В отличие от бомбардировок Хиросимы и Нагасаки, взрыв напоминал очень мощную «грязную бомбу» — основным поражающим фактором стало радиоактивное заражение. Радиоактивное облако от аварии прошло над европейской частью СССР, Восточной Европой и Скандинавией. Примерно 60 % радиоактивных осадков выпало на территории Белоруссии. Около 200 000 человек было эвакуировано из зон, подвергшихся загрязнению.

Чернобыльская авария стала событием большого общественно-политического значения для СССР, и это наложило определённый отпечаток на ход расследования её причин. Подход к интерпретации фактов и обстоятельств аварии менялся с течением времени и полностью единого мнения нет до сих пор.
Хронология событий

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные регламентные процедуры, испытания оборудования, а также могут проводиться не предусмотренные регламентом (но обязательно согласованные с другими организациями) эксперименты. В этот раз целью одного из них была экспериментальная проверка возможности использования кинетической энергии ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных и главных циркуляционных насосов до запуска аварийных источников электропитания (дизель-генераторов) в случае аварийного обесточивания. Дело в том, что в случае обесточивания основных потребителей электротока станции происходит отключение питательных насосов (подающих питательную воду в реактор) и главных циркуляционных насосов (обеспечивающих циркуляцию теплоносителя через активную зону), в течение 1/2 секунды отсекается поступление пара в турбину. Несмотря на прекращение подачи пара на турбину, её ротор продолжает некоторое время вращаться по инерции, что позволяет, в принципе, некоторое время генератору турбины давать электроток, которым можно поддерживать работу насосов, избежав, таким образом, их немедленного отключения. Такой режим работы не был штатным для АЭС, не был отработан и нигде не применялся. Более того, аналогичные эксперименты, проведённые на ЧАЭС в 1982, 1984 и 1985 годах, заканчивались неудачно — существовавшие характеристики системы возбуждения генераторов не позволяли удерживать магнитное поле, возникавшее на длительное время в процессе выбега турбогенератора[6]. Испытания считались руководством ЧАЭС чисто электрическими, поэтому не согласовывались с генеральным проектировщиком, главным конструктором и научным руководителем. Однако, действующие на момент аварии правила ПБЯ-74 и ОПБ-82 не требовали таких согласований.

Испытания должны были проводиться на мощности 700—1000 МВт (тепловых) 25-го апреля 1986 года[7]. Примерно за сутки до аварии (около 3-4 часов 25.04.86) мощность реактора была снижена примерно до 50 % (1600 МВт), однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером КиевЭнерго из-за поломки на Южно-Украинской АЭС. Продолжение снижения мощности энергоблока было разрешено диспетчером в 23 часа 25.04.86, таким образом, длительное время активная зона находилась в режиме отравления ксеноном. В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), однако по неустановленной причине оперативный персонал продолжил снижать мощность и, достигнув примерно 500 МВт (тепловых), допустил ошибку, в результате которой мощность реактора начала быстро снижаться. При этом тепловая мощность снизилась до 30 МВт (по другим приборам — до нулевой отметки)[8][6]. Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) [9][6] через несколько минут добился начала её роста и в дальнейшем — стабилизации на уровне 160—200 МВт (тепловых). При этом большинство стержней СУЗ оказались на верхних концевиках, пониженное значение оперативного запаса реактивности препятствовало дальнейшему подъёму мощности реактора. При быстром снижении мощности и последующей работе на уровне менее 200 МВт усиливалось отравление активной зоны реактора изотопом ксенона-135 (см. «иодная яма»), что приводило к необходимости дополнительно извлекать регулирующие стержни из активной зоны.

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, которые, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генераторов во время эксперимента. Увеличившийся расход теплоносителя через реактор вызвал повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, которая приблизилась к температуре начала вскипания воды.

