切尔诺贝利事故前夕：同样致命的RBMK反应堆
WWER 和 RBMK 反应堆：主要区别是什么？
一个国家发展水平最重要的指标之一就是人均发电量。在 L.I. 时代在勃列日涅夫的领导下，苏联开始积极发展核能，充分认识到这是实现进步的最短途径之一。但除了建造配备VVER反应堆的核电站外，苏联还选择了第二条核电发展道路，这条道路最终被证明是一条死路——建造RBMK通道反应堆，这种反应堆在世界任何地方都没有使用过。
事故前的RBMK-3反应堆4号机组
WWER 和 RBMK 是两种根本不同的核反应堆 (NR)，它们的设计特点和运行原理不同。
WWER（水冷水反应堆）是一种压水冷核动力反应堆。
RBMK是一种高功率通道反应堆。
RBMK是单回路反应堆，WWER是双回路反应堆。
RBMK反应堆示意图
RBMK-1000反应器剖面图
VVER有一个封闭的钢制容器外壳，里面是一个装有燃料元件和冷却系统的反应堆块。 RBMK 采用“开放式”设计，在通道中放置石墨减速器并用水冷却。该反应堆由石墨柱制成，位于一个尺寸为 21.6 x 21.6 x 25.5 米的混凝土竖井中。
VVER 有一个保护壳，即使反应堆容器被毁坏，也能防止放射性物质逸出核电站；由于反应堆回路管道分支较多，因此不可能为 RBMK 制造单个保护帽。但VVER机身较大，制造过程劳动强度大，成本高。 “开放式” RBMK 更便宜。
WWER反应堆示意图
VVER 反应堆使用水作为慢化剂，而 RBMK 反应堆则使用可燃烧的石墨。
在RBMK中，慢化剂是石墨砌体，冷却剂是水，由主循环泵（MCP）泵入反应堆通道，在那里水沸腾，这就是为什么该反应堆被称为“沸腾”反应堆。反应器入口压力为8,1MPa，温度为270℃。然后，水和蒸汽的混合物被送往鼓式分离器进行分离，然后蒸汽被送往涡轮发电机。
RBMK反应堆活动区较长，控制技术难度较大。
RBMK 的一个重要优势是能够使用装填机连续装填燃料。 VVER 每年必须关闭一次以补充燃料。
在 VVER 中，水既充当减速剂，又充当冷却剂。这里的水处于较高的压力下，不会沸腾，即在 VVER 中它始终处于液态。进入反应堆前水压为16MPa，温度为289℃。循环泵将水通过主回路泵送到反应堆和蒸汽发生器。蒸汽发生器是一种热交换器，其中热量从第一回路中的水传递到第二回路中的水，同时第二回路中的压力保持明显低于第一回路中的压力，这使得第二回路中的水蒸发并产生蒸汽，然后输送到涡轮发电机。
在 VVER 中，实现活跃区蒸汽效应非常困难，而在 RBMK 中，在某些条件下是可能的，并且考虑到反应性的正蒸汽效应，这可能会导致反应堆加速而造成紧急情况（切尔诺贝利核电站确实造成了这种情况）。蒸汽含量越高，中子吸收越差，反应堆加速的可能性就越大。然而，即使在WWER反应堆中，如果发生超出设计基准的事故（反应堆电源中断或冷却剂损失），反应堆容器也有可能被毁坏。 1年的福岛第一核电站事故证明了这种可能性。
VVER 使用更浓缩、更昂贵的燃料——3,5-3,6%，VVER-440 的效率为 32%。
RBMK——燃料浓缩度从 2,0% 提高到 2,4%，反应堆效率——31,25%。
环境排放：VVER 比 RBMK 清洁得多。
效率：RBMK 核电站每单位能量的铀消耗量比 VVER 核电站低约 20%。
总体结果可以表格的形式呈现：
RBMK反应堆：将军用反应堆改造成民用反应堆的失败尝试
