Чернобыль ч.13. Тернистый путь к истине / vk :: интернет :: История :: Cat_Cat :: длиннопост :: рбмк :: АЭС :: Чернобыль :: Чернобыль Старостина

Чернобыль ч.13. Тернистый путь к истине

Взгляд из-за решётки

Как мы помним, в ИАЭ реальную причину аварии узнали очень быстро, примерно в течение двух недель, а о недостатках, которые и привели к аварии, знали тоже давно. Сотрудник Курчатовского института Волков поднимал вопрос до аварии, сразу после аварии, после чего был лишён доступа в институт, а затем даже написал лично Горбачёву. Горбачёв заслушал все известные версии аварии, а также получил доказательства того, что причиной аварии стала несовершенная конструкция реактора, а точнее - его системы управления и защиты. И всё же официально вина была возложена на персонал, сотрудники ЧАЭС были приговорены в 1987 году к разным тюремным срокам. Что было дальше?

В принципе, дальше ничего сверх важного и не было вплоть до 1990 года. Официальная версия стала главной, поэтому она и доминировала как в советских, так и и в заграничных СМИ. А вот в 1990 году произошёл целый ряд важных событий. Во-первых, из тюрьмы вышел Дятлов. Ещё находясь в тюрьме, он старался выразить свою точку зрения на произошедшее в 1986 году. В частности, он через свою жену передал Щербаку письмо в ответ на интервью Трегуба и Казачкова, опубликованные в документальной повести “Чернобыль”, выпущенной в 1991 году.

Если исходить из тех инструкций, что были перед аварией, все действия персонала правильны. Их вины нет. Все, что делалось, было в пределах полномочий смены. Если бы это оговаривалось особой опасностью, тогда другое дело. Самой высшей властью обладал тогда на блоке Дятлов. Его авторитет и наше доверие… сыграли определенную роль. Леня Топтунов - молодой парень. Его жаль. Я думаю, что если бы сидел на его месте, у меня это просто бы не произошло. Хотя, может быть, я чего-то не знаю <…> Я сочувствую этим ребятам. Мне кажется, мы судим их не за ошибку, а за последствия. Дятлов же наказан больше за характер свой, чем за незнание. Он был очень самоуверен. Отличная память. Если бы не эта самоуверенность, он бы и программу не положил на свои плечи. Он был для нас самым большим авторитетом. Недосягаемый авторитет. Его слово было закон.
Юрий Трегуб. Цитируется по документальной повести Юрия Щербака “Чернобыль”.

Если совсем точно сформулировать, то персонал ЧАЭС стал жертвой как своих ошибок, так и недостаточно устойчивой работы реактора <...> Как бы я наказал виновников? Вина директора Брюханова не в аварии, а в действиях после аварии. Главный инженер Фомин - я убежден - во взрыве не виноват. Может быть, вину несет за послеаварийные действия. Вина Дятлова есть, хотя до сих пор неизвестно - давал он команду на подъем мощности или не давал. Но не 10 лет, по-моему, он заслужил меньше. Начальнику смены станции Рогожкину я бы дал больше. Он был на центральном щите, когда это случилось, - и даже побоялся прийти на ВЩУ-4. Знал, что там радиация. И полностью самоустранился от ликвидации последствий аварии.
Начальнику смены блока Саше Акимову - то есть самому себе - я бы дал лет восемь. И если бы это случилось на моей смене, я бы понимал, что это справедливо. Только, наверно, я бы вообще не жил. Даже если бы выжил, то не вынес бы таких моральных мук. Мне очень жаль Акимова. Ведь он наверняка понял свою ответственность за происшедшее. Через день, через два - но понял. Он очень мужественный человек, он умирал в муках, но прогонял от себя свою жену, потому что от него очень сильно "фонило"…
Игорь Казачков. Цитируется по документальной повести Юрия Щербака “Чернобыль”.

