Il disastro di Černobyl' (in ucraino: Чорнобильська катастрофа, Čornobyl's'ka katastrofa, in russo: Чернобыльская авария, Černobyl'skaja avarija) è stato il più grave incidente nucleare della storia. Insieme all'incidente avvenuto nella centrale di Fukushima Dai ichi nel 2011 è stato classificato con il livello 7 (il massimo) della scala INES dell'IAEA.
Avvenne il 26 aprile 1986 alle ore 1:23:45 presso la Centrale nucleare V.I. Lenin di Černobyl' (Russo: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина, Ucraino: Чорнобильська АЕС), in Ucraina nei pressi della Bielorussia. Nel corso di un test definito "di sicurezza" (già eseguito senza problemi di sorta sul reattore n°3), furono paradossalmente violate tutte le regole di sicurezza e di buon senso portando ad un brusco e incontrollato aumento della potenza (e quindi della temperatura) del nocciolo del reattore numero 4 della centrale: si determinò la scissione dell'acqua di refrigerazione in idrogeno ed ossigeno a così elevate pressioni da provocare la rottura delle tubazioni del sistema di raffreddamento del reattore. Il contatto dell'idrogeno e della grafite incandescente delle barre di controllo con l'aria, a sua volta, innescò una fortissima esplosione e lo scoperchiamento del reattore.
Una nube di materiali radioattivi fuoriuscì dal reattore e ricadde su vaste aree intorno alla centrale che furono pesantemente contaminate, rendendo necessaria l'evacuazione e il reinsediamento in altre zone di circa 336.000 persone. Nubi radioattive raggiunsero anche l'Europa orientale, la Finlandia e la Scandinavia con livelli di contaminazione via via minori, raggiungendo anche l'Italia, la Francia, la Germania, la Svizzera, l'Austria e i Balcani, fino anche a porzioni della costa orientale del Nord America.
Il rapporto ufficiale redatto da agenzie dell'ONU (OMS, UNSCEAR, IAEA e altre) stila un bilancio di 65 morti accertati con sicurezza e altri 4.000 presunti (che non sarà possibile associare direttamente al disastro) per tumori e leucemie su un arco di 80 anni.
Il bilancio ufficiale è contestato da associazioni antinucleariste internazionali fra le quali Greenpeace che presenta una stima di fino a 6.000.000 di decessi su scala mondiale nel corso di 70 anni, contando tutti i tipi di tumori riconducibili al disastro secondo lo specifico modello adottato nell'analisi. Altre associazioni ambientaliste, come il gruppo dei Verdi del parlamento europeo pur concordando sulla stima dei 65 morti accertati del rapporto ufficiale ONU, se ne differenzia e lo contesta sulle morti presunte che stima piuttosto in 30.000 ~ 60.000.
Alle ore 1:23:45 (ora locale) del 26 aprile 1986, il reattore numero 4 esplose. Si trattò di una liberazione di vapore surriscaldato ad altissima pressione che proiettò in aria il pesante disco di copertura – oltre 1000 tonnellate – che chiudeva il cilindro ermetico contenente il nocciolo del reattore. All'esplosione del contenitore seguì il violento incendio della grafite contenuta nel nocciolo, incendio che in alcune ore disperse nell'atmosfera una enorme quantità di isotopi radioattivi, i prodotti di reazione contenuti all'interno. Fu il primo incidente nucleare ad essere stato classificato come livello 7, il massimo livello della scala INES degli incidenti nucleari; il secondo caso ad essere classificato come livello 7 è quello accorso nella centrale nucleare di Fukushima in Giappone il 12 marzo 2011.
Le esplosioni non furono di tipo nucleare – non si trattò di una reazione a catena incontrollata di fissione nucleare come avviene nelle bombe atomiche – bensì ebbero una causa chimica. Il surriscaldamento del nocciolo dovuto all'improvvisa perdita di controllo sulla reazione nucleare portò al raggiungimento di elevatissime temperature che fecero arrivare la pressione del vapore dell'impianto di raffreddamento ad un livello esplosivo. Si innescarono inoltre reazioni fra le sostanze chimiche contenute (acqua e metalli), inclusa la scissione dell'acqua in ossigeno e idrogeno per effetto delle temperature raggiunte, che contribuirono a sviluppare grandi volumi di gas.
L'istituzione delle Nazioni Unite chiamata UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, Comitato scientifico delle Nazioni Unite per lo studio degli effetti delle radiazioni ionizzanti) ha condotto 20 anni di dettagliata ricerca scientifica ed epidemiologica sugli effetti del disastro. A parte i 57 decessi direttamente ascrivibili all'incidente in sé, l'UNSCEAR ha originariamente predetto fino a 4,000 casi di tumori da attribuire all'incidente. Alcuni scettici contestano che un tale incremento si deve attribuire all'aumentare dei controlli medici seguiti al disastro.