世界上第一座工业核电站于1954年在奥布宁斯克市投入使用。但第一座采用 WWER 反应堆的核电站于 1957 年在美国投入使用（Shippingport 核电站）。苏联第一台WWER（VVER-210）于1964年在新沃罗涅日核电站第一台发电机组投入运行。但我们不会在这里谈论它们。
最初，苏联建造了工业铀石墨反应堆来生产钚。 1948年1953月，苏联第一座工业铀石墨反应堆A（安努什卡）在马亚克生产协会启动。 1964年至1年间，I-2、EI-3、ADE-4、ADE-5和ADE-1号反应堆在位于托木斯克州谢韦尔斯克的西伯利亚化工厂投入运行。 I-XNUMX 反应堆仅用于生产武器级钚；其他反应堆将此功能与发电功能结合在一起。
西伯利亚核电站一期以I-1反应堆为基础，于1958年投入运行，装机容量为100兆瓦，成为继4年前投入运行的奥布宁斯克核电站之后苏联第二座核电站。随着后续机组的投入使用，西伯利亚核电站的容量不断增加，随着ADE-600的投入使用，容量达到5兆瓦。
西伯利亚核电站
工业铀石墨反应堆的运行经验为核电站和RBMK反应堆的发展奠定了基础。 1966年70月，中型机械制造业部长E.P.斯拉夫斯基签署了列宁格勒核电站的设计任务书，该核电站位于距列宁格勒1000公里的索斯诺维博尔村附近。该项目的科学主管是中国原子能科学研究院。 I.V.库尔恰托夫。 NIKIET研制的RBMK-1967的技术设计于XNUMX年XNUMX月获得批准。
瓦列里·列加索夫院士
问题出现了：他们为什么如此积极地推动 RBMK？正如 V.A. 院士所说，不仅现有条件而且经济原因也变得重要。列加索夫作证说：
“……早在60世纪XNUMX年代，人们就清楚地认识到，在欧洲发展工业并为其提供电力几乎是不可能的……因此，必须快速引进核能……。因此，自然而然地产生了一种愿望：以某种方式最大限度地降低发展核能的成本……当时，我们犯了一个根本性的哲学错误……为了确保安全……我们没有足够的能力生产……VVER反应堆容器……于是，我们萌生了使用石墨块的通道式RBMK反应堆的想法……RBMK反应堆的出现……从国际和普遍的安全标准的角度来看，RBMK反应堆本身就是非法的……”
但还有另一个原因。苏联积极参与国防事务，中型机械制造部具有巨大的影响力，亚历山德罗夫院士拥有无可挑剔的声誉和权威。
技术科学博士 I. Ostretsov 正确地认为：
问题是，为什么E.P.斯拉夫斯基、A.P.亚历山德罗夫……如此积极地推广RBMK？……这些人都是在铀-石墨反应堆制造领域成长起来的专家……这些研发成果为他们赢得了政府的嘉奖。在实际运行中，这些反应堆被证明非常可靠……[因为]……它们的功率较低……[在他们看来]RBMK会像钚反应堆一样可靠，并将为他们带来更多的政府嘉奖。
但与其更紧凑的“祖先”不同，RBMK 体积庞大、操作困难且可靠性较低。
最主要的是，RBMK不仅可靠性较差，而且在压力情况下稳定性较差，更容易“爆炸”——这就是那里发生事故的原因。而切尔诺贝利核电站进行的破坏性试验就成了这个“压力因素”，RBMK核反应堆成了苏联核电站的“薄弱环节”。
切尔诺贝利事故表明，在核电等领域节省成本太高。 1975年，苏联迎来了“自己的警钟”：列宁格勒核电站发生事故，其中一些方面成为1986年事故的原型。此次事故的后果可能成为减缓 RBMK 生产的起点。但有关它的信息被严格保密，除了改进设计外，没有得出任何结论。
正如切尔诺贝利核电站科学副总工程师尼古拉·卡尔潘所证实的那样：
