опробуй. Ну, для меня бегом - это не быстро. Во-вторых, в изолятор, да и с прапорщиком этим уже восемь месяцев прожил. Только по окончании суда, когда привезли в Киев в Лукьяновскую тюрьму, вызвал начальник и после разговора спросил, какие есть просьбы. Попросил направить к зубному врачу. Он сразу же позвонил, и через час я уже мог говорить, голова в норму пришла. И только на один зуб меньше стало. В четверг 27 сентября 1990 г. вечером я сидел в библиотеке, читал законченную статью в <Огонек> по поводу интервью А.П. Александрова в этом журнале (так и не напечатанную свободной прессой). Пришел Витя Чистяков, зоновский радист и киномеханик. Сказал, что по радио сообщили о моем освобождении. После и другие говорили. А в пятницу вызвал начальник колонии В.П. Хижняк и то же сказал. Тогда я и поверил. Естественно, на основании сообщений и телефонных звонков начальник освободить не может. Каждый зэк пронумерован, заинвентаризован и прошнурован. Освободить можно только по документам. И начальник, сколь можно, сократил мое пребывание в зоне, позвонил жене. Чтобы не вспугнуть капризную фортуну, я не проявлял никаких внешних признаков, не собирал шмотки и даже внутрь не пускал никаких мыслей. Как говорится: <Мы не суеверные, но зачем рисковать>. Единственное, что сделал - отвальную. Сам ты думай, что хочешь, а ритуал соблюди. Ну, чаю у меня было достаточно, кое-какая еда, сигареты. Нормально. Выпивки, жалко, не было. Вообще, будущим зэкам советую: попал в тюрьму, в зону - прими правила поведения. И не внешне прими, а внутренне. Игра не пройдет. Зэки на общем режиме часто мыслят довольно примитивно (на усиленном и строгом режимах - люди серьезные), но в чем-то изощренно. Будь хоть трижды невиновен, в зоне - значит, зэк. До твоих бед никому нет дела. Каждому свой срок велик. Не выказывай своего интеллектуального превосходства, если оно даже не мнимое. Это позволит избежать ненужных конфликтов и с зэками, и с администрацией. В понедельник, как обычно, пошел на почту в поселок, за газетами и журналами. Встретился зубной врач Анатолий Данилович и, показав на папку, сказал: <Привез твое освобождение>. Вот тут и екнуло сердечко. Принес газеты, раскладывать по отрядам уже не стал. Побросал в рюкзак документы, их поднабралось, и несколько книг. Тут пришли: <С вещами на выход!> Но это не тот возглас ни по интонации, ни по содержанию, что выталкивает на этап, хотя слова те же. Витя Чистяков поднес рюкзак до проходной, а там, только вышел из зоны - стоят жена и Слава Орлов. Это уже свобода! Переоделся, на память захватил с собой рубашку с биркой и головной убор с романтическим названием <пидерка>. Три года и десять месяцев из жизни - псу под хвост. Здоровье отняли, мало им показалось. Глава 12. РАССЛЕДОВАНИЕ НАЧАТО Комиссии и группы авторов статей в технических журналах, в чем-то отличаясь друг от друга, имеют сходство в двух позициях: - единодушное признание вины персонала в аварии, вины несомненной и единственной; - старательно обходят стороной основные нормативные документы по ядерной безопасности реакторов - ПБЯ и ОПБ. Естественно, поскольку реактор взорвался, то за ним признаются какие-то грешки, разными комиссиями именуемые недостатками, особенностями. Каждый человек понимает, что нет ничего идеального, и за любым реактором видятся те или иные недостатки, ничего в этом особенного нет, постепенно все улучшается. И на солнце, говорят, пятна какие-то обнаружили. Не стаскивать же его с неба за это - светит, обогревает. Особенность человека - блондин. Чем и кому это мешает? Вот и убаюкали общественное мнение, даже специалистов многих убедили. Комиссии разные, и все в один голос. Состав комиссий все тяжеловесный - академики, доктора да кандидаты; министры, заместители министров, директора институтов и совсем не мелкие другие чиновники. Все это создает видимость объективности расследования. Справедливости ради надо сказать, что не все коллективы обвиняли персонал. Группа ученых во главе с Пономаревым-Степным сделала вывод о взрыве реактора вследствие большого положительного парового эффекта реактивности. Комиссия, созданная по решению ГКНТ, тоже говорит о большом паровом эффекте и добавляет, что с таким паровым эффектом реактор взрывался и при МПА, чего быть не должно. Установила и недопустимый факт внесения A3 положительной реактивности и говорит, что такая защита не выполняет свою функцию по глушению реактора. Возможно, комиссия считает (и это было бы справедливым), что и отмеченного ею достаточно для признания реактора негодным к эксплуатации. В акте такого вывода нет. Во всяком случае, безусловно компетентная комиссия на поставленный вопрос о соответствии реактора ПБЯ и ОПБ не ответила. Непостижимым образом комиссия не видит в ею же отмеченных свойствах реактора противоречий требованиям нормативов по проектированию реакторов. Робко отметив невыполнение A3 требования пункта 3.3.5. ПБЯ о глушении реактора в любых нормальных и аварийных условиях, комиссия тут же ставит под сомнение вообще требование это. Но эти группы не высказывают своего мнения по персоналу. Не формируют они своего мнения и о допустимости или недопустимости эксплуатации такого реактора. Так сказать, бесстрастные исследователи. В этом тоже польза, если исследование объективно, чего нельзя сказать об акте комиссии ГКНТ. Годами специалисты обходили стороной нормативные документы по реакторам. Нет их и все тут. Ну, не совсем так. Большая группа авторов статьи в журнале <Атомная энергия> пишет, что ПБЯ и ОПБ после аварии тщательно рассмотрены и признаны в основе своей отвечающими критериям безопасности. Об этом же пишут и зарубежные ученые, например, профессор А. Биркхофер из ФРГ. Но все это безотносительно к реактору РБМК по его состоянию на 1986 г. Совсем не знают, этим или каким-то другим Правилам должен был соответствовать РБМК. Почему же господа ученые и не ученые не хотят отвечать на совершенно естественный вопрос? Сказать о несоответствии реактора Правилам - нельзя. Ясно, врать тоже не хочется. Вот и все. В основном по фактическим данным материалы расследования верны, прямой подтасовки мало. Только информаторы в МАГАТЭ пошли на явный подлог, но они, вероятно, надеялись, что это останется неизвестным советским людям. Выводы из фактов делаются не те, факты преподносятся не так. На это всегда можно сказать - ошибался, если уже припрет. Признание недостатков и <особенностей> реактора никого ни к чему не обязывает. Были и будут. Устраним. А вот признание невыполнения в проекте реактора прямых требований нормативных документов - дело подсудное. Поэтому лучше помолчать. Других посадят? Да это их забота. Вот мораль. Казалось бы - сказали, не сказали, какая разница? Все равно технические мероприятия, выполненные на оставшихся реакторах, от этого не изменились. Есть разница и большая. РБМК - не единственные реакторы, и допускать подобные ошибки было бы уже вовсе глупо и непростительно. Работают конструкторы и над новыми реакторами. Им нужно. Подходы к проблемам безопасности имеют сходство и в других отраслях народного (или как теперь?) хозяйства. Тоже надо. Хотя бы это. До справедливости мы еще не доросли и не уверены, нужна ли она нам. Как у С. Есенина: <Успокойся, путник, и не требуй Правды той, что не нужна тебе>. Одним правда не нужна - собственную шкуру защищают. Другие может и хотели бы сказать, да боялись после решения Политбюро. Ведь эти решения всегда верны. Если и не верны, если де-факто и признавалось это, то вслух все равно говорить нельзя было. Коллективная мудрость. Правда, в последнее время все смешалось в королевстве нашем. Вдруг с трибуны XXVIII съезда прозвучало, что, оказывается, и Политбюро может ошибаться. Говорят: не разобрались. Только ведь это неправда. Одиночки - и притом не самые информированные, не имеющие доступа ко всем материалам (об этом ниже) - смогли разобраться и понять истинные причины катастрофы, а всесильный орган, в распоряжении которого были все научные силы страны, - не смог. Не могу согласиться и с часто встречающимися в последнее время в печати утверждениями, что дураки там все были. Уверен, дураков там не было, не по наследству они вышли в Политбюро. Кто угодно, но не дураки. Неограниченная власть и полная бесконтрольность позволяли Политбюро никогда и не задумываться о справедливости, правильности своих решений. Что решили, то и справедливо, как решили, так и правильно. Поэтому решение принимали, какое считали нужным, не считаясь с действительными обстоятельствами. Не разобрались, потому что и не пытались, и не хотели. Им просто не нужно было. Заявление с трибуны съезда вынужденное, сделано под давлением общественности, в связи с тяжестью последствий аварии. Если бы не это, если бы только по причинам аварии - никакого заявления бы не последовало, все осталось, как это было всегда. Собственно на этом и построен расчет расследователей. Верха и низы будут связаны общей неверной версией причины катастрофы, и до истины никто не докопается. Желающим как угодно кислород перекроют при таком-то альянсе. Но не во всем перестройка вред принесла, есть и польза. Были и раньше люди, которые не боялись пойти против течения. Их быстренько укатывали кого куда. И сейчас такое явление наблюдается, о чем читаем в прессе. Но нет уже тех неограниченных возможностей для произвола. И не перевелись еще энтузиасты-одиночки. Прежде всего сюда нужно отнести сотрудника ИАЭ В.П. Волкова, о котором я уже писал. Он с самого начала был убежден, что единственной причиной взрыва реактора были его совершенно неудовлетворительные качества. Конечно, он далеко не единственный думал так. Но другие думали и молчали, а В.П. Волков дошел до главы государства. Ну, дальше только к Богу взывать. Затем два интересных отчета, тоже одиночек. Главное отличие от других научных отчетов, что в них разграничивается доля вины персонала и создателей реактора. В то время как в других отчетах только констатируются причины взрыва: большой паровой эффект реактивности и неудовлетворительная A3, и никак это не относится в адрес физиков и конструкторов. Вроде бы они сами по себе появились у реактора. А еще лучше приписать оперативному персоналу, как будто он формировал такую активную зону и конструировал стержни СУЗ, а не другие. Вот-де при таких-то эксплуатационных условиях (кивок на операторов) особенно резко сказываются отрицательные свойства. Как будто им не ясно, что ни при каких эксплуатационных и аварийных режимах никакие свойства реактора не должны вести к взрыву. Первой появилась работа профессора Б. Г. Дубовского "О факторах неустойчивости ядерных реакторов на примере реактора РБМК". Б Г. Дубовский в 1958-1973 гг. был начальником службы ядерной безопасности в СССР и реактор РБМК знает не по наслышке. Еще в 70-х годах давал предложения по улучшению защиты именно этих реакторов. В работе подробно рассмотрены и объяснены пороки СУЗ реактора. Вот они. Активная зона имеет высоту семь метров, поэтому возможно возникновение почти самостоятельных реакторов внизу и вверху зоны. В то же время все стержни СУЗ, задействованные в A3, расположены вверху, и при возникновении локального реактора внизу поглотители нейтронов туда вводятся с большим опозданием. В СУЗ РБМК были еще так называемые укороченные стержни-поглотители. Они всегда расположены в нижней части активной зоны или выведены из нее вниз. Поэтому они могут низа зоны достичь быстро. Но <из-за допущенного грубейшего, совершенно нелогичного просчета в проекте защиты стержни УСП не были подключены к сигналу общей аварийной защиты АЗ-5, что исключило их быстрое введение в объем возникновения неконтролируемого зонального реактора в нижней части активной зоны - в самый опасный район с точки зрения разгона реактора>. Внизу активной зоны локальный реактор создавался не по технологическим причинам, он создавался самой системой СУЗ. Из-за неоднородности стержней (поглотители, вытеснители, столбы воды) при нахождении стержня вверху в нижней части канала - столб воды высотой 1,25 м. Замещение этих столбов графитовым вытеснителем, слабее поглощающим нейтроны, и создает местный реактор. <Наличие столбов воды под графитовыми вытеснителями обусловило второй грубейший просчет в конструкции системы СУЗ>. Комментарии Б.Г. Дубовского к этому явлению: <К великому сожалению, опасная предаварийная ситуация после нажатия кнопки АЗ-5, произведенного по команде начальника смены для остановки реактора, перешла в первую стадию аварийного процесса, обусловленного разгоном образовавшегося в нижней части активной зоны зонального неконтролируемого реактора (подумать только: нажатие кнопки аварийной защиты АЗ-5 - кнопки спасения - вызывает взрыв реактора)>. При этом проявил себя третий принципиальный просчет в конструкции стержней A3 и вообще всех стержней-поглотителей - малая скорость их введения в активную зону при немыслимо большом полном времени погружения 18...20 с. В то же время, как в нижней части создан реактор с большой надкритичностью и нейтронная мощность в нем начала резко возрастать, поглотители еще далеко. За время их движения нейтронная мощность успевает реализоваться в тепловую (для специалистов - тепловая постоянная времени твэлов 10 с). И здесь уже проявляет себя паровой эффект реактивности - вода в технологических каналах превращается в пар, что ведет опять же к возрастанию реактивности и увеличению мощности. Всплеск нейтронной мощности мог привести к вскипанию воды и в каналах СУЗ и также к увеличению реактивности. Так проектантами были выбраны характеристики реактора. <Выбор столь неудачных, по сути дела опаснейших физических характеристик, особенно при работе реактора на малом уровне мощности, по-видимому, был сделан для достижения более выгодных экономических показателей>. Убедительно показав несостоятельность A3 и всей системы СУЗ, профессор убежден, что именно она в сочетании с большим положительным паровым эффектом реактивности взорвала реактор четвертого блока 26 апреля 1986 г. Дело не только в убеждении - таких немало, дело и в активной гражданской позиции Б.