25 апреля
01.06. Начало снижения мощности энергоблока (оперативный запас реактивности равен 31 стержню).
03.47. Тепловая мощность реактора снижена и застабилизирована на уровне 50 % (1600 МВт).
07.10. ОЗР равен 13,2 стержня.
13.05. Отключен от сети ТГ-7 (первый из двух ТГ, входящих в состав энергоблока)
14.00. САОР отключена от контура циркуляции. Отсрочка выполнения программы испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго (САОР в работу введена не была, реактор продолжал работать на тепловой мощности 1600 МВт).
15.20 - 23.10. Начата подготовка энергоблока к проведению испытаний.
Продолжено снижение мощности энергоблока. Тепловая мощность реактора снижена до 720 МВт, равномерная разгрузка энергоблока продолжается. Происходит смена оперативного персонала управления реактором.

26 апреля
00.28. При тепловой мощности реактора около 500 МВт в процессе перехода с системы локального регулирования мощности на автоматический регулятор мощности основного диапазона было допущено не предусмотренное программой снижение тепловой мощности приблизительно до 30 МВт. Начат подъем мощности.
00.39.32' - 00.43.35'. Персонал в соответствии с регламентом испытаний заблокировал сигнал аварийной защиты по останову двух ТГ
00.41 - 01.16. Отключение от сети ТГ-8 для снятия вибрационных характеристик на холостом ходу (второй ТГ, входящий в состав энергоблока)
01.03. Тепловая мощность реактора поднята до 200 МВт и застабилизирована (испытание было решено проводить на этой мощности)
01.03. В дополнение к работающим шести ГЦН включен в работу седьмой ГЦН
01.07. Включен в работу восьмой ГЦН (последний из обеспечивающих циркуляцию в реакторе).
01.09. Резко снижен расход воды до 90 т/ч по правой стороне и до 180 т/ч по левой при общем расходе по контуру 5600-5800 т/ч. В результате температура на всосе ГЦН составила 280 градусов по Цельсию.
01.22.30'. Системой "Скала" произведена запись параметров реактора на магнитную ленту.
01.23.04'. Начало испытаний. На ТГ-8 закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбины, начался выбег четырех ГЦН
01.23.10'. Нажата кнопка МПА, специально смонтированная для проведения испытаний с целью имитации сигнала МПА
01.23.40'. Нажата кнопка АЗ-5 аварийной защиты реактора, стержни аварийной защиты начали движение в активную зону
01.23.43'. Появились аварийные сигналы по периоду разгона , а также по превышению мощности реактора
01.23.46'. Отключена первая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.46,5'. Отключена вторая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.47'. Резкое (на 40 снижение расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, и недостоверное показание расходов ГЦН, участвующих в выбеге, резкое увеличение давления и подъем уровня в барабанах-сепараторах; сигналы "Неисправность измерительной части" в обоих автоматических регуляторах основного диапазона (1АР, 2АР)
01.23.48'. Восстановление расходов на ГЦН, не участвующих в выбеге, до значений, близких к исходным; на выбегающих ГЦН левой стороны восстановление расходов на 15% ниже исходного; на выбегающих ГЦН правой стороны восстановление расходов на 10 % ниже от исходного для ГЦН-24 и "недостоверность" для ГЦН-23; дальнейший рост давления и уровня в барабанах - сепараторах; срабатывание быстродействующих редукционных устройств сброса пара в конденсатор турбины
01.23.49'. Сигнал аварийной защиты "Повышение давления в реакторном пространстве (разрыв технологического канала)"; сигнал "Нет напряжения=48В" (снято питание с муфт сервоприводов стержней системы управления и защиты реактора; сигналы "Неисправность исполнительной части автоматических регуляторов 1АР, 2АР"
01.24. (Из записи в оперативном журнале старшего инженера управления реактором). "Сильные удары, стержни системы управления и защиты остановились, не дойдя до нижних концевиков. Выведен ключ питания муфт".

По свидетельствам очевидцев, в это время произошло два мощных взрыва с разрушением части реакторного блока и машинного зала, на энергоблоке № 4 ЧАЭС возник пожар. К 15 ч. 26 апреля 1986г. было достоверно установлено, что реактор разрушен, а из его развала в атмосферу поступают огромные количества радиоактивных веществ.

За прошедшее десятилетие были сделаны многочисленные попытки разобраться с сущностью Чернобыльской аварии и причинами, приведшими к ней. Законченной и экспериментально подтвержденной версии Чернобыльской аварии до настоящего времени не создано.

Версии возникновения и развития аварии
Объективное изучение событий, связанных с возникновением и развитием аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС, началось 27-28 апреля 1986г., когда специалистам стала доступна информация об основных параметрах работы 4-го энергоблока перед аварией и в ее первой фазе, зарегистрированная системами измерения до момента их разрушения.

