切尔诺贝利核电站4号机组爆炸前：最后的致命步骤，或者说为什么没有人想说“停止”
让我们简要回顾一下悲剧发生前的情况。在计划维护之前，人员未能按时完成振动测试。据迪亚特洛夫的证词，1986年4月25日TG-8的振动测试未能进行，首先是因为TG-8本身准备不足，其次是因为调度员禁止将负载转移到TG-7。因此，振动测试不得不与滑行测试合并进行，这大大增加了发生事故的风险，最终酿成悲剧。
随后，基辅能源调度员于 1986 年 4 月 25 日的禁令扰乱了振动测试计划和实验本身，这也对整个事件链产生了悲剧性的影响。
已经有人提出了一个极其重要（尽管尚未证实）的假设，即反应堆可能发生氙中毒，这是由于在实验前夕计划将功率降低 50%，以及随后由于 KyivEnergo 的禁令而导致功率降低延迟所致。
尽管与测试计划不符，迪亚特洛夫仍下令将反应堆功率降至200兆瓦。这是一个致命的举动，很大程度上预示了事故发生的可能性。这个功率水平处于中间水平，研究不足，而且在这个功率水平下，反应堆的运行难以预测（切尔诺贝利核电站管理层对此心知肚明）。在低功率下，水温接近饱和（沸腾）温度，但技术文件并未明确禁止在此功率下运行，尽管其图表暗示了这一点。
正如我们首席核电站安全专家V. Asmolov所指出的那样：
它的功率稳定在200兆瓦。这还不到预期功率的10%……对我们这个项目来说，这是一个从未探索过的功率水平。因为反应堆要么在启动时运行，要么在关闭时运行，功率水平都在这个范围内。
根据福明在法庭上的证词：
我认为违反程序规定是造成事故的主要原因。首先，也是最重要的一点，是将反应堆功率降低到200兆瓦。
检察官：你认为这起事故的主要责任人是谁？
福明：迪亚特洛夫、阿基莫夫，他们允许偏离程序。
检察官：你认为这起事故的主要责任人是谁？
福明：迪亚特洛夫、阿基莫夫，他们允许偏离程序。
或许需要200兆瓦的功率才能合法地使反应堆停堆保护系统失效（绕过该保护系统运行的主要规章的要求），方法是按照“开关钥匙和盖板规章……”关闭两台汽轮机的反应堆停堆阀。根据该文件，当电功率低于100兆瓦时，该停堆保护系统失效。然而，迪亚特洛夫提到的这份文件并未公开。
或许正如 V. Dmitriev 先前所指出的那样，工作人员认为 760 MW(t) 用于对汽轮发电机进行振动测试的功率过大，因此将其减少到 200 MW(t)；梅特连科也在法庭上表示，他需要 35-45 MW(el)，即 200 MW(t)。
INSAG-1 认为，迪亚特洛夫还需要关闭保护装置，以便在实验失败的情况下重复实验，尽管包括给作者提供建议的专家在内的权威人士承认，在这些条件下，重复实验是绝对不可能的。
最后，还有一种假设认为，降低功率是为了进行振动测试。教科书作者 V. L. Gurachevsky（《核能导论》，俄罗斯国家原子能公司图书馆）也讨论了这种可能性：
将滑行试验和振动试验结合起来造成了两个灾难性后果：一是功率下降，增加了反应堆停堆的风险；二是反应堆保护系统失效，导致两台汽轮发电机停转，正如我们将在下文看到的，这也是事故的促成因素之一。这样做是为了让汽轮发电机在试验期间能够保持空转状态，而不会被保护系统关闭。禁用这一重要的安全措施导致反应堆失控，最终引发爆炸。这两个试验方案相互矛盾，互不兼容。如果不是因为振动试验，事故本可以避免，滑行试验也可以按照原方案进行，而无需禁用两台汽轮发电机的保护系统。
由于SIUR在反应堆控制方面出现失误，或因氙中毒，或因振动测试而降低功率，反应堆最终关闭。反应堆关闭的那一刻，实际上成为了一个转折点。命运给了我们一次避免事故的真正机会——如果工作人员当时关闭了反应堆，事故就不会发生！
然而，据科马罗夫称，苏共中央委员会某个部门（或机构）的官员可能指示迪亚特洛夫加大功率并进行实验，并以退休相威胁。
迪亚特洛夫随后下令提高功率，尽管他否认，但司法调查证实了这一点。反应堆开始从坑中升起——这一过程非常迅速，从凌晨12点38分到12点42分——四分钟内，功率就升到了160兆瓦，不久之后，到凌晨1点03分，功率达到了计划的200兆瓦。以这样的功率水平进行实验严重违反了测试计划，该计划要求功率降至700兆瓦。
最重要的是，由于反应堆氙中毒，功率被提升至200兆瓦是通过移除尽可能多的控制棒实现的，而此时堆芯内的控制棒数量已降至极低水平，严重违反了相关规定。反应堆已中毒，且状态极不稳定。这是人员犯下的致命错误。然而，关于这一点还有一些需要注意的地方，下文将对此进行讨论。
