Що за бред?
Ще се напъна последно да ви отговоря:
Dinain написа: ↑09 Юни 2019, 11:55
2. Именно от INSAG-7 (втория доклад) са, а не от INSAG-1.
Не, не са. Аз се зблудих че давате линк към INSAG-1, всъщност цитата ви е от уикито - мнението на автора на статията.
Хайде да попитам подробно:
- какви нарушения на регламента за работа с РБМК има и какво точно е тяхното отношение към аварията?
- знаете ли каква е причината за аварията? ясен ли ви е механизма на това което е станало в реактора?
- знаете ли какво точно е действието довело до аварията?
- какво е трябвало да предприемат операторите за да избегнат аварията?
Можете да питате, но аз няма да Ви отговоря, понеже не съм ядрен физик, нито съм участвал в разследващата комисия. Не се считам за по-компетентен от тях по въпроса. Което вярвам важи с пълна сила и за Вас.

Това, което умея е да съпоставям информационни източници, да анализирам данни и да мисля логически.
Съпоставяте информационни източници и може да мислите логически? Защо тогава не можете да отговорите на горните въпроси?
Подробни отговори на техническите Ви въпроси вероятно можете да намерите в самия доклад INSAG-7, ето го в пълен вариант:
https://www-pub.iaea.org/MTCD/publicati ... 3e_web.pdf
ПП 148 страници е, приятно четене.
Моля вижте например стр. 23, гл. 6, т. 5:
The accident can be said to have flowed from deficient safety culture, not only at the Chernobyl plant, but throughout the Soviet design, operating and regulatory organizations for nuclear power that existed at the time. Safety culture, fully discussed in INSAG-4 (see footnote 3), requires total dedication, which at nuclear power plants is primarily generated by the attitudes of managers of organizations involved in their development and operation. An assessment of the Chernobyl accident in this respect demonstrates that a deficit in safety culture was inherent not only to the stage of operation, but also and to no lesser extent to activities at other stages in the lifetime of nuclear power plants (including design, engineering, construction, manufacture and regulation).
Мога да се занимавам да вадя още и още цитати и да ги подреждам в редички, но нямам време за такива учебникарски занимания.
Само един въпрос - вие английски разбирате ли? Защото оставам с впечатлението, че нищо не сте разбрал от приведения от вас цитат.
Това, което наблюдавам в момента, е отново затруднение с асимилиране на информация (или отказ от такова), за съжаление приьом присъщ не само на съвето/русофилите. При положение, че вече съм предоставил резюме на доклада, ме питате за повече подробности? Защо са Ви нужни? Нали точно за тази цел се дава РЕЗЮМЕ (съкратена версия на по-обширен изходен текст, която в сбит вид предава основните моменти от съдържанието му) - между другото резюмето от Уикипедия, което съм постнал на предната страница, е директно препечатано от самия доклад - ще го откриете на стр. 24-25, гл.6, т. 8.
Или може би оспорвате компетентността на ядрените физици, изготвили INSAG-7 и искате да коригирате техните заключения, или разполагате с нова, неизвестна досега секретна информация? В такъв случай категорично не съм аз адреса, а МААЕ.
Този несвързан, неразбираем дори за вас поток от случмайно подбрани думи не си заслужава коментар.
И понеже ме пращате да чета INSAG-7 и се фукате с цитати от него - ето заключението на комисията относно вината на
персонала:
на английски - стр.49
https://www-pub.iaea.org/MTCD/publicati ... 3e_web.pdf
1-3.13.
The design deficiencies and instability of the physical and thermal-hydraulic
characteristics of the RBMK-1000 reactor had been theoretically and experimentally
determined prior to the accident on 26 April 1986. However, no adequate remedial
49
action was taken, firstly, to eliminate the defects and, secondly, to warn the personnel
about the consequences of these dangerous characteristics and to provide them
with appropriate training in the operation of the reactor, the parameters of which did
not comply with the requirements of the technical standards documentation. The
designers and authors of the standard operating procedures for the RBMK-1000 reactor
did not inform the personnel about the very real danger of a number of reactor
characteristics if certain possible personnel actions (including erroneous ones) were
taken, because they failed to understand the possible cost of the consequences of personnel
actions in operating such a reactor. The safe operating limits and conditions
established in the regulations (see section 4 of this report [Section 1-4]) were not
always explicit and intelligible to the personnel, nor were they always analysed. This
may have affected the operational safety of the reactor, in the design of which certain
protection functions were shifted from engineered features to the personnel. Furthermore,
no engineering measures were taken by the designers of the reactor to compensate
for the violations of the regulations in the design of the RBMK-1000 reactor.
One may assume that, although the designers of the reactor knew about the design
deficiencies and physical characteristics of the reactor, they did not make a quantitative
evaluation of the possible consequences of those deficiencies and did not understand
that they could lead to a disaster.