Вот что писал в ответ на это сам Дятлов:

Казачков вину каждого из нас, осужденных, определяет. Так вот, если из нас кто и имеет вину, так это Фомин. Во взрыве только его вина есть. Он знал (а также Лютов и Робов), что аварийная защита дефектная. Он утверждал акт о физпуске, и тогда, конечно, обсуждала комиссия дефект стержней. Но из-за незнания физики он серьезность этого оценить не смог. Лютов равнодушный человек, лодырь, да и физику не очень-то знал. Гобов мог оценить, но он безвольный человек. А комиссия?!

Говоря о причинах произошедшего, Дятлов снова говорил о несовершенстве конструкции реактора. Об этом уже говорили и Трегуб, и Казачков, однако именно замглавинженера станции максимально аргументированно и прямо говорил о недостатках реактора, о том, что сотрудники станции об этом не знали, так как конструкторы не довели до эксплуатантов эту информацию.

Но на этом судебном процессе должно быть выяснено, что реактор не соответствовал вполне конкретным пунктам основополагающих документов, имеющих силу закона по ядерной безопасности. А судить их можно и нужно именно за это. И тогда обвинения оперативного персонала рассыплются сами собой. Не зря же вся эта камарилья, признавая у реактора "недостатки, "особенности" (тут некуда деться!), делает вид, что таких документов: "Общие положения безопасности… ОПБ-82" и "Правила ядерной безопасности - ПБЯ-04-74" - не существует. Ведь если перевести эти "недостатки" и "особенности" реактора в конкретные пункты требований НОРМ, то окажется, что несколько тысяч человек оперативного персонала (это в первую очередь) преступно держались под ударом. Если оперативный персонал этого не знал, то наука обязана была знать! И принять необходимые меры! И напрасно В. Жильцов сетует на отсутствие в оное время мощных ЭВМ. После аварии выяснилось, что наука знала те моменты, дефекты, которые явились определяющими в возникновении аварии. А что не знала, то вполне узналось бы и без современных мощных машин <...>
Главный Конструктор РБМК-1000 академик Доллежаль Н. А. в записке Прокурору говорит, что реактор с 2% обогащением урана и без дополнительных поглотителей в зоне (а именно таким был реактор) НЕУПРАВЛЯЕМ. Не надо быть специалистом, чтобы понять негодность такого реактора к эксплуатации - слово "неуправляем" всем понятно.

Мнение Госпроматомнадзора

В 1991 году свет увидели два доклада советских экспертных групп об аварии на ЧАЭС. Первый - доклад Госкомитета СССР за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетики (Госпроматомнадзор, ГПАН). Возглавил комиссию Николай Штейнберг, который с мая 1986 по февраль 1987 года работал главным инженером на ЧАЭС. Чем этот доклад важен? Он важен двумя моментами. Во-первых, комиссия Госпроматомнадзора содержит обширный список нарушений Общих положений по безопасности от 1973 года (ОПБ-73) и правил ядерной безопасности от 1974 года (ПБЯ-04-74). Постараюсь кратко своими словами расписать, в чём состояли эти нарушения.

Ст. 3.1.6 ПБЯ-04-74. В техническом проекте второй очереди ЧАЭС отсутствовали: перечень отступлений реакторов второй очереди ЧАЭС, обоснование допустимости этих отступлений и согласование этих отступлений с Госатомэнергонадзором (тогда эта структура - одна из предтеч Госпроматомнадзора - входила в состав Минсредмаша). В результате “эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не могла быть адекватной фактическим характеристикам реактора”

Ст. 3.2. ПБЯ-04-74 (аналогичная статья 2.2.3 ОПБ-73). Разработчики реактора не просчитали, как поведёт себя паровой коэффициент реактивности (определение см. в ч.3) при мощности ниже 50% от номинальной (как мы помним, именно такая ситуация сложилась в ночь на 26 апреля). Они считали его только для мощности 50%+. При этом выяснилось, что в реальности ПКР становился положительным при большом выгорании топлива и сильном запаривании реактора. А это значило, что реактор в таких режимах имел тенденцию к саморазгону. Но это не было описано соответствующими документами, что является нарушением правил.