“RBMK-1000 型反应堆存在数十处与 1973-74 年以来的安全规程相悖之处……1982 年，在《通用安全规定》（OPB-82）通过后，RBMK 型反应堆的设计也未能符合新的要求……1984 年，在……NIKIET 和……（库尔恰托夫原子能研究所）的倡议下，跨部门科学技术委员会（MVNTS）在莫斯科紧急召开会议……[该委员会] 做出了一个不可思议的……决定——暂时“合法化”现有的偏差……并将反应堆的重新设计推迟数年，直到开始按计划进行重建……（事故发生前）最后的[信号]是……库尔斯克核电站核安全检查员 A.A. Yadrikhinsky 对 RBMK 型反应堆的核安全进行分析，他发现 PBYa-04-74 型反应堆存在 82 处严重违反反应堆设计及其安全系统，OPB-XNUMX，《核电站设计和安全运行规则》。
切尔诺贝利事故发生前五个月，该检查员向莫斯科提交了报告，但遭到忽视。
尼古拉·卡尔潘
与此同时，就连俄罗斯国家核技术研究中心（NIKIET）负责人、RBMK反应堆装置总设计师N.A.多莱扎尔院士也公开反对将这些核电站迁往人口密度更高的俄罗斯欧洲部分。
尼古拉·多莱扎尔院士
但苏联科学院院长、原子能研究所所长、RBMK项目科学主任A.P.亚历山德罗夫院士却与他争论不休。
阿纳托利·亚历山德罗夫院士
亚历山德罗夫表示，该反应堆“非常安全，甚至可以放置在红场上”。在NIKIET工作期间，作者听说了在这里建造大约100座此类反应堆的计划。那么，如果建造更多的 RBMK 反应堆，会发生什么情况呢？
正如 V. 科马罗夫（斯摩棱斯克核电站前副主任）所认为的：
事故的根源在于A·亚历山德罗夫出任科学院院长期间。正是在那时……宣传开始推行，将核电站的RBMK反应堆宣传为绝对安全的设施。在核电站工人和年轻工程师中，人们普遍认为事故原则上不可能发生。
一切果然如此。
传奇小说《切尔诺贝利笔记》的作者格里高利·梅德韦杰夫曾在70世纪1972年代参与管理在建的切尔诺贝利核电站，担任该核电站的副总工程师。 XNUMX年，他与乌克兰苏维埃社会主义共和国能源部长阿列克谢·马库欣（Alexei Makukhin）讨论了选择基辅附近的RBMK项目的可行性：
我回答说，对于切尔诺贝利核电站来说……新沃罗涅日型水冷反应堆比铀石墨反应堆更合适……[后者]……更安全。“你读过多列扎尔院士在《共产主义者》杂志上发表的文章吗？”他不建议将 RBMK 型反应堆迁移到该国的欧洲部分……”。“好吧，我能说什么呢……多列扎尔说得对，这不值得提出……”。“切尔诺贝利反应堆的设计排放量是多少？”部长关切地问道。“每天最多四千居里。”“那新沃罗涅日斯基反应堆呢？” — “最多一百居里。差别是巨大的。” “……该反应堆的使用已经得到了部长理事会的批准……亚历山德罗夫称赞该反应堆是最安全、最经济的反应堆。你太夸张了。但没关系，我们会掌握它的……操作员必须组织好一切，以便我们的第一座乌克兰反应堆比新沃罗涅日反应堆更清洁、更安全！”
格里戈里梅德韦杰夫
乌克兰建造了许多车站。现在，著名的、作者所熟知的（不亚于切尔诺贝利核电站）扎波罗热核电站（1981 年）、赫梅利尼茨基核电站（1981 年）和南乌克兰核电站（1975 年）都比较安全（VVER）。为什么需要将这个项目设在基辅附近？但他们把它放在圣彼得堡附近？如果 1971 年选择了 VVER，这样的事故可能就不会发生。乌克兰苏维埃社会主义共和国能源部长的言论可以发挥一定作用。
RBMK反应堆的缺点：控制复杂，设计缺陷
