На это указывает авторитетное свидетельство Владимира Ивановича Комарова, академика РАЕН, кандидата технических наук, бывшего замдиректора по науке Смоленской АЭС и бывшего главного инженера «Комбината» (организации, созданной для ликвидации последствий аварии). Согласно данному ему интервью изданию kontinent.org[i], в критический момент падения мощности реактора практически до нуля (см.ниже), когда его надо было глушить (Судьба давала реальный шанс избежать аварии), на блок позвонил Г. Копчинский, чиновник сектора по надзору за АЭС при ЦК КПСС (подчинявшейся секретарю ЦК КПСС В. Долгих), который ранее был заместителем главного инженера ЧАЭС по науке (1973-1980 г.г.),  и приказал Дятлову продолжить испытания: «Проводи проверку! Или ты уйдешь на пенсию, или будешь главным инженером новой Чернобыльской АЭС-2». Данное свидетельство было основано на факте прослушивания записей телефонных разговоров на блоке в процессе его участия в расследования причина аварии и подтверждено им также в двух теле-интервью. Факт звонка подтверждает также бывший заместитель директора Чернобыльской АЭС Александр Коваленко[ii]. Сам Г.Копчинский отвергает этот факт[iii].

Отсюда можно сделать предположение, что возможно, ход данного эксперимента курировался  сектором по надзору за АЭС при ЦК КПСС и вероятно, на руководство ЧАЭС во время самих испытаний оказывалось давление, которое привело «к нарушению всех инструкций по управлению и эксплуатации Чернобыльской АЭС[iv].»

II. Проведение испытаний на незаглушенном реакторе. Очень важно, что ранее такие же испытания проводились только на ЧАЭС в 1982, 1984 и в 1985 годах, и каждый раз эксперимент заканчивался неудачей из-за неполадок в системе генерации тока, но  без всяких аварий и даже происшествий. Все  предыдущие испытания были по сути электротехническими, так как в них реактор предварительно заглушался защитой и в испытаниях не участвовал, тогда как эксперимент 1986 проводился на работающем реакторе (!) с рядом отключенных защит.

III. Отключение защиты по блокировке обеих ТГ (по закрытию СРК обеих турбин). При проведении испытаний 1982-85 г.  пар переставал поступать на турбину (для обеспечения чистой инерции турбины доступ пару закрывался через задвижки - стопорно-регулирующие клапаны СРК), но при этом  реактор по схеме эксперимента автоматически глушился специальной защитой по закрытию СРК обеих турбин.

Напротив, испытания 1986 г. проводились при блокировке этой защиты в связи с тем, что персонал собирался проводить повторные эксперименты в случае неудачи. Согласно докладу (№1 INSAG-1)[v]: «Имеющаяся A3 по закрытию СРК двух ТГ (ТГ № 7 был отключен днем 25 апреля 1986 г.) была заблокирована, чтобы иметь возможность повторить испытание, если первая попытка окажется неудачной. Тем самым было сделано еще одно отступление от программы испытаний, в которой не предусматривалась блокировка A3 реактора по отключению двух ТГ.»

Главный инженер ЧАЭС Николай Фомин, отвечавший за безопасность на ЧАЭС и ставший при этом основным инициатором пресловутого «эксперимента» открыто признает, что отключение данной защиты было одной из основных причин аварии[vi]:

«Прокурор - Как, по вашему, что могло бы предотвратить аварию?

Фомин - Если бы выведения АЗ-5 от закрытия СРК не было, блок остался бы цел… В 1982, 84 и в 85 годах при выполнении программы сигнал АЗ-5 на реактор шел от закрытия СРК на турбине. А в 1986 году были внесены изменения в этой части.. Сейчас мне ясно, что программу следовало согласовывать со специалистами. Незачем было оставлять аппарат на мощности, если все ТГ стоят».

Не доверять данным показаниям нет смысла.

Возможно, персонал блока не оценивал до конца,  какие риски несут закрытие СРК на оставшейся турбине, хотя более опытные из них должны были все понимать. Может  из их опыта следовало, что при работе реактора на 200 МВт рост давления был бы медленным. Пар мог быть сброшен в конденсаторы через устройство для стравливания лишнего пара (при повышении давления) БРУ-К (порог  срабатывания 71,5 кгс/см²).