Ст. 3.1.8 ПБЯ-04-74. Разработчики не предусмотрели сигнализации при достижении рядом параметров аварийных или угрожающих значений, в частности ОЗР, слишком низкое значение которого стало для прокурора поводом к обвинению на суде.

Ст. 3.3.1 ПБЯ-04-74. Система управления и защиты (СУЗ) реактора РБМК-1000 не обеспечивала надёжный контроль мощности, управление и быстрое гашение реакции (18 секунд на полный ввод стержней в активную зону, причём на определённых режимах стержни ускоряют реактор), поддержание реактора в подкритичном состоянии. Отсюда вытекают нарушения ст. 3.3.5 (хотя бы одна система должна гарантированно заглушить реактор), ст. 3.3.21 (недостаточно быстрая аварийная защита (АЗ), ведь 18 секунд на ввод стержней - это слишком долго), ст. 3.3.26 (СУЗ не обеспечивала автоматически быстрого и надёжного гашения цепной реакции, если реактор достигнет аварийных значений мощности, реактивности, неисправности любых двух каналов защиты по этим параметрам, обесточивании СУЗ, при нажатии кнопки аварийной защиты.).

Ст. 3.3.28 ПБЯ-04-74. АЗ РБМК-1000 не могла обеспечить полную защиту от создания локальных критических масс в огромном реакторе. Больше того, в определённых режимах она могла такую критмассу (то есть реактор в реакторе) создать.

Ст. 3.3.29 ПБЯ-04-74. Согласно этой статье АЗ РБМК-1000 должна была бы продолжать работать, даже если любой сигнал, вызвавший её срабатывание, прекратился. В реальности она так реагировала только на сигнал о своём обесточивании.

Помимо этих статей ПБЯ-04-74 РБМК-1000 не соответствовал аналогичным статьям ОПБ-73: 2.2.5, 2.2.6, 2.2.7, 2.2.8, 2.5.2, 2.5.8.

Это речь о тех нарушениях, которые способствовали аварии. Также есть и другие нарушения, способствовавшие катастрофическому масштабу аварии (отказ от защитной оболочки для реактора, которая бы сильно снизила количество радиоактивных веществ снаружи, в итоге таковой стал Саркофаг), а также совершенно вопиющий факт того, что многие разработки, которые должны были бы исправить вышеуказанные нарушения, вплоть до аварии на ЧАЭС остались в форме рекомендаций ИАЭ НИКИЭТу в 70-х! То есть мало того, что разработчики и научные руководители знали о проблемах, они ещё и не торопились их исправлять. В 1980 году НИКИЭТ выявил факторы, которые бы повлияли на безопасность третьей очереди ЧАЭС. В результате выяснилось вот что:

увеличение количества проходящей через топливо воды ухудшает управляемость реактора;

уменьшение оперативного запаса реактивности смещает значения всех коэффициентов реактивности, кроме температурного эффекта топлива, в положительную сторону (то есть попросту увеличивает риск саморазгона реактора);

с ростом выгорания топлива происходит переход суммарного коэффициента реактивности при разогреве КМПЦ из отрицательной в положительную область (то есть чем больше израсходовано топлива, тем больше риск саморазгона реактора при росте температуры воды, проходящей через реактор).

В докладе комиссии Штейнберга приводится ещё ряд параметров, я выбрал лишь те, которые сыграли свою роль на ЧАЭС.

Ещё одним доказательством того, что разработчики понимали всю опасность реакторов, комиссия Штейнберга считает тот факт, что всего полтора месяца спустя появились решения ряда врождённых проблем РБМК, которые должны были бы в будущем предотвратить повторение Чернобыля.

Комиссия Штейнберга сочла такие требования излишними для версии о виновности персонала в аварии. Того же мнения придерживались и многие пострадавшие сотрудники ЧАЭС их тех, кто выжили. В частности, Дятлов.