切尔诺贝利核电站4号机组反应堆大厅（事故前）
据 V. Legosov 所述：
列宁格勒核电站RBMK反应堆的首次启动表明，如此扩展的活跃区对操作员来说相当复杂……中子流不稳定的问题及其控制难度随之而来。我不得不在运行过程中改变燃料浓缩度；为了缓解控制问题，我们采取了一系列其他技术措施……而且……即使采取了这些措施……反应堆仍然需要操作员高度关注，而且始终相当复杂。
该反应堆存在以下缺点：插入控制棒时间长（1）；吸收棒的设计能够引起“末端效应”，即在触发保护措施时，反应堆在特定条件下加速（2）；后来的结果表明，它产生了正的蒸汽反应性效应，而不是设计材料中得到的负效应（3）。
切尔诺贝利核电站4号机组值班主管V.I.的回忆。博列茨亲眼目睹了列宁格勒核电站的类似反应堆在低功率下表现得不可预测且不稳定的现象，这很有趣。这并不奇怪，因为反应堆的稳定运行需要大量电力。他还作证称，1984年1986月，在俞的主持下，召开了一次关于RBMK反应堆安全的会议。菲利蒙特塞夫在会上揭露了RBMK反应堆的诸多缺陷，并向切尔诺贝利核电站的管理层通报了这些缺陷。但在 XNUMX 年事故发生之前，改进 RBMK 物理性能的协议中的主要措施并未被接受并被取消（！）。
反应堆研发项目参与者A.N.鲁缅采夫在库尔恰托夫研究所工作期间，通过计算预测了RBMK反应堆的一些负面特征。但在 1975 年，他被派往维也纳（“远离公众视线”），在国际原子能机构工作。 1981年从那里回来后，他发现他的练习册已被调往的单位领导下令销毁。但所有这些事故发生后“事后诸葛亮”的“警告”，都是从既成事实的角度来解读的。
最终结果真的是事故发生的原因吗？
让我们详细讨论一下主要缺陷。 RBMK-1000 反应堆的控制棒（CS）末端，出于中子守恒的原因，由石墨（中子吸收能力较差）制成，在运动的初始时刻，会取代水（可吸收中子），从而加速区域下部的反应。这一特性是已知的，并且只有在违反技术规定，在触发紧急保护之前将几乎所有约 200 根燃料棒从活动区域移除的情况下才会显现，而这正是在致命测试之前发生的情况。据试验负责人阿纳托利·迪亚特洛夫、切尔诺贝利核电站主要人员和一些政府委员会称，正是这一缺陷导致了事故发生。反应堆非但没有关闭，反而加速了。
根据苏联 Gospromatnadzor 委员会 (GPAN) 的报告 (1991)：
“……事故的初始事件是反应堆高级控制工程师按下了紧急保护棒释放按钮（AZ-5按钮），试图关闭反应堆，但具体原因尚不清楚。事故的原因是反应堆功率不受控制地上升，而这在初期是由于控制棒置换器导致反应堆堆芯正反应性增加而引起的。”后来在后来的官方文档中，这个版本被认定为主要的版本。请注意，最重要的事件——重置紧急保护的原因——并未在这里确定。
正如A. Dyatlov所写：“切尔诺贝利事故发生后，人们发现了一种彻头彻尾的野蛮行为，一种荒谬的现象——在（燃料棒或反应性）储备很少的情况下，AZ核电站并没有关闭，反而加速了反应堆……AZ核电站无法应对关闭的情况是可以理解的，但如果它不加速反应堆本身，你甚至不会在噩梦中看到这样的事情。”
正如A. Dyatlov所写：“切尔诺贝利事故发生后，人们发现了一种彻头彻尾的野蛮行为，一种荒谬的现象——在（燃料棒或反应性）储备很少的情况下，AZ核电站并没有关闭，反而加速了反应堆……AZ核电站无法应对关闭的情况是可以理解的，但如果它不加速反应堆本身，你甚至不会在噩梦中看到这样的事情。”