Данное устройство фактически сработало[vii] в момент развития аварии -  около  01 ч 23 мин 45-46 сек, вместе с открытием всех восьми предохранительных клапанов (ГПК), также предназначенных для аварийного отвода пара; но из-за разрушения реактора повлиять это уже не на что не могло.

Основной сток пара на работающем реакторе – через турбину. В случае отключения турбины сток перекрывается, но генерация пара реактором продолжается, что приводит к росту давления. Эта защита была создана с целью  предотвратить скачок давления в первом контуре, связанный с остановкой турбин, при которой они перестают потреблять пар.

В результате блокировка зашиты по блокировке обеих ТГ в специфических условиях развития аварии (см. ниже – резкое снижение уровня питательной воды, замедление работы и срыв ГЦН) явилось одним из факторов развития аварии.

Как сказано в определении суда: «Фомин, Дятлов, Коваленко … не регламентировали отвод из контура излишнего пара».

IV. Cовмещение испытаний выбега и виброиспытаний (от которых нельзя было отказаться).

Данные испытания были начаты 00ч 42м, при этом лишний пар отводился через устройство стравливания пара БРУ-К. Из воспоминаний начальника смены блока В.И.Борца[viii] следует, что подшипник ТГ8 имел серьезный дефект и чтобы его устранить, были приглашены представители Харьковского завода (двое из которых погибли от лучевой болезни) с уникальной по тем временам комплектом аппаратуры для замера вибрации (также вышла из строя) с целью провести балансировку турбины и уменьшить вибрацию. При этом они грозились закрыть договор, если работы не будут произведены. Остановка блока в этих условиях означала срыв этих особо важных работ.

Обратимся к показаниям[ix] Главного инженера ЧАЭС Фомина по поводу совмещения этих испытаний: Помощник прокурора - Совместимы ли два этих испытания? Фомин - Не совместимы. Они требуют разных режимов работы ТГ. Помощник прокурора - А вам известно, что это одна из причин аварии?»

По мнению[x] Виктора Дмитриева (ВНИИАЭС): «Эти две работы…, противоречат друг другу.» Виброиспытания требовали, чтобы турбогенератор вращался хотя и без нагрузки, на холостом ходу, но с постоянной скоростью, что требует  непрерывной подачи пара на турбину, т.е.  работающего реактора, испытания выбега не требуют подачи пара и работающего реактора.

Отсюда следует, что  необходимость проведения виброиспытаний было дополнительным фактором, которым привел к блокировке ряда защит с целью недопущения заглушения реактора.

V. Перенос испытаний из-за звонка Киевэнерго и ксеноновое отравление реактора Эксперимент планировался провести в пятницу, 25 апреля 1986 года, днем, в смену Игоря Ивановича Казачкова, которая работала с  8 до 16 часов. В этот день была намечена остановка четвертого блока ЧАЭС на плановый ремонт.

 Подготовительный этап, связанный со снижением мощности реактора с номинального уровня до 700-1000 МВт (тепл.) был прерван[xi] на уровне 50% номинала по требованию диспетчера Киевэнерго 25.04.1986 в 14.00, запретившего дальнейшее снижение мощности из-за проблем на Трипольской ГРЭС[xii] (по другой версии – Южно-Украинской АЭС) и  продолжен только в 23.10.  Как известно, снижение мощности сопровождается ксеноновым отравлением реактора и снижением оперативного запаса реактивности ОЗР (т.е. эффективного числа стержней, погруженных в зону).

Согласно свидетельству Комарова[xiii]: «Чтобы восполнить дефицит энергии, «Киевэнерго» прислал телекс с требованием вывести 4-й блок Чернобыльской АЭС на 50 % мощность. Этого в тот момент категорически нельзя было делать! Но телекс от «Киевэнерго» был продублирован телефонным звонком из ЦК КПСС. Прямо на Щит управления 4-м блоком Чернобыльской АЭС позвонил лично Копчинский. И его указание было выполнено...».

Приведем мнение зам. министра энергетики Г.А.Шашарина, такая задержка привела[xiv]:«…к крайне отрицательным последствиям. Задержка эксперимента… значительно уменьшила запас реактивности, сократив количество погруженных в активную зону стержней СУЗ из-за доотравления реактора (йодная яма). Все это создавало условия для предаварийного состояния».