Помимо обоснования критических недостатков РБМК-1000 комиссия Штейнберга также разъясняет, что сделал не так персонал.

Во-первых, комиссия считает, что отключение системы аварийного отключения реактора (САОР) днём 25 апреля хоть и являются нарушением, но

"возможность снижения масштаба аварии" из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26 апреля 1986 г.
Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР. 1991 г. «О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.».

Во-вторых, работа на чрезмерно низком ОЗР утром 25 апреля также является нарушением, но не является начальным событием аварии. Почему не произошло заглушение реактора обсуждалось в прошлой части. Но вместе с тем, персонал обязан глушить реактор при ОЗР менее 15 стрежней, работа при ОЗР от 15 до 26 стержней допускалась с разрешения главинженера станции.

В-третьих, провал Топтуновым мощности в 0:28 предопределил дальнейшие события, однако считать его действия (то есть подъём мощности) нарушением однозначно нельзя в силу того, что регламент не пояснял однозначно, что в такой ситуации является однозначным нарушением.

В-четвёртых, работа на 200 МВт хоть и являлась отступлением от программы испытаний на выбег, но не была запрещена регламентом вследствие отсутствия минимальной границы мощности реактора.

В-пятых, персонал обвинялся в подключении дополнительной пары ГЦН. Эти обвинения комиссия сочла неправомерными, так как запрета на эти действия не было.

Как именно произошла авария по Штейнбергу?

Итак. К 00:28 26.04 на блоке сложилась такая ситуация. Топтунов с системы локального автоматического управления (ЛАР) переходит на автоматический регулятор общей мощности (АР). Вследствие ряда причин (неопытность Топтунова, уровень выгорания топлива и т.д.) произошло падение мощности реактора с 500 МВт (тепловых) до 0-30 МВт (данные разнятся). Дальше принимается решение поднять мощность реактора, чтобы всё-таки провести необходимые эксперименты. Однако из-за йодной ямы операторы вынимают слишком много стержней, критически снижая ОЗР, и поднимают мощность до 200 МВт. В результате реактор оказывается в нерегламентном состоянии, при котором АЗ более не могла исполнять свои функции. Иначе говоря, по версии Штейнберга, после 0:28 попытка заглушить реактор в сложившейся ситуации гарантированно приводила к взрыву.

К 1:22:30 мощность реактора составляла 200 МВт (тепл.), ОЗР - 8 стрежней РР. При этом вода недогрета до точки кипения всего на 3 градуса, а следовательно её очень легко перегреть, превратив в пар и резко снизив её способности к поглощению нейтронов и защите реактора от взрыва.

В 1:23:04 персонал принимает решение начать эксперимент. Турбогенератор-8 (ТГ) блокируется и начинает выбег, его 4 главных циркуляционных насоса (ГЦН) уменьшают производительность. Ещё 4 ГЦН, принадлежавшие другому генератору, понемногу производительность поднимали. В результате за следующие 35 секунд расход воды в активную зону снизился на 10-15%, это привело к соответствующему увеличению паросодержания в активной зоне.

В 1:23:40 Топтунов нажимает кнопку АЗ-5, которая должна затормозить цепную реакцию. Стержни отправляются вниз. В верхней части реактора начинает убывать нейтронный поток, так как сюда сразу вводятся поглотители. А вот внизу вытеснители, прицепленные к этим же стержням, выдавливают воду, в результате чего нейтронный поток, наоборот, возрастает, так как поглощать нейтроны пока что нечем (вода ушла, а поглотители ещё не пришли). Иначе говоря, в верхней части реактора скорость падает, в нижней растёт.

Сначала это приводит к небольшому снижению мощности, но потом в нижних двух метрах активной зоны происходит резкий разгон мощности, уходящий далеко за номинальную. За 5 секунд реактор разогнался в несколько десятков раз. Как следствие, разогреваются ТВЭЛы и вода, стремительно преодолевая пресловутые 3 градуса. Она превращается в пар, и дальше охлаждать топливо нечем.