Le esplosioni non furono di tipo nucleare – non si trattò di una reazione a catena incontrollata di fissione nucleare come avviene nelle bombe atomiche – bensì ebbero una causa chimica. Il surriscaldamento del nocciolo dovuto all'improvvisa perdita di controllo sulla reazione nucleare portò al raggiungimento di elevatissime temperature che fecero arrivare la pressione del vapore dell'impianto di raffreddamento ad un livello esplosivo. Si innescarono inoltre reazioni fra le sostanze chimiche contenute (acqua e metalli), inclusa la scissione dell'acqua in ossigeno e idrogeno per effetto delle temperature raggiunte, che contribuirono a sviluppare grandi volumi di gas.
L'istituzione delle Nazioni Unite chiamata UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, Comitato scientifico delle Nazioni Unite per lo studio degli effetti delle radiazioni ionizzanti) ha condotto 20 anni di dettagliata ricerca scientifica ed epidemiologica sugli effetti del disastro. A parte i 57 decessi direttamente ascrivibili all'incidente in sé, l'UNSCEAR ha originariamente predetto fino a 4,000 casi di tumori da attribuire all'incidente. Alcuni scettici contestano che un tale incremento si deve attribuire all'aumentare dei controlli medici seguiti al disastro.
L'UNSCEAR ha affermato:
« Fino all'anno 2005, tra i residenti della Bielorussia, la Federazione Russa e l'Ucraina, ci sono stati più di 6000 casi di tumore alla tiroide in bambini ed adolescenti che sono stati esposti al momento dell'incidente, e più casi sono da aspettarsi nei prossimi decenni. Indipendentemente dall'incremento delle misure di prevenzione e screening, molti di questi casi di tumore sono molto probabilmente da attribuirsi all'esposizione alle radiazioni. Escludendo questo incremento, non vi è evidenza di ulteriore impatto per la salute pubblica attribuibile all'esposizione di radiazioni due decenni dopo l'incidente. Non vi è evidenza scientifica di un incremento di incidenza di tumori né del tasso di mortalità né nell'insorgenza di patologie che potrebbero essere collegate all'esposizione alle radiazioni. L' incidenza di leucemia nella popolazione non sembra elevata. Tuttavia, coloro che furono esposti maggiormente alle radiazioni hanno un rischio più alto di effetti sulla loro salute associati alle radiazioni. La maggioranza della popolazione non dovrebbe comunque soffrire serie conseguenze sulla propria salute in conseguenza delle radiazioni. Molti altri problemi alla salute non direttamente collegabili con l'esposizione alle radiazioni sono stati riscontrati nella popolazione. »
Tuttavia, il tumore della tiroide è generalmente trattabile. Previo un proprio trattamento, il grado di sopravvivenza per tumori della tiroide è del 96% nei primi cinque anni, e del 92% dopo 30 anni. Tali valori suggeriscono fino a circa altri 500 decessi annui per questa patologia.
« Fino all'anno 2005, tra i residenti della Bielorussia, la Federazione Russa e l'Ucraina, ci sono stati più di 6000 casi di tumore alla tiroide in bambini ed adolescenti che sono stati esposti al momento dell'incidente, e più casi sono da aspettarsi nei prossimi decenni. Indipendentemente dall'incremento delle misure di prevenzione e screening, molti di questi casi di tumore sono molto probabilmente da attribuirsi all'esposizione alle radiazioni. Escludendo questo incremento, non vi è evidenza di ulteriore impatto per la salute pubblica attribuibile all'esposizione di radiazioni due decenni dopo l'incidente. Non vi è evidenza scientifica di un incremento di incidenza di tumori né del tasso di mortalità né nell'insorgenza di patologie che potrebbero essere collegate all'esposizione alle radiazioni. L' incidenza di leucemia nella popolazione non sembra elevata. Tuttavia, coloro che furono esposti maggiormente alle radiazioni hanno un rischio più alto di effetti sulla loro salute associati alle radiazioni. La maggioranza della popolazione non dovrebbe comunque soffrire serie conseguenze sulla propria salute in conseguenza delle radiazioni. Molti altri problemi alla salute non direttamente collegabili con l'esposizione alle radiazioni sono stati riscontrati nella popolazione. »
Tuttavia, il tumore della tiroide è generalmente trattabile. Previo un proprio trattamento, il grado di sopravvivenza per tumori della tiroide è del 96% nei primi cinque anni, e del 92% dopo 30 anni. Tali valori suggeriscono fino a circa altri 500 decessi annui per questa patologia.
