Чернобыль. I. Предыстория
Ответы на предыдущий пост показали, что, видимо, серия постов, посвящённых аварии на Чернобыльской АЭС, принесёт пользу не только мне, но и части читателей моего журнала.
Я не являюсь специалистом в атомной энергетике, радиобиологии или вопросах ядерной безопасности, поэтому то, что я буду здесь писать, обычно не является моим личным мнением или представлением, а почерпнуто из публикаций или дискуссий профессионалов и, как правило, подтверждено документально. Моё личное мнение я постараюсь выделять явно. Решение написать эти заметки связано с тем, что зачастую поиск документов и надёжной информации в Интернете занимал у меня несколько месяцев, и я счёл полезным свести известное мне воедино. Буду рад вопросам или уточнениям к написанному мной.
* * *
История Чернобыльской АЭС начинается 29 июня 1966 года. В этот день Совет Министров СССР принял Постановление № 800-252, в котором утверждались сроки ввода в эксплуатацию новых атомных электростанций в СССР. Вскоре после этого были проведены обследования возможных мест расположения новых АЭС, и уже в начале 1967 года Постановлением ЦК и Совмина были утверждены рекомендации Госплана УССР о размещении Чернобыльской АЭС на правом берегу реки Припять, близ её пересечения с железнодорожной веткой Чернигов - Овруч [1]. 4 февраля 1970 года была основана Припять - город-спутник Чернобыльской АЭС. Последующие несколько лет параллельно строились город и станция.
Первая очередь ЧАЭС состояла из двух энергоблоков с реакторами РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный, генерируемая электрическая мощность 1000 МВт). На момент принятия решения о строительстве первой очереди ЧАЭС ещё не было действующих АЭС с РБМК: первый блок Ленинградской АЭС был запущен в 1973 году, а выведен на мощность в конце 1974 года. При этом уже в 1972 году Совмином было принято решение о строительстве второй очереди Чернобыльской АЭС в 1976-1981 гг. (третий и четвёртый энергоблоки с реакторами РБМК-1000) [2], а в 1977 году появились предложения о развитии генерирующей мощности Чернобыльской АЭС до 12 ГВт [3,4,5] (для сравнения: в 2010 году генерирующая мощность крупнейшей АЭС в мире составляет 8,2 ГВт). Эти предложения предусматривали строительство на правом берегу Припяти пятого и шестого энергоблоков с РБМК-1000, а впоследствии - строительство на левом берегу Припяти ещё четырёх энергоблоков с реакторами РБМК-1500 (1500 МВт электрической мощности). К моменту аварии 1986 г. на ЧАЭС эксплуатировалось четыре энергоблока. Пятый и шестой энергоблоки строились и должны были быть запущены в 1987-88 гг.
В 1970-х годах атомная энергетика СССР развивалась очень быстро. Тогда же появилась нормативная документация на проектировку и эксплуатацию атомных реакторов. Важнейшими из этих документов являются «Правила ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74) и «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве, эксплуатации» (ОПБ-73). Они являлись основой для разработки технических регламентов эксплуатации атомных электростанций.
Для лучшего понимания дальнейшего необходимо кратко остановиться на некоторых общих технических вопросах, связанных с ядерными реакторами, и на устройстве АЭС с РБМК-1000. Принципы работы ядерного реактора и вопросы, связанные с ксеноновым отравлением (провал в «йодную яму») описаны во многих источниках, и я не буду на них подробно останавливаться. Для ознакомления могу порекомендовать книгу В.Е. Левина «Ядерная физика и ядерные реакторы», но в качестве краткого введения в суть дела сойдут и соответствующие статьи в Википедии. Я упомяну подробнее лишь о некоторых важных понятиях, которые понадобятся в дальнейшем.
Реактивность ρ - характеристика динамики цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. По определению, ρ = (k-1)/k, где k - коэффициент размножения нейтронов. В ядерных реакторах k слабо отличается от единицы, и поэтому ρ ≈ k-1. С реактивностью связан период реактора, т.е. время, за которое нейтронная мощность увеличивается в e раз. Это можно увидеть из формулы, описывающей размножение нейтронов: n(t)=n0(t) exp((k-1)t/τ), где τ - время одного нейтронного цикла. Видно, что реактивность обратно пропорциональна периоду.
Мгновенные нейтроны - нейтроны, испускаемые практически мгновенно после деления ядер. Составляют бо́льшую часть испускаемых нейтронов (>99 %). Однако часть нейтронов испускается с существенным запаздыванием (от нескольких миллисекунд до нескольких минут). Такие нейтроны называются запаздывающими. Доля запаздывающих нейтронов обозначается β. Если k-1 ≥ β, то реактор становится критичным на мгновенных нейтронах и происходит неконтролируемый разгон. Одно из назначений систем управления и защиты (СУЗ) в том, чтобы не допустить этого.