我们想强调的是，我们所做的假设和结论并没有充分反映在任何关于事故原因调查的官方文件中，调查必须继续进行——所有文件都保存在莫斯科的秘密档案馆中。
然后，工作人员开始准备滑行测试，迈出最后也是决定性的步骤。
禁用对两个汽轮机的阻塞保护（用于关闭两个汽轮机的备用阀）以及更多功能
在 1982 年至 85 年的测试期间，蒸汽停止流入汽轮机（为了确保汽轮机的纯惯性，通过阀门——截止阀和控制阀（SRV）关闭了蒸汽通道），但与此同时，根据实验设计，反应堆通过关闭两个汽轮机的 SRV 的特殊保护装置自动关闭了（！）。
相比之下，1986 年的测试是在禁用该保护措施的情况下进行的，表面上的原因是工作人员打算在测试失败后重复实验。根据报告（编号 1 INSAG-1）：
原有的用于关闭两台汽轮发电机（7号汽轮发电机已于1986年4月25日下午关闭）回收阀的A3装置被堵塞，以便在首次测试失败时进行重复测试。这又一次偏离了测试程序……
根据NIKIET的报告：
由于没有计划关闭反应堆，为了确保自动保护系统不会干扰测试，禁用了小范围内功率超过规定值的 AZ-5 模式 (AZMM) 的形成，禁用了启动范围内功率增加速率增加的 AZ-5 模式 (AZSP) 的形成，引入了用于断开其中一台汽轮发电机的紧急信号的阻塞，禁用了用于在能量范围内自动调节功率的 LAR 系统——取而代之的是，启动了反应堆的备用自动功率调节系统，包括通过移动 ZAR-AR 棒自动过补偿其棒的 AR1，没有引入 BS 水位下降的保护。
正如院士亚历山德罗夫所精辟指出的那样：“（该装置）唯一缺失的就是防止某个蠢人为了自己的实验而擅自关闭防护措施。”规章禁止绕过控制程序中规定的防护措施。对反应堆设计者最合理的批评在于，他们竟然允许这种可能性存在。
他们后来为何没有启动安全系统，至今仍不清楚。或许他们认为这无关紧要。迪亚特洛夫（据他本人所述）在实验开始时的简报会上提到过要关闭反应堆；但由于没有目击者，这一点无法证实。未能关闭反应堆是一个致命的错误，而迪亚特洛夫为何让反应堆满功率运行，如今只能靠猜测来解释。
还有人认为，关于两条输电线路同时关闭的理论是迪亚特洛夫为自己的错误开脱的借口：实际上，实验人员不可能重复进行该实验。这一假设是由在本文撰写过程中为作者提供咨询的专家提出的。
测试本身需要关闭一些设备（涡轮机、主循环泵和燃油泵），否则这些设备必须重新启动。这是一个耗时的过程，尤其是在电路经过改装的情况下。测试方案中没有提及重复测试。
另一种可能性是，工作人员“忘记”打开它。以下是事故调查参与者V. Zhiltsov对此的说法：
为了对汽轮发电机进行振动测试，他们拆除了一个安全开关，测试结束后却忘记重新启用它……反应堆本应在“两台汽轮机停运”信号发出后自动停运。但当时一台汽轮机仍在运行，而第八台汽轮机（当时正在进行那次不幸的“滑行”测试）的安全开关却被锁住了，因为他们在振动测试结束后“忘记”解锁了它。这是人员的严重失误。因此，在汽轮机断开连接后，反应堆又运行了近30秒，之后才有人尝试使用AZ-5按钮将其关闭。根据SIUR运行日志的记录，这一操作是由L. Toptunov完成的。几秒钟后，他又关闭了“离合器断电”钥匙。
这短短30秒足以让反应堆失控。如果情况确实如此，那么官方对人员关闭保护系统行为的解释可能并非其真实逻辑。
或许机组人员并未充分意识到关闭剩余汽轮机上的恢复阀的风险，尽管他们经验更丰富的同事应该明白这一点。或许他们认为，在反应堆以200兆瓦功率运行时，压力上升会很缓慢。蒸汽可以通过BRU-K泄放阀（用于压力升高时的过量蒸汽）排放到冷凝器中。
运行中的反应堆主蒸汽排放口位于汽轮机内。如果汽轮机停机，排放口也会关闭，但反应堆仍会继续产生蒸汽，导致压力升高。设置此项保护措施是为了防止汽轮机停机导致主回路压力骤升，因为汽轮机停机会停止消耗蒸汽。
因此，在事故发展的特定条件下（见下文——给水消耗量急剧下降、运行速度减慢以及主循环泵发生故障），阻止两台汽轮发电机停止运行的保护措施是事故发展的关键因素之一。
正如法院判决中所述：“福明、迪亚特洛夫、科瓦连科……没有对回路中多余的蒸汽的排出进行监管。”
迪亚特洛夫在审判中：
