5. Заключение
Чернобыльская авария была рассмотрена и пранализирована международной
Консультативной Группой по Ядерной Безопасности (INSAG) при Генеральном
директоре МАГАТЭ [64]. Не вдаваясь в содержание этого доклада, Комиссия
отмечает, что анализируя коренные причины Чернобыльской аварии, INSAG
приходит к выводу о необходимости формирования и поддержки "культуры
безопасности", как важнейшего условия безопасности эксплуатации АЭС.
Выражение "культура безопасности" относится к очень общему понятию
приверженности и личной ответственности всех лиц, занимающихся любой
деятельностью, которая влияет на безопасность АЭС. Реализация культуры
безопасности в числе прочего предполагает, что при подготовке и обучении
персонала прежде всего подчеркивается причина установления принятой
практики обеспечения безопасности, а также последствия для безопасности,
к которым ведут недостатки в выполнении персональных обязанностей.
Культура безопасности предполагает всеобщую психологическую
настроенность на безопасность, которая в первую очередь определяется
деятельностью руководителей организаций, участвующих в создании и
эксплуатации АЭС [56].
В работах INSAG содержание концепции "Культура безопасности" было
выведено за рамки чисто эксплуатационной деятельности и охватило все
виды деятельности, на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут
оказать влияние на безопасную эксплуатацию АЭС. Оно даже охватило высшие
сферы управления, в том числе законодательную и правительственную,
которые согласно данной концепции должны формировать национальный
климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания.
Однако, с позиций указанной концепции событие Чернобыльской аварии
показывает, что недостаточность культуры безопасности характерна не
только для стадии эксплуатации, но в не меньшей степени и для участников
других стадий создания и эксплуатации АЭС ( конструкторы, проектанты,
строители, изготовители оборудования, министерские управляющие и
контролирующие структуры и т.д. ).
Комиссия, с учетом изложенных в настоящем докладе фактов и преамбулы
данного раздела, пришла к следующим выводам.
5.1. Недостатки конструкции реактора РБМК-1000, эксплуатировавшегося на
4-ом блоке Чернобыльской АЭС, предопределили тяжелые ( катастрофические
) последствия Чернобыльской аварии.
Причиной Чернобыльской катастрофы являются выбор разработчиками реактора
РБМК-1000 концепции, в которой, как оказалось, не были достаточно учтены
вопросы безопасности, в результате чего получены физические и
теплогидравлические характеристики активной зоны реактора,
противоречащие принципам создания динамически устойчивых безопасных
систем. В соответствии с избранной концепцией была спроектирована не
отвечающая целям безопасности система управления и защиты реактора.
Неудовлетворительные с точки зрения безопасности физические и
теплогидравлические характеристики активной зоны реактора были
усугублены ошибками, допущенными при конструировании СУЗ.
В проектной, конструкторской и, соответствено, в эксплуатационной
документации не было указано на возможные последствия эксплуатации
реактора с имевшимися опасными характеристиками. Разработчиками проекта
на самом высоком уровне постоянно утверждалось, что РБМК - самый
безопасный реактор, чем притуплялось требуемое концепцией культуры
безопасности чувство опасности у персонала по отношению к объекту
управления, т.е. к реакторной установке.
Разработчики РБМК-1000 знали о таком опасном свойстве созданного ими
реактора, как возможность ядерной неустойчивости, но количественно не
смогли оценить возможные последствия её проявления и оградили себя
регламентными ограничениями, которые, как показала практика, оказались
весьма слабой защитой. Такой подход не имеет ничего общего с культурой
безопасности.
Следует отметить ещё одно обстоятельство. Упомянутая весьма слабая
защита против очень опасных последствий эксплуатации неустойчивого
реактора не соответствует концепции глубоко эшелонированной защиты, на
основе которой развивалась ядерная энергетика во всем мире.
РБМК-1000 с его проектными и конструктивными особенностями по состоянию
на 26.04-86 г. обладал столь серьезными несоответствиями требованиям
норм и правил по безопасности, что эксплуатация его стала возможной лишь
в условиях недостаточного уровня культуры безопасности в СССР.