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к «выбегающему» генератору, и положительного парового коэффициента реактивности (см. ниже) реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента система управления успешно этому противодействовала, непрерывно погружая регулирующие стержни в активную зону. Примерно в 1:23:39 сформировалась команда на остановку реактора (зарегистрировано по телетайпу). В течение 2х секунд команда была «снята» и сформировалась вновь по разгону реактора (зарегистрирована ДРЕГ в 1:23:41). Известно, что была нажата кнопка аварийной защиты, однако время её нажатия является дискуссионным вопросом. Существуют утверждения, что нажатие было вызвано начавшимися разгоном, произошло фактически во время разрушения реактора, по другим утверждениям — предусмотрено заранее и выполнено в спокойной обстановке, хотя в программе испытаний об остановке реактора не упоминается. Группа INSAG, давая оценку нажатия кнопки АЗ, не делает строгих выводов ни о времени её нажатия, ни о цели нажатия. Следует отметить, что системы контроля реактора не предназначены для регистрации быстропротекающих процессов, поэтому по зарегистрированным данным сложно установить, начался ли разгон реактора до включения оператором аварийной защиты или после.

По сформированной команде аварийной защиты реактора (АЗ-5, что бы ни было её первопричиной) поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции (См. концевой эффект) и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушен: мощность реактора после секундного снижения начала быстро возрастать, зашкалив по всем измерительным приборам. Аварийный разгон сопровождался звуковыми эффектами (периодические удары с нарастающей амплитудой), мощными ударами, отключением света (включилось аварийное освещение). По различным свидетельствам произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и к 1:23:47—1:23:50 реактор был полностью разрушен. О первопричине неконтролируемого разгона реактора высказываются несколько различных мнений. Указывается, что таковой мог стать «концевой эффект» или непредвиденное вскипание теплоносителя, например, вследствие его подкипания в канавках ЗРК (кавитация на ЗРК) или отключения «выбегающих» главных циркуляционных насосов. Эти насосы могли отключиться внутренними защитами, неучтёнными в программе эксперимента (например: по снижению частоты, напряжения или расхода через насос), вызвав рост паросодержания.

О точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует единого представления. Общепризнано, что в процессе неконтролируемого разгона реактора, сопровождавшегося ростом температур и давлений, были разрушены тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и часть технологических каналов (см. РБМК), в которых эти ТВЭЛы находились. Пар из повреждённых каналов начал поступать в реакторное пространство, что вызвало его частичное разрушение, отрыв и подъём («отлёт») верхней плиты (схема «Елена») реактора и дальнейшее катастрофическое развитие аварии, в том числе выброс в окружающую среду материалов активной зоны.

Высказывались также предположения, что взрыв, разрушивший реактор, имеет химическую природу, то есть взрыв водорода, который образовался в реакторе при высокой температуре в результате пароциркониевой реакции и ряда других процессов. По другой гипотезе, это взрыв чисто ядерной природы, то есть тепловой взрыв реактора в результате его разгона на мгновенных нейтронах, вызванного полным обезвоживанием активной зоны. Большой положительный паровой коэффициент реактивности делает такую версию аварии вполне вероятной. Наконец, существует версия, что взрыв — исключительно паровой. По этой версии все разрушения вызвал поток пара, выбросив из шахты значительную часть графита и топлива. А пиротехнические эффекты в виде «фейерверка вылетающих раскалённых и горящих фрагментов», которые наблюдали очевидцы — результат «возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций»

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за катастрофу на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. Для исследования причин аварии МАГАТЭ создало консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG), которая, на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов, в своём отчёте 1986 года также в целом поддержало эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, катастрофические последствия авария приобрела из-за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние.

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт[8], обновивший «ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии». Рассматривая новые источники информации, INSAG указал, что многие из них носят противоречивый характер, отметив, что «наиболее важными являются доклады двух советских комиссий, возглавляемых соответственно Н. А. Штейнбергом и А. А. Абагяном», которые включила в вышеназванный отчёт в виде приложений. Первая комиссия была составлена преимущественно из бывших работников ЧАЭС, вторая — из специалистов проектных организаций, а так же организаций осуществлявших эксплуатационную поддержку РБМК. В этом отчёте пересматриваются «некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1», а так же изменены некоторые «важные выводы».