La centrale
La centrale di Černobyl' è situata vicino all'insediamento di Pripjat', in Ucraina, 18 km a nord-ovest della città di Černobyl' e 110 km a nord della capitale Kiev, e dista 16 km dal confine con la Bielorussia. L'impianto era composto da quattro reattori, ognuno in grado di produrre 1 gigawatt di energia elettrica (3,2 gigawatt di energia termica); i quattro reattori, insieme, producevano circa il 10% dell'elettricità ucraina. La costruzione dell'impianto iniziò negli anni settanta, il reattore numero 1 fu consegnato nel 1977, e fu seguito dai reattori 2 (1978), 3 (1981) e 4 (1983). Altri due reattori (i 5 e 6, da 1 GW ciascuno) erano in fase di costruzione quando si verificò l'incidente.
I reattori erano di tipo RBMK-1000, un reattore a canali, moderato a grafite e refrigerato ad acqua. Una caratteristica di questo reattore è quella di avere un coefficiente di vuoto positivo alle basse potenze: cioè, con l'aumentare della temperatura del refrigerante, in esso si formano delle sacche di vapore (dette appunto "vuoti") che causano l'aumento, anziché la diminuzione, della reazione a catena. Questa caratteristica è comune anche con alcuni reattori CANDU. In un ipotetico reattore "intrinsecamente sicuro", se il liquido refrigerante manca, il reattore dovrebbe essere in grado di spegnersi autonomamente senza interventi umani o di mezzi meccanici. Nei reattori con uno standard di sicurezza accettabile devono essere comunque evitate le caratteristiche costruttive che implicano un aumento della reazione in caso di malfunzionamento. Il reattore RBMK ha anche un coefficiente di potenza positivo: cioè, al crescere della potenza termica erogata, si produce anche un aumento della reazione nucleare nel nocciolo. Il fine del reattore era la produzione di elettricità per uso civile e di plutonio per uso militare. Per aumentare l'efficienza del sistema erano state adottate alcune soluzioni tecniche che di fatto ne diminuivano la sicurezza. Innanzitutto la scelta della grafite come moderatore accoppiata all'uso dell'acqua leggera come refrigerante, soprattutto per migliorare l'economia neutronica e facilitare quindi la produzione di plutonio-239. Ai progettisti era noto il fatto che i coefficienti di vuoto e potenza positivi, in aggiunta a un refrigerante che assorbe neutroni come l'acqua e a un moderatore solido (grafite), erano caratteristiche che in determinate condizioni avrebbero potuto rendere instabile il reattore.
Poco dopo il suo completamento, fu aperta un'indagine a cura del KGB per verificare le effettive carenze strutturali e l'eventuale povertà di materiali usati. Lo stesso presidente di allora del KGB, Jurij Andropov, si assunse la responsabilità di verificare di persona la correzione degli errori strutturali.
I reattori erano di tipo RBMK-1000, un reattore a canali, moderato a grafite e refrigerato ad acqua. Una caratteristica di questo reattore è quella di avere un coefficiente di vuoto positivo alle basse potenze: cioè, con l'aumentare della temperatura del refrigerante, in esso si formano delle sacche di vapore (dette appunto "vuoti") che causano l'aumento, anziché la diminuzione, della reazione a catena. Questa caratteristica è comune anche con alcuni reattori CANDU. In un ipotetico reattore "intrinsecamente sicuro", se il liquido refrigerante manca, il reattore dovrebbe essere in grado di spegnersi autonomamente senza interventi umani o di mezzi meccanici. Nei reattori con uno standard di sicurezza accettabile devono essere comunque evitate le caratteristiche costruttive che implicano un aumento della reazione in caso di malfunzionamento. Il reattore RBMK ha anche un coefficiente di potenza positivo: cioè, al crescere della potenza termica erogata, si produce anche un aumento della reazione nucleare nel nocciolo. Il fine del reattore era la produzione di elettricità per uso civile e di plutonio per uso militare. Per aumentare l'efficienza del sistema erano state adottate alcune soluzioni tecniche che di fatto ne diminuivano la sicurezza. Innanzitutto la scelta della grafite come moderatore accoppiata all'uso dell'acqua leggera come refrigerante, soprattutto per migliorare l'economia neutronica e facilitare quindi la produzione di plutonio-239. Ai progettisti era noto il fatto che i coefficienti di vuoto e potenza positivi, in aggiunta a un refrigerante che assorbe neutroni come l'acqua e a un moderatore solido (grafite), erano caratteristiche che in determinate condizioni avrebbero potuto rendere instabile il reattore.
Poco dopo il suo completamento, fu aperta un'indagine a cura del KGB per verificare le effettive carenze strutturali e l'eventuale povertà di materiali usati. Lo stesso presidente di allora del KGB, Jurij Andropov, si assunse la responsabilità di verificare di persona la correzione degli errori strutturali.