报告指出，在两台汽轮发电机停机后，不应启动AZ-5停机程序。然而，此操作符合运行规程，且并未影响事故的进展。在功率低于100兆瓦（电功率）的情况下，该保护措施应被禁用。因此，并未违反运行规程。
国家恐慌管理局和 INSAG-7 都认为，在 A. Dyatlov 事件之后关闭这一保护措施并不构成违规，这似乎非常奇怪。
然而，正如IXBT论坛的一位成员所认为的那样，“……这仅适用于汽轮机负荷削减保护，而且仅在其启动时有效。汽轮机停机AZ-5保护（四个超级电容器中两个发生故障）在并网后立即启动，并且仅在反应堆关闭时才会解除。1986年以前如此，现在依然如此。”
事实上，根据相关规定，该保护装置在汽轮发电机组并网后立即启动，仅在汽轮发电机组断开后才解除。这意味着，在发电机组带电运行期间，禁止禁用该保护装置。然而，迪亚特洛夫引用了文件中并不存在的另一项关于开关键和盖板的规定，或者他试图以此来掩盖自己的错误。
与此同时，切尔诺贝利核电站总工程师尼古拉·福明（Nikolai Fomin）公开承认，解除这一保护措施是造成事故的最重要原因。福明负责切尔诺贝利核电站的安全，也是这场臭名昭著的“实验”的主要“指挥者”。
检察官：您认为什么措施可以避免这起事故的发生？
福明：如果AZ-5停机信号没有通过停机阀发出，机组就不会损坏……在1982年、84年和85年的项目中，AZ-5信号是通过关闭汽轮机上的停机阀发送到反应堆的。1986年，这方面做了一些改动。现在我清楚地认识到，这个项目应该与专家协调进行。如果所有汽轮发电机都停止运转，那么让机组保持运行就毫无意义。
据苏联最高军事检察院前副院长尤·阿·波将金称：“……他们在反应堆仍在运行的情况下关闭了两台涡轮机。坦白说，这简直是疯了。这导致了爆炸。”
根据梅特连科的证词：
检察官：当 2 个 TG 停止运行时，有必要关闭 AZ-5 吗？
梅特连科：“不，绝对不行。我们说过，根据我们的方案，反应堆必须关闭。”
福明：如果AZ-5停机信号没有通过停机阀发出，机组就不会损坏……在1982年、84年和85年的项目中，AZ-5信号是通过关闭汽轮机上的停机阀发送到反应堆的。1986年，这方面做了一些改动。现在我清楚地认识到，这个项目应该与专家协调进行。如果所有汽轮发电机都停止运转，那么让机组保持运行就毫无意义。
据苏联最高军事检察院前副院长尤·阿·波将金称：“……他们在反应堆仍在运行的情况下关闭了两台涡轮机。坦白说，这简直是疯了。这导致了爆炸。”
根据梅特连科的证词：
检察官：当 2 个 TG 停止运行时，有必要关闭 AZ-5 吗？
梅特连科：“不，绝对不行。我们说过，根据我们的方案，反应堆必须关闭。”
第六个悲剧性错误（致命）——禁用阻止两个 TG 的保护。
连接额外的主循环泵
技术新闻资讯：
从 00 时 43 分 35 秒到 44 分 40 秒——发出“1PK 向上”信号。
从 00:43:36 到 51:23 — AR-2 测量部分出现故障信号。
00时43分37秒——提高SPP压缩站冷凝水液位和提高蒸发器液位的保护措施已启动。
/为了防止反应堆关闭，保护数据也被违反测试程序移除。/
从 00:43:37 到 51:45 — 基站出现紧急级别偏差。
从 00:49:19 到 51:23 — 发出“1 台电脑宕机”信号。
00时51分23秒——BRU-K1 TG-8 激活。
00时52分27秒——BS中LEVEL的紧急偏差。
01h 00m 02s — AR-2 测量部分发生故障的信号。
01 小时 00 分 04 秒 — BS 左半部分出现紧急水平偏差。
凌晨12点43分至1点之间，工作人员至少收到四次紧急信号。在论坛讨论中，一些参与者表示并未发生任何令人担忧的情况。据德米特里耶夫称，反应堆运行不稳定，因为反应堆舱室水位出现偏差警报，且BRUK-K（过压蒸汽）装置也已启动。
01 小时 02 分 20 秒 — 左半部分给水流量从 104 吨/小时增加到 424 吨/小时，以提高 BS 中的水位。
为了稳定锅炉系统水位并通过冷却回路水来降低回路压力，工作人员大幅（几乎是原来的四倍）提高了回路给水流量。同时，给水调节器被关闭。
01小时03分钟 — N(T) = 200 MW。TG-8 与电网断开，发电机断开时测量振动 XX。
01时04分 - MCP-12 已开启。
01小时06分02秒——BS左半部分出现紧急液位偏差：