Г. Дубовского. Вот выдержка из его письма к М.С. Горбачеву после организации в Верховном Совете комиссии по рассмотрению причин возникновения и последствий Чернобыльской аварии: <Продолжающееся несправедливое взваливание на Чернобыльский персонал ответственности исключает дальнейшее развитие энергетики - невозможно в будущем исключить ошибки персонала. Допущенные персоналом нарушения, при минимальном соответствии защиты реактора своему назначению, свелись бы только к недельному простою. Командно-административная околонаука ввела в заблуждение народ, Академию наук, академика Сахарова, Верховный Совет. Прошу предоставить возможность объяснить экологам Верховного Совета истинные причины аварии Чернобыльского реактора и необходимые меры по обеспечению безопасности>. 27.11.89 г. Говоря о недельном простое из-за нарушений персонала, профессор скорее всего отдает дань висящему на персонале обвинению. На самом деле при нормальной защите, как максимум, могла произойти несанкционированная остановка без каких-либо разрушений. Реактор РБМК после модернизации его является фактически новым реактором, существенно отличающимся по уровню безопасности от прежнего. Принятые меры неадекватны объявленной версии о вине персонала, она явно преувеличена. Нужна правильная оценка просчетов и ошибок персонала и создателей реактора, что будет только на пользу установлению нормального психологического климата в коллективах АЭС, их семьях и у населения прилегающих к АЭС районов. Б.Г. Дубовский в течение четырнадцати лет руководил службой ядерной безопасности страны, неоднократно участвовал в расследовании аварий, связанных с самопроизвольной цепной реакцией, какая и была в Чернобыле. Знает, о чем говорит: <Целесообразность проведения повторного расследования, кроме более ясного понимания допущенных научно-технических просчетов, обусловлена тем, что непосредственно после аварии некоторые участники, допустившие ошибки, заведомо искажают обстоятельства, которые привели к аварии; в некоторых случаях возможен групповой сговор>. <Соответствует ли принципам гуманности упоминание руководителей, причастных к возникновению аварии, уже ушедших из жизни (Фейнберг, Кунегин) или ставших почетными заслуженными пенсионерами (Александров, Доллежаль)? Думается, что с учетом трагических последствий аварии на четвертом блоке ЧАЭС, именно соображения гуманности требуют отказа от анонимности. Во имя памяти о погибших и справедливости к пострадавшим и, что очень важно, для исключения возникновения новых крупномасштабных аварий>. Слова справедливые, основаны на знании предмета разговора. Ничего сказанного в работе Б.Г. Дубовского опровергнуть нельзя, можно только констатировать - все так и было. Есть только уточнение, связанное с незнанием Б.Г. Дубовским одного практического обстоятельства. Профессор говорит, что эксперименты, связанные с изменением реактивности более 0,5? эфф (равно 5 стержням РР), следует проводить только при достижении стационарного режима по ксенону и при значительном и примерно стабильном запасе реактивности на мощности более 30 %. Хотя утверждение не бесспорно, но для реактора РБМК можно согласиться. Исходя из этих соображений делается вывод: <Главным принципиальным просчетом, допущенным персоналом АЭС, был крайне неудачный, безграмотный выбор времени для проведения заведомо опасного эксперимента - при сильном снижении величины запаса реактивности из-за быстрого радиоактивного накопления сильнейшего поглотителя нейтронов - ксенона>. Не претендуя на особую грамотность, могу сказать, обычные для эксплуатационника расчеты мне были доступны. Связанные с экспериментом изменения реактивности были только при пуске и остановке ГЦН из-за изменения паросодержания теплоносителя. По справке Отдела ядерной безопасности, выданной нам, паровой эффект реактивности составлял +1,29? эфф Отсюда, при остановке четырех насосов из восьми, изменения реактивности больше двух стержней не насчитать. Б.Г. Дубовский, видимо, имел ввиду величину парового эффекта в 5- 6 ? эфф , намеренную после аварии. Остановки насосов и притом более быстрые, чем при эксперименте, возможны во время обычной работы реактора при отключении электрической секции. Значит, вообще там работать было нельзя? Впрочем, это так и было, но эксперимент здесь ни при чем. Отчет А.А. Ядрихинского, инспектора Госатомэнергонадзора на Курской АЭС В работе А.А. Ядрихинского впервые поставлены вопросы о соответствии реактора РБМК, по его состоянию на 1986 г., основным нормативным документам по ядерной безопасности реакторов - ОПБ и ПБЯ. Правда, из этой же работы видно, что это не первый документ, но те мне неизвестны. Нормативные документы содержат необходимые и достаточные требования по проектированию, строительству и эксплуатации реакторов и энергоблоков. Каждое требование Правил должно быть выполнено, в противном случае безопасность должна обосновываться, подтверждаться расчетом и согласовываться с оговоренными инстанциями. По реактору РБМК никаких отступлений не объявлялось и согласований не производилось. Выходит, по мнению авторов, РБМК полностью отвечал требованиям этих документов. Сомнения в этом возникали и раньше, но лишь осмысливание аварии и последующих расчетов выявило для эксплуатационников суть реактора РБМК. Как указывает А.А. Ядрихинский в перечне, составленном на Курской АЭС, за реактором РБМК числится ни много, ни мало - 32 отступления от требований ПБЯ, ОПБ и Правил устройства и безопасной эксплуатации АЭС. Понятно, не все эти отступления оказали влияние на возникновение аварии 26 апреля 1986 г. Но и тех, которые <действовали> 26 апреля, достаточно, больше десятка, и это убедительно показано в работе. Установление невыполненных конструкторами конкретных пунктов документов, имеющих силу закона, важно. Это исключает произвол в толковании, ставит на законную, правовую основу - мог или не мог реактор безопасно эксплуатироваться. Если реактор не отвечал законным требованиям, то ответственность за это несут создатели его, и проталкивание реактора в эксплуатацию преступно. Об этом прямо говорится в ПБЯ, как и в других нормативах: <Лица, виновные в нарушении <Правил>, привлекаются к административной или судебной ответственности в соответствии с действующим Законодательством>. Сомнения в объективности расследования причин аварии, где основными действующими лицами были авторы проекта реактора - потенциальные виновники аварии, и заставили провести независимое расследование. На основании этого расследования А.