L'incidente
Il 26 aprile 1986 alle ore 01:23:45 locali la centrale stava effettuando un esperimento definito come test sicurezza. Si voleva verificare se la turbina accoppiata all'alternatore potesse continuare a produrre energia elettrica sfruttando l'inerzia del gruppo turbo-alternatore anche quando il circuito di raffreddamento non producesse più vapore. Per consentire l'esperimento vennero disabilitati alcuni circuiti di emergenza. Il test mirava a colmare il lasso di tempo di 90 secondi che intercorreva tra l'interruzione di produzione di energia elettrica del reattore e l'intervento del gruppo diesel di emergenza. Questo avrebbe aumentato la sicurezza dell'impianto, che avrebbe provveduto da solo a far girare l'acqua nel circuito di raffreddamento fino ad avvenuto avvio dei diesel.
Le cause
Riguardo alle cause dell'incidente sono state pubblicate due tesi. La prima, contenuta nel rapporto pubblicato dalle autorità nell'agosto 1986, attribuiva la responsabilità interamente agli operatori dell'impianto. Un diverso giudizio fu espresso in un secondo studio pubblicato nel 1991, dove si evidenziava anche il ruolo delle gravi debolezze intrinseche di progettazione del reattore nucleare RBMK, e un elemento importante tra gli altri risultò essere un errore nella progettazione delle barre di controllo.
Le conclusioni delle inchieste appaiono contrastanti nel giudizio di attribuzione di responsabilità, ma a prescindere dalle valutazioni di responsabilità riguardo singole persone o azioni umane, i dati comunemente accertati sono che, nel suo complesso, l'evento appare come il risultato di un'impressionante somma di fattori di rischio, ovvero di una catena di errori e mancanze, riguardanti sia le caratteristiche intrinseche fondamentali del tipo di macchina, sia errori di progetto in alcuni particolari meccanici, sia del sistema di gestione economico e amministrativo (per cui la centrale elettrica risultava priva di personale qualificato), infine per la scelta del personale direttivo di effettuare un rischioso "esperimento" che fu compiuto nelle ore dell'incidente con errori di coordinamento e manovre particolarmente incaute e sfortunate.
Un dato importante è che gli operatori della centrale non erano a conoscenza dei problemi tecnici del reattore. Secondo uno di loro, Anatolij Djatlov, i progettisti sapevano che il reattore era pericoloso in certe condizioni, ma avevano nascosto intenzionalmente tale informazione ai tecnici. Le caratteristiche del reattore RBMK non erano note al pubblico, essendo trattate come questioni militari. Per giunta il personale dell'impianto era composto per la maggior parte da operatori non qualificati per il reattore RBMK: il direttore, V. P. Brjuchanov, aveva esperienza di impianti a carbone, anche il capo ingegnere, Nikolaj Fomin, proveniva da impianti convenzionali, e Anatolij Djatlov, capo ingegnere dei reattori 3 e 4, aveva solo una limitata esperienza con reattori nucleari per lo più su piccoli esemplari di reattori VVER progettati per i sottomarini nucleari sovietici.
I principali fattori determinanti furono:
Il reattore RBMK ha un coefficiente di vuoto positivo, questo significa che le bolle di vapore, che si formano nell'acqua usata come refrigerante, incrementano la reazione nucleare. Ancora peggio, alle basse potenze, il coefficiente positivo di vuoto non è compensato da altri fattori, rendendo il reattore instabile e pericoloso in tali condizioni.
Il reattore RBMK presentava un difetto nelle barre di controllo (oggi corretto). Normalmente inserendo le barre di controllo in un reattore nucleare si riduce la reazione. Nel reattore RBMK le barre di controllo terminano con gli "estensori" (la parte finale lunga circa 1 metro) in grafite, mentre la parte funzionale, che riduce la reazione assorbendo neutroni, è in carbonato di boro. Questo significa che quando si inseriscono le barre, gli estensori rimpiazzano l'acqua refrigerante (che assorbe neutroni) con la grafite (che fa da moderatore di neutroni) e quindi inizialmente, per pochi secondi, si ottiene un incremento della reazione. Questo comportamento contro-intuitivo era ignoto agli operatori della centrale. Tale anomalia creò un problema nel 1983 in Lituania con un reattore dello stesso tipo.
Le condotte dell'acqua nel nocciolo scorrono in direzione verticale (come peraltro in moltissime tipologie di reattori). Questo crea un gradiente di temperatura (la temperatura dell'acqua aumenta salendo) nei tubi; inoltre il sistema diviene sempre meno efficiente all'aumentare della temperatura (il "tappo" di acqua più calda nella cima delle tubazioni riduce l'efficacia del refrigerante).