5.2. Практика переложения на человека-оператора функций аварийной защиты
из-за отсутствия сответствующих технических средств опровергнута самой
аварией. Совокупность проектных недостатков техники и не гарантированной
надежности человека-оператора привела к катастрофе.
Персоналом действительно были допущены нарушения ТР и Комиссия отмечает
их в настоящем докладе. Часть этих нарушений не оказала влияния на
возникновение и развитие аварии, а часть позволила создать условия для
реализации негативных проектных характеристик РБМК-1000. Допущенные
персоналом нарушения во многом определялись неудовлетворительным
качеством эксплуатационной документации и её противоречивостью,
обусловленной неудовлетворительным качеством проекта РБМК-1000.
Персонал станции не знал о некоторых опасных свойствах реактора и,
следовательно, не осознавал последствий допускаемых им нарушений. Но это
как раз и свидетельствует о недостатке культуры безопасности не столько
у эксплуатационного персонала, сколько у разработчика реактора и
эксплуатирующей организации. Можно обратить внимание на иной подход к
анализу причин аварии и роли персонала в её возникновении и развитии.
После тяжелой аварии на ЯЭС "Три Майл Айленд" ( США ) разработчики менее
всего старались обвинить оперативный персонал станции потому, что "они (
инженеры ) могут анализировать первую минуту инцидента несколько часов
или даже недель для того, чтобы понять случившееся или спрогнозировать
развитие процесса при изменении параметров", тогда как оператор должен
"описать сотни мыслей, решений и действий, предпринимаемых в течение
переходного процесса" [53].
Американские специалисты поняли, что "некоторых переходных процессов
можно избежать при наличии хорошего проекта. Если можно представить себе
переходный процесс, то всё можно учесть в проекте, чтобы управлять
переходным процессом" [53].
Эдвард Р. Фредерик, американский оператор, принявший ночью 28.04.79 г.
ошибочные решения, но не преследовавшийся за них, пишет: "Как бы я желал
вернуться и изменить эти решения. Но это не может быть переделано и не
должно случиться снова. Оператор никогда не должен оказаться в ситуации,
которую инженеры предварительно не проанализировали. Инженеры никогда не
должны анализировать ситуацию без учета реакции оператора на неё" [53].
Можно констатировать, что неоднозначность проблемы человека-оператора и
причин его ошибок начинает находить понимание и в среде советских
специалистов: "отдельно приходится говорить о том, что в среде
создателей нашей техники, как, пожалуй, вообще в технической среде, ещё
низка, к сожалению, культура человековедения. Технократический ум с
большим трудом воспринимает тот факт, что психология действий оператора
отлична от психологии действий исследователя, изготовителя техники,
наладчика, ремонтника. Отсюда, и это, конечно, характерно не только для
атомной энергетики, непонимание природы ошибок оператора" [59].
Приоритет экономических факторов и производства электроэнергии на
практике являлся и до сих пор является определяющим принципом
деятельности ядерной энергетики. Исходя именно из этого принципа
сформулирована действующая до сих пор на большинстве АЭС такая система
стимулов и наказаний эксплуатационного персонала, которая при
возникновении противоречий между экономикой ( планом ) и безопасностью
побуждает эксплуатационный персонал решать их не в пользу последней. Это
также сыграло свою роль 26.04.86 г. на Чернобыльской АЭС, когда
возникновение затруднения в исполнении прграммы испытаний и отдельные
нарушения регламента были преодолены многолетней привычкой к
безусловному достижению поставленной цели.
5.3. Существовавшая до аварии и существующая в настоящее время система
правовых, экономических и общественно- политических взаимоотношений в
области ядерной энергии законодательно не урегулирована, не отвечала и
не отвечает требованиям обеспечения безопасности при использовании
ядерной энергии в СССР.