政府委员会和专家团体的意见在这里出现了严重分歧！一篇单独的长篇文章专门讨论这个主题。我们仅概括讨论以下几个问题：（1）最终效果在特定条件下能否完全实现； （2）如果实施了，对反应堆加速度是否有足够的影响，即它是否是事故的原因； （3）有观点认为，反应堆失控的原因有所不同——由于人员的操作导致饱和（沸腾）水流入反应堆下部； （4）有来自人员和专家的意见（包括第一次 INSAG-1 委员会的意见）的证据表明，事故发生在 AZ-5 保护复位按钮按下之前，而不是之后，事故的最初迹象是其复位的原因。
在该委员会于 1 年向国际原子能机构提交的第一份报告（第 1 号报告，INSAG-1986）中，根本没有考虑燃料棒末端效应作为事故的一个因素：
……在反应堆当时的状态下，功率的微小变化都会导致体积蒸汽含量……影响反应性，使其比标称功率时高出许多倍。这些因素的相互竞争最终导致功率增加……这可能是按下AZ-5按钮的原因……A3棒的插入工作开始……工作人员在运行反应性储备极低的情况下工作，导致几乎所有剩余的吸收棒都位于活性区的上部……活性区出现的总正反应性开始增加……反应性的正蒸汽效应加剧了情况的恶化……流经反应堆燃料室的水流量持续减少……导致……大量蒸汽形成，进而引发传热危机……燃料室压力急剧上升，燃料室爆裂，最终引发热爆炸……”
尽管美国电视剧中有一个美丽的传说，但他的名字也没有出现在法庭材料中。
反对最终效应的主要论点非常简单——根据有关事故的相同信息，“根据运行日志的记录……01:24 强烈撞击，控制棒在到达NK（下限开关）之前停止。离合器电源键已被移除。”杆没有完全下沉表明，按下按钮时，紧急过程已在进行中，活动区域和通道部分受损，导致紧急保护无法发挥作用。
还已知 AZ-5 按钮被按下了两次（操作员在 1.23.39 按下了一次，自动装置在 1.23.41 生成了第二个 AZM-AZRS 信号），尽管为了使杆不停地运动（在事故前的设计中），必须一直按住该按钮。这一事实，根据前国家情报与技术研究所（NIKIET）部门负责人 O. Novoselsky 的观点，他参与了 A. A. Abagyan（VNIIAES 所长）团队为 INSAG 撰写报告的准备工作，他对“置换”效应本身的有效性提出了质疑：
按下了AZ-5按钮。但功率增长很快，而紧急保护棒的速度只有0,4米/秒。操作员决定加快吸收棒的插入速度：他松开AZ-5按钮，并转到KOM键，切断控制棒驱动器离合器的电源。操作员一松开AZ-5按钮，吸收棒就停止了。按钮持续了大约一秒钟……在此期间，根据加速度特性，吸收棒仅移动了0,3米。
那些。操作员决定通过切断电力驱动来加快保护装置的组装速度。是什么促使你这么做的？
为了解释反应堆加速的可能性，人们进行了许多尝试，试图通过计算来证明这一点，但对输入数据的高度敏感性并不排除推测的可能性。
根据官方的说法，加速过程需要几秒钟，紧急过程本身需要大约 10 秒。但就连官方委员会和国际专家也承认，许多研究并未证实反应堆在如此短的时间内加速仅仅是由于单一的端部效应。
根据 GPAN 报告（1991）：
“……美国专家根据苏联专家为国际原子能机构准备的资料在其研究中指出：“计算结果并未证实有关试验后一分钟内威力发生变化和发生爆炸的说法。” 1990 年发布的 NIKIET 报告和 NIKIET 主任 E.O. Adamova 的出版物中也得出了同样的结论。”