Gli operatori commisero diverse gravissime violazioni delle procedure, e questo insieme alla scarsa comunicazione tra gli addetti alla sicurezza e gli operatori che dovevano condurre l'esperimento, contribuì all'incidente.
In particolare gli operatori:
Disattivarono i sistemi di sicurezza del reattore, il che era proibito dai manuali operativi dell'impianto.
Secondo il rapporto dell'agosto 1986 della commissione governativa, gli operatori estrassero completamente dal nocciolo almeno 204 barre di controllo delle 211 presenti, lasciandone così inserite solo 7. Anche questa condizione è vietata dai manuali operativi che pongono a 30 il numero minimo assoluto di barre nel reattore RBMK-1000 in funzione.
Resta da considerare che nel 1982 il reattore numero 1 dello stesso impianto, sempre a causa di manovre errate effettuate dal personale tecnico, aveva subìto la distruzione dell'elemento centrale del reattore. L'esplosione, seppur più piccola di quella del 26 aprile 1986, aveva causato rilascio di radioattività nell'atmosfera. Il fatto non era stato reso pubblico prima dell'incidente del 1986. All'epoca perciò non erano state adottate misure di sicurezza nemmeno sulla scorta del precedente e l'impianto non era stato assolutamente migliorato per far fronte a futuri altri problemi.
Le conclusioni delle inchieste appaiono contrastanti nel giudizio di attribuzione di responsabilità, ma a prescindere dalle valutazioni di responsabilità riguardo singole persone o azioni umane, i dati comunemente accertati sono che, nel suo complesso, l'evento appare come il risultato di un'impressionante somma di fattori di rischio, ovvero di una catena di errori e mancanze, riguardanti sia le caratteristiche intrinseche fondamentali del tipo di macchina, sia errori di progetto in alcuni particolari meccanici, sia del sistema di gestione economico e amministrativo (per cui la centrale elettrica risultava priva di personale qualificato), infine per la scelta del personale direttivo di effettuare un rischioso "esperimento" che fu compiuto nelle ore dell'incidente con errori di coordinamento e manovre particolarmente incaute e sfortunate.
Un dato importante è che gli operatori della centrale non erano a conoscenza dei problemi tecnici del reattore. Secondo uno di loro, Anatolij Djatlov, i progettisti sapevano che il reattore era pericoloso in certe condizioni, ma avevano nascosto intenzionalmente tale informazione ai tecnici. Le caratteristiche del reattore RBMK non erano note al pubblico, essendo trattate come questioni militari. Per giunta il personale dell'impianto era composto per la maggior parte da operatori non qualificati per il reattore RBMK: il direttore, V. P. Brjuchanov, aveva esperienza di impianti a carbone, anche il capo ingegnere, Nikolaj Fomin, proveniva da impianti convenzionali, e Anatolij Djatlov, capo ingegnere dei reattori 3 e 4, aveva solo una limitata esperienza con reattori nucleari per lo più su piccoli esemplari di reattori VVER progettati per i sottomarini nucleari sovietici.
I principali fattori determinanti furono:
Il reattore RBMK ha un coefficiente di vuoto positivo, questo significa che le bolle di vapore, che si formano nell'acqua usata come refrigerante, incrementano la reazione nucleare. Ancora peggio, alle basse potenze, il coefficiente positivo di vuoto non è compensato da altri fattori, rendendo il reattore instabile e pericoloso in tali condizioni.
Il reattore RBMK presentava un difetto nelle barre di controllo (oggi corretto). Normalmente inserendo le barre di controllo in un reattore nucleare si riduce la reazione. Nel reattore RBMK le barre di controllo terminano con gli "estensori" (la parte finale lunga circa 1 metro) in grafite, mentre la parte funzionale, che riduce la reazione assorbendo neutroni, è in carbonato di boro. Questo significa che quando si inseriscono le barre, gli estensori rimpiazzano l'acqua refrigerante (che assorbe neutroni) con la grafite (che fa da moderatore di neutroni) e quindi inizialmente, per pochi secondi, si ottiene un incremento della reazione. Questo comportamento contro-intuitivo era ignoto agli operatori della centrale. Tale anomalia creò un problema nel 1983 in Lituania con un reattore dello stesso tipo.
Le condotte dell'acqua nel nocciolo scorrono in direzione verticale (come peraltro in moltissime tipologie di reattori). Questo crea un gradiente di temperatura (la temperatura dell'acqua aumenta salendo) nei tubi; inoltre il sistema diviene sempre meno efficiente all'aumentare della temperatura (il "tappo" di acqua più calda nella cima delle tubazioni riduce l'efficacia del refrigerante).
