Причины. 
Крупные аварии на атомных станциях

Причины, связанные с плохой организацией технологии эксплуатации:

• · 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.

Причины, связанные с недостатками самого реактора

• · Техническое обоснование безопасности не содержало перечня отступлений от норм и правил и мер по компенсации этих отступлений, техническое описание и эксплуатационная документация, которой руководствовался в своих действиях персонал, не могла быть адекватной фактическим характеристикам реактора — нарушение 3.1.6. ПБЯ-04−74.
• · Конструкция реактора, ядерно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора предопределили наличие положительных парового и мощностного коэффициентов реактивности для режима стационарных перегрузок реактора РБМК-1000, при этом не была «обеспечена и особо доказана ядерная безопасность» при таких коэффициентах ни для работы на номинальном уровне мощности, ни для промежуточных уровней мощности от минимально-контролируемой до номинальной. Это также не было сделано для переходных и аварийных режимов. Таким образом, реактор РБМК-1000 из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструктивных параметров активной зоны представлял собой систему динамически неустойчивую по отношению к возмущению как по мощности, так и по паросодержанию, которое, в свою очередь, зависело от многих параметров состояния реактора — нарушение 3.2.2. ПБЯ-04−74.
• · Для ряда важнейших параметров, нарушение которых 26.04.86 г. (персоналом) разработчики реактора считали критическими для возникновения и развития аварии, не были предусмотрены проектом ни аварийные, ни предупредительные сигналы, что является нарушением статьи 3.1.8. ПБЯ-04−74.
• · СУЗ РБМК-1000 не отвечала требованиям статьи 3.3.1. ПБЯ-04−74 в условиях реально существовавших эффектов реактивности и конструкции стержней СУЗ.
• · Просчёты разработчиков реактора в определении эффектов реактивности, учёт которых был необходим при проектировании СУЗ, предопределил невыполнение требований статьи 3.3.5. ПБЯ-04−74.
• · Требования статьи 3.3.21. ПБЯ-04−74 в проекте не выполнены (отсутствие быстродействующей аварийной защиты).
• · При имевших место характеристиках реактора и СУЗ возрастание мощности реактора при срабатывании АЗ-5 в определенных условиях могло быть столь значительным, что при достижении аварийных уставок АЗМ и АЗС ядерная реакция уже не могла быть остановлена без значительного повреждения ТВЭЛ`ов, что при малой способности реактора к сбросу пара из реакторного пространства предопределяет его возможное разрушение. Поэтому при разрыве более одного ТК мог произойти «отрыв» верхней плиты реактора, схемы «Е» и последующий выход из строя всей системы ввода стержней СУЗ в активную зону реактора и даже вывод (выброс) стержней СУЗ из активной зоны, что ведёт к вводу положительной реактивности, а не к быстрому и надежному гашению цепной реакции — нарушение 3.3.26. ПБЯ-04−74.
• · Была выбрана такая конструкция стержней СУЗ, при которой органы воздействия на реактивность не предотвращали образование локальных критических масс в активной зоне реактора, поскольку в силу своей конструкции не перекрывали по высоте всю активную зону — нарушение 3.3.28. ПБЯ-04−74.
• · Алгоритм действия аварийной защиты разработчиками реактора обосновывался с точки зрения эффективности работы АЭС в энергосистеме, а не с точки зрения обеспечения ядерной безопасности, для чего, собственно, и предназначена аварийная защита — нарушение 3.3.29. ПБЯ-04−74.