А. Ядрихинский приходит к выводу, что <авторы проекта должны быть ответчиками, а не истцами, как это имеет место сейчас>. Называет он и конкретные лица: <Настоящих, ныне действующих виновников Чернобыльской аварии немного. Это академик А.П. Александров, академик И.А. Доллежаль - руководители всех работ по реакторам РБМК, член-корреспондент И.Я. Емельянов - руководитель работ по СУЗ реактора и Главный государственный инспектор по ядерной безопасности СССР Н.И. Козлов; последний признал реактор РБМК ядернобезопасным, хорошо зная, что это не так>. Они должны быть признаны виновными согласно ими же разработанным ПБЯ. Не являясь прокурором или судьей, не берусь судить о степени ответственности указанных лиц. но вина их несомненна. Речь не о судебной ответственности. Прошло уже более пяти лет после аварии. И законы наши к кому жестоки, к кому сверхгуманны. Вспомним министра внутренних дел Узбекистана Яхьяева. Совершая преступления, получал ордена. Потом эти награды стали индульгенцией за преступления. Но выяснить истину и снять необоснованные обвинения с персонала необходимо. Сделать это будет совсем непросто. Ложь с ясными глазами продолжается. Министерство атомной энергетики выпустило перечень отступлений, согласованный с Главным конструктором и Научным руководителем, где основные нарушения ПБЯ отсутствуют. Нет там пунктов 3.2.2, 3.3.21, 3.3.26, 3.3.28, процитированных мной здесь. Непонятно, как можно не заметить или отрицать их нарушение. Пока будут заниматься те же люди, сдвига не будет. На заседании комиссии Верховного Совета, куда меня пригласили рассказать обстоятельства, при которых произошла авария, присутствовавший там же заместитель директора НИКИЭТ Ю.М. Черкашов начал выяснять, был ли я на БЩУ в момент провала мощности реактора. Как будто физические явления от моего присутствия могут измениться. Долгов из судебно-технической комиссии: <Зачем в нарушение программы эксперимента вывели защиту по останову двух ТГ?> Хотя ни слова о защите нет в программе, и он это знает. Эти участники делают все, чтобы утопить расследование в мелочах, совершенно ненужных, но сути не касаться. Правда, председатель комиссии быстро разобрался. Но я был всего два раза, а они постоянные участники. Предвосхищать решение комиссии Верховного Совета не могу и не берусь. Уверенности, что гнет официального обвинения персонала будет преодолен, нет. Хотя, думаю, так называемым недостаткам реактора наконец-то дадут истинное название. Если недопустимые пороки реактора - недостатки, то и обнаруженная беременность весталки - недостаток. А из истории мы знаем, что весталок с таким <недостатком> живыми замуровывали. Какими бы хорошими, верными и решительными не были отчеты А.А. Ядрихинского и Б.Г. Дубовского, это отчеты самодеятельные, им никакая официальная организация делать их не поручала. А ПОТОМУ все официальные институты могут делать вид, что их нет. Организаций же в Советском Союзе, заинтересованных в установлении несоответствия реактора РБМК нормативным документам, нет. Будьте уверены, если бы реактор отвечал нормам проектирования, то отчет с подробнейшими доказательствами ИАЭ и НИКИЭТ создали бы в течение недели после аварии. Не нужно это и Министерству энергетики и его преемнику Министерству атомной энергетики. Право и обязанность установить согласие реактора с нормами непосредственно лежат на надзорном органе - Госатомэнергонадзоре. Однако, не выполнив свои надзорные функции до аварии, этот орган, вернее работающие в нем люди, в течение нескольких лет и после аварии противились. Надзорный орган, хотя именовался Государственным, таковым по существу не являлся. А до 1984 г. вообще был подразделением Минсредмаша - карманный надзорный орган. Формально наделенный большими правами, фактически пользоваться ими не осмеливался. Даже после аварии. Неоднократные запросы Госатомэнергонадзора о предоставлении обоснования безопасности реактора РБМК создателями его - Научным руководителем и Главным конструктором попросту игнорировались. В 1986 г. при решении вопроса о пуске первого блока ЧАЭС, остановленного после аварии, вновь возник вопрос о предоставлении материалов с обоснованием безопасности. На что присутствовавший там Научный руководитель А.П. Александров ответил: <Какие еще вам обоснования, если здесь Я. Я говорю: реактор безопасен - пускайте>. И по решению Правительственной комиссии пустили. Апломб и привычка властвования А.П. Александрова понятны. Менее понятны действия надзорного органа и всей комиссии: в заявлениях А.П. Александрова о надежности реактора не было недостатка и до аварии. И вот, поди ты, сработало. И на этот раз. Лишь после смены руководства, наконец-то, надзорный орган решился посмотреть, в каких отношениях находился РБМК с законными требованиями по проектированию. В 1990 г. состоялось заседание Научно-технической секции с приглашением представителей различных организаций. Был рассмотрен отчет А А. Ядрихинского. Не касаюсь вопросов протекания процесса взрыва и количества выброшенного радиоактивного материала. Одному человеку решить эту задачу не под силу. Полагаю, точная картина взрыва никогда не будет описана. Нам она не интересна. Нам надо знать начало, и что к этому злополучному началу привело. На заседании секции впервые комиссией различных организаций было признано большое (более 20) количество нарушений статей ПБЯ и ОПБ. Только представители Главного конструктора не согласились с таким решением. Это уже страшно, таких людей от конструирования реакторов надо отстранять. Независимо от мотивов, которыми они руководствуются: не осознают этих нарушений или осознают, но отрицают. И то, и другое недопустимо. Комиссия Н.А. Штейнберга была назначена приказом Председателя Госатомэнергонадзора No 11 от 27.02. 