Gli operatori commisero diverse gravissime violazioni delle procedure, e questo insieme alla scarsa comunicazione tra gli addetti alla sicurezza e gli operatori che dovevano condurre l'esperimento, contribuì all'incidente.
In particolare gli operatori:
Disattivarono i sistemi di sicurezza del reattore, il che era proibito dai manuali operativi dell'impianto.
Secondo il rapporto dell'agosto 1986 della commissione governativa, gli operatori estrassero completamente dal nocciolo almeno 204 barre di controllo delle 211 presenti, lasciandone così inserite solo 7. Anche questa condizione è vietata dai manuali operativi che pongono a 30 il numero minimo assoluto di barre nel reattore RBMK-1000 in funzione.
Resta da considerare che nel 1982 il reattore numero 1 dello stesso impianto, sempre a causa di manovre errate effettuate dal personale tecnico, aveva subìto la distruzione dell'elemento centrale del reattore. L'esplosione, seppur più piccola di quella del 26 aprile 1986, aveva causato rilascio di radioattività nell'atmosfera. Il fatto non era stato reso pubblico prima dell'incidente del 1986. All'epoca perciò non erano state adottate misure di sicurezza nemmeno sulla scorta del precedente e l'impianto non era stato assolutamente migliorato per far fronte a futuri altri problemi.
Gli eventi
Il 25 aprile 1986 era programmato lo spegnimento del reattore numero 4 per normali operazioni di manutenzione. Si volle approfittare di questa prevista fermata per eseguire un test sui sistemi di sicurezza. Il test intendeva valutare la capacità del gruppo turbine/alternatore di generare elettricità sufficiente per alimentare i sistemi di sicurezza e di raffreddamento anche in assenza di produzione di vapore dal reattore nella primissima fase del transitorio.In particolare l'energia cinetica della rotazione per inerzia delle turbine sarebbe servita ad alimentare le pompe dell'acqua refrigerante del reattore, simulando uno scenario di improvvisa mancanza dell'alimentazione elettrica esterna. I reattori come quello di Černobyl (ma normalmente anche le altre tipologie di impianto) hanno dei generatori diesel di emergenza a questo scopo, che però non sono avviabili istantaneamente e richiedono circa 40 secondi perché entrino in funzione. L'obiettivo del test era sfruttare l'energia cinetica residua nelle turbine ancora in rotazione, ma isolate dal reattore, per generare energia elettrica che alimentasse le pompe dell'acqua per il tempo necessario all'avvio dei generatori diesel. Il test era già stato condotto su un altro reattore, ma con tutti i sistemi di sicurezza attivi e in condizioni operative differenti, ed aveva dato esito negativo, cioè l'energia elettrica prodotta sfruttando la sola inerzia delle turbine era insufficiente ad alimentare le pompe. Erano state apportate quindi delle migliorie alle turbine, che richiedevano un nuovo test di verifica.
La potenza del reattore numero 4 doveva essere ridotta, dai nominali 3200 MW termici a circa 1000 MW termici, per condurre il test in sicurezza. Si cominciò a ridurre gradualmente la potenza fino al 50% della nominale, ma il test fu interrotto da un imprevisto: una centrale elettrica regionale ebbe un guasto e fu richiesto di non ridurre ulteriormente la fornitura di energia elettrica fino a quando la centrale guasta non fosse stata ripristinata, cosa che avvenne dopo circa 9 ore.Fu dunque fissato un nuovo orario per il test, l'una di notte. Questo ebbe gravi conseguenze; infatti, mentre gli operai del turno di giorno erano stati ben istruiti e preparati alle procedure del test, il turno di notte avrebbe solamente dovuto controllare i sistemi basilari di raffreddamento in una centrale essenzialmente spenta; nessuno fra gli operatori del turno di notte aveva una chiara idea di ciò in cui consisteva la prova né era addestrato a condurla. Inoltre, la squadra di ingegneri elettrici che avrebbe dovuto supervisionare le operazioni era esausta e poco lucida per la lunga attesa.L'idea stessa di un incidente nucleare era peraltro inconcepibile per gli operatori che, si può dire, avevano "troppa fiducia" nel reattore, e non si fecero scrupoli a disabilitare i dispositivi di sicurezza e correre dei rischi non necessari. Infine, durante la notte non vi era in sala controllo un ingegnere con piena conoscenza di tutte le caratteristiche specifiche di questa tipologia di reattore nucleare.