Оперативный запас реактивности (ОЗР) - это реактивность, которую ядерный реактор имел бы при полностью извлечённых стержнях системы управления и защиты (СУЗ). Этот параметр равен запасу реактивности для манёвра мощностью в сторону увеличения. Поскольку нейтронно-физические характеристики активной зоны зависят от многих параметров (ксеноновое отравление, уровень выгорания топлива, характеристики теплоносителя), в процессе эксплуатации приходится изменять положение поглощающих стержней таким образом, чтобы компенсировать ввод положительной или отрицательной реактивности. Это изменение положения стержней влияет на ОЗР (грубо говоря, чем больше стержней извлечено, тем меньше ОЗР). На АЭС с РБМК ОЗР традиционно измеряют в стержнях ручного регулирования (ст. РР), при этом 1 ст. РР ≈ 0,1β.
Для оценки влияния разных эффектов на реактивность вводятся понятия коэффициентов реактивности. Коэффициент реактивности по какому-то параметру - это производная реактивности по этому параметру, т.е. реактивность, вносимая при изменении параметра на единицу.
Существенными параметрами для любого реактора являются мощностные коэффициенты реактивности. Быстрый мощностной коэффициент реактивности отражает изменение реактивности до завершения переходных процессов, полный мощностной коэффициент реактивности - после их завершения. Важность полного мощностного коэффициента отражена в ПБЯ:
3.2.2. При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах.
Перейдём к вопросам устройства реактора РБМК-1000. Для первого ознакомления неплохо подходит опубликованная в Википедии схема АЭС с РБМК-1000:
Вода контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), проходя через активную зону реактора, нагревается и закипает. Пароводяная смесь проходит через барабаны-сепараторы (БС), полученный пар подаётся на турбины. Затем пар охлаждается и конденсируется, отдавая тепло воде вспомогательного контура, нагревающей водоём-охладитель. Циркуляция в КМПЦ, как это ясно из его названия, принудительная; она обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН).
Поскольку в активной зоне РБМК вода кипит, появляется новый важный параметр реактора - паровой коэффициент реактивности. Он равен реактивности, вносимой при увеличении относительного объёма пара в воде, прокачиваемой через активную зону, и может измеряться, например, в β/(об. %). Он, разумеется, является одной из составляющих мощностных коэффициентов реактивности, поскольку при увеличении мощности паросодержание возрастает.
Необходимо упомянуть и о некоторых терминах, относящихся к безопасности АЭС. В проект любой АЭС закладываются системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварии. В связи с этим появляется термин «проектная авария». Я приведу определение проектной аварии и другие необходимые определения из ОПБ-88/97, ибо полного текста ОПБ-73 у меня нет. Если кто-то сможет предоставить мне тексты ОПБ-73 и ОПБ-82, буду очень благодарен.
Авария - нарушение эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
Пределы безопасной эксплуатации АС - установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.
Принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем её работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных элементов, или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.
Проектная авария - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала ограничение её последствий установленными для таких аварий пределами.
Запроектная авария - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.
В проекте АЭС должны содержаться анализ безопасности, показывающий малую вероятность запроектных аварий, и описание систем безопасности, обеспечивающих ограничение последствий проектных аварий. Но это ещё не всё - ПБЯ требуют не только спроектировать системы безопасности, но и проверить их:
3.1.4. Системы и отдельные элементы АЭС, влияющие на ядерную безопасность, должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодической проверке в процессе эксплуатации.
До Чернобыльской аварии максимальная проектная авария (МПА) для реакторов РБМК второй очереди была определена как разрыв трубопровода КМПЦ максимального диаметра (напорного коллектора ГЦН) с одновременным обесточением энергоблока (так называемое «обесточение собственных нужд»). В этом случае срабатывают аварийная защита реактора и система аварийного охлаждения реактора (САОР), обеспечивающая расхолаживание реактора. На РБМК-1000 быстродействующая подсистема САОР имеет три канала - два гидробаллона и питательные электронасосы (ПЭН). При МПА ПЭНы обесточиваются, и из трёх каналов остаётся два. Согласно расчёту, их мощности достаточно для обеспечивания расхолаживания, но для повышения надёжности проектом РБМК-1000 было предусмотрено использование энергии выбегающего турбогенератора (ТГ) для увеличения времени выбега обесточенных ПЭН: выбег ПЭН увеличивает эффективность быстродействующей подсистемы САОР. К той же секции, что и ПЭН, подключены ГЦН, и при использовании выбега турбогенератора ГЦН также будут запитаны от него. Увеличение времени выбега ГЦН хоть и не являлось необходимым, но было полезно для поддержания циркуляции в неаварийной половине КМПЦ.