Версия Межведомственной комиссии
Версия, разработанная на месте происшествия, состояла в том, что авария произошла вследствие запаривания технологических каналов активной зоны из-за срыва циркуляции в контуре МПЦ. Срыв циркуляции произошел из-за несоответствия расхода питательной воды и расхода теплоносителя в контуре МПЦ. Последующий углубленный анализ теплогидравлического режима работы ГЦН, выполненный в конце мая 1986 года разработчиком ГЦН, не подтвердил предположения о срыве и кавитации ГЦН. Было установлено, что наименьший запас до кавитации имел место за 40 секунд до аварии, но был выше того, при котором мог произойти срыв ГЦН.

Версия Минэнерго СССР на основе расчетов ВНИИАЭС
В конце мая 1986 г. после изучения имевшихся данных и проведения расчетов во Всесоюзном НИИ атомных электростанций (ВНИИАЭС) группа специалистов Минэнерго СССР сделала дополнения к акту, в котором причинами аварии были названы:
- принципиально неверная конструкция стержней СУЗ
- положительный паровой и быстрый мощностной коэффициент реактивности
- большой расход теплоносителя при малом расходе питательной воды
- нарушение персоналом регламентного значения оперативного запаса реактивности (ОЗР), малый уровень мощности
- недостаточность средств защиты и оперативной информации для персонала
- отсутствие указаний в проекте и технологическом регламенте об опасности нарушения установленного уровня ОЗР.

Версия Межведомственного НТС
На заседаниях Межведомственного научно-технического совета (НТС), проведенных 02.06.86 и 17.06.86 , результатам расчетов ВНИИАЭС, продемонстрировавшим, что недостатки конструкции реактора в значительной мере явились причиной катастрофы, не было уделено серьезного внимания. По существу, все причины аварии были сведены исключительно к ошибкам в действиях персонала.

Версия экспертов СССР к сессии МАГАТЭ
В июле 1986 г. в ходе подготовки к специальной сессии МАГАТЭ был выполнен первый расчетный анализ аварии на упрощенной схеме модели. В докладе, предоставленном советскими экспертами на этой сессии в августе 1986 г., первопричиной аварии было названо "крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенных персоналом энергоблока". Отмечалось также, что "катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был приведен персоналом в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности". В этом же докладе были указаны следующие допущенные нарушения:
- снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимой величины;
- подключение к реактору всех ГЦН с превышением расхода по отдельным ГЦН, установленного регламентом;
- блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух ТГ;
- блокировка защит реактора по уровню воды и давлению пара в барабане-сепараторе ;
- отключение системы защиты реактора от МПА (максимальной проектной аварии) (отключение САОР).

Версия института атомной энергии (ИАЭ) им. Курчатова
К октябрю 1986 г. в ИАЭ был проведен анализ версий, объяснявших взрывной характер аварии:
1. Взрыв водорода в бассейне-барботере
2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ
3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура циркуляции)
4. Разрыв напорного коллектора ГЦН или раздаточного группового коллектора
5. Разрыв барабана-сепаратора или пароводяных коммуникаций
6. Эффект положительного выбега реактивности от вытеснителей стержней СУЗ
7. Неисправность автоматического регулятора
8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями ручного регулирования
9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы
10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах
11. Захват пара из барабана-сепаратора в опускные турбоприводы
12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне
13. Попадание в реактор сжатого газа из баллонов САОР
Анализ был построен на выявлении противоречий между ожидаемым эффектом рассматриваемой версии аварии с имеющимися объективными данными, зафиксированными программой ДРЕГ. В результате проведенных исследований стало очевидно, что единственной гипотезой, не противоречащей объективным данным, является версия, связанная с эффектом вытеснителей стержней СУЗ.

Версия первой международной рабочей группы по тяжелым авариям и их последствиям
В октябре-ноябре 1989 г. различные аспекты чернобыльской аварии были детально обсуждены на первой международной рабочей группе по тяжелым авариям и их последствиям (Дагомыс, СССР). Причиной аварии была единодушно признана '"нестабильность реактора, вызванная как недостатками конструкции реактора, так и режимом его работы". Катастрофических масштабов авария достигла из-за положительного парового эффекта реактивности и недостатков конструкции поглощающих стержней. Действия персонала перед аварией были таковы, что способствовали проявлению этих недостатков реактора. Нарушив некоторые регламентные ограничения (по величине ОЗР и расходу теплоносителя), персонал практически вывел реактор в область "белого пятна", где поведение реактора не было изучено и оказалось ядерно-неустойчивым.

Когда на самом деле взорвался Чернобыльский реактор?
Дополнительные доказательства

Институт проблем безопасности атомных электростанций Национальной Академии Наук Украины, Борис Горбачёв.