Per motivi non chiariti, il responsabile di turno dell'operatività del reattore commise un errore e introdusse le barre di controllo troppo in profondità, causando conseguentemente un crollo della potenza oltre il previsto, raggiungendo il livello bassissimo di soli 30 MW termici. Intervenne quindi un effetto di feedback dovuto alla produzione di xeno-135 nella fase di bassa potenza del reattore. Normalmente lo xeno-135, un assorbitore di neutroni che si crea durante il funzionamento del reattore come prodotto di fissione primario (e dal decadimento dello tellurio-135), è in una concentrazione di equilibrio proporzionale alla potenza del nocciolo (o meglio al flusso neutronico termico) e tende invece ad aumentare in quantità (e quindi nella capacità di assorbimento neutronico) nella prima fase di riduzione della potenza per poi, con la prevalenza del decadimento rispetto alla sua produzione, a scomparire. Come conseguenza del calo della potenza, la concentrazione di xeno-135 aumentò considerevolmente e insieme quindi all'assorbimento dei neutroni, facendo crollare ulteriormente la potenza generata e creando allo stesso tempo il pericoloso effetto di mascherare la reale reattività del nucleo (che si sarebbe successivamente rapidamente manifestata quando la concentrazione di xeno avesse cominciato a diminuire).
Sebbene il calo di potenza fosse vicino al massimo ammesso dalle norme di sicurezza (si ricorda che era nota l'instabilità del reattore alle basse potenze), si decise di non eseguire lo spegnimento completo, e di continuare l'esperimento. Probabilmente gli operatori non erano al corrente del comportamento dello xeno-135, e pensavano che il crollo della potenza fosse dovuto al malfunzionamento dei regolatori automatici di potenza. Alle 01:05 del 26 aprile, come previsto dalla pianificazione del test, furono attivate delle pompe di alimentazione extra, ma la quantità di acqua immessa superò alle 01:19 i limiti di sicurezza, con l'effetto di ridurre ancor di più la potenza del reattore per le proprietà avvelenanti dell'acqua leggera. Con una manovra di correzione contraria alle procedure corrette, per accelerare la risalita della potenza e quindi affrettare la conclusione dell'esperimento, furono estratte tutte le barre di controllo eccetto 7, incluse molte barre di controllo manuali, ben oltre i limiti delle norme di sicurezza che prevedono di lasciare almeno 30 barre di controllo inserite. La potenza fu così fatta risalire gradualmente fino 200 MW termici (comunque meno di un terzo del minimo richiesto).
L'azione di rimozione delle barre di controllo manuale aveva portato il reattore in una situazione molto instabile e pericolosa, all'insaputa degli operatori. La reale attività del reattore era mascherata dall'eccesso di xeno-135 e dell'acqua di raffreddamento, e non era riportata in alcun modo sui pannelli di controllo; nessuno degli operatori in sala controllo era conscio del pericolo. Come se non bastasse, l'aumento di acqua oltre i limiti di sicurezza aveva portato ad una diminuzione critica della produzione di vapore e ad altri cambiamenti di parametri che normalmente avrebbero causato lo spegnimento automatico del reattore; tuttavia, anche lo spegnimento automatico era stato disabilitato manualmente dagli operatori. Furono disattivati anche diversi altri sistemi automatici (ad es. il raffreddamento di emergenza del nocciolo, la riduzione di emergenza della potenza, e via dicendo).
Alle 01:23:04 si iniziò l'esperimento vero e proprio. Venne staccata l'alimentazione alle pompe dell'acqua, che continuarono a girare per inerzia. La turbina fu scollegata dal reattore; con la diminuzione del flusso dell'acqua e il conseguente surriscaldamento, i tubi si riempirono di sacche di vapore. Il reattore RBMK, nelle delicate condizioni in cui venne portato, ha un coefficiente di vuoto molto positivo e quindi la reazione crebbe rapidamente al ridursi della capacità di assorbimento di neutroni da parte dell'acqua di raffreddamento, diventando sempre meno stabile e sempre più pericoloso. Il coefficiente di vuoto positivo crea così un circolo vizioso: aumentando la temperatura dell'acqua aumentano le sacche di vapore che accelerano la reazione creando ancora più calore che a sua volta fa aumentare ancora la temperatura dell'acqua.