Настоящий вывод вытекает, в частности, из того, что в отсутствии закона
об использовании ядерной энергии полную ответственность за безопасность
эксплуатируемых ядерных станций практичкски никто не несёт. Все
участники создания и эксплуатации АЭС несут ответственность только за те
части работы, которые они непосредственно выполняют. В соответствии с
международными нормами и практикой такая общая ответственность
возлагается на эксплуатирующие организации. В нашей стране до настоящего
времени таких организаций нет. Выполнение их функций в части принятия
наиболее важных, общих для АЭС в целом, решений обычно возлагалось и
возлагается на соответствующие министерства, являющиеся органами
государственного управления. Тем самым право принимать решение оторвано
от ответственности за него. Более того, ввиду неоднократных
преобразований органов государственного управления исчезли даже те
структуры, которые принимали ответственные решения. Таким образом,
опасные объекты есть, а несущих за них ответственность нет.
В соответствии с общепризнанной мировой практикой, изложенной в
рекомендациях МАГАТЭ [58] и официально признанной СССР [57], конечную
ответственность перед населением и страной в целом за безопасную
эксплуатацию АЭС всегда несёт эксплуатирующая организация. Однако,
ответственность не может реализоваться без необходимых для неё прав.
Между тем, существовавшая и существующая до сих пор система не даёт
никаких прав ни самим АЭС, ни даже вышестоящей для них организации,
которые совместно выполняют функции эксплуатирующей организации.
По существующим нормам и правилам эти организации не имеют права
принимать никаких ответственных решений (а после Чернобыльской
катастрофы - и не очень ответственных, практически - никаких!) без
Главного конструктора, Научного руководителя, Генерального
проектировщика и надзорного органа. При этом все эти организации,
диктующие владельцам принятие решений и не оставляющие для них никакого
выбора, кроме прекращения эксплуатации АЭС в случае несогласия, сами не
несут никакой ответственности (за исключением надзорного органа, что
тоже неверно) за принимаемые решения.
В настоящем докладе указано на множество отступлений проекта и
конструктивных решений 4-го блока Чернобыльской АЭС от действовавших в
период сооружения и создания АЭС норм и правил по безопасности. Тем не
менее, этот проект был согласован и утвержден к строительству всеми
ведомствами и надзорными органами. Это говорит о фактическом отсутствии
в стране хорошо организованной, обладающей соответствующими ресурсами,
правами и ответственной за свои заключения экспертизы.
Государственный надзорный орган по вопросам безопасности АЭС был
образован всего за 3 года до Чернобыльской катастрофы и, вопреки
концепции культуры безопасности, его нельзя было считать независимым,
поскольку он входил в те же государственные структуры, на которые была
возложена ответственность за сооружение АЭС и производство на них
электроэнергии. За прошедший после аварии период осуществлен ряд
конструктивных перемен в системе надзора за безопасным использованием
ядерной энергии. Однако, в отсутствии законодательной базы,
экономических методов регулирования, человеческих и финансовых ресурсов
у регулирующего органа и сложностью создания в стране института
независимой экспертизы существовала и существует многозвенная система
пооперационного контроля и мелочной опеки АЭС, но не полнокровная
система регулирования безопасного использования ядерной энергии в
интересах всего населения страны.
Наиболее важным уроком Чернобыльской катастрофы является не только
необходимость улучшения отдельных характеристик РБМК и условий их
эксплуатации, хотя это и важно само по себе, но и необходимость
внедрения во все аспекты использования ядерной энергии в СССР требований
концепции культуры безопаности.
5.4. Исследования причин и обстоятельств аварии на 4-ом блоке
Чернобыльской АЭС нельзя считать завершенными и они должны быть
продолжены с целью установления истины и извлечения необходимых уроков
для будущего.
За время, прошедшее после 26.04.86 г. проведены значительные работы по
анализу причин и обстоятельств аварии, однако, их нельзя считать
завершенными. Необходимо выполнить большие объемы расчетных и, возможно,
экспериментальных работ с той целью, "чтобы ни одно связанное с
безопасностью событие не осталось незамеченным и были внесены нужные
исправления для предотвращения повторения связанных с безопасностью
аномальных событий, где бы то ни было, независимо от того, где они
произошли впервые" [56].
Cписок использованных источников
1. Техническое обоснование безопасности 2-ой Курской АЭС и Ченобыльской
АЭС. Гидропроект, инв. № 180, 4Д-183, 1974 г.