В этот момент на пульт в БЩУ-4 выскакивают сигналы о резком росте целого ряда параметров, в частности АЗС (о превышении допустимых параметров скорости разгона реактора) и АЗМ (о превышении допустимой мощности), что свидетельствует об общем разгоне реактора.

Между тем, в активной зоне разрушаются 3-4 тепловыделяющих кассеты, разрывая топливные каналы, в результате чего срывает крышку реактора - схему Е. Это приводит к блокированию спуска стержней в активную зону. Из-за разгерметизации происходит паровой взрыв. Всё.

Проведение испытаний при первоначально запланированном уровне мощности 700 МВт(тепл.), возможно, не привело бы к аварии. Однако справедливость такой точки зрения должна быть подтверждена или опровергнута исследованиями, которые до сих пор не проведены.
Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР. 1991 г. «О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.».

Отдельно комиссия Госпроматомнадзора снова пинает разработчиков реактора. Дело в том, что они не обосновали важность ОЗР как ключевого параметра в управлении реактором. Юридически такое обоснование превращало бы персонал в элемент “бортового компьютера”, что неправомерно. Но в то же время:

осознав всю опасность снижения ОЗР именно с точки зрения способности A3 к выполнению своих функций, разработчики надлежащим образом не проинформировали об этом эксплуатационный персонал, который, осознав проблему, мог бы и не принять на себя отведенную ему разработчиками функцию по защите реактора от разгона.
Доклад Комиссии Госпроматомнадзора СССР. 1991 г. «О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.».

Итак, подытожим изыскания комиссии Госпроматомнадзора.

РБМК-1000 на 26.04.1986 содержал как минимум 17 нарушений регламентов, ряд этих нарушений привёл к катастрофе.

Большая часть ранее предъявленных персоналу обвинений несостоятельна. Те же, которые состоятельны, не являлись причинами аварии или же не способствовали росту её масштабов.

Вместе с тем, не зная опасных свойств реактора по вине разработчиков либо же не обладая прямыми запретами, чётко прописанными в инструкциях, персонал допустил ряд действий, которые привели в итоге к катастрофе.

Последнее слово разработчиков

Второй доклад стал плодом работы группы экспертов целого ряда ведомств. Главой группы стал Армен Абагян, генеральный директор НПО “Энергия” (нет, это не то НПО “Энергия”, которое королёвское ОКБ-1, а другое ведомство, занимавшееся исследованием АЭС. В частности, упоминавшийся ВНИИАЭС, находящийся в моём почти родном Выхино, являлся его головным подразделением, а сейчас - его преемник). Вместе с ним в состав группы вошли Е.Велихов, тогда директор ИАЭ, директор НИКИЭТ Е.Адамов, директор ИБРАЭ Л.Большов, главный специалист госкомитета СССР по науке и технике Э.Чукардин и директор НТЦ ГПАН В.Петров. Нетрудно заметить, что это представители ключевых организаций, имевших отношение к созданию РБМК.

Петров что интересно, подписался также и под выводами комиссии Штейнберга, больше того, он был заместителем её председателя. Впрочем, в мае 91 года он свою подпись с доклада снял, объяснив это тем, что в докладе не рассмотрено концептуальное соответствие РБМК требованиям МАГАТЭ (доклад INSAG-3), недостаточно подробно освещены недостатки реактора, а также не оценены действия персонала.

Группа в докладе в основном сфокусировалась на моделировании процесса аварии (его проводили на трёх разных моделях за авторством ИАЭ, НИКИЭТ и ВНИИАЭС). Суть этого раздела направлена в первую очередь на специалистов, однако

не может остаться незамеченным тот факт, что ни одна из трех моделей не воспроизводит такого разгона реактора, когда к третьей секунде от момента срабатывания A3-5 появляются сигналы, превышающие аварийные уставки по мощности и по скорости ее нарастания.
Доклад рабочей группы экспертов СССР “Причины и обстоятельства аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС и меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК”

Дятлов, позднее, объяснит это несовершенством контролирующего оборудования, которое то ли не учли, то ли намеренно пренебрегли. По словам атомщика, следовало считать, что сигналы появляются не на третьей, а на четвёртой секунде.