1990 г. и в январе 1991 года выпустила доклад. Комиссией изучены многие десятки документов по проекту реактора, послеаварийные расчеты и исследования, аварийная документация. На мой взгляд (известно мне не все), это наиболее объективный и полный доклад с освещением различных аспектов по реактору и причинам, приведшим к катастрофе. В изложении событий 26 апреля комиссия не прибегает к необоснованным предположениям, и выводы делаются практически только на основе документов. Мое представление, представление очевидца событий, совпадает с описанием их в докладе в последние минуты перед взрывом. Считаю нужным привести с сохранением всех цифровых данных. Для специалистов в атомной энергетике оно представляет несомненный интерес, остальные могут не читать. <Таким образом, перед началом испытаний параметры активной зоны обусловили повышенную восприимчивость реактора к саморазгонному процессу в нижней части активной зоны. Комиссия считает, что такое состояние создалось не только потому, что имел место повышенный против обычного расход теплоносителя через реактор (под воздействием работы восьми, вместо обычных шести, ГЦН повышенный расход препятствует парообразованию), а прежде всего малым значением мощности реактора. Подобные теплогидравлические параметры могут иметь место при каждой разгрузке реактора (подчеркнуто мной - А. Д.). Исходное состояние блока непосредственно перед испытаниями на 01 ч 23 мин характеризовалось следующим: мощность - 220 МВт, ОЗР (величина получена после аварии по программе ПРИЗМА - АНАЛОГ по состоянию на 12 ч 22 мин 30 с) - 8 стержней PP. поле по высоте двугорбое с максимумом вверху, расход теплоносителя -56 м 3 /ч, расход питательной воды - 200 т/ч, теплофизические параметры близки к стабильным. Руководство смены энергоблока сочло, что проведение испытаний подготовлено, и после включения осциллографа последовала команда на закрытие стопорно-регулирующих клапанов, которые были закрыты в 01 ч 23 мин 04 с. Как в этот период, так и в течение примерно 30 с процесса выбега 4-х ГЦН, параметры энергоблока уверенно контролировались, находились в ожидаемых для данного режима пределах и не требовали каких-либо действий персонала. Однако, пользоваться A3 реактора данного конструктивного исполнения в условиях допущенного снижения ОЗР ни по аварийным сигналам, ни вручную после завершения испытаний без повреждения активной зоны -уже было нельзя, по-видимому, на чиная с 00ч ЗОмин 26.04.86г., что требуется проверить дополнительными исследованиями. 4.6.2. Период испытаний по программе. Начавшиеся в 01 ч 23 мин 04 с испытания вызвали следующие процессы в реакторной установке: ГЦН, получившие электропитание от замедлявшего свое вращение ТГ-8 (ГЦН - 13, 14, 23, 24), снижали обороты и уменьшали производительность. Остальные ГЦН (ГЦН - 11, 12, 21, 22) в небольшой степени ее увеличивали Суммарный расход теплоносителя снижался. За 35 с переходного процесса он снизился на 10... 15 % от исходного. Снижение расхода теплоносителя вызвало соответствующее увеличение паросодержания в активной зоне, чему в некоторой (малой) мере противодействовало повышение давления вследствие закрытия СРК ТГ-8. Математическое моделирование этой стадии процесса выполнено советскими и американскими специалистами. Оно показало хорошее согласие теоретических предсказаний с действительно зарегистрированными. Оба расчета показали: высвободившаяся пустотная (паровая) реактивность была незначительна и могла быть скомпенсирована небольшим погружением в активную зону стержней АР (до 1,4 м). В процессе выбега ТГ-8 не происходило увеличения мощности реактора. Это подтверждается программой ДРЕГ, которая с 01 ч 19 мин 39 с до 01 ч 19 мин 44 с и с 01 ч 19 мин 57 с оо 01 ч 23 мин 30 с, т.е. до испытаний и значительную часть периода испытаний, регистрировала сигнал <ПК - ВВЕРХ>, при котором стержни АР не могут двигаться в активную зону. Их положения, зарегистрированные в последний раз в 01 ч 22 мин 37 с, составляли: 1,4; 1,6; 0,2 м для 1АР, 2АР, ЗАР соответственно. (Стержни могут двигаться в активную зону. Просто не было причины для этого - мощность реактора не возрастала - А.Д.). Таким образом, ни мощность реактора, ни другие параметры реакторной установки: давление и уровень в барабан-сепараторах, расходы теплоносителя и питательной воды и другие - не требовали какого-либо вмешательства ни персонала, ни предохранительных устройств на протяжении периода от начала испытаний до нажатия кнопки АЗ-5. Комиссия не выявила событий или динамических процессов, например, незаметно начавшегося разгона реактора, которые могли бы стать исходным событием аварии. Комиссия выявила наличие достаточно продолжительного исходного состояния реакторной установки, при котором под воздействием возникшей по какой-либо причине положительной реактивности мог развиться процесс увеличения мощности в условиях, когда A3 реактора могла и не быть таковой. 4.6.3. Развитие аварийного процесса. В 01 ч 23 мин 40 с старшим инженером по управлению реактора была нажата кнопка АЗ-5 ручной аварийной остановки реактора. Комиссии не удалось достоверно установить, по какой причине она была нажата>. Глава 16. ЕЩЕ О ЧЕРНОБЫЛЕ (неопубликованная на русском языке статья) Группа экспертов МАГАТЭ в 1986 г. выпустила доклад ИНСАГ-1 о причинах катастрофы на ЧАЭС и через семь лет вышел их откорректированный доклад ИНСАГ-7. Семь лет - срок достаточный для изучения многих исследований и составления собственного мнения. По выходу ИНСАГ-7 в журнале "Nuclear Engineering" напечатана статья господина Д. Вэлли "Кто виноват в Чернобыльской аварии - зрелые размышления Международной Консультативной Группы по ядерной безопасности" Попробуем оценить зрелость размышления экспертов. 1. О недогреве теплоносителя Уже восемь лет бытует ошибочное утверждение, что в связи с большим расходом теплоносителя недогрев его на входе в активную зону уменьшился, кипение началось в самом низу активной зоны и, как следствие, возникла теплогидравлическая неустойчивость. На ошибочность этого автор статьи указывал еще в 1986 г., затем в письме на имя директора МАГАТЭ. /./. Доклад, п. 2.9. "Эти условия привели к началу кипения в нижней части активной зоны или вблизи нее". Согласно Регламенту недогрев - разность температур воды в барабан-сепараторах и на входе в активную зону. Он действительно уменьшается при увеличении расхода, но при этом возрастает давление на входе в активную зону и, соответственно, температура кипения (рис. 1, Приложение 3). При малой мощности реактора кипение вообще начинается за пределами активной зоны в трубах ПВК, постепенно опускаясь с увеличением мощности. И чем больше расход, тем выше граница начала кипения. Конкретно 26 апреля при мощности реактора 200 МВт (мощность канала в центральной части активной зоны порядка 160 МВт) кипение начиналось в самом верху зоны (табл. 1 и рис. 2, Приложение 3). 1.2. Доклад, п. 5.2.3. "Реактор эксплуатировался в режиме кипения теплоносителя в активной зоне и в то же время с незначительным или нулевым недогревом на всасе насосов и на входе в активную зону. Такой режим сам по себе мог привести к разрушительной аварии, ... учитывая положительные обратные связи по реактивности реактора РБМК". Реактор эксплуатируется только в кипящем режиме и согласно Регламенту допускает работу с малым, вплоть до нулевого, недогревом, смотри Регламент, глава 9. Это условие обязательное, поскольку избежать таких режимов нельзя в принципе - они возникают при любом подъеме мощности, при снижении давления в сепараторах. Интересная позиция экспертов - объяснить персоналу разрушительное действие положительной обратной связи. Хорошо (операторы будут знать, почему погибли, покалечены), но лучше, чтобы реактор отвечал нормам проектирования. Если реактор взрывается в режиме, избежать которого нельзя, то ответ один - запрет эксплуатации. Что тут объяснять? 