将给水流量从 192 吨/小时增加到 1170 吨/小时（左图），以提高 BS 中的水位。
01时07分 - MCP-22 已开启。
01h 09m — 左右两侧水流量减少至 100 吨/小时。
01 小时 09 分 45 秒 — BS 中的紧急级别偏差。
作为测试计划的一部分，为应对主循环泵运行速度减慢的情况，启动了额外的12号和22号主循环泵，以提供额外的反应堆冷却。反应堆开始运行不稳定，分离器汽包内的水位下降至紧急水位。为防止反应堆停堆，工作人员关闭了多个安全装置。
据G·梅德韦杰夫称，
……反应堆的总水流量增加到每小时60万立方米，而标准流量为每小时45万立方米，这严重违反了运行规程。在这种运行条件下，泵可能会出现流量紊乱，并且由于空化（水在强烈的水力冲击下沸腾）作用，回路管道可能会发生振动。反应堆水流量的急剧增加导致蒸汽产生量减少，分离器汽包（反应堆蒸汽-水混合物的进料口）内的蒸汽压力下降，以及其他参数的不良变化。
根据国际原子能机构INSAG-1报告：
操作人员尝试手动维持反应堆的关键参数——蒸汽压力和蒸汽分离器中的水位——但未能完全实现。在此期间，蒸汽压力下降了0,5至0,6兆帕，蒸汽分离器中的水位低于紧急设定值。为防止反应堆在这些情况下停堆，工作人员切断了这些参数的紧急控制信号。
根据国家核科学院（1991 年）的报告，消耗量的增加违反了相关规定：“单个主循环泵的消耗量增加到 7500 立方米/小时（违反了技术条例第 5.8 条）。”
让我们来看看反应堆设计师尼古拉·多勒扎尔是如何描述这种情况的：
……四台泵中，两台由辅助母线供电，这意味着它们的电压和频率正常。另外两台由被测发电机的母线供电，其转速持续下降，频率也随之下降，这影响了它们的性能特性——即转速、流量和压力。由此产生了一种情况：四台特性各异且不断变化的泵同时运行。这种系统的运行可能会出现意想不到的现象。还应注意的是，被测发电机并非处于空转状态，因为它承受着四台主循环泵电机的轻微负载：这导致其转速降低……
为了稳定反应堆冷却系统中的水位和回路压力，机组人员通过冷却回路水，大幅（几乎翻了四倍）提高了回路给水流量。30秒后，操作员将给水流量提高到三倍以上，成功维持了水位。然而，当来自反应堆冷却系统的冷水到达堆芯后，蒸汽产生量显著下降，导致蒸汽体积品质降低。这使得自动控制棒向上移动，自动控制系统开始将控制棒从堆芯中抽出（01:19:39 – 信号“1 PK up”，反应堆功率下降），从而降低了运行参考质量（ORM）。
反应堆中毒和给水消耗量增加这两个因素共同导致了以下情况：根据 PRIZMA 打印输出，凌晨 1 点 22 分 30 秒，活性区内只有 6-8 根反应堆棒，被计算为完全浸没。
蒸汽产生量的减少导致BS压力略有下降。大约一分钟后，用于将过量蒸汽排放到冷凝器的高速减压装置（BRU-K）关闭。这有助于略微降低压力下降速率。然而，压力持续缓慢下降，直至测试开始。在此期间，压力下降了5 kgf/cm²。
那一刻中子场的总体特征如下：在径向方位角方向上，它实际上是凸起的；在高度上，平均而言，它是“双峰”的——在活性区的上部释放的能量更高。
这种场分布是反应堆当前状态造成的：堆芯已烧毁，几乎所有控制棒都位于顶部，堆芯上部的蒸汽品质明显高于底部，且反应堆中心区域的<sup>135</sup>Xe中毒程度高于外围区域。反应堆以200兆瓦（热功率）运行导致<sup>135</sup>Xe大量积累，而当反应堆功率为700-1000兆瓦（热功率）时则不会出现这种情况。
第七个悲剧性错误是连接额外的 RCP，并通过水位和蒸汽压力不足的信号阻塞保护装置。
给水消耗量急剧下降
当操作员认为反应堆参数恢复正常时，他大幅降低了给水流量，几乎降至零，结果却是一个致命的举动，因为这导致反应堆入口处的冷却剂温度升高到几乎沸点，即蒸汽产量进一步增加。
反应堆堆芯上部开始向下扩散，工艺通道内开始形成气相。反应堆开始加速。运行中的调节器试图抑制功率上升，其功率下降并达到下限开关。DREG快速诊断和参数记录程序记录到，系统自动切换到备用调节器，备用调节器功率也开始下降。然而，四个调节棒的效率不足，反应堆功率继续缓慢上升。
根据 INSAG-7 报告（1993 年）：
