2 страница. 25. Кун А.П. Возмещение вреда, причиненного гражданину актами власти: Автореф

25. Кун А.П. Возмещение вреда, причиненного гражданину актами власти: Автореф. дис. ... к.ю.н. [Текст] – М., 2009. – 42 с.

26. Кун А.П. Вопросы возмещения вреда, причиненного гражданину актами власти [Текст] // Правоведение. – 2008. – № 6. – С. 81.

27. Мазалов А.Г. Гражданский иск в уголовном процессе. [Текст] – М., Юридическая литература. 2007. – 398 с.

28. Муравский В.Ф. Гражданско-правовая ответственность за вред, причиненный в результате уголовного или административного преследования: исторический анализ российского законодательства [Текст] // История государства и права. – 2009. – № 8. – С. 32.

29. Репьев Г.А. Гражданско-правовое регулирование ответственности за вред, причиненный судебными органами (судьями) [Текст] // Российский судья. – 2011. – № 3. – С. 28.

30. Таганцев Н.С. Уложение о наказаниях уголовных и исправительных [Текст] – М., Статут. 2012. – 408 с.

31. Теория государства и права [Текст] / Под ред. Корельского В.М., Перевалова В.Д. – М., Норма. 2009. – 836 с.

32. Томин В.Т. Острые углы уголовного судопроизводства. [Текст] – М., Волтерс Клувер. 2011. – 432 с.

33. Ярошенко К.Б. Возмещение вреда, причиненного гражданам действиями должностных лиц [Текст] // Советское государство и право. – 2008. – № 8. – С. 137.

В общем, та же ерунда, что и была – плагиат, ты списала с сайта, и мне это уже порядком надоело. Ты решила найти себе занятие на январь и февраль?

[1] Репьев Г.А. Гражданско-правовое регулирование ответственности за вред, причиненный судебными органами (судьями) [Текст] // Российский судья. – 2011. – № 3. – С. 28.врешь

[2] Абдуллаев М.И. Права человека и закон [Текст] – СПб., Питер. 2008. – 536 с.

[3] Вильнянский С.И. О кодификации советского гражданского права. [Текст] // Научная конференция по вопросам кодификации советского законодательства (Тезисы докладов). Харьков. – 2009. – № 1. – С. 53.

[4]Арбитражный процессуальный кодекс Российской Федерации [Текст]: [Федеральный закон № 95-ФЗ, принят 24.07.2011 г., по состоянию на 03.12.2008] // Собрание законодательства РФ. – 2011. – № 30. – Ст. 3012.

[5]Абдуллаев М.И. Права человека и закон [Текст] – СПб., Питер. 2008. – 536 с.

[6] Томин В.Т. Острые углы уголовного судопроизводства. [Текст] – М., Волтерс Клувер. 2011. – 432 с.

[7] Репьев Г.А. Гражданско-правовое регулирование ответственности за вред, причиненный судебными органами (судьями) [Текст] // Российский судья. – 2011. – № 3. – С. 28.

[8]Батурин В.А. Проблемы ответственности за вред, причиненный незаконными действиями органов внутренних дел [Текст] // Юридический мир. – 2009. – № 1. – С. 35.

[9]Добровольская Т.Н. Возмещение материального ущерба, причиненного незаконными действиями должностных лиц органов дознания, предварительного следствия, прокуратуры и суда [Текст] // Проблемы правового статуса личности в уголовном процессе. – Саратов., СЮИ. 2010. – 512 с.

[10]Муравский В.Ф. Гражданско-правовая ответственность за вред, причиненный в результате уголовного или административного преследования: исторический анализ российского законодательства [Текст] // История государства и права. – 2009. – № 8. – С. 32.

[11]Безлепкин Б.Т. Возмещение вреда, причиненного гражданину в уголовном судопроизводстве. [Текст] – М., Юридическая литература. 2011. – 386 с.

[12]Ярошенко К.Б. Возмещение вреда, причиненного гражданам действиями должностных лиц [Текст] // Советское государство и право. – 2008. – № 8. – С. 137.

[13]Вишняков О.В. Особенности гражданско-правовой ответственности за вред, причиненный при осуществлении правосудия [Текст] // Российский судья. – 2011. – № 3. – С. 27.

[14]Вопросы федеральной службы судебных приставов [Текст]: [Указ Президента РФ № 1316, принят 13.10.2010 г., по состоянию на 23.10.2008] // Собрание законодательства РФ. – 2010. – № 42. – Ст. 4111.