然而，有许多作者试图展示利用末端效应加速反应堆的可能性，例如 V. A. Khalimonchuk 和作者们的作品，以及 VNIIAES 主任 A. Abagyan 和作者们的作品。
1987年XNUMX月，瑞典核电监察局对切尔诺贝利事故的发展提出了如下设想：主循环泵空化时产生的蒸汽气泡进入燃料电池入口。其形成的原因是泵入口处的水温过低（即水温接近沸点）。考虑到当时反应堆具有巨大的反应空洞效应，这种蒸汽引起了强烈的裂变反应爆发（反应堆失控）。这次局部能量释放的激增导致下部许多 TC 被摧毁。第二次爆炸是由于蒸汽取代了堆芯上部的水引起的。也就是说，巨大的正空洞效应再次发挥了作用。在几秒的时间间隔内，反应性的等效快速功率效应的符号和大小几乎完全由蒸汽（空隙）效应决定。其余的人没有时间对反应性做出明显的贡献。
O. Novoselskaya 在她的作品《引爆核反应堆的紧急保护装置的传说》（2016 年）中描绘了一幅绝对相似的画面：
在给水供应几乎完全停止后，燃料通道上部开始沸腾……此时，测试开始——SRK关闭，并于1.23.04:XNUMX:XNUMX停止向汽轮机供应蒸汽。回路中的压力开始升高。饱和[注：[作者-沸腾]水……随着……蒸汽在TC下部出现，一个强大的正反馈机制被激活：蒸汽含量的增加导致能量释放的增加，首先是在蒸汽到达的地方，即TC下部。这反过来又导致水蒸气含量的增加。随着中子通量密度的增加，另一个正反馈开始发挥作用——加速活性区的去毒化。“末端效应”在所有这一切中的作用尚不清楚。
A.Tarapon、A.N.Rumyantsev等多位研究人员也持同样的观点。
而第一个政府委员会（中型机械制造业副部长 A. G. 梅什科夫领导的小组）于 27 年 1986 月 XNUMX 日开始工作，其材料尚未公布（显然是机密的），得出了类似的结论：“事故……是由于 MCC 电路循环故障导致活性区燃料回路冒烟，从而导致反应堆不受控制地加速。”无需评论。
反应堆设计中最重要的错误：人员保护的可及性
Valery Legasov 还提请注意另一个重大的设计错误：
“……紧急保护系统数量相当多……可供空间站人员使用。”
正如院士 A. Aleksandrov 就此事所言：“那里没有任何保护措施可以防止一个傻瓜为了实验而关闭保护。”法规禁止阻碍保护措施。对反应堆设计者真正可以提出的主要论点是，这种可能性确实存在。
根据国际原子能机构的 INSAG 报告第 1 号（INSAG-1），该反应堆拥有挽救反应堆所需的所有必要保护措施：“反应堆装置的设计考虑到了反应堆的物理特性，包括正空泡反应系数，从而提供了针对此类事故的保护措施。”但为了防止人员发生故障而导致反应堆关闭以继续进行实验，一些最重要的保护措施被封锁了。反应堆变成了一种没有刹车的汽车——它会发生什么呢？
据 G. Medvedev 称，工作人员关闭了以下保护措施：
“为了在必要时重复断电实验，当两个涡轮机关闭时，反应堆保护装置被停止设备的信号阻止[注：作者-这种保护装置可防止反应堆运行时两个涡轮机都处于静止状态时发生事故]；
- 尽管反应器运行不稳定，但仍阻止保护鼓式分离器中的水和蒸汽压力水平，试图进行试验。 热保护已被禁用;
— 他们关闭了系统以防止发生最大设计事故，试图避免在测试期间错误激活 SAOR，从而失去了减少可能发生事故规模的机会。”
- 尽管反应器运行不稳定，但仍阻止保护鼓式分离器中的水和蒸汽压力水平，试图进行试验。 热保护已被禁用;
— 他们关闭了系统以防止发生最大设计事故，试图避免在测试期间错误激活 SAOR，从而失去了减少可能发生事故规模的机会。”