凌晨 1 点 09 分，右侧给水流量骤降至 90 吨/小时，左侧降至 180 吨/小时，回路总流量为 56,000–58,000 吨/小时。结果，主循环泵吸入口温度（作者注：入口）为 280,8°C（左侧），283,2°C（右侧）。
这个液位——90吨/小时——实际上接近于零，在仪器的误差范围内。反应堆入口处的水温已接近饱和（沸腾）温度。
然而，根据国家核科学院的报告（1991年），“……这意味着给水流量恢复到与200兆瓦反应堆功率相对应的平均流量，相当于反应堆两侧每小时约120吨。”许多专家也认同这一观点。
据乌克兰国家科学院G. E. Pukhov电力工程建模问题研究所的A. G. Tarapon（基辅，乌克兰）称：“……容量仅在一个（东南）象限有所增加，而其他象限的容量仍保持在13,5兆瓦（余热释放）……”
此时，工作人员面临着极其艰难的处境。由于蒸汽效应强烈，低功率运行时，多路循环回路中的任何扰动都会导致功率和蒸汽品质，进而导致疏水阀压力上下波动。例如，当BRU-K阀打开时，疏水阀压力下降，蒸汽品质短暂上升，疏水阀水位升高。由于水位高达300℃，控制单元必须降低给水流量，这意味着汽轮机必须停机以防止水进入汽轮机的流道。相反，如果启动辅助主循环泵，蒸汽品质下降，疏水阀水位也随之下降，需要增加给水流量，如此反复。因此，控制单元需要交替地大幅增加和减少给水流量。
第八个致命错误是给水消耗量急剧下降。
OZR水平低于允许水平
凌晨 01 点 12 分 10 秒至 01 点 18 分 49 秒，DREG 程序未运行。这是由于 SDIVT 在“滑行程序...”运行期间重置了 DREG 磁带以记录参数。
凌晨 01:15 — PN-3,4 已开启循环（根据停机程序）。
01:18 - TG-8 已同步并连接到网络（通过 Skala 电传打字机磁带），
01:18 No.lTG-8 = 32,7 MW（根据 NSS 01:20 的运行日志）。
01小时18分49秒 - DREG程序已开启。
凌晨 1:18:52 — 检查了 1MPa 和 3MPa 信号。生成了 2MPa 信号（通过 DREG）。
01 小时 18 分 54 秒 — AR-2 因故障而关闭，BRU-K1 TG-8 激活，防止 BPG 中的液位升高到第二限值的保护被禁用；防止 BTS 中的液位升高到第二限值的保护被禁用。
01 小时 19 分 39 秒 — 信号“1 台电脑已启动”。
01:22:30 — 在斯卡拉磁带上记录参数（滑行前）。根据事故后进行的IAE计算，此时的反应性裕度为ORM = 6–8 st. RR。/根据其他数据，ORM裕度范围为2至12根反应棒，最低为16 RR，这严重违反了规定。反应堆必须停堆。此外，为防止停堆，启动了保护措施，将反应堆堆芯液位提升至第二限值，并将反应堆冷却剂系统液位提升至第二限值。/
由于反应堆氙中毒，运行反应裕度显著低于正常水平。据各方估计，211根控制棒中缺失6-8根；科马罗夫称缺失1,5根；而根据库尔恰托夫原子能研究所的V.费杜连科以及DREG磁带记录，仅缺失2根（！），最少也有-16根。
根据报告（编号 1 INSAG-1），这导致反应堆应急保护系统（EPS）失效：“与此同时，反应堆的反应性持续缓慢下降。凌晨 1 点 22 分 30 秒，操作员在快速反应性裕度评估程序的打印输出中看到，运行反应性裕度已达到需要立即停堆的数值。然而，这并未阻止人员继续操作，测试随即开始……凌晨 1 点 22 分 30 秒，反应性裕度仅为 6-8 根反应棒。这至少是运行规程规定的最大允许裕度的一半。反应堆处于异常的非计划状态。”
……由于操作反应裕度过小，导致几乎所有剩余的吸收棒都位于活性区的上部。
在目前情况下，人员违规行为导致A3（应急保护）的有效性大幅下降。
根据国家核能监管局（1991 年）的报告，这违反了相关规定，即：“在 1986 年 4 月 26 日 01:00 至事故发生期间，运行反应堆堆芯数 (ORM) 为 15 根或以下的反应堆（违反了相关规定第 9 章）……”
根据 INSAG-7 的解释，该解释也证实了反应堆可能发生氙中毒：“为控制反应堆而采取的措施不成功，其后果是，为了补偿在功率降低期间以及随后功率增加到 200 兆瓦期间，由于堆芯氙中毒而产生的额外负反应性，必须从反应堆中取出一些运行备用棒。根据委员会的说法，工作人员无论是否意识到后果的严重性，都将反应堆转移到了一种计划外状态，在这种状态下，紧急保护不再能保证抑制核反应……”。