In general, having reviewed the design documentation, the Commission feels
obliged to draw the following conclusions:
— The design of Chernobyl Unit 4 included major violations of the safety standards
and regulations in force at the time that the technical design of the second
stage of the Chernobyl plant (comprising Units 3 and 4) was approved and
authorized;
— The designers did not identify, analyse, verify and approve these violations in
the proper way. No technical and organizational measures were developed to
compensate for the violations of the safety standards and regulations. Regulations
GSP-73 and NSR-04-74 came into force more than 10 years before the
accident, during which time Chernobyl Unit 4 was designed, constructed and
put into operation. During all that time, neither the Chief Design Engineer, nor
the General Designer, nor the Scientific Manager took effective measures to
bring the design of the RBMK-1000 reactor into line with the safety standards
and regulations. The USSR Ministry of Intermediate Sized Machinery, the
USSR Ministry of Power and the Soviet regulatory authorities were just as lax
in bringing plants with the RBMK-1000 reactor into line with the safety standards
and regulations.
The Commission notes that the design was also not brought into line with the
General Safety Provisions (GSP-82) which entered into force in 1982.
руски - стр. 60 -
https://www-pub.iaea.org/mtcd/publicati ... 3r_web.pdf
1-3.13.
Конструктивные дефекты и нестабильность физических и теплогид-
равлических характеристик реактора РБМК-1000 были теоретически и
экспериментально определены до аварии 26 апреля 1986 г., однако не
60
было предпринято адекватных мер, во-первых, для устранения этих недо-
статков, во-вторых, для предупреждения персонала о последствиях этих
опасных характеристик и соответствующей подготовки его к работе на
реакторной установке, характеристики которой не отвечали требованиям
НТД по безопасности. Непонимание возможной цены последствий дейст-
вий персонала по управлению таким реактором привели к тому, что раз-
работчики проекта и типового технологического регламента по эксплуа-
тации РБМК-1000 не довели до сведения персонала действительную опас-
ность проявления ряда характеристик реактора при возможных, в том
числе и ошибочных, его (персонала) действиях. Установленные в регла-
менте пределы и условия безопасной эксплуатации (см. Раздел 1-4 до-
клада) далеко не всегда были однозначны, обоснованы и понятны персо-
налу, что могло отразиться на безопасности эксплуатации установки,
проектом которой ряд защитных функций был переложен с технических
средств на персонал. Технические меры, компенсирующие несоот-
ветствие проекта РБМК-1000 Правилам, разработчиками реакторной
установки также не были приняты. Можно предположить, что хотя раз-
работчики реактора и знали о недостатках конструкции и особенностях
физики реактора, они не смогли количественно оценить возможные
последствия этих недостатков и понять, что они могут привести к ка-
тастрофе.
В целом, по результатам рассмотрения проектных материалов,
Комиссия считает необходимым сделать следующие выводы:
— проект 4 блока ЧАЭС имел существенные отступления от норм и
правил по безопасности в атомной энергетике, действовавших на
момент согласования и утверждения технического проекта второй
очереди Чернобыльской АЭС в составе блоков 3 и 4;
— разработчиками проекта отступления не были выявлены, проанали-
зированы, обоснованы и согласованы в установленном порядке. Не
были разработаны технические и организационные меры, компенси-
рующие отступления от требований норм и правил по безопасности.
От срока ввода в действие ОПБ-73 и ПБЯ-04-74 до аварии прошло
более 10 лет, в течение которых осуществлялось проектирование,
строительство, а затем и эксплуатация 4 блока ЧАЭС, однако, на
протяжении всего этого периода Главным конструктором, Генпро-
ектировщиком, Научным руководителем не было предпринято
эффективных мер для приведения конструкции РБМК-1000 в соот-
ветствие с требованиями норм и правил по безопасности. Столь же
бездеятельными в вопросах приведения АЭС с реакторами РБМК-
1000 в соответствие требованиям действующих правил по безопас-
ности в атомной энергетике оказались Минсредмаш СССР, Мин-
энерго СССР и органы Государственного надзора и контроля.
61
Комиссия отмечает, что проект не был приведен также и в соот-
ветствие с "Общими положениями обеспечения безопасности" (ОПБ-82),
вступившими в силу в 1982 г.
Ето го изводът - персоналът не е бил уведомен, не е знаел и не е бил обучен за този конструктивен дефект на РБМК.
Не само това - РБМК още на етап проектиране не съотвества на действащите тогава нормативни стандарти - всичките реактори РБМК е трябвало да бъдат спрени и да бъде приведени в съотвествие с действащите стандарти, но това съзнателно не е направено. За това персонала няма никаква вина.
Има преди това две други подобни аварии довели до частична повреда и стапяне на активната зона - Ленинград и Чернобил, които се потулват от държавните органи, има други случаи на фиксиране на нарастване на положителната реактивност при въвеждане на прътите за управление в активната зона, но реални действия от страна на конструкторите и държавните органи не са предприети.
Правят се някои неща на парче, но като цяло операторите и персонала на РБМК са били обучавани, че това е най-безопасния реактор по всички земни кълбета и той не може да избухне при никакви обстоятелства. Ей това е знаел персонала.