SAOR 的紧急冷却系统不仅被关闭，而且还被手动牢牢锁定。根据国家核安全局（1991）的报告，关闭SACS违反了规定，但并未影响事故的发生和发展，因为没有记录到SACS自动启动的信号。
也许，在出现事故的最初迹象时，仍然可以重置紧急保护装置（但仅限于通道开始崩溃的那一刻）并启动 SAOR。
事故发生后，机组值班主管亚历山大·阿基莫夫（Aleksandr Akimov）试图启动紧急停车系统，他向格·梅特连科（G. Metlenko）请教：“你帮我个忙，去机房帮忙打开阀门。所有阀门都断电了。手动打开或关闭每个阀门至少四个小时。阀门的直径很大……”
全俄研究所 V. A. Vinokurov 博士表示：
26.04.1986年1月XNUMX日夜间，当动力装置开始出现非平稳过程时，值班主管注意到主循环泵上部出现XNUMX米的振幅，于是立即下令打开SAOR反应堆系统的紧急冲洗阀。为了确保涡轮机组停机时实验的纯度，这些阀门一直处于关闭状态。灾难发生后几分钟内遇难的两人之一正是打开反应堆紧急冷却阀的人。
但两台发电机的关闭至关重要，因为它是一系列事件的起因，导致饱和（沸腾）水进入反应堆下部，从而引发反应堆紧急失控。
图为涡轮发电机：切尔诺贝利核电站4号机组的涡轮机房
切尔诺贝利核电站总工程师、负责切尔诺贝利核电站安全工作、成为臭名昭著的“实验”主要发起人的尼古拉·福明公开承认，关闭这一保护装置是事故发生的主要原因之一：
检察官：您认为什么可以避免这起事故？
Fomin：如果输出[断开-ed。 [作者] 如果SRK关闭时没有AZ-5，那么该装置将保持完好无损......在1982年、84年和85年，当该计划正在进行时，AZ-5向反应堆发出的信号是通过关闭涡轮机上的SRK发出的。 1986 年，对这一部分进行了修改……现在我清楚地知道，该计划应该与专家达成一致。如果所有 TG 都处于停止状态，则无需让设备继续通电。
Fomin：如果输出[断开-ed。 [作者] 如果SRK关闭时没有AZ-5，那么该装置将保持完好无损......在1982年、84年和85年，当该计划正在进行时，AZ-5向反应堆发出的信号是通过关闭涡轮机上的SRK发出的。 1986 年，对这一部分进行了修改……现在我清楚地知道，该计划应该与专家达成一致。如果所有 TG 都处于停止状态，则无需让设备继续通电。
值得注意的是，在类似条件下（将大部分燃料棒升至上部位置），列宁格勒核电站事故期间的紧急保护措施绝对有效，包括在切尔诺贝利核电站被禁用的另一种保护措施，即关闭两台汽轮发电机（TG）的截止阀和控制阀。正如鲍里斯·戈尔巴乔夫（乌克兰国家科学院 ISTC“庇护所”）所问：
“……为什么列宁格勒核电站1975号机组反应堆的自动紧急保护系统在1年26月运行并关闭了反应堆，而1986年4月5日，在性能完善得多的切尔诺贝利核电站5号机组，自动紧急保护系统对“AZM”紧急信号（功率超调信号）、“AZS”紧急信号（功率增量超调信号）、关闭所有XNUMX台MCP（主循环泵）的XNUMX个紧急信号、关闭所有XNUMX台UZM（功率保护放大器）的XNUMX个紧急信号均无“反应”，控制系统也没有发出最高等级XNUMX级“AZ-XNUMX”的紧急信号？……我想知道切尔诺贝利核电站的资深人士是否敢于泄露这个“秘密”，所有官方委员会都不愿透露，甚至这个秘密至今也被小心翼翼地掩盖着。”
