл.).
Было сообщено, что приняты также другие меры в целях более эффективного смягчения последствий аварии. Они изложены в докладе Рабочей группы экспертов СССР (Приложение П).


ГЛАВНАЯ
Введение
1. Описание Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК-1000
2. Хронология развития аварии
3. Анализ процесса развития аварии на математической модели
4. Причины аварии
5. Предотвращение развития аварии и уменьшение её последствий
6. Контроль за радиоактивным загрязнением окружающей среды и здоровьем населения
7. Рекомендации по повышению безопасности ядерной энергетики
Дополнения к Докладу №1 INSAG-7 (1993г.)
Второй Доклад в МАГАТЭ (2005г.)