Члены группы отметили (и, учитывая ведомства, которые представляю основные члены группы, это прогресс) ключевые недостатки реактора (хотя и назвали их особенностями, что у Дятлова вызвало, конечно, ярость):

недостаточную автоматическую техническую защищенность реакторной установки от перевода ее в нерегламентное состояние;

характер изменения парового коэффициента реактивности и эффект обезвоживания в зависимости от уменьшения плотности теплоносителя в активной зоне;

недостаточное быстродействие аварийной защиты и возможность ввода положительной реактивности в условиях недопустимого снижения запаса реактивности.

В итоге в разговоре о причинах аварии делается соответствующий вывод:

Авария произошла в результате наложения следующих основных факторов: физических характеристик реактора, особенностей конструкции органов регулирования, вывода реактора в нерегламентное состояние.
Доклад рабочей группы экспертов СССР “Причины и обстоятельства аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС и меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК”

Ещё один разозливший Дятлова момент находится буквально перед процитированными выше положениями. Авторы доклада считали, что

характеристики реакторной установки вместе с системами обеспечения безопасности (защитными, локализующими, обеспечивающими) обеспечивали надежную и эффективную работу РБМК во всех регламентных режимах и безопасность для всего перечня проектных аварий в соответствии с утвержденной проектной документацией.
Доклад рабочей группы экспертов СССР “Причины и обстоятельства аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС и меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК”

Вместе с тем, как показала практика (и даже сами составители доклада!) это не так.

В то же время, эксперты рассказали о мерах, которые были применены после аварии для повышения безопасности РБМК. В их числе:

уменьшение положительного парового коэффициента реактивности,

повышение скоростной эффективности аварийной защиты,

внедрение программ расчета оперативного запаса реактивности с цифровой индикацией его текущей величины на пульте оператора,

предотвращение возможности отключения аварийных защит при работе реактора на мощности,

исключение режимов, приводящих к снижению температурного запаса до кипения теплоносителя на входе в реактор.

Доклад рабочей группы экспертов СССР “Причины и обстоятельства аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС и меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК”

По первому пункту было проведено три меры.

Добавили 80-90 дополнительных поглотителей в активную зону,

Увеличили ОЗР до 43-48 стержней РР,

Реакторы перевели на топливо с обогащением 2.4% U235.

По второму пункту также осуществили три модернизации.

Изменили конструкцию стержней ручного управления, убирая воду из-под их нижних частей.

Уменьшили время полного введения стрежней в активную зону с 18 до 12 секунд.

Внедрили 24 стержня быстродействующей аварийной защиты (БАЗ), которые вводятся за 2.5 секунды, внося в активную зону значительную отрицательную реактивность (при этом, по словам Дятлова, эта защита была разработана ещё в 1973 году. Подтверждений мне найти не удалось).

Помимо этих пяти пунктов также провели доработки корпусов реакторов, чтобы значительно уменьшить вероятность катастрофических разрушений при аварии с разгерметизацией сразу нескольких топливных каналов (ещё одна родовая болезнь РБМК). Дело в том, что штатно реактор был рассчитан максимум на разрыв сразу двух каналов, не более. И хотя по расчётам предполагалось, что вероятность такой аварии мизерная (10 в -8 степени), было принято решение довести безопасное число разрывов до 9-10 каналов.

В целом, у Дятлова данный доклад вызвал негативную реакцию, в отличие от прошлого, хотя он и отметил, что создатели реактора уже не так однозначно перекладывают вину на персонал, отмечая проблемы реактора.