[15]Вишняков О.В. Возмещение вреда, причиненного неправомерными действиями судебных органов: от личной ответственности судьи к ответственности государства [Текст] // Российская юстиция. – 2008. – № 10. – С. 32.

[16]Кун А.П. Вопросы возмещения вреда, причиненного гражданину актами власти [Текст] // Правоведение. – 2008. – № 6. – С. 81.

[17]Томин В.Т. Острые углы уголовного судопроизводства. [Текст] – М., Волтерс Клувер. 2011. – 432 с.

[18]Капинус Н.И. Возмещение (компенсация) вреда, причиненного незаконным применением меры пресечения к обвиняемому или подозреваемому в совершении преступления [Текст] // Законы России: опыт, анализ, практика. – 2008. – № 6. – С. 23.

Содержание

[убрать]

· 1 Характеристики АЭС

· 2 Авария

o 2.1 Хронология событий

· 3 Причины аварии и расследование

o 3.1 Недостатки реактора

§ 3.1.1 Положительный паровой коэффициент реактивности

§ 3.1.2 «Концевой эффект»

o 3.2 Ошибки операторов

o 3.3 Роль оперативного запаса реактивности

o 3.4 Версии причин аварии

o 3.5 Альтернативные версии

· 4 Последствия аварии

o 4.1 Последствия

o 4.2 Информирование и эвакуация населения

o 4.3 Ликвидация последствий аварии

o 4.4 Правовые последствия

o 4.5 Долговременные последствия

· 5 Влияние аварии на здоровье людей

o 5.1 Дозы облучения

o 5.2 Острая лучевая болезнь

o 5.3 Онкологические заболевания

o 5.4 Наследственные болезни

o 5.5 Другие болезни

· 6 Дальнейшая судьба станции

· 7 См. также

· 8 Примечания

· 9 Литература

· 10 Ссылки

o 10.1 Описание событий

o 10.2 Официальная информация

§ 10.2.1 Документы

o 10.3 Альтернативные версии о причинах и последствиях

o 10.4 Общественные организации и веб-сайты

o 10.5 Разное

Характеристики АЭС[править | править вики-текст]

Основная статья: Чернобыльская АЭС

Чернобыльская АЭС ( 51°23′22″ с. ш. 30°05′59″ в. д. ^{(G) (O)}) расположена на территории Украины в 3 км от города Припять, в 18 км от города Чернобыль, в 16 км от границы Беларуси и в 110 км от Киева.

Ко времени аварии на ЧАЭС действовали четыре энергоблока на базе реакторов РБМК-1000 (реактор большой мощности канального типа) с электрическоймощностью 1000 МВт (тепловая мощность — 3200 МВт) каждый. Ещё два аналогичных энергоблока строились. ЧАЭС производила примерно десятую долюэлектроэнергии УССР.

ЧАЭС остановлена навсегда 15 декабря 2000 года (см. #Дальнейшая судьба станции).

Авария[править | править вики-текст]

Фотография территории вокруг Чернобыльской АЭС со станции «Мир», 27 апреля 1997 года

В 01:23^[6] 26 апреля 1986 года на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошёл взрыв, который полностью разрушил реактор. Здание энергоблока частично обрушилось, при этом погибли два человека — оператор ГЦН (главных циркуляционных насосов) Валерий Ходемчук (тело не найдено, завалено обломками двух 130-тонных барабан-сепараторов) и сотрудник пусконаладочного предприятия Владимир Шашенок (умер от перелома позвоночника и многочисленных ожогов в 6:00 в Припятской МСЧ № 126 26 апреля). В различных помещениях и на крыше начался пожар. Впоследствии остаткиактивной зоны расплавились, смесь из расплавленного металла, песка, бетона и фрагментов топлива растеклась по подреакторным помещениям^[7][8]. В результате аварии произошёл выброс в окружающую среду радиоактивных веществ, в том числе изотопов урана, плутония, йода-131 (период полураспада — 8 дней), цезия-134 (период полураспада — 2 года),цезия-137 (период полураспада — 30 лет), стронция-90 (период полураспада — 28 лет).

Хронология событий[править | править вики-текст]

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования, как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного генеральным проектировщиком (институтом Гидропроект) в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. Режим «выбега» позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже четвёртые испытания режима, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также, по разным причинам, заканчивались неудачно^[9].

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700—1000 МВт (тепловых), 22—31 % от полной мощности^[10]. Примерно за сутки до аварии (к 3:47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт)^[11]. В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23:10. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и снова начался процесс отравления.

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля)^[9][11]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора)^[9][12] через несколько минут добился её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться^[11].

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генератора «выбегающей» турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения^[11].