Испытания режима выбега турбогенератора проводились на Чернобыльской АЭС несколько раз: в 1984, 1985 и 1986 гг. Подобного рода работы на АЭС проводят обычно при остановке на планово-предупредительный ремонт (ППР) или пуске реактора после него; иными словами, возможности провести испытания представляются относительно редко. Первые испытания 1984 г. показали необходимость доработки системы возбуждения генератора; в 1985 г. испытания режима выбега прошли успешно, но из-за неполадки в системе осциллографирования зарегистрировать параметры выбегающего ТГ не удалось; в апреле 1986 г. поступило предложение о дальнейшей доработке системы возбуждения ТГ, и после этого было решено провести испытания ещё раз. 25 апреля 1986 года 4-й энергоблок Чернобыльской АЭС должен был быть остановлен на очередной планово-предупредительный ремонт, и испытания решено было провести перед остановом.
Это подводит нас к событиям, произошедшим непосредственно перед аварией. Их я намерен осветить в следующем посте. Пока лишь обращу внимание общественности на следующие часто встречающиеся мифы:
Миф № 1: «на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года по инициативе персонала впервые проводился опасный эксперимент». Как видно из вышеизложенного, проводились испытания проектной системы безопасности АЭС, необходимость которых предписывается ПБЯ. Испытания проводились далеко не впервые - как минимум в третий раз. Забегая вперёд, скажу, что испытания как таковые 26 апреля 1986 года прошли успешно. К произошедшей аварии они имеют лишь косвенное отношение.
Миф № 2: «испытания, проводившиеся 26 апреля 1986 года, хотели провести любой ценой, чтобы отчитаться к майским праздникам». Испытания режима выбега проводили при остановке на ППР или пуске после ППР, график которых к праздникам никакого отношения не имеет. Обработка результатов испытаний и внедрение системы выбега заняло бы значительно большее время, чем три рабочих дня, остававшихся до 1 мая.
Вторая часть: Чернобыль. II. Авария.
Третья часть: Чернобыль. III. Реакция.
Четвёртая часть: Чернобыль. IV. Ликвидация.
Пятая часть: Чернобыль. V. Природа и человек.
Послесловие.
Я не являюсь специалистом в атомной энергетике, радиобиологии или вопросах ядерной безопасности, поэтому то, что я буду здесь писать, обычно не является моим личным мнением или представлением, а почерпнуто из публикаций или дискуссий профессионалов и, как правило, подтверждено документально. Моё личное мнение я постараюсь выделять явно. Решение написать эти заметки связано с тем, что зачастую поиск документов и надёжной информации в Интернете занимал у меня несколько месяцев, и я счёл полезным свести известное мне воедино. Буду рад вопросам или уточнениям к написанному мной.
* * *
История Чернобыльской АЭС начинается 29 июня 1966 года. В этот день Совет Министров СССР принял Постановление № 800-252, в котором утверждались сроки ввода в эксплуатацию новых атомных электростанций в СССР. Вскоре после этого были проведены обследования возможных мест расположения новых АЭС, и уже в начале 1967 года Постановлением ЦК и Совмина были утверждены рекомендации Госплана УССР о размещении Чернобыльской АЭС на правом берегу реки Припять, близ её пересечения с железнодорожной веткой Чернигов - Овруч [1]. 4 февраля 1970 года была основана Припять - город-спутник Чернобыльской АЭС. Последующие несколько лет параллельно строились город и станция.
Первая очередь ЧАЭС состояла из двух энергоблоков с реакторами РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный, генерируемая электрическая мощность 1000 МВт). На момент принятия решения о строительстве первой очереди ЧАЭС ещё не было действующих АЭС с РБМК: первый блок Ленинградской АЭС был запущен в 1973 году, а выведен на мощность в конце 1974 года. При этом уже в 1972 году Совмином было принято решение о строительстве второй очереди Чернобыльской АЭС в 1976-1981 гг. (третий и четвёртый энергоблоки с реакторами РБМК-1000) [2], а в 1977 году появились предложения о развитии генерирующей мощности Чернобыльской АЭС до 12 ГВт [3,4,5] (для сравнения: в 2010 году генерирующая мощность крупнейшей АЭС в мире составляет 8,2 ГВт). Эти предложения предусматривали строительство на правом берегу Припяти пятого и шестого энергоблоков с РБМК-1000, а впоследствии - строительство на левом берегу Припяти ещё четырёх энергоблоков с реакторами РБМК-1500 (1500 МВт электрической мощности). К моменту аварии 1986 г. на ЧАЭС эксплуатировалось четыре энергоблока. Пятый и шестой энергоблоки строились и должны были быть запущены в 1987-88 гг.