所以，我们还有很多东西要学，但不是现在，而是在不久的将来。该刑事案件和事故调查的所有材料仍保存在莫斯科档案馆。
常见的问题是：那么谁该受责备？
苏联核电站领导层出于经济考虑，并受到军工联合体科学家的影响，开始大规模建造世界上从未使用过的RBMK反应堆。事故发生后，所有这些反应堆都首先进行了现代化改造，然后进入关闭程序。在俄罗斯，库尔斯克和斯摩棱斯克核电站的几座反应堆仍在运行，但这两座核电站即将关闭。
在回答谁该为反应堆还是人为因素负责的问题时，让我们来看看O. Novoselsky的观点：“所以，并非只有两种‘主要观点’，还有第三种观点……”他表示：“事故是由于活性区中子物理特性不理想以及应急保护装置速度效率不足造成的，而这些缺陷是由于准备和进行停机试验时的操作不当造成的……”正如亚历山德罗夫家的一位朋友所说：“反应堆本身是可靠的，只需要进行维护，而不是进行实验。”这确实是部分事实。
在下一篇笔记中，我们将尝试对事故原因和人员的行为进行时间顺序和技术分析。
参考文献：
我再次站在……反应堆盖上，或者列宁格勒核电站的神秘之处——照片驱动
用于生产钚的工业铀石墨反应堆
瓦列里·阿列克谢耶维奇·列加索夫， 关于切尔诺贝利核电站事故的文字来自院士 V.A. 口述的五盘磁带。列加索夫。
关于切尔诺贝利事故（N.V.Karpan），（第 392 - 415 页）
https://pravo.ru/process/view/10455/?ysclid=lvp6dkmo6s625767321
切尔诺贝利：科马罗夫的证词
虚拟机费杜连科 (Fedulenko)，1986 年任原子能科学研究院第 33 部门通道反应器热计算实验室负责人。 库尔恰托夫谈切尔诺贝利核电站4号机组事故原因及发展
切尔诺贝利爆炸是如何准备的
关于4年26月1986日切尔诺贝利核电站XNUMX号机组事故的原因和情况，苏联国家工业监督委员会报告
阿纳托利·迪亚特洛夫， 切尔诺贝利。情况如何
为国际原子能机构准备的有关切尔诺贝利事故及其后果的信息，报告编号1（INSAG-1）
关于4年26月1986日切尔诺贝利核电站XNUMX号机组事故的原因和情况，苏联国家工业监督委员会报告
RBMK通道型核动力反应堆。由 Yu.M. 担任主编。切尔卡绍娃。 GUP NIKIET，2006
噢，尤。诺沃塞尔斯基 (Novoselsky)，N.N. 首席研究员古米廖夫电子技术科学研究所。 N. A. Dollezhal 至 2014 年 XNUMX 月， 《引爆核反应堆的紧急保护传说》
“美国：切尔诺贝利事故的模拟”，爱达荷州国家实验室。企业邮政信箱 7755，编号 92，日期为 12.07.88 年 XNUMX 月 XNUMX 日的转让。
切尔诺贝利核电站 4 号机组事故的总体分析，NIKIET，13.168 年 1990。
分析导致切尔诺贝利事故的破坏力。核。英语和设计，V.106，第2期，1988年，页179-189。
V.A.哈利蒙丘克、A.V.库钦、V.V.托卡列夫斯基、 切尔诺贝利核电站4号机组蒸汽反应系数和控制系统最终效应对事故发展的贡献评估
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切尔诺贝利法庭
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死后的战斗
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