В процессе снижения мощности  блока в 7 час 10 мин ОЗР по расчетным данным достиг значения 13,2 стержня РР [xv]  , т.е. стал ниже допустимого в 16 РР, реактор необходимо было заглушить и аварии не был бы. По мнению доклада ГПАН  (1991 г.) эксплуатация РУ с ОЗР 15 стержней РР и менее в период с 07 ч. 00 мин. до 13 ч. 30 мин. 25.04.86 г была нарушением Регламента, но персонал не стал глушить реактор из-за выявленной недостоверности работы расчетной программы "ПРИЗМА"...» [xvi].   

Если считать разницу между перед началом процесса снижения мощности 1ч 05 м, когда (ОЗР) равен 31 ст. РР. и ее концом в 22.45 ОЗР = 26,0 ст. РР[xvii], то  можно оценить, что в результате отравления реактор потерял около 5 стержней. Если посмотреть в относительном выражении, или 5/26, что составляло около 20 % от текущего уровня ОЗР. Возможно, в дальнейшем это стало причиной падения мощности до нуля.  В 24.00 при передачи смены ОЗР составил 24 стержня.

25 апреля в 23 ч. 10 мин. диспетчер Киевэнерго разрешил дальнейшее снижение мощности. Однако из-за ксенового отравления реактора, неопытности СИУРа (по другой версии – В.Дмитриева[xviii] ошибок персонала или неисправности системы управления мощностью (доклад ГПАН  1991 г.[xix] ), персонал блока не смог удержать мощность и к 0 час 38 мин она упала до нуля (произошло прекращение цепной реакции, так как 30 МВт - это гамма-фон).

Согласно Регламента[xx] п.6.1 реактор нужно было заглушить, так как подъём  с мощности менее 50 % от номинала разрешён только в том случае, если до останова ОЗР был не ниже 30 стРР, а у реактора было 24. Эта ситуация  поставила персонал в крайне не простую ситуацию: глушить ли реактор, как того требовал регламент или продолжать цепь нарушений, которая, как теперь известно, окончилась катастрофой.

По другой, очень интересной  версии, следующей из показаний Трегуба и данных, приведенных Н.Карпаном [xxi], следовало, что указание на снижение мощности до 200 МВТ (40 МВТ электрических)  (при котором произошло заглушение реактора) было дано лично А.Дятловым. Возможно, это было сделано с целью обойти требования использования защиты по отключению обеих турбин, так на данной мощности (40 МВТ электрических)  можно было формально провести отключение[xxii]  этой защиты (!). 

VI. Разный уровень мощности реактора. Если испытания 1985 г. проводились при заглушении с мощности 50 % от номинала, то испытания 1986 г. – при  незаглушении на мощности 200 МВТ, т.е. 6 % от номинальной,  которая  не предназначена (!) для эксплуатации реактора. Часто участники форумов говорят о том, что мол нигде не было сказано, что нельзя работать на этой мощности. Формально да, но как совершенно ясно следует из Регламента[xxiii], мощность 200 МВТ является лишь одной из начальной ступеней поднятия мощности до вывода реактора на рабочий уровень.

Почему была нужна мощность свыше 700 МВТ? Как считает зам. министра энергетики Г.А.Шашарин [xxiv]:«Указанная в  программе мощность 700 — 1000 МВт (тепловых) избрана не случайно. На таком уровне мощности расход питательной воды обеспечивает термогидравлическую устойчивость главного циркуляционного контура при работе четырех циркуляционных насосов. В переходном же периоде (снижение  мощности) этим обеспечивается достаточный запас реактивности (количество погруженных в активную зону реактора) стержней СУЗ.»

Момент, когда произошло фактическое самозаглушение реактора фактически стал переломным. Судьба давала реальный шанс избежать аварии - если бы персонал заглушил реактор аварии не было бы! Однако по свидетельству[xxv] Комарова, (см. п.I) Г. Копчинский возможно дал указание А.Дятлову на подъем мощности и обязательное проведение эксперимента, пригрозив ему уходом на пенсию. При этом Топтунов отказался поднимать мощность, но Дятлов припугнул его увольнением[xxvi]. Это было грубейшем нарушением программы испытаний, которая предусматривала выбег на мощности 700 МВТ.