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия кнопки на пульте оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушён. Через 1—2 с был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

По различным свидетельствам, произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен^{[9][11][12][13][14]}.

Причины аварии и расследование[править | править вики-текст]

Существуют по крайней мере два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил В. А. Легасов, первый заместитель директора ИАЭ имени И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года^[15] также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние^[16].

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения^[16], заключаются в следующем:

· проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;

· вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал в опасный режим;

· замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что «начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора» (^[17], с. 35). Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт^[11], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии», и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. Он основан, главным образом, на данных Госатомнадзора СССР и на докладе «рабочей группы экспертов СССР» (эти два доклада включены в качестве приложений), а также на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а также изменены некоторые «важные выводы». Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и её последствия (^[11], с. 17—19).

Основными факторами, внёсшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее (^[11], с. 29—31):

· реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;

· низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;

· неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

· отсутствовал эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

· персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

В целом INSAG-7 достаточно осторожно сформулировал свои выводы о причинах аварии. Так, например, при оценке различных сценариев (^[11], с. 17—19) INSAG отмечает, что «в большинстве аналитических исследований тяжесть аварии связывается с недостатками конструкции стержней СУЗ в сочетании с физическими проектными характеристиками», и, не высказывая при этом своего мнения, говорит про «другие ловушки для эксплуатационного персонала. Любая из них могла бы в равной мере вызвать событие, инициирующее такую или почти идентичную аварию», например, такое событие, как «срыв или кавитация насосов» или «разрушение топливных каналов». Затем задаётся риторический вопрос: «Имеет ли в действительности значение то, какой именно недостаток явился реальной причиной, если любой из них мог потенциально явиться определяющим фактором?». При изложении взглядов на конструкцию реактора (^[11], с. 17—19) INSAG признаёт «наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием» «ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний» и замечает, что «в этом случае авария явилась бы результатом применения сомнительных регламентов и процедур, которые привели к проявлению и сочетанию двух серьёзных проектных дефектов конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности». Далее говорится: «Вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии». INSAG вообще предпочитает говорить не о причинах, а о факторах, способствовавших развитию аварии. Так, например, в выводах (^[11], с. 29—31) причина аварии формулируется так: «Достоверно не известно, с чего начался скачок мощности, приведший к разрушению реактора Чернобыльской АЭС. Определённая 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».

Ниже рассматриваются технические аспекты аварии, обусловленные в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а также нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС испытания.

Недостатки реактора[править | править вики-текст]

Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности^[17]. Два из этих недостатков имели непосредственное отношение к причинам аварии. Это положительная обратная связь между мощностью и реактивностью, возникавшая при некоторых режимах эксплуатации реактора, и наличие так называемого концевого эффекта, проявлявшегося при определённых условиях эксплуатации. Эти недостатки не были должным образом отражены в проектной и эксплуатационной документации, что во многом способствовало ошибочным действиям эксплуатационного персонала и созданию условий для аварии. После аварии в срочном порядке (первичные — уже в мае 1986 года) были осуществлены мероприятия по устранению этих недостатков^[17].

Положительный паровой коэффициент реактивности[править | править вики-текст]

В процессе работы реактора через активную зону прокачивается вода, используемая в качестве теплоносителя, но являющаяся также замедлителем и поглотителем нейтронов, что существенно влияет на реактивность. Внутри реактора она кипит, частично превращаясь в пар, который является худшим замедлителем и поглотителем, чем вода (на единицу объёма). Реактор был спроектирован таким образом, что паровой коэффициент реактивности был положительным, то есть повышение интенсивности парообразования способствовало высвобождению положительной реактивности (вызывающей возрастание мощности реактора). В тех условиях, в которых работал энергоблок во время эксперимента (малая мощность, большое выгорание, отсутствие дополнительных поглотителей в активной зоне), воздействие положительного парового коэффициента не компенсировалось другими явлениями, влияющими на реактивность, и реактор имел положительный быстрый мощностной коэффициент реактивности (^[11], с. 4). Это значит, что существовала положительная обратная связь — рост мощности вызывал такие процессы в активной зоне, которые приводили к ещё большему росту мощности. Это делало реактор нестабильным и ядерноопасным. Кроме того, операторы не были проинформированы о том, что на низких мощностях может возникнуть положительная обратная связь (^[17], с. 45—47).