26 апреля недогрев был примерно один градус, и давление медленно нарастало (табл. 2, Приложение 3). 2. О работе ГЦН 2.1. Эксперты реанимировали давно отвергнутую версию о срыве насосов. Не было срыва циркуляции: - если при снижении давления насосы не срывало, то почему бы это произошло при росте давления? - системой контроля зарегистрирована исправная работа насосов вплоть до резкого скачка мощности; - насосы, запитанные от "выбегающего" генератора, сорвать никак не могло - нет причин; - однако первыми отключились именно "выбегающие" насосы (см. ИНСАГ-7, Приложение I, табл. I-I), затем - запитанные от резерва. Это указывает, что причиной прекращения подачи теплоносителя стал резкий наброс мощности. Есть и еще доводы, однако, если экспертам этого недостаточно, то уж ничем их не убедишь. 2.2. Тот реактор действительно взрывался при срыве ГЦН. А это могло быть при разрыве паропроводов, при открытии и непосадке главных предохранительных клапанов, при МПА ... Но винить в этом нужно только авторов реактора. Чтобы закончить о ГЦН, остановлюсь: 2.3. Доклад, п. 2.8. "Более того, поскольку температура теплоносителя на участке от циркуляционных насосов до входа в активную зону изменяется незначительно, при весьма малом недогреве, температура внутри насосов и на всосе в них близка к точке кипения". Какое-то странное объяснение прямого и ясного: температура на всасе насосов приближается к точке кипения при большом расходе теплоносителя из-за меньшего расхолаживания его питательной водой и увеличения потери напора в опускном тракте (см. рис. 1, Приложение 3). 2.4. Доклад, п. 2.9 . "После отключения турбины работа запитанных от нее насосов начала замедляться, поскольку скорость вращения турбины снижалась и падало напряжение связанного с ней генератора. Понижающийся расход через активную зону вызывал повышение паросодержания в активной зоне и обусловил появление первоначальной положительной обратной связи по реактивности, которая, по крайней мере отчасти, была причиной аварии". Снижение расхода на 10 % за 36 с выбега вызвало рост реактивности такой, с которым АР успешно справляется. Никакого увеличения мощности не было. Достаточно посмотреть график мощности, предоставленный в МАГАТЭ в 1986 г. Об этом же сказано в Приложении I, п. 1-4. 6. 2. (ИНСАГ-7). - Если мало, то попросили бы члена группы Е. Бурлакова и он представил бы расчет от 1986 г. своего сотрудника А. Апресова (см. табл. 2, Приложение 3). За время выбега плотность теплоносителя изменилась на 6 кг/м 3 (табл. 2, Приложение 3), что дает рост реактивности порядка 24*10 -6 в реальных условиях скорость изменения реактивности бывает в несколько раз больше. Так в принципе верная мысль без учета фактических данных и хотя бы элементарных расчетов ведет к необоснованным (ложным) выводам. Таким образом, вопросы о недогреве теплоносителя, о срыве и выбеге ПЩ, равно и сам вопрос о выбеге ТГ, к аварии отношения не имеют. Если бы в самый последний момент отказались проводить эксперимент, то результат был бы тот же. Как теперь ясно, ранее не раз были на грани катастрофы: вслед за срабатыванием A3 были случаи выпадения сигналов АЗМ и АЗС. Их не должно быть, посчитали ложными не сумев осмыслить. А это были фактические набросы мощности, вызываемые A3, не отмеченные самописцем СФКРЭ из-за инерционности используемых серебряных датчиков. А сигналы АЗМ и АЭС успевали выпадать, поскольку работают от менее инерционных ионизационных камер, но самопишущего прибора от них не было. Сравните с 26 апреля: в 23 мин 40 с кнопкой сброшена A3, через 3 с выпали сигналы АЗМ и АЗС. Здесь уместно высказать следующее: в Приложении II, глава Н-2. 5. 3. (ИНСАГ-7) сказано, что одна из расчетных моделей не воспроизводит такого разгона реактора, когда на третьей секунде от момента сбрасывания АЗ-5 появляются сигналы, превышающие уставки по мощности и скорости ее нарастания. Возможно, но рассматривать надо не три, а почти четыре секунды, поскольку дискретность фиксации - одна секунда. Тогда (см. рис. 16.1), нет противоречий. Для пояснения сказанного: между двумя событиями 1994 и 1995 гг. промежуток времени может быть и два часа и два года без двух часов. 3. Оперативный запас реактивности Авторы реактора, а с ними и эксперты МАГАТЭ, по нарастающей присваивают параметру ОЗР одну функцию за другой: 3.1 Возможность маневрировать мощностью. 3.2 Компенсация выгорания топлива. Это естественные для всех реакторов функции, они оговорены в книгах и в правилах. 3.3 Регулирование энерговыделения по объему реактора. Тоже вроде бы естественная функция исходя из "непрерывного" режима перегрузки топлива и больших размеров, хотя РБМК - не единственный большой реактор. 3.4 Гарант работоспособности защиты реактора. Причем ограничения налагают не по максимуму, что было бы естественно, а по минимуму (?). 3.5 Работоспособность обеспечивается не только при определенном ОЗР, но еще должна соблюдаться некая конфигурация стержней. А вот это уже абсурд, нарушение всех норм проектирования. Конструкторы допустили явную ошибку в конструкции стержней, когда при движении в одну сторону они вносят реактивность разного знака. Сразу после аварии стержни были признаны негодными всеми, включая авторов, но, удивительно, конструкторы нашли поддержку экспертов. Доклад, п. 5.1. "Положительный выбег реактивности мог произойти только вследствие особого положения стержней СУЗ". Таких "особых положений" множество, а выбег реактивности произошел только вследствие ошибочной конструкции стержней. При нормальной конструкции никаких "особых положений" нет и быть не может. Вопрос - зачем экспертам понадобилось защищать давно отвергнутое? И, наконец, еще одна функция - соблюдение в предельных рамках парового коэффициента реактивности. Доклад, п. 4.2. "При обсуждении сценария оказалось, что операторам, по-видимому, неизвестно о другой причине важности ОЗР, которая заключается в том, что он может сильно влиять на паровой и мощностной коэффициенты". Да, персонал не знал - откуда ему это узнать, если авторы реактора не знали. А. Абагян, Ю. Черкашов и другие "по забывчивости" не рассказали, когда им это стало известно. Здесь изменение ОЗР происходит за счет отравления реактора, т.е. появление ксенона компенсируется извлечением стержней. Однако равносильно влияя на коэффициент размножения, действие на паровой коэффициент оказывают не одно и то же. И это отнюдь не очевидно. Все же оценим эффект. Регламентом определена величина ОЗР от 30 до 15 стержней. Снижение до 15 стержней в вину операторам ставить нельзя, да и работать иначе невозможно. Операторы просмотрели (смотреть не по чему) снижение ОЗР до восьми стержней. Итого, на их совести 7 стержней. В статье Н. Лалетина (журнал "Атомная Энергия". 