Что самое важное - подъем мощности до 200 МВТ из-за ксенонового отравления реактора был достигнут за счет выемки максимально возможного числа стержней, при этом их число в зоне стало недопустимо низким (см.следующий пункт), что было грубейшим нарушением Регламента. И это была роковая ошибка персонала.

Согласно доклада ГПАН (1991 г.) данное событие привело к аварии[xxvii]:  «…для компенсации дополнительной отрицательной реактивности, возникшей из-за ксенонового отравления активной зоны реактора при снижении мощности, а также в процессе произведенного затем повышения мощности реактора до 200 МВт из реактора пришлось извлечь часть стержней оперативного запаса - ОЗР. Этим действием… персонал перевел реактор в нерегламентное положение, при котором аварийная защита перестала быть гарантом гашения ядерной реакции… "провал" мощности реактора в 00 ч. 28 мин. и последующий подъём его мощности во многом определили трагический исход процесса. Изменение режима работы реактора, имевшее место между 00 ч. 28 мин. и приблизительно 00 ч. 33 мин., возбудило в реакторе новый ксеноновый процесс перестройки полей энерговыделения, контролировать который персонал не имел возможности».

Персонал стал поднимать мощность – в 00ч 42м она достигла 160 МВт, а к  01ч 03м -200 МВт за счет выемки недопустимого количества стержней (см.след.пункт). Согласно  воспоминаниям[xxviii] В.И.Борца на таких мощностях реактор вел себя непредсказуемо и неустойчиво, в любой момент мог начаться самопроизвольный разгон.

По мнению Дмитриева, реактор работал нестабильно[xxix], так как имелись аварийные сигналы по отклонению уровня воды в БС и срабатывание БРУК-К (превышение давления пара). Но при обсуждении на форумах ряд участников пишут, что якобы ничего страшного не происходило.

 Согласно Н.Карпану[xxx]:

С 00ч 43м 37с до 51м 45с - аварийные отклонения уровня в БС.

С 00ч 49м 19с до 51м 23с - сигнал «1 ПК вниз». [прим.автора - мощность реактора растет]

00ч 51м 23с - срабатывание БРУ-К1 ТГ- 8.

00ч 52м 27с - аварийные отклонения уровня в БС.

01ч 00м 02с - сигнал неисправности измерительной части АР-2.

01ч 00м 04с - аварийные отклонения уровня в БС левой половины.

Как мы видим, в период с 00ч 43м по 01ч 00м персонал получил несколько  аварийных сигналов.

VII. Оперативный запас реактивности из-за ксенонового отравления реактора был значительно меньше нормы. Из 211 стержней по разным оценкам было от 6-8, по свидетельству[xxxi] Комарова –  1,5 стержня, по данным В.Федуленко[xxxii] в соответствии с записями на лентах ДРЕГ всего 2 стержня (!) при минимуме -16. Согласно докладу (№1 INSAG-1)[xxxiii] это привело к потере эффективности аварийной зашиты (АЗ) реактора:

«Тем временем реактивность реактора продолжала медленно падать. В 1ч 22 мин 30 с оператор на распечатке программы быстрой оценки запаса реактивности увидел, что оперативный запас реактивности составил значение, требующее немедленной остановки реактора. Тем не менее это персонал не остановило и испытания начались… В 1ч 22мин 30сек запас реактивности составлял всего 6—8 стержней. Это по крайней мере вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом эксплуатации. Реактор находился в необычном, нерегламентном состоянии.

…работа персонала с недопустимо малым оперативным запасом реактивности привела к тому, что практически все остальные стержни-поглотители находились в верхней части активной зоны. В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности A3».

Согласно докладу ГПАН  (1991 г.) это было нарушением Регламента[xxxiv], а именно: «эксплуатация РУ с ОЗР 15 стержней РР и менее в период … ориентировочно, с 01 ч. 00 мин. 26.04.86 г. до момента аварии ( нарушение главы 9 ТР )…»

Хотя реактор был отравлен ксеноном, но в нем были зоны, свободные от стержней и при определенных обстоятельствах (для конкретной аварии – запаривания зоны) в них мог начаться неконтролируемый разгон, что реальной и произошло, авария началась в юго-восточном квадранте реактора[xxxv].