«Концевой эффект»[править | править вики-текст]

«Концевой эффект» в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта^[17] и, как следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых секунд погружения стержня в активную зону вносилась положительная реактивность вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из части канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данного эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайнем верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в середине которого находится пятиметровый графитовый вытеснитель. Таким образом, в активной зоне реактора остаётся пятиметровый графитовый вытеснитель, и под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение при движении стержня вниз нижнего столба воды графитом с более низким сечением захвата нейтронов, чем у воды, и вызывало высвобождение положительной реактивности.

При погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака будет суммарная реактивность, зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного состояния реактора.

Для проявления концевого эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий^[18].

Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной защиты АЗ-5 могло быть, за счёт концевого эффекта, исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года (^[17], с. 81). Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС (^[17], с. 54). Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

Ошибки операторов[править | править вики-текст]

В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок. Первоначально утверждалось^[15], что именно эти действия и стали главной причиной аварии. Однако затем такая точка зрения была пересмотрена и выяснилось^[11], что большинство из указанных действий нарушениями не являлись, либо не повлияли на развитие аварии (^[11], с. 22—23). Так, длительная работа реактора на мощности ниже 700 МВт не была запрещена действовавшим на тот момент регламентом, как это утверждалось ранее, хотя и являлась ошибкой эксплуатации и фактором, способствовавшим аварии. Кроме того, это было отклонением от утверждённой программы испытаний. Точно так же включение в работу всех восьми главных циркуляционных насосов (ГЦН) не было запрещено эксплуатационной документацией. Нарушением регламента было лишь превышение расхода через ГЦН выше предельного значения, но кавитации (которая рассматривалась как одна из причин аварии) это не вызвало. Отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР) допускалось, при условии проведения необходимых согласований. Система была заблокирована в соответствии с утверждённой программой испытаний, и необходимое разрешение от главного инженера станции было получено. Это не повлияло на развитие аварии: к тому моменту, когда САОР могла бы сработать, активная зона уже была разрушена. Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов не только допускалась, но, наоборот, предписывалась при разгрузке энергоблока перед его остановкой (^[17], с. 90).

Таким образом, перечисленные действия не были нарушением регламента эксплуатации; более того, высказываются обоснованные сомнения в том, что они как-то повлияли на возникновение аварии в тех условиях, которые сложились до их выполнения (^[17], с. 78). Также признано, что «операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы» (^[17], с. 92). При этом нарушением регламента было только непереключение уставки защиты по уровню воды в барабане сепараторе (с −1100 на −600 мм), но не изменение уставки по давлению пара (с 55 на 50 кгс/см²).

Нарушением регламента, существенно повлиявшим на возникновение и протекание аварии, была, несомненно, работа реактора с малым оперативным запасом реактивности (ОЗР). В то же время не доказано, что авария не могла бы произойти без этого нарушения(^[11], с. 17—19).

Вне зависимости от того, какие именно нарушения регламента допустил эксплуатационный персонал и как они повлияли на возникновение и развитие аварии, персонал поддерживал работу реактора в опасном режиме. Работа на малом уровне мощности с повышенным расходом теплоносителя и при малом ОЗР была ошибкой (^[19], с. 121) независимо от того, как эти режимы были представлены в регламенте эксплуатации и независимо от наличия или отсутствия ошибок в конструкции реактора (^[11], с. 29—31).

Роль оперативного запаса реактивности[править | править вики-текст]

Глубины погружения управляющих стержней (всантиметрах) на 1:22:30 (^[19], с. 130)

Оперативному запасу реактивности (ОЗР) при анализе развития аварии на ЧАЭС уделяется большое внимание. ОЗР — это положительная реактивность, которую имел бы реактор при полностью извлечённых стержнях СУЗ. В реакторе, работающем на постоянном уровне мощности, эта реактивность всегда скомпенсирована (до нуля) отрицательной реактивностью, вносимой стержнями СУЗ. Большая величина оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю избыточного ядерного топлива (урана-235), расходуемого на компенсацию этой отрицательной реактивности, вместо того чтобы этот уран-235 тоже использовался для деления и производства энергии. Кроме того, увеличенное значение ОЗР несёт и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое значение реактивности, которая может быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения стержней СУЗ.

В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР фатальным образом влияло на безопасность реактора. Для поддержания постоянной мощности реактора (то есть нулевой реактивности) при малом ОЗР необходимо почти полностью извлечь из активной зоны управляющие стержни. Такая конфигурация (с извлечёнными стержнями) на реакторах РБМК была опасна по нескольким причинам (^[17], с. 49, 94—96):

· усиливалась пространственная неустойчивость нейтронного поля, и затруднялось обеспечение однородности энерговыделения по активной зоне;

· увеличивался положительный паровой коэффициент реактивности;