凌晨01点22分30秒，SKALA中央控制系统将机组参数记录到磁带上。当时未使用PRIZMA程序进行任何运行计算。这些计算是在事故发生后，使用从中央控制系统中取出的磁带，在切尔诺贝利核电站外（斯摩棱斯克核电站）使用PRIZMA-ANALOG程序进行的。当时，控制室人员和SKALA人员均未获得运行计算结果，也不知道计算出的参数，包括运行参考质量（ORM）值。
事故发生前，反应堆工作人员如同盲人一般操作反应堆。由于计算耗时过长，他们并未注意到反应堆剩余容量（ORM）已降至15根燃料棒以下。实际的ORM值是在事故发生后，通过分析斯卡拉凌晨1点22分的计算结果才发现的。当时，SIUR（事故应急响应小组）可能没有时间根据插入的燃料棒数量来估算ORM（尽管他们有能力这样做），因为他们当时正忙于操作反应堆。事实上，他们当时似乎并未关注ORM。正如法院所认定的，切尔诺贝利核电站工作人员经常在“极限”水平下工作。
但是，在将反应堆从坑中吊起时，工作人员应该对情况有所了解。拆卸工作本应由经验最丰富的班组人员完成，但由于一个致命的巧合，却分配给了经验最少的一名人员。
根据国家核科学院的报告（1991年），在试验开始前01时22分30秒：“在当时的条件下，由于冷却剂过冷度不足，反应堆功率（无论出于何种原因）的微小增加都可能导致堆芯下部蒸汽体积含量增加……因此，在试验开始前，堆芯参数导致反应堆下部更容易发生自加速过程……这种情况的出现不仅是因为冷却剂流量高于正常水平……，更主要是由于反应堆功率值较低。”
值得注意的是，由于蒸汽系数高达 4-5 beta，且在功率模式下没有禁止低功率运行的规定，反应堆设计中包含了自加速过程。
在主循环泵（MCP）处于滑行运行状态（36,2 秒）期间，未出现显著变化。然而，在由滑行汽轮发电机供电的四台主循环泵（MCP）停运后，多回路循环（MCC）中水流量减少产生的正反应性导致蒸汽品质升高。燃料通道（FC）阻力增大，燃料通道（FC）流量开始下降，导致蒸汽品质进一步升高，进而引起反应性上升。这触发了反应堆功率的紧急提升，随后SIUR（离子控制系统）通过AZ-5按钮关闭了反应堆。
工作人员一直抱有希望，直到最后一刻才按下“救命”按钮AZ-5；切尔诺贝利核电站经常在运行负荷裕度很低的模式下“游走在崩溃边缘”。此外，反应堆的设计者坚称他们的反应堆是安全的，核事故绝对不可能发生。我至今仍清晰地记得那些令人揪心的时刻。但谁又能想到它竟然失效了，人手根本无法跟上核反应的快速进程呢？正如直接测试主管A·迪亚特洛夫自己承认的那样，工作人员按下按钮的时间太晚了：“现在我们再也无法得知阿基莫夫为什么迟迟没有下达关闭反应堆的命令……”
据俄罗斯国家全景报道：
然而，在允许的 ORM 下降条件下，无论是通过紧急信号还是在测试完成后手动操作，该设计的反应堆的应急保护系统都无法再使用了，而且不会对堆芯造成损坏，显然从 1986 年 4 月 26 日 00:30 开始，这需要通过进一步的研究来验证。
空化作用如何“终结”了反应堆
让我们也考虑一下 NIKIET 的专家提出的空化现象发生的假设。
N. Dollezhal 再次：
“连续循环回路稳定性的不确定性，以及在发电机测试开始前一分钟操作员突然减少分离器的给水量，显然导致了空化的发生。”
空化是指在充满蒸汽的液体中形成空腔（空化气泡或空穴）的现象……随着流体的运动……空化气泡坍塌，释放出冲击波和大量的能量。
哦，于·诺沃塞尔斯基：
在MKU模式下启动反应堆时，燃料通道入口处出现非平衡蒸汽并不会造成危险：堆芯内填充了吸收棒，空隙效应为负。然而，不幸的是，在我们的案例中，只有反应堆的热工水力学特性与MKU模式相似……给水供应几乎完全切断后，燃料通道上部开始沸腾，低蒸汽含量（约1%）的蒸汽-水混合物开始从堆芯流入分离器。大约20秒后，分离器中的大部分水被饱和温度的水所取代。此时，测试开始：安全阀关闭，1小时23分04秒时，汽轮机的蒸汽供应被切断。回路压力开始升高。饱和水从反应堆堆芯进入下降管，25-30秒后，由于过热度较低，SAM系统中出现空化现象。当燃料电池下部出现空化蒸汽时，一个强大的正反馈机制被激活：蒸汽品质的提高会导致能量释放增加，主要发生在蒸汽到达的地方，即燃料电池下部。这反过来又会进一步提高蒸汽品质。随着中子通量密度的增加，另一个正反馈回路开始发挥作用——加速堆芯的去中毒过程。所有这些过程中“末端效应”的作用尚不明确。