Проанализированы доступные данные о работе ГЦН реактора РБМК-1000 4-го блока ЧАЭС в ночь на 26.04.1986 г. Результаты анализа в условиях надёжной работы ГЦН позволили уточнить с точностью до секунды момент "второго взрыва" на реакторе и, тем самым, подтвердить справедливость версии, предложенной автором ранее.

Известно , что в ночь на 26 апреля 1986 г. при проведении электротехнических испытаний по выбегу турбогенератора № 8 (ТГ-8) охлаждающую воду в активную зону реактора подавали восемь главных циркуляционных насосов (ГЦН), включённые по четыре в каждой петле контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). При этом электропитание на ГЦН № 13, 23, 14 и 24 подавалось от "выбегающего" ТГ-8. Т.е. эта четвёрка ГЦН непосредственно участвовала в испытаниях. Другая четвёрка ГЦН, а именно, № 11, 21, 12 и 22, была подключена к источнику надёжного питания -резервному трансформатору. Т.е. эти ГЦН подавали охлаждающую воду в активную зону реактора в штатном режиме электропитания.
Почему испытатели на 4-м блоке выбрали именно такую нестандартную схему охлаждения - это отдельный вопрос. Однако факт подключения сразу восьми ГЦН, выяснившийся вскоре после аварии, вызвал резкую критику такого решения со стороны специалистов по реактору РБМК-1000 [см., например, 2]. По их мнению, такой режим работы мог привести к возникновению кавитации в топливных каналах (ТК). А, следовательно, к неконтролируемому уменьшению плотности теплоносителя за счёт увеличения содержания пара в охлаждающей воде и даже к срыву работы ГЦН. А это, в свою очередь, могло спровоцировать начало неуправляемой цепной реакции и привести к аварии.
Однако из показаний заместителя главного инженера 2-й очереди ЧАЭС на чернобыльском суде в июле 1987 г. следовало, что во время проведения электротехнических испытаний "все расходы были более 5000 м3/час. Нет никаких оснований говорить о том, что это могло привести к гидравлической неустойчивости" .
Вышеупомянутая величина расхода воды через ГЦН в 5000 м3/час была названа не случайно. При таком расходе воды (или меньшем) включается одна из аварийных защит по расходу воды, которая автоматически отключает электропитание ГЦН. После этого они останавливаются в штатном режиме. Для справки скажем, что регламентным считался расход до 7000 м3/час .. Правда, следствием было установлено, что в аварийную ночь расходы по отдельным ГЦН могли достигать 7500 м3/час, что, в принципе, является нарушением регламента, но несущественным.
Вышеприведенные свидетельские показания, данные под присягой, подтвердили более ранние выводы разработчиков ГЦН, тщательно проанализировавших уже в конце мая 1986 г. теплогидравлические режимы работы ГЦН. В процессе такого анализа было установлено, что "наименьший запас до кавитации ГЦН имел место в 01 час 23 мин 00 сек, т.е. приблизительно за 40 сек до разгона реактора, но был выше того, при котором мог бы произойти срыв ГЦН" и что "выбегающие и невыбегающие насосы сохранили устойчивую подачу, включая момент разгона и разрушения реактора" .
Вышеуказанные доводы позволяют принять как доказанные следующие факты:
• кавитация в аварийную ночь при реальных расходах воды не возникала;
• ГЦН работали устойчиво до момента разрушения реактора.
Из данных осциллограмм известно, что в 01 час 23 мин 40 сек произошло отключение электропитания ГЦН № 13, 23, 14 и 24, т.е. тех, которые непосредственно участвовали в электротехнических испытаниях. А через 3 секунды (по ДРЕГ) на 4-м блоке произошло вообще необъяснимое событие - отключение электропитания ГЦН № 11. 21. 12 и 22 . Т. е. в этот момент времени отключились уже основные ГЦН, которые в электротехнических испытаниях не участвовали и были подключены к источнику надёжного электропитания.
Согласно официальной хронологии, основанной на данных распечаток ДРЕГ, аварийный разгон реактора 4-го блока начался в 01 час 23 мин 43 сек, а разрушение реактора произошло в 01 час 23 мин 50 сек . Поэтому ещё в 1986 г. возникла весьма соблазнительная, на первый взгляд, версия, предполагавшая, что реактор взорвался именно из-за отключения ГЦН. Однако вышеуказанные результаты анализа полностью её отклонили. И это естественно, ибо ГЦН реактора РБМК-1000 из-за целенаправленно увеличенной массы обладают довольно большой инерционностью, которая позволяет им даже после отключения электропитания в течение свыше десятка секунд гнать за счёт инерции охлаждающую воду через активную зону реактора в достаточном количестве.