原因分析

关于事故的起因，官方有两个互相矛盾的解释。第一个于

1986

年

8

月

公布，完全把事故的责任推卸给核电站操纵员。第二个则发布于

1991

年，

该解释认为事故是由于压力管式石墨慢化沸水反应堆（

RBMK

）的设计缺陷

导致，尤其是控制棒的设计。双方的调查团都被多方面游说，包括反应堆

设计者、切尔诺贝利核电站职员及政府在内。

另一个促成事故发生的重要因素是职员并没有收到关于反应堆问题报

告。根据

Anatoli 

Dyatlov

—一名职员所述，设计者知道反应堆在某些情况

下会出现危险，但蓄意将其隐瞒。这种情况是因为厂房主管基本由不具备

RBMK

资格的员工组成造成的：厂长

V.P. Bryukhanov

，只具有燃煤发电厂

的训练经历和工作经验，基本上是负责政战的主管，事发半夜演习时并不

在场，但主导演习的副厂长是核能专业。他的总工程师

Nikolai Fomin

亦

是来自一个常规能源厂。

3

号和

4

号反应堆的副总工程师

Anatoli Dyatlov

只有“一些小反应堆的经验”。

第二个“有缺陷的设计之解释”是由

Valeri Legasov

于

1991

所公布，

把事故的原因归咎于

RBMK

反应堆设计的缺陷，特别是由于控制棒的缺陷。

反应堆有一个危险的空泡系数

(void coefficient)

。空泡系数是一种

衡量反应堆安全程度的数据，用于测量水冷却剂中蒸汽汽泡的形成与增加

对于反应堆的影响。大部分的反应堆设计会在水温升高时产生较少的能量。

这是因为如果冷却剂含有蒸汽气泡，则能被减速的中子数量将会下降。速

度快的中子一般不易造成铀原子的裂变，所以反应堆会产生较少的能量。

然而，切尔诺贝利的

RBMK

反应堆，使用固体石墨当作中子慢化剂来降低中

子的速度

[8]

，且用吸收中子的轻水来冷却核心。因此尽管水中有蒸汽汽泡

产生，仍有大量中子被慢化。此外，因为蒸汽吸收中子不像水那样的容易，

因而增加

RBMK

反应堆的温度，就会有更多的中子能够铀原子裂变，增加反

应堆的能量输出。这种设计导致

RBMK

在低功率时非常不稳定，在温度上升

时存在输出能量在短时间内达到危险水平的倾向。这对于工作人员而言是

难以理解和预见的。

在这个系统中更重大的缺陷是控制棒的设计。在控制反应堆时，操纵

员通过将控制棒插入反应堆来降低反应速度。在

RBMK

反应堆的设计中，控

制棒的尾端是由石墨组成，延伸部份（在尾端区域超出尾端的部份，大约

是一米或三英呎长度）中空且充满水；而控制棒的其他部份由碳化硼制成，

是真正具有吸收中子能力的部分。因为这种设计，当控制棒一开始插入反

应堆的时候，石墨端会取代冷却剂，反而大大地增加了核分裂的反应速度，

因为石墨能够吸收的中子比沸腾的轻水少。因此一开始插入控制棒的前几

秒钟，反应堆的输出功率反而会增加，而不是预期的降低功率。反应堆操

纵员对于这一特点也不知晓，且无法预见。