SAM 系统中冷却剂空化的理论是基于实验数据，证明当反应堆入口处的冷却剂温度接近沸点时，冷却剂会在 SAM 沟槽中沸腾，产生的蒸汽会进入反应堆燃料通道入口。
从防空导弹系统到工艺通道入口的水输送管道长度为 5,5 米至 24 米；蒸汽-水混合物在 1 到 6 秒内流过这段距离，然后进入各个燃料通道的入口。
爆炸前：汽化增强和空隙效应
随后，由于反应性产生的正蒸汽效应，通道内蒸汽生成量急剧增加。这是因为蒸汽密度低，对中子的吸收能力比水弱。这引发瞬发中子逃逸，导致反应堆功率急剧上升。强大的正反馈机制加速了这一过程：蒸汽含量的增加导致能量释放增加，而能量释放增加反过来又会刺激产生更多蒸汽，如此循环往复。此外，逃逸还会引发氙的“燃尽”，进一步加剧链式反应。这些过程最终导致燃料通道损毁和反应堆爆炸。
曾提前警告设计人员反应堆缺陷的专家之一 A. N. 鲁缅采夫也认为这一过程是事故的开始，因为它涉及将“热”水引入反应堆，延迟了 28 秒：
报告指出，1986年4月26日凌晨1点22分，操作员突然降低了给水流量，导致反应堆入口水温升高，其延迟时间等于水从分离器鼓流经反应堆所需的时间，即28至45秒。报告还指出，凌晨1点23分04秒，8号汽轮发电机的截止阀和控制阀（SCV）关闭，测试开始。此时，温度升高的水已经输送到NVC最长的燃料通道，持续了19至36秒。反应堆继续以200兆瓦的功率运行……从测试开始到反应堆功率缓慢上升，仅36秒后，功率就达到了导致AZ-5泄漏的水平。 ……AZ-5泄漏时，局部超临界区内的TK机组平均功率已达到额定功率的1.2倍，且功率持续增加。在所有这些伴随因素的影响下，事故已不可避免。
N. Dollezhal：
凌晨1点23分04秒，汽轮发电机的蒸汽供应被切断（滑行测试开始）。此时，应急保护系统本应启动，但却失效了；反应堆继续为某个未知用户生产蒸汽。自然而然，冷却剂回路的压力和反应堆入口处的水温开始升高。换句话说，这些条件恰恰是最有可能导致强烈水力空化的条件。凌晨1点23分40秒，即第二台汽轮发电机关闭36秒后，反应堆发生爆炸：事故发生。
鲁缅采夫的计算揭示了事故发生的时间。切尔诺贝利核电站4号机组的第二次爆炸，根据一些说法发生在1时23分39秒（误差±1秒），据信已经发生。然而，官方事件时间表显示，反应堆的紧急失控始于1时23分43秒，反应堆的损毁发生在1时23分50至55秒之间。
根据 INSAG-1 第 1 号报告，在反应堆给水供应急剧下降、流经反应堆的水流量减少的背景下，蒸汽压力升高，导致反应堆功率升高，这很可能是按下紧急按钮的原因。
根据证人 Lysyuk G.V.（EC 的工头）的描述，在 Toptunov 按下 AZ-5 按钮之前，他曾喊道：“反应堆功率正在以紧急速度增长！”
1987年12月，瑞典核电监察局（O. Novoselsky 引述）提出了切尔诺贝利事故的类似情景：主循环泵空化过程中形成的蒸汽气泡进入燃料通道。这些气泡的形成是由于泵入口处水的过冷度较低（即水温接近沸点）。鉴于当时反应堆中存在较高的空泡效应反应性，这些蒸汽引发了强烈的裂变爆发（反应堆失控）。这种局部能量激增导致下部多个燃料通道被摧毁。第二次爆炸是由蒸汽将上部堆芯的水排出引起的。换句话说，较大的正空泡效应再次发挥了作用。在几秒钟的时间间隔内，等效快反应功率效应的符号和大小几乎完全由蒸汽（空泡）效应决定。其余效应没有足够的时间对反应性产生显著影响。
据M. Fedulenko（库尔恰托夫原子能研究所，1986年任库尔恰托夫实验室主任）所述，向反应堆通道的下部和中部注入蒸汽并不需要大幅增加功率，因为水温几乎等于饱和（沸腾）温度。这使得反应堆通道中的水迅速且完全地排出，并被蒸汽取代，从而导致反应堆反应性迅速大幅飙升，引发了瞬时失控。这次失控导致反应堆下半部分的燃料组件爆炸。
INSAG-7 最终报告也实际上承认，堆芯蒸汽和空泡反应性系数至少在一定程度上是造成事故的原因：
……由于当时反应堆功率水平较低，堆芯入口处的冷却剂过冷度（水温与其沸点之差，此处水温接近沸点）微乎其微，甚至可能为零。这些情况导致堆芯底部或附近开始出现沸腾。在当时的运行条件下，蒸汽反应性系数显著为正，因此，一旦功率增加，堆芯对正蒸汽反应性反馈的敏感性显著提高。此外，随着冷却剂流量的增加，循环泵发生空化前的裕度也随之降低。