2. Курская, Чернобыльская АЭС, 2-я очередь. Технический проект.
Гидропроект, инв. № 174, 1974 г.
3. Техническое обосновнаие безопасности, Гидропроект, инв. № 176, 1976
г. Смоленская АЭС 1-я очередь; Курская АЭС 2-я очередь; Чернобыльская
АЭС 2-я очередь.
4. Техническое обоснование безопасности реакторной установки РБМК-4,
НИКИЭТ, инв. № Е4.306-387, 1973 г. и инв. № Е4.306-440, 1973 г.
5. Техническое решение Главатомэнерго и организации п/я В02250 по
системе обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000,
проектируемых Минэнерго СССР от 19 июля 1974 г.
6. Отчет "Техническое обоснование безопасности реакторной установки
РБМК-4, сб. 01 с дополнением к отчету", НИКИЭТ, инв. № Е4. 306-440, 1973
г.
7. Расчетно-пояснительная записка к техническому проекту РБМК, ИАЭ им.
И. В. Курчатова, инв. № 35-877, 1966 г.
8. Исследование эффектов рактивности и переходных процессов в процессе
энергопуска реактора РБМК, НИКИЭТ, ЛАЭС инв. № КТО 5521/42-565, 1974 г.
9. Оценка парового коэффициента реактивности по данным режима с
отключением ГЦН на мощности 45 % от номинальной, ЛАЭС инв. № ПТО-667,
1974 г.
10. Влияние перегрузки реактора 1 блока в КПР 1976 г. на величину
парового коэффициента реактивности. ЛАЭС инв. № НТБ 1092 дсп. 1976 г.
11. Материалы по изменениям на 1-ом блоке ЛАЭС до КПР 1976 г. и после
него. НИКИЭТ исх. 120-1244 от 07.02.77 г.
12. Исследования эффектов реактивности в переходных процессах реакторов
РБМК на ЧАЭС. НИКИЭТ, инв. № 53-44, 1980 г.
13. Физические характеристики реактора РБМК 2-го блока в процессе
эксплуатации. ЛАЭС, инв. № 504-ОТ/51-198, 1979 г.
14. Исследование эффектов реактивности реактора РБМК 3-го блока. ЛАЭС,
НИКИЭТ, инв. № 51-281, 1979 г.
15. Об уменьшении парового коэффициента реактивности. НИКИЭТ, исх.
050-571 от 12.01.76 г.
16. Исследования парового и мощностного эффектов реактивности реактора
РБМК-1500 при энерговыработке 13 эфф. суток. НИКИЭТ, ИАЭС, инв. №
251-1-84 НТБ, 1984 г.
17. Анализ результатов измерения парового коэффициента реактивности
реакторов РБМК в ходе выполнения мероприятий по повышению безопасности.
НИКИЭТ, инв. № 120-398-2999, 1989 г.
18. Дополнительные нейтронно-физические расчеты к техническому проекту
РБМК. Предварительные результатов эксприментов на физстенде УГ. ( сб.
01Р сб. 01 ОТ ). ИАЭ им. И.В. Курчатова.
19. Техническое обоснование безопасности 2-ой очереди КАЭС и ЧАЭС
(дополнение). Гидропроект, инв. № 253 ТП, 1976 г.
20. Решение о порядке перевода РБМК на обогащение 2 %. Инв. № 1597с,
исх. 16-1807.
21. "Отчет о переводе реакторов РБМК-1000 на топливо 2 % обогащения".
НИКИЭТ, ИАЭ им. Курчатова, инв. № 050-001-098с, 1977 г.
22. Технический проект системы управления и защиты реактора РБМК. НИКИЭТ
инв. № 11526. /8.146-9144./
23. Технические условия на СУЗ РБМК-5, РБМК-9. ТУ95.5115-82.
24. Изменение мощности РБМК с разрывом труб контура циркуляции. ИАЭ им.
Курчатова, инв. № 31/1490 дсп, 1977 г.
25. Ядерная безопасность РБМК вторых очередей, нейтронно-физические
расчеты. НИКИЭТ, инв. № 050-0750933.