В том числе INSAG-7 рассматривает эффект увеличения реактивности при аварийном останове реактора, информация по которому была подтверждена советской стороной в 1987 году. Давая оценку своим взглядам, INSAG-7 отметил сочетание двух серьёзных проектных дефектов: неудачной конструкции стержней и положительной обратной связи по реактивности, отмечая при этом, что «вряд ли фактически имеет значение то, явился ли положительный выбег реактивности при аварийном останове последним событием, вызвавшим разрушение реактора. Важно лишь то, что такой недостаток существовал и он мог явиться причиной аварии» Также в INSAG-7 было отмечено, что некоторые обвинения в адрес персонала, проводившего эксперимент, отражённые в INSAG-1, не соответствуют действительности, отмечая однако «довольно легкомысленное отношение к блокировке защиты реактора как технологического регламента по безопасности так и операторов».

Как и в ранее выпущенном отчёте INSAG-1, пристальное внимание в докладе INSAG уделяется недостаточной (на момент аварии) «культуре безопасности» на всех уровнях, включая проектирование, эксплуатацию, эксплуатационную поддержку и надзор за безопасной эксплуатацией.

Окончательно, INSAG-7 сформировал осторожные выводы о причинах аварии, в том числе указывая на то, что:

* «Можно сказать, что авария явилась следствием низкой культуры безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время»,
* «Как указывается в INSAG-1, человеческий фактор следует по-прежнему считать основным элементом среди причин аварии»
* «Наибольшего осуждения заслуживает то, что неутверждённые изменения в программу испытаний были сразу же преднамеренно внесены на месте, хотя было известно, что установка находится совсем не в том состоянии, в котором она должна была находиться при проведении испытаний».

INSAG обозначил ряд проблем, внёсших вклад в возникновение аварии:

* установка фактически не соответствовала действовавшим нормам безопасности во время проектирования и даже имела небезопасные конструктивные особенности;
* недостаточный анализ безопасности;
* недостаточное внимание к независимому рассмотрению безопасности;
* регламенты по эксплуатации надлежащим образом не обоснованы в анализе безопасности;
* недостаточный и неэффективный обмен важной информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками;
* недостаточное понимание персоналом аспектов их станции, связанных с безопасностью;
* неполное соблюдение персоналом формальных требований регламентов по эксплуатации и программы испытаний;
* недостаточно эффективный режим регулирования, оказавшийся не в состоянии противостоять требованиям производственной необходимости;
* общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне.

Таким образом, основой аварии на ЧАЭС была признана «низкая культура безопасности не только на Чернобыльской АЭС, но и во всех советских проектных, эксплуатирующих и регулирующих организациях атомной энергетики, существовавших в то время», таким образом под критику МАГАТЭ попали все организации задействованные в то время в атомной энергетике, и входящие в Министерство энергетики СССР, Среднего машиностроения СССР и Госатомнадзора СССР, и пр.

Ниже рассматриваются технические аспекты аварии, обусловленные в основном имевшими место недостатками реакторов РБМК, а так же нарушениями и ошибками, допущенными персоналом станции при проведении последнего для 4-го блока ЧАЭС эксперимента.

Недостатки реактора

На момент аварии проект РБМК содержал десятки отступлений от норм проектирования и правил безопасности.

Проведённый непосредственно после аварии анализ показал, что проектные материалы не воспроизводят катастрофическое развитие событий. В то же время расчётным путём было выявлено, что аварийный разгон реактора воспроизводится при введении дополнительной реактивности со скоростью ~1.5 β за каждые 3 секунды. Позже был выявлен механизм введения этой реактивности — положительный паровой эффект реактивности. В дальнейшем было указано и на реализацию «концевого эффекта» в режиме срабатывания аварийной защиты на фоне нерегламентного оперативного запаса реактивности.