汽轮机停机后，由于汽轮机转速降低，相关发电机的电压也随之下降，由其驱动的四台水泵开始减速。流经堆芯的流量减少导致堆芯蒸汽品质升高，并引发了初始正反应性反馈，这至少在一定程度上导致了事故的发生。
汽轮机停机后，由于汽轮机转速降低，相关发电机的电压也随之下降，由其驱动的四台水泵开始减速。流经堆芯的流量减少导致堆芯蒸汽品质升高，并引发了初始正反应性反馈，这至少在一定程度上导致了事故的发生。
他们说了实话，只是用言语部分掩盖了真相。
IXBT论坛关于事故原因的讨论：
毕竟，正是这一系列操作的组合：先是堆芯内发生故障，然后在计划外振动测试期间进行30分钟的变负荷测试（期间主动煮沸、手动添加大量水，并故意提高沸腾保护设置），最后是反应堆运行状态下的停机测试——所有这些操作共同作用，导致堆芯中子场发生剧烈的“翻转”，使得反应堆失控，而控制和安全系统却未能阻止其运行。如果取消任何一项计划外实验，反应堆就会像1985年11月之前的停机测试那样，立即关闭。
切尔诺贝利核电站4号机组事故的发生，一方面是由于反应堆缺陷和技术文件不完整，另一方面是由于苏共中央某个部门（科室）对工作人员施加了某种难以理解的压力。第二个更重要的因素是工作人员对RBMK反应堆的具体情况缺乏了解，对多循环回路（MFCC）和反应堆中发生的热工水力及中子过程缺乏理解，而且当时值班的是经验最少的班组。工作人员在风险评估方面存在问题——他们过于自信，希望能够及时触发救命的AZ-5警报。
第九次致命错误——ORM水平低于可接受水平。反应堆必须关闭。
我们只剩下两个问题需要解答：首先是反应堆失控先发生，随后才按下AZ-5停堆按钮；还是反应堆在实验结束后才最终停堆，并评估在大部分控制棒已从堆芯移除的情况下末端效应的作用。其次是事故本身，其描述相当详尽。我们将在下一份报告中尝试阐述这些要点。
作者对同事们在文章写作过程中提出的宝贵意见表示感谢。
参考文献：
古拉切夫斯基 V. L. 核能导论。
切尔诺贝利：科马罗夫的证词
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）
O. Yu. Novoselsky、Yu. M. Cherkashov、K.P. Checherov，《切尔诺贝利核电站4号机组事故的技术方面》
切尔诺贝利的真相……在莫斯科，谢尔盖·扬科夫斯基，《泽尔卡洛·内德利》第16期（441），2003年4月26日-5月7日
切尔诺贝利法庭
第四部分，调查人员版本
格里戈里·梅德韦杰夫。切尔诺贝利笔记本，M Izvestia 1989。
有关切尔诺贝利事故及其后果的信息，为国际原子能机构编写，报告编号1（INSAG-1）
Dollezhal N.A. 人造世界的起源。一位设计师的笔记。——2010
切尔诺贝利事故：INSAG-1 补充：INSAG-7
A.G.塔拉蓬， 切尔诺贝利核电站事故原因及四号机组反应堆和厂房破坏过程的重建
切尔诺贝利：科马罗夫的证词
V.M. Fedulenko，1986年，库尔恰托夫原子能研究所第33部门通道反应堆热计算实验室主任
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
空化加热原理改变了热能生产的概念。
O.Yu. Novoselsky，2014年11月前任N.A. Dollezhal动力工程研究所首席研究员，《导致核反应堆爆炸的应急保护系统传说》
诺沃谢尔斯基 O.Yu.，《传奇》续篇
A.N.Rumyantsev，切尔诺贝利，2009 年
N.V. Karpan，《切尔诺贝利：和平原子的复仇》，http://www.physiciansofchernobyl.org.ua/rus/books/Karpan.html，第6章
引自 O. Novoselsky，《核新闻》，1987 年 67 月，第 68 页。 XNUMX-XNUMX
V.M. Fedulenko，《切尔诺贝利核电站4号机组事故的原因和发展》
切尔诺贝利事故：INSAG-1 补充：INSAG-7
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