26. Ядрихинский А.А. "Ядерная авария на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС и
ядерная безопасность реакторов РБМК". 1989 г.
27. Система физического контроля распределения энерговыделения.
Технические условия ТУ 95.5098-78 РБМК-7. Сб. 170 ТУ.
28. "Исследование причин аварии на ЧАЭС". Отчет ИАЭ им. И.В. Курчатова,
инв. № 34/716186 дсп от 30.10.86 г.
29. "Авария на ЧАЭС и её последствия" - информация , подготовленная для
совещания экспертов МАГАТЭ, части 1 и 2, ГКАЭ СССР.
30. "Авария на ЧАЭС: год спустя". IAEA-48163, Вена, 02.10.87 г.
31. Итоговый доклад МКГЯБ МАГАТЭ к Совещанию по рассмотрению причин и
последствий аварии в Чернобыле, GC ( SPLI )/3. Вена. 24.09.86 г.
32. Письмо НИКИЭТ исх. № 050-01/1-120 от 02.02.84 г.
33. Разработка полномасштабных математических моделей динамики АЭС с
РБМК-1000 и анализ на их основе начальной стадии аварии на Чернобыльской
АЭС. Отчет ВНИИАЭС и ИАЭ им. И.В. Курчатова. Инв. № 07-282 1/89. 1989 г.
34. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС путем математического
моделирования физических процессов. Отчет ВНИИАЭС, инв. № 846, 1987 г.
35. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74.
Москва, Атомиздат, 1976 г.
36. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при
проектировании, строительстве и эксплуатации (ОПБ-73). Москва,
Атомиздат, 1974 г.
37. Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при
проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). Москва,
Энергоатомиздат, 1984 г.
38. План реализации мероприятий по повышению безопасности АЭС с
реакторами РБМК. Июнь 1986 г.
39. Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности
действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК от 19.12.86
г.
40. Сводные мероприятия по повышению надежности и безопасности
действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК. СМ-88-РБМК.
41. Типовой технологический регламент по эксплуатации блоков АЭС с
реактором РБМК-1000. ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. № 33/262982, 1982 г.
42. Технологический регламент по эксплуатации 3-го и 4-го энергоблоков
Чернобыльской АЭС. ВПО Союзатомэнерго. 1984 г.
43. "Рабочая программа испытания турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в
режимах совместного с нагрузкой собственных нужд".
44. Анализ режима работы ГЦН в предварительный период и в первой фазе
аварии на 4-ом блоке ЧАЭС. Отчет ОКБМ и ИАЭ им. И.В. Курчатова, инв. №
333/1-360-89.
45. Регламент переключения ключей и накладок технологических защит и
блокировок. ЧАЭС, инв. № 280/11.
46. "Акт расследования причин аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской
АЭС, происшедшей 26.04.86 г.". ЧАЭС, уч. № 79, пу. 05.05.86.
47. "Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях,
подготовленная для МАГАТЭ". "Атомная энергия", т. 61, вып. 5, ноябрь
1986 г., стр. 320.
48. "К акту расследования причин аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской
АЭС, происшедшей 26 апреля 1986 г.". Минэнерго СССР, Союзатомэнерго,
инв. № 4/611, 1986 г.
49. "США: Моделирование аварии на ЧАЭС", Национальная лаборатория, штат
Айдахо. Перевод предприятия п/я 7755, № 92 от 12.07.88.
50. Решение № 8 секции № 2 НТС Госатомэнергонадзора СССР от 15.02.90 г.
51. О решении секции № 2 НТС ГАЭН СССР, письмо НИКИЭТ, исх. №
040-04/2571 от 28.03.90 г.
52. Трехмерная нейтронно-теплогидравлическая модель и программа для
исследования быстрых нестационарных процессов в РБМК. ИАЭ им. И.В.
Курчатова, инв. № 33/1-282-88, 1988 г.
53. Эдвард Р. Фредерик. Взгляд на проект, подготовку персонала,
экспоуатацию, как на критические звенья. IAEA-SM-269/91.
54. В.П. Волков. Чернобыльская авария. Истоки и уроки.