Возможно, персонал ЧАЭС часто работал в режимах «на грани»…, что подтверждает также показания Казачкова[xxxvi], работавшего 25 апреля 1986 г. начальником дневной смены 4-го блока: «Почему ни я, ни мои коллеги не заглушили реактор, когда уменьшилось количество защитных стержней? Да потому, что никто из нас не представлял, что это чревато ядерной аварией…  Прецедентов не было. Я работаю на АЭС с 1974 года и видел здесь гораздо более жестокие режимы. А если я аппарат заглушу - мне холку здорово намылят. Ведь мы план гоним… И по этой причине - по количеству стержней - у нас ни разу остановки блока не было.»

VIII. Блокировка ряда важнейших защит. Но с целью предотвращения остановки реактора для продолжения эксперимента в случае неудачи персоналом были заблокированы (согласно Докладу  №1 (INSAG-1) для МАГАТЭ[xxxvii]) важнейшие защиты реактора в т.ч.  защиты на формирование аварийного сигнала по отключению двух ТГ сразу (что вызвало потерю возможности автоматической остановки реактора), по снижению уровня воды, величины давления в БС (т.е. защита реактора по тепловым параметрам была отключена). Была также отключена и заблокирована вручную (!) аварийная система САОР, обеспечивающая охлаждение реактора в случае аварии, что привело к потере возможности снижения масштаба аварии.

Согласно докладу ГПАН  (1991 г.) отключение САОР  было нарушением Регламента[xxxviii], но не повлияло на возникновение и развитие аварии, так как не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САО.  

По мнению Г.Медведева, САОР была отключена[xxxix] «..из опасения теплового удара по реактору, то есть поступления холодной воды в горячий реактор… САОР была … отключена, задвижки на линии подачи воды в реактор заранее обесточены и закрыты на замок, чтобы в случае надобности не открыть их даже вручную.... Но … Лучше подать холодную воду в горячий реактор, нежели оставить раскаленную активную зону без воды … Ведь когда… реактор останется без охлаждающей воды, 350 кубометров аварийной воды из емкостей САОР, возможно, спасли бы положение, погасив паровой эффект реактивности, самый весомый из всех. Кто знает, какой был бы итог. Но....»

Как это ни парадоксально, но после аварии Акимов пытался ее включить, попросив об этом Г.Метленко[xl]: «Будь другом, иди в машзал, помоги крутить задвижки. Все обесточено. Вручную каждую открывать или закрывать не менее четырех часов. Диаметры огромные...»

По мнению В.А.Винокурова, к.т.н., ВМИИ[xli]: «Когда начались нестационарные процессы в энергоблоке ночью 26.04.1986, начальник смены, заметив,  что верхняя часть ГЦН колеблется с амплитудой 1 м …, дал команду немедленно открыть клапаны аварийной проливки реактора системы САОР, которые, для обеспечения чистоты эксперимента по выбегу турбоагрегата, были закрыты. Одним из двух погибших в первые минуты катастрофы был как раз тот человек, который открывал клапаны аварийного охлаждения реактора».

Вместе с тем, зашиты на формирование режима АЗ-5 по аварийному превышению заданной мощности (АЗМ) и по аварийному увеличению скорости нарастания мощности (АЗСР) не отключались -  и они сработали в 1 час 23 мин 41 сек.

Возможности  автоматических средств глушения реактора были существенно потеряны[xlii]. С точки рения последующего аварийного процесса, ключевой ошибкой оказался вывод защиты по остановке двух ТГ, что предопределило непредусмотренное программой проведение эксперимента на работающем на мощности реакторе.