Но есть, есть сдвиг за пять лет. Выдавили-таки из себя, что авария произошла из-за физических характеристик реактора, особенностей конструкции органов регулирования, вывода реактора в нерегламентное состояние. Раньше эти люди признавали причиной только маловероятное сочетание нарушений инструкций и нерегламентное состояние.
Анатолий Дятлов

INSAG-7

В 1993 году свет увидел дополнение к докладу МАГАТЭ 1986 года INSAG-1. В новом документе, обозначенном как INSAG-7, оба доклада были приведены как приложения в полном объёме. И в целом новый документ основывается именно на них. INSAG-7 ставит своей задачей уточнение INSAG-1 в условиях новых данных, полученных МАГАТЭ в 1991 году.

Вместе с тем, учитывая положения обоих докладов (и в первую очередь документа ГПАНа), INSAG-7 вводит новые вводные. Он опирается на доклад INSAG-4, озаглавленный как “культура безопасности”.

Культура безопасности — это такой набор характеристик и особенностей деятельности организаций и поведения отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам безопасности атомных станций, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, определяемое их значимостью <...> Культура безопасности включает два общих компонента: первый из них представляет собой необходимые рабочие условия в организации и относится к ответственности управляющей иерархии. Второй компонент представляет собой позицию персонала на всех уровнях, являющуюся реакцией на эти условия и вытекающую из них.
Культура безопасности. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности, 1991 год

INSAG-7 фактически ставит вопрос о несоблюдении основных положений представленного выше определения в СССР в целом и на ЧАЭС в частности.

Во-первых, по мнению группы, существовало несоблюдение культуры безопасности в управляющей иерархии. С точки зрения экспертов МАГАТЭ, сам факт допуска РБМК к массовой работе при наличии серьёзных недостатков на конструктивном уровне, а также недостаточное внимание, уделённое для их исправления разработчиками реактора, а также последующего обслуживания реакторов, свидетельствует о низкой культуре безопасности

во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время.
Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1 INSAG-7. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности. 1993 год

В МАГАТЭ подчеркнули, что разработчики и контролирующие органы фактически не поставили в известность сотрудников ЧАЭС об обстоятельствах аваии на ЛАЭС в 1975 году, но кроме того и сами не сделали достаточных выводов из них, что привело лишь к ограниченным изменениям конструкции или усовершенствованиям практики эксплуатации. Например, на момент аварии не было запрета на эксплуатацию РБМК на мощности ниже 700 МВт (тепл.), несмотря на то, что это утверждалось в 1986 году советскими экспертами.

Во-вторых, низкая культура безопасности присутствовала и на самой ЧАЭС.

ИНСАГ хотела бы сделать дополнительное замечание о том, что, хотя все это [ранее в докладе показывается, что ряд действий персонала (отключение САОР и блокировка ряда защит), считавшийся нарушением регламента, либо таковым не являлся, либо не мог привести к такой аварии - прим А.С.] может быть и так, следует отметить довольно легкомысленное отношение к блокировке защиты реактора как технологического регламента по эксплуатации, так и операторов; об этом свидетельствует продолжительность времени, в течение которого была отключена САОР, при работе реактора на половинной мощности.
Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1 INSAG-7. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности. 1993 год

Специалисты МАГАТЭ отдельно и специально несколько раз подчёркивают, что в целом INSAG-7 не отменяет и не изменяет выводы INSAG-1 за исключением того, что признаются серьёзные недостатки конструкции реактора. Вместе с тем, эксперты смотрят на причины аварии теперь с несколько более филосовской точки зрения, говоря, что исходной причиной аварии стали не действия персонала или недостатки реактора, а тот факт, что такой реактор был допущен к работе и массовому производству, руководство отрасли не довело информацию о всех проблемных местах до персонала, а сам персонал, не обладая этой информацией, совершал действия, могущие привести и в итоге приведшие к аварии.

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 <...>
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.
Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1 INSAG-7. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности. 1993 год

Следующая часть