Научно-технический отчет о НИР. ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1987 г.
55. Экспертное заключение по работе т. Ядрихинского А.А. "Ядерная авария
на 4-ом блоке ЧАЭС и ядерная безопасность РБМК". НИКИЭТ, исх. №
050-02/1226 от 13.02.90 г.
56. Основные принципы безопасности ядерных электростанций. 75 INSAG-3,
Вена, 1988 г.
57. Итоговый документ Венской встречи представителей
государств-участников совещания по безопасности и сотрудничеству в
Европе. Москва, Политиздат, 1989 г.
58. Безопасность ядерных электростанций - ввод в эксплуатацию,
эксплуатация и снятие с эксплуатации. Свод положений, № 50-С-О, МАГАТЭ,
Вена, 1979 г.
59. В.Н. Абрамова. "Взгляд психолога на Чернобыльскую аварию." Наука и
жизнь № 11, 1989 г.
60. О режиме выбега, письмо НИКИЭТ, исх. № 040-9253 от 24.11.76
61. Моделирование на ЭВМ динамических процессов в эксплуатационных
режимах АЭС, включая аварийные. Изменение реактивности при погружении
СУЗ РБМК-1000 в активную зону. КИЯИ АН УССР, 1986 г.
62. "Ввод в эксплуатацию реакторов РБМК-1000 1-ого и 2-ого блоков ЧАЭС
после длительной остановки и меры ядерной безопасности" НИКИЭТ,
программа 12.170П от 29.06.86 г.
63. Чернобыльская АЭС, ТОБ 3-ей очереди. Гидропроект, Москва, 1982 г.
Согласован НИКИЭТ, исх. № 040-06/3396 от 06.04.83 г., согласован ИАЭ им.
И.В. Курчатова, исх. № 33-33/13 от 16.02.83 г.
64. Совещание по рассмотрению причин и последствий аварии в Чернобыле.
Итоговый доклад INSAG. Вена. 30 августа-3 сенября 1986 г.
65. В.Г. Дубовский. "О факторах неустойчивости ядерных реакторов на
примере реактора РБМК", УДК 621.039.58, Обнинск, 1989 г.
66. Абрамова В.Н., Белехов В.В., Бельская Е.Г. и др.
Социально-психологические исследования на ЧАЭС в период с мая 1986 по
1987 г.г. Научный отчет ОНИЛ "Прогноз", т. 2. Обнинск, ИАТЭ, 1987 г.
67. Абрамова В.Н. Авария на Чернобыльской АЭС: психологические уроки.
Энергия: Экономика, техника, экология. № 3, 1988 г.
68. Абрамова В.Н. Психологическое обеспечение кадровой службы атомной
энергетики. Докторская диссертация. Обнинск, 1990 г.
69. Физический пуск реактора РБМК-1500 первого блока Игналинской АЭС,
НИКИЭТ. Отчет 12.346 От, 1987 г.
70. Письмо ИАЭ им. И.В. Курчатова, исх. № 33-08/67 дсп от 23.12.83
71. Анализ развития аварии на ЧАЭС. НИКИЭТ, инв. П-34962, 1986 г.
72. Обобщенный анализ аварии на 4-ом блоке ЧАЭС, НИКИЭТ, 13.168 От, 1990
г.
73. Анализ разрушительных сил, приведших к аварии на ЧАЭС. Nucl. Eng.
and Design., V.106, № 2, 1988, р. 179-189.
74. The Soviet RBMK: There do where do we go from here ? E.O. Adamov,
Nucl. Eng. Intern., v. 6, 1990, p. 33-36.
75. А.К. Калугин. Сегодняшнее понимание аварии. "Природа" № 11, 1990 г.,
стр. 70-77.
76. Implication of the Accident at Chernobyl for Safety Regulation of
Comercial Nuclear Power Plants in the United States, NUREG-1251, US NRG,
1987.
77. Техническое решение по вопросу схем защит реактора от снижения
уровня в сепараторах пара и от снижения расхода питательной воды,
НИКИЭТ, "Гидропроект", 1983 г.
Содержание
Разборы полётов
www.pseudology.org
|