А вот еще свидетельство о работе в режимах «на грани» в части отключения защит по материалам суда[vi]:«Подсудимый Лаушкин, работая с 1982г. государственным инспектором Госатомнадзора СССР (с 1985г. ГАЭН СССР) на Чернобыльской АЭС, преступно халатно относился к исполнению своих служебных обязанностей. Не осуществлял должный контроль за выполнением установленных норм и правил безопасной эксплуатации… ядерных энергетических установок. Проверки проводил поверхностно, на рабочих местах бывал редко, многие допускаемые персоналом нарушения не вскрывал; терпимо относился к низкой технологической дисциплине, пренебрежительному отношению со стороны персонала и руководства станции к соблюдению норм и правил ядерной безопасности. В результате …  на АЭС создалась атмосфера бесконтрольности и безответственности, при которой грубые нарушения норм безопасности не вскрывались и не предупреждались. Только за период времени с 17 января по 2 февраля 1986г. на четвертом энергоблоке ЧАЭС, без разрешения главного инженера, шесть раз выводились из работы автоматические защиты реактора, чем грубо были нарушены требования главы 3 Технологического регламента по эксплуатации блоков Чернобыльской АЭС. Подсудимый Лаушкин, как инспектор по ядерной безопасности, на эти нарушения не реагировал. Безответственное отношение персонала, руководства станции и Лаушкина к обеспечению ядерной безопасности в сочетании с недостаточной профессиональной подготовкой оперативного состава, работающего на сложном энергетическом оборудовании, привели в конечном итоге к аварии 26 апреля 1986 года».

IX. Подключение дополнительного числа насосов. Другое важнейшее  отличие эксперимента заключалось в том, что если ранее в эксперименте участвовало только 2 ГЦН, то в 1986 г. их число решили увеличить до 4, что еще более увеличивало риски ухудшения охлаждения реактора. При этом общее число работающих насосов составило не 6, а 8.

Если в более ранних испытаниях (1982 и 1984 г.г.) были проблемы в эксперименте при нагрузке 2 ГЦН, то зачем потребовалось еще более увеличить нагрузку, тем самым увеличив риски неуспеха эксперимента.

По мнению В.А.Винокурова, к.т.н., ВМИИ[xliii]: «…в качестве балластной нагрузки для турбогенератора предполагалось использовать резервные ГЦН…это были … трагические ошибки, повлекшие за собой все остальное. »

По программе испытаний были включены дополнительные ГЦН 12 и 22, возможно, с целью обеспечить дополнительное охлаждение реактора на случай замедления выбегающих ГЦН. Вместо шести заработали восемь насосов. Это увеличило поток воды через каналы настолько, что возникла опасность кавитационного срыва ГЦН, привело к захолаживанию реактора и снизило парообразование. Реактор стал работать неустойчиво, уровень воды в барабанах-сепараторах снизился до аварийной отметки. Чтобы избежать останова реактора, персонал глушит ряд защит.

По мнению Г.Медведева[xliv]: «…суммарный расход воды через реактор возрос до 60 тысяч кубических метров в час, при норме 45 тысяч метров кубических в час, что является грубым нарушением регламента эксплуатации. При таком режиме работы насосы могут сорвать подачу, возможно возникновение вибрации трубопроводов контура вследствие кавитации (вскипание воды с сильными гидроударами). Резкое увеличение расхода воды через реактор привело к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах, куда поступает пароводяная смесь из реактора, к нежелательному изменению других параметров.»

Согласно Докладу  №1 (INSAG-1) для МАГАТЭ[xlv]: «Операторы пытались вручную поддерживать основные параметры реактора — давление пара и уровень воды в БС — однако в полной мере сделать этого не удалось. В этот период в БС наблюдались провалы по давлению пара на 0,5-0,6 МПа и провалы по уровню воды ниже аварийной уставки. Чтобы избежать остановки реактора в таких условиях, персонал заблокировал сигналы A3 по этим параметрам».

По мнению доклада ГПАН  (1991 г.) рост расхода было нарушением Регламента[xlvi]: «увеличение расходов по отдельным ГЦН до 7500 м3/ч. ( нарушение пункта 5.8. ТР ).»

С целью стабилизировать уровень воды в БС и давление в контуре за счет охлаждения контурной воды персонал резко (почти в 4 раза) повышает уровень расхода питательной воды в контуре. Устройство автоматического регулирования уровня питательной воды было выключено.

Подключение всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) произошло около 1 часа ночи. Так как  нагрузка стала выше нормы - реактор стал «захолаживаться», в нем снизилось парообразование, и автоматика стала выводить стержни из активной зоны (01ч 19м 39с - сигнал «1 ПК вверх», мощность реактора падает), уменьшая ОЗР.