1993. Т. 74. Вып. 3) изменение ОЗР на 25 стержней изменяет паровой эффект на 0,5 %. Следовательно, семь стержней добавили 0,14 %. Плохо, но фатальную роль сыграла не эта добавка, а существовавший паровой эффект реактивности 2,5...3,0%. Чтобы понять это, вовсе не надо быть в ранге международных экспертов. После аварии в активной зоне разместили 80 ДП (по влиянию на паровой эффект реактивности ДП равносилен стержню СУЗ). Но и 80 ДП мало, а больше размещать нельзя, поскольку они устанавливаются в технологических каналах и потому уменьшается число ТВС. Только от нужды увеличили ОЗР до 43...48 стержней с ограничением снижения запаса до 30, не менее. Для работы такой запас не нужен, да и запрещено оператору его использовать, в его распоряжении, как и до аварии, 15 стержней. Большая реактивность, компенсируемая оперативными органами, - довольно странный метод повышения безопасности. Загадочные дела с реактором РБМК. До аварии он был единственным в мире реактором, особо ядерно-опасным при малом запасе реактивности. 4. Паровой коэффициент реактивности Как в докладе экспертов, так и в других документах говорится о паровом коэффициенте реактивности, в то время как говорить надо о паровом коэффициенте недопустимой величины. Оказывается, после аварии на Ленинградской АЭС в 1975 г. Научно-техническим советом Минсредмаша было приня- Небольшой комментарий к рисунку. Кривая 1 не обеспечивает безопасность - выбег реактивности при изменении плотности до 0,4 г/см 3 составляет 2? эфф . Ошибка та же, что и при изменении реактивности, компенсируемой стержнями СУЗ, - рассматриваются только крайние состояния. Кривая 2 поименована - действительная зависимость в момент аварии 26 апреля. Иезуитский прием - не ложь и не правда. Такой паровой эффект был на всех реакторах РБМК и не только 26 апреля. Кривая получена за несколько лет до аварии сотрудником ИАЭ В. Ивановым и подтверждена измерениями после. Руководство Иванову не поверило. Понимали, что грозит взрывом, но не проверили ни расчетом, ни экспериментом. Вот так. Можно спросить, почему Иванов не кричал? Кричал там один, В.П. Волков, так его быстро до инвалидности довели. Нечистыми приемами пользуются и эксперты. 4.1 . Доклад, п. 4.2. "В условиях аварии паровой коэффициент возрос до такой степени, что он стал преобладать над другими компонентами мощностного коэффициента, и сам мощностной коэффициент сделался положительным". Смысл фразы - 26 апреля был какой-то особый режим, ну, а кто его осуществил - понятно. Операторы сделали положительным мощностной коэффициент, поскольку ОЗР был 8 стержней. Так ли? Может, как и в 1986 г., у экспертов не было информации? Была. На стр.45 Приложения! к докладу ИНСАГ-7 читаем: "Вторые поколения АЭС с РБМК с самого начала загружались топливом с обогащением 2% по урану-235, однако и при этом обогащении по мере роста выгорания до значения 1 100... 1 200 МВт сут/ТВС и при регламентном оперативном запасе 26...30стержней РР величина парового коэффициента становилась близкой к +5 ? эфф . Близкие значения выгорания были на 4-м блоке ЧАЭС перед аварией". И далее - при таком паровом коэффициенте мощностной коэффициент равен +0,6? эфф /МВт при мощности более 50 %. При меньшей мощности он тем более положителен. 4.2. В упомянутой выше статье Н. Лалетина отмечено: "Важно, что для равномерно выгоревшей зоны паровой эффект примерно в два раза больше, чем для зоны с таким же средним выгоранием, но распределенным по топливным каналам от нулевого до примерно удвоенного среднего значения. Рис. 16 .2. Зависимость реактивности р от плотности теплоносителя ?. 1 - проектные расчеты; 2 - действительная зависимость в момент аварии 26 апреля 1986 г.; 3 - современное состояние после внедрения мероприятий. Отсюда следует, что состояние реактора в конце переходного периода, когда удалены все дополнительные поглотители, опаснее состояния установившихся перегрузок, хотя они и совпадают по среднему выгоранию". (При первоначальной загрузке реактора свежими ТВС для погашения избыточной реактивности в зону загружается порядка 240 ДП). Активная зона 4-го блока находилась именно в конце переходного периода: 1 ДП, 1 незагруженный канал, 1 659 кассет со средним выгоранием 1 180 МВт сут/ТВС. Основная часть ТВС (75 %) представляла собой сборки первой загрузки с выгоранием 1 150... 1 700 МВт сут/ТВС. Можно сказать, что паровой эффект был больше +5 ? эфф , хотя и этого вполне достаточно для взрыва. И вопрос экспертам - операторы "сделали" положительным быстрый мощностной коэффициент или проектанты? 4.3. Доклад, п. 2.1. "Поэтому, хотя паровой коэффициент реактивности и изменялся в широком диапазоне от отрицательных до положительных значений в зависимости от состава активной зоны и рабочего режима реактора, быстрый мощностной коэффициент в нормальных эксплуатационных условиях оставался отрицательным. Во время аварии как паровой, так и мощностной коэффициенты реактивности оказались положительными". Если не для оправдания проектантов, то зачем вообще эта фраза? Согласно Регламенту нормальными эксплуатационными режимами считались все уровни мощности от минимально-контролируемого до номинала, и время работы нигде не ограничивалось. Если эксперты хотели сказать, что мощностной коэффициент оставался отрицательным при номинальной мощности, то верно, но явно недостаточно. Нормы проектирования требуют этого при всех эксплуатационных и аварийных режимах. 5. Еще замечания по докладу ИНСАГ-7 5.1. Доклад, п. 4.1. "Аварийный останов реактора перед резким скачком мощности, приведшим к разрушению реактора, безусловно, мог явиться решающим фактором, способствующим этому". То есть, эксперты говорят, что должен был произойти скачок мощности реактора и персонал то ли предвидел это, то ли случайно перед скачком сбросил защиту, чем ускорил или даже предопределил катастрофу. Это новое. Почему эксперты не высказали причины предстоящего скачка мощности, хотя бы предположительно? Ни одна комиссия причин не нашла. Автор статьи, как очевидец, утверждает: кнопка защиты нажата в спокойной обстановке. Есть также свидетельства очевидцев Г. Метленко и А. Кухаря. В Приложении I, п. 1-4.9., к ИНСАГ-7 сказано, что комиссия не нашла причин сброса A3. Причина сброса защиты одна - желание остановить реактор по окончании работы. Сброс защиты не "способствовал" разрушению реактора, а вызвал его. 5.2. Доклад, п. 4.1. "Разрушение топливного канала явилось бы причиной резкого локального возрастания паросодержания вследствие превращения в пар теплоносителя; это привело бы к локальному росту реактивности, который вызвал бы появление распространяющегося эффекта реактивности". "Ловушек" для персонала тот реактор имел много более, чем эксперты назвали. Разрыв канала (одного, двух) к ним не относится. При разрыве канала количество воды в зоне увеличится и не имеет значения - в виде пара или жидкости. Кроме того, вода охладит графит. Обе причины приведут к снижению реактивности. 