В 1970-х годах атомная энергетика СССР развивалась очень быстро. Тогда же появилась нормативная документация на проектировку и эксплуатацию атомных реакторов. Важнейшими из этих документов являются «Правила ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74) и «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве, эксплуатации» (ОПБ-73). Они являлись основой для разработки технических регламентов эксплуатации атомных электростанций.
Для лучшего понимания дальнейшего необходимо кратко остановиться на некоторых общих технических вопросах, связанных с ядерными реакторами, и на устройстве АЭС с РБМК-1000. Принципы работы ядерного реактора и вопросы, связанные с ксеноновым отравлением (провал в «йодную яму») описаны во многих источниках, и я не буду на них подробно останавливаться. Для ознакомления могу порекомендовать книгу В.Е. Левина «Ядерная физика и ядерные реакторы», но в качестве краткого введения в суть дела сойдут и соответствующие статьи в Википедии. Я упомяну подробнее лишь о некоторых важных понятиях, которые понадобятся в дальнейшем.
Реактивность ρ - характеристика динамики цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. По определению, ρ = (k-1)/k, где k - коэффициент размножения нейтронов. В ядерных реакторах k слабо отличается от единицы, и поэтому ρ ≈ k-1. С реактивностью связан период реактора, т.е. время, за которое нейтронная мощность увеличивается в e раз. Это можно увидеть из формулы, описывающей размножение нейтронов: n(t)=n0(t) exp((k-1)t/τ), где τ - время одного нейтронного цикла. Видно, что реактивность обратно пропорциональна периоду.
Мгновенные нейтроны - нейтроны, испускаемые практически мгновенно после деления ядер. Составляют бо́льшую часть испускаемых нейтронов (>99 %). Однако часть нейтронов испускается с существенным запаздыванием (от нескольких миллисекунд до нескольких минут). Такие нейтроны называются запаздывающими. Доля запаздывающих нейтронов обозначается β. Если k-1 ≥ β, то реактор становится критичным на мгновенных нейтронах и происходит неконтролируемый разгон. Одно из назначений систем управления и защиты (СУЗ) в том, чтобы не допустить этого.
Оперативный запас реактивности (ОЗР) - это реактивность, которую ядерный реактор имел бы при полностью извлечённых стержнях системы управления и защиты (СУЗ). Этот параметр равен запасу реактивности для манёвра мощностью в сторону увеличения. Поскольку нейтронно-физические характеристики активной зоны зависят от многих параметров (ксеноновое отравление, уровень выгорания топлива, характеристики теплоносителя), в процессе эксплуатации приходится изменять положение поглощающих стержней таким образом, чтобы компенсировать ввод положительной или отрицательной реактивности. Это изменение положения стержней влияет на ОЗР (грубо говоря, чем больше стержней извлечено, тем меньше ОЗР). На АЭС с РБМК ОЗР традиционно измеряют в стержнях ручного регулирования (ст. РР), при этом 1 ст. РР ≈ 0,1β.
Для оценки влияния разных эффектов на реактивность вводятся понятия коэффициентов реактивности. Коэффициент реактивности по какому-то параметру - это производная реактивности по этому параметру, т.е. реактивность, вносимая при изменении параметра на единицу.
Существенными параметрами для любого реактора являются мощностные коэффициенты реактивности. Быстрый мощностной коэффициент реактивности отражает изменение реактивности до завершения переходных процессов, полный мощностной коэффициент реактивности - после их завершения. Важность полного мощностного коэффициента отражена в ПБЯ:
3.2.2. При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах.
Перейдём к вопросам устройства реактора РБМК-1000. Для первого ознакомления неплохо подходит опубликованная в Википедии схема АЭС с РБМК-1000:
Вода контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), проходя через активную зону реактора, нагревается и закипает. Пароводяная смесь проходит через барабаны-сепараторы (БС), полученный пар подаётся на турбины. Затем пар охлаждается и конденсируется, отдавая тепло воде вспомогательного контура, нагревающей водоём-охладитель. Циркуляция в КМПЦ, как это ясно из его названия, принудительная; она обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН).
Поскольку в активной зоне РБМК вода кипит, появляется новый важный параметр реактора - паровой коэффициент реактивности. Он равен реактивности, вносимой при увеличении относительного объёма пара в воде, прокачиваемой через активную зону, и может измеряться, например, в β/(об. %). Он, разумеется, является одной из составляющих мощностных коэффициентов реактивности, поскольку при увеличении мощности паросодержание возрастает.