X. Резкое снижение уровня питательной воды

Когда по мнению оператора параметры реактора пришли в норму, им был резко снижен, практически до нуля, расход питательной воды, что стало роковым шагом, так как привело к увеличению температуры теплоносителя на вход в реактор, т.е. дополнительно повысило производство пара.

По данным доклада INSAG-7(1993 г.)[xlvii]:

«01 ч 09 мин. резко снижен расход питательной воды до 90 т/ч по правой стороне и до 180 т/ч по левой стороне при общем расходе по контуру 56 000-58 000 т/ч. В резуль­тате температура на всасе [прим автора - входе] ГЦН составила 280,8°С (левая сторона) и 283,2°С (правая сторона).» Этот уровень практически равен нулевому в пределах погрешности приборов. Температура воды на входе в реактор стала близкой к температуре насыщения (кипения).

Согласно докладу ГПАН (1991 г.)[xlviii]:  «…это был возврат расхода питательной воды к некоторому среднему расходу, соответствующему мощности реактора 200 МВт и равному, примерно, расходу по 120 т/час. на каждую сторон реактора.»

По мнению [xlix] А.Г. Тарапона, Институт проблем моделирования в энергетике им. Г.Е. Пухова НАНУ (Украина, Киев), процесс аварии начался ранее, сразу после начала испытаний выбега в момент закрытия заслонки СРК и сам аварийный процесс развивался около 15 мин: «Этой записью [прим.автора – резкое снижение расхода питательной воды] было зафиксировано начало кризиса теплообмена второго рода…., при этом интегральная мощность реактора осталась на уровне 200 МВт, что позволяет сделать два вывода: мощность была поднята только в одном (юго-восточном) квадранте, а в других осталась на уровне 13.5 МВт (остаточное тепловыделение); в указанном квадранте полностью прекратился теплообмен.»

Когда персонал блока начал испытания выбега (01ч 23м 04с), для обеспечения выхода генератора на инерционный ход был отключен выход пара на турбину, закрыты СРК (стопорно-регулирующие клапаны). В условиях отсутствия стока пара из БС, давление в контуре стало расти. Эксперимент был начат без сброса защиты реактора, защита по отключению обеих турбин была заблокирована[l], чтобы возможно, иметь возможность повторного проведения эксперимента.

В результате резкого увеличения, а затем снижения уровня питательной воды в контуре реактора были сформированы два последовательных фронта теплоносителя на входе в активную зону: первый с пониженной температурой и, через некоторое время, второй, с температурой приближенной к температуре кипения воды.  По роковому стечению обстоятельств последний фронт «прогретого» теплоносителя подошел к входу в активную зону в момент проведения эксперимента.

Согласно докладу ГПАН (1991 г.)[li] непосредственно перед испытаниями в  01 ч. 22 мин. 30 с.:  

«В создавшихся условиях небольшой прирост мощности реактора (по любой причине) в силу малого недогрева до кипения теплоносителя мог приводить к приросту объёмного паросодержания в нижней части активной зоны… Таким образом, перед началом испытаний параметры активной зоны обусловили повышенную восприимчивость реактора к саморазгонному процессу в нижней части активной зоны… такое состояние создалось не только потому, что имел место повышенный против обычного расход теплоносителя…, а прежде всего малым значением мощности реактора».

Таким образом, комплекс действий персонала (низкая мощность реактора, подключение дополнительных ГЦН, закрытие СРК и резкое снижение уровня питательной воды и) были самыми важными факторами развития аварии, которые и привели реактор к разрушению.

XI. Заключительная фаза аварии. Рост паросодержания был предопределен замедлением работы половины работающих ГЦН, которые были подключены к источнику тока от выбегающей (останавливающейся) турбины. Согласно мнению главного конструктора РБМК[lii], дополнительной причиной, приведшей к быстрому началу парообразования в активной зоне реактора непосредственно перед его разгоном, могло послужить отключение выбегающих ГЦН собственными защитами по снижению тока в обмотках статора двигателей насоса. Рост парообразования в каналах из-за положительного парового эффекта реактивности  спровоцировал резкий рост мощности реактора за счет разгона на мгновенных нейтронах, последовавшее разрушение технологических каналов и взрыв реактора.