5.3. Доклад, п. 5.2.1. "Заявлялось, что длительная эксплуатация реактора на уровне мощности ниже 700 МВт запрещена. Это заявление основывалось на неправильной информации. Такое запрещение должно было существовать, однако в тот момент его не было". Тот реактор "успешно" взрывался и при 700 МВт. Для него не было безопасного уровня мощности. Был только более или менее опасный. С другой стороны, реактор, отвечающий нормам проектирования, в таком ограничении не нуждается. Никакого технического обоснования безопасности при мощности выше 700 МВт нет. А приняла она прямо-таки мистический характер (заставив на весь мир врать академиков и докторов) только для обвинения персонала. Уровень в 700 МВт при составлении программы устанавливал автор данной статьи, исходя из побочных соображений. В момент составления программы предполагалось, что будем проверять главные предохранительные клапана, для чего необходима значительная мощность - пропускная способность одного клапана 725 т пара в час. Поскольку выполнение программы выбега ТГ было отнесено на самый конец (из-за подключения большинства механизмов на резервное питание - это и есть меры безопасности, в отсутствии которых критикуется программа) и реактор при этом глушился, то, чтобы не ждать снижения мощности, был записан уровень при предполагаемой предшествующей работе. После непланированного провала мощности реактора автор же статьи принял решение ограничиться подъемом до 200 МВт ввиду достаточности, а не из-за невозможности. Разве не ясно, что при положительном быстром мощностном коэффициенте препятствий для подъема мощности нет? Конечно, при принятии решения учитывалось, что 200 МВт обычная разрешенная Регламентом мощность. 5.4. Нельзя сказать, что аварийные ситуации и данные по эксплуатации не анализировались. Так, после аварии на первом блоке Ленинградской АЭС комиссия (Е. Кунегин и другие) выдала в 1976 г. рекомендации: - снизить паровой коэффициент; - изменить конструкцию стержней СУЗ; - создать быстродействующую A3. Аналогично было и при обнаружении внесения защитой положительной реактивности. В декабре 1984 г. даже был разработан технический проект новых стержней. Были и другие предложения. Однако все это решительно игнорировалось руководством, включая и экспертов МАГАТЭ Ю. Черкашова, В. Сидоренко, А. Абагяна. Этим, господин Д. Вэлли, и объясняется, почему столь мало пользы оказалось от включения в состав экспертов высоких должностных лиц, хотя в их руках техника, вычислители, характеристики реактора... Ввиду игнорирования руководством темы РБМК как первоначально заложенных в проекте, так и выявляющихся в процессе эксплуатации явно опасных физических характеристик, реактор РБМК был обречен взорваться. 6. Причины аварии Реактор не отвечал требованиям более трех десятков статей норм проектирования - более чем достаточно для взрыва. Можно по-другому: реактор перед сбросом защиты был в состоянии атомной бомбы и нет ни единого даже предупредительного сигнала. Как об этом мог узнать персонал - по запаху, на ощупь? 26 апреля авария произошла в результате совместного действия A3 из-за ошибочной конструкции ее стержней и положительного быстрого мощностного коэффициента реактивности. В других ситуациях каждый из этих факторов в отдельности мог привести к аварии. О стержнях СУЗ нет смысла говорить, все достаточно ясно. А вот о мощностном коэффициенте надо. Прежде всего есть смысл посчитать паровой эффект в связи со статьей Н. Лалетина (см. п. 4.2.). Реактор РБМК наиболее опасен был на уровнях мощности примерно до 40 % в зависимости от расхода теплоносителя из-за большого положительного быстрого мощностного коэффициента. Изменение плотности теплоносителя, а с ней и реактивности, отнесенное к единице мощности, на меньшем уровне ее существенно больше, чем вблизи номинала (см. рис. 4, Приложение 3). Конечно, изменение реактивности ставить в прямую зависимость от плотности нельзя, но характер останется тем же. Ни в каких документах по реактору об этом до аварии не было написано. Лишь после нее началось изучение и на низких уровнях мощности, смотри, например, отчет ИАЭ инвентарный номер No ЗЗР/1-1007-90 от сентября 1990 г. После всех принятых мер по снижению парового коэффициента реактивности до 0,8? эфф мощностей коэффициент при 200 МВт стал минус 6*10 -7 ? эфф /МВт. Каким он был при паровом коэффициенте +5? эфф ? Причем, вопреки утверждениям экспертов, большая опасность при меньшем расходе теплоносителя. 7. Действия персонала Прежде, чем говорить о вине персонала, вдумайтесь - реактор взорван аварийной защитой*. Если господин Д. Вэлли вывод о несправедливости обвинения персонала сделал на основе анализа фактического материала приложений к докладу, то он прав. Из самого доклада экспертов этого никак не следует. Скорее наоборот. Например, в 1986 г. В. Легасов и А. Абагян не сообщили факт внесения A3 положительной реактивности из-за явной его одиозности. Эксперты пишут, что если бы знали, то вывод был бы другим. Узнали и сделали вывод -фактически обвинили персонал в сбросе защиты, смотри п. 5.1. статьи. Такого не делали даже во времена самого оголтелого обвинения персонала. В п. 6.6. доклада эксперты пишут: "И все же ИНСАГ по-прежнему придерживается мнения о том, что критические действия персонала были в основном ошибочными". Теперь представим себе реактор, отвечающий нормам проектирования. Какие действия операторов ошибочные, критические? Как и почему операторы обязаны были скомпенсировать неизвестные им ошибки проекта? Только отсутствие законных оснований для обвинения персонала заставило в 1986 г. В. Легасова и А. Абагяна прибегнуть к явной лжи. Ну, с ними понятно. Удивительна готовность, с какой эксперты подхватили ее и выступили в роли прокурора. Перед всем миром обвиняют людей в нарушении документов, которых сами даже не видели. Повязанные первым докладом, эксперты во втором вынуждены держать линию. ИНСАГ-7, как и первый доклад, неточно и просто ошибочно трактует события, процессы, а в принципе верные положения тенденциозностью изложения доводит до ложных. Положительную роль играть не может. За публикацию Приложений I и П экспертов надо поблагодарить. Фактический материал в них верный, для специалистов, безусловно, ценный. Но с выводами и оценочными суждениями надо быть осторожным. Так, в Приложении П: "Данные характеристики реакторной установки... обеспечивали надежную и эффективную работу РБМК во всех регламентных режимах и безопасность для всего перечня проектных аварий в соответствии с утвержденной проектной документацией". Что неверно, это и говорить нечего. Только для порядка: - в перечень не включил и чист проектант? - при МПА реактор взрывался. Бывший зам. главного инженера Анатолий Дятлов Украина, Киев, 1995 г