Необходимо упомянуть и о некоторых терминах, относящихся к безопасности АЭС. В проект любой АЭС закладываются системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварии. В связи с этим появляется термин «проектная авария». Я приведу определение проектной аварии и другие необходимые определения из ОПБ-88/97, ибо полного текста ОПБ-73 у меня нет. Если кто-то сможет предоставить мне тексты ОПБ-73 и ОПБ-82, буду очень благодарен.
Авария - нарушение эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
Пределы безопасной эксплуатации АС - установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.
Принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем её работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных элементов, или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.
Проектная авария - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала ограничение её последствий установленными для таких аварий пределами.
Запроектная авария - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.
В проекте АЭС должны содержаться анализ безопасности, показывающий малую вероятность запроектных аварий, и описание систем безопасности, обеспечивающих ограничение последствий проектных аварий. Но это ещё не всё - ПБЯ требуют не только спроектировать системы безопасности, но и проверить их:
3.1.4. Системы и отдельные элементы АЭС, влияющие на ядерную безопасность, должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодической проверке в процессе эксплуатации.
До Чернобыльской аварии максимальная проектная авария (МПА) для реакторов РБМК второй очереди была определена как разрыв трубопровода КМПЦ максимального диаметра (напорного коллектора ГЦН) с одновременным обесточением энергоблока (так называемое «обесточение собственных нужд»). В этом случае срабатывают аварийная защита реактора и система аварийного охлаждения реактора (САОР), обеспечивающая расхолаживание реактора. На РБМК-1000 быстродействующая подсистема САОР имеет три канала - два гидробаллона и питательные электронасосы (ПЭН). При МПА ПЭНы обесточиваются, и из трёх каналов остаётся два. Согласно расчёту, их мощности достаточно для обеспечивания расхолаживания, но для повышения надёжности проектом РБМК-1000 было предусмотрено использование энергии выбегающего турбогенератора (ТГ) для увеличения времени выбега обесточенных ПЭН: выбег ПЭН увеличивает эффективность быстродействующей подсистемы САОР. К той же секции, что и ПЭН, подключены ГЦН, и при использовании выбега турбогенератора ГЦН также будут запитаны от него. Увеличение времени выбега ГЦН хоть и не являлось необходимым, но было полезно для поддержания циркуляции в неаварийной половине КМПЦ.
Испытания режима выбега турбогенератора проводились на Чернобыльской АЭС несколько раз: в 1984, 1985 и 1986 гг. Подобного рода работы на АЭС проводят обычно при остановке на планово-предупредительный ремонт (ППР) или пуске реактора после него; иными словами, возможности провести испытания представляются относительно редко. Первые испытания 1984 г. показали необходимость доработки системы возбуждения генератора; в 1985 г. испытания режима выбега прошли успешно, но из-за неполадки в системе осциллографирования зарегистрировать параметры выбегающего ТГ не удалось; в апреле 1986 г. поступило предложение о дальнейшей доработке системы возбуждения ТГ, и после этого было решено провести испытания ещё раз. 25 апреля 1986 года 4-й энергоблок Чернобыльской АЭС должен был быть остановлен на очередной планово-предупредительный ремонт, и испытания решено было провести перед остановом.
Это подводит нас к событиям, произошедшим непосредственно перед аварией. Их я намерен осветить в следующем посте. Пока лишь обращу внимание общественности на следующие часто встречающиеся мифы:
Миф № 1: «на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года по инициативе персонала впервые проводился опасный эксперимент». Как видно из вышеизложенного, проводились испытания проектной системы безопасности АЭС, необходимость которых предписывается ПБЯ. Испытания проводились далеко не впервые - как минимум в третий раз. Забегая вперёд, скажу, что испытания как таковые 26 апреля 1986 года прошли успешно. К произошедшей аварии они имеют лишь косвенное отношение.
Миф № 2: «испытания, проводившиеся 26 апреля 1986 года, хотели провести любой ценой, чтобы отчитаться к майским праздникам». Испытания режима выбега проводили при остановке на ППР или пуске после ППР, график которых к праздникам никакого отношения не имеет. Обработка результатов испытаний и внедрение системы выбега заняло бы значительно большее время, чем три рабочих дня, остававшихся до 1 мая.
Вторая часть: Чернобыль. II. Авария.
Третья часть: Чернобыль. III. Реакция.
Четвёртая часть: Чернобыль. IV. Ликвидация.
Пятая часть: Чернобыль. V. Природа и человек.
Послесловие.