Alle 01:23:40 gli operatori azionarono il tasto AZ-5 (Rapid Emergency Defense 5) che esegue il cosiddetto "SCRAM", cioè l'arresto di emergenza del reattore che inserisce tutte le barre di controllo incluse quelle manuali incautamente estratte in precedenza. Non è chiaro se l'azione fu eseguita come misura di emergenza, o semplicemente come normale procedura di spegnimento a conclusione dell'esperimento, giacché il reattore doveva essere spento comunque per la manutenzione programmata. Di solito l'operazione di SCRAM viene ordinata a seguito di un rapido ed inatteso aumento di potenza. D'altro canto, Anatolij Djatlov, capo ingegnere dell'impianto di Černobyl' al tempo dell'incidente scrisse:
« Prima delle 01:23:40 il sistema di controllo centralizzato [...] non registrò alcun cambio dei parametri da poter giustificare lo “SCRAM”. La commissione [...] raccogliendo e analizzando una grande quantità di dati, come indicato nel rapporto, non ha determinato il motivo per cui fu ordinato lo SCRAM. Non c'era necessità di cercare il motivo. Il reattore veniva semplicemente spento al termine dell'esperimento. »
A causa della lenta velocità del meccanismo d'inserimento delle barre di controllo (che richiede 18-20 secondi per il completamento) e dell'estremità (estensori) in grafite delle barre, lo SCRAM causò un rapido aumento della reazione. Infatti nei primi secondi le estremità in grafite delle barre rimpiazzarono nel reattore un uguale volume di acqua di raffreddamento. Ora, l'acqua refrigerante assorbe neutroni mentre la grafite funge da moderatore portando i neutroni alla velocità ottimale per la reazione. La conseguenza fu che all'inizio dell'inserimento delle barre la reazione venne accelerata improvvisamente producendo un aumento enorme di potenza nel reattore. L'improvviso aumento di temperatura deformò i canali delle barre di controllo che stavano scendendo, al punto che le barre si bloccarono a circa un terzo del loro cammino, e quindi non furono più in grado di arrestare una reazione in cui l'aumento di potenza diveniva incontrollato a causa del coefficiente di vuoto positivo.
Così, dopo soli sette secondi dall'inizio dell'inserimento delle barre - alle 01:23:47 - la potenza del reattore raggiunse il valore di 30 GW termici, dieci volte la potenza normale. Le barre di combustibile iniziarono a fratturarsi bloccando le barre di controllo con la grafite all'interno, quindi il combustibile cominciò a fondere; inoltre, alle alte temperature raggiunte, l'acqua all'interno del reattore reagì chimicamente con lo zirconio, di cui sono in genere fatte le tubazioni degli impianti nucleari, dissociandosi e producendo grandi volumi di idrogeno gassoso.
La pressione del vapore aumentò fino a causare la rottura delle tubazioni e causò l'allagamento del basamento. Quando il combustibile fuso raggiunse l'acqua di raffreddamento, avvenne la prima esplosione di vapore (alle 1:24); dall'interno del nocciolo il vapore risalì lungo i canali e generò un'enorme esplosione che fece saltare la piastra superiore del nocciolo. Tale piastra, in acciaio e cemento, pesante circa 1000 tonnellate [10], fu proiettata in aria con le tubazioni dell'impianto di raffreddamento e le barre di controllo, e ricadde verticalmente sull'apertura lasciando il reattore scoperto. La seconda esplosione fu causata dalla reazione tra grafite incandescente e l'idrogeno gassoso.
Ci sono alcune controversie sulla sequenza degli eventi dopo le ore 01:22:30 a causa di incongruenze fra i testimoni oculari e le registrazioni. La versione comunemente accettata è quella descritta sopra. Secondo questa ricostruzione la prima esplosione avvenne intorno alle 01:23:44, sette secondi dopo il comando di SCRAM. A complicare la ricostruzione alle ore 01:23:47 fu registrato, nell'area di Černobyl', un debole evento sismico di magnitudo 2,5. Inoltre il tasto di SCRAM fu premuto più di una volta, ma la persona che l'ha fatto materialmente è deceduta due settimane dopo l'incidente per l'esposizione prolungata alle radiazioni. Talvolta però è stato detto che l'esplosione avvenne prima o immediatamente dopo lo SCRAM (questa era la versione di lavoro della commissione sovietica di studio sull'incidente). La distinzione è importante poiché, se il reattore fosse esploso diversi secondi dopo lo SCRAM come risulta dall'ultima ricostruzione accertata, il disastro sarebbe da attribuirsi principalmente al progetto delle barre di controllo. Se l'esplosione fosse invece da anticipare allo SCRAM, la causa sarebbe da attribuire maggiormente alle azioni degli operatori. Nel 1986 l'AIEA aveva indicato negli operatori la causa principale dell'incidente. Nel gennaio 1993 l'AIEA ha tuttavia rivisto l'analisi dell'incidente attribuendo la causa principale al progetto del reattore e non agli operatori.
Fu distrutto il solaio, gran parte del tetto dell'edificio crollò e fu danneggiato il tetto dell'adiacente locale turbine; i frammenti di grafite si sparsero nella sala principale e intorno all'edificio. Il nocciolo del reattore si trovò così scoperchiato e all'aperto, a contatto con l'atmosfera. Dalle esplosioni si sollevò un'alta colonna di vapore ionizzato. Al contatto con l'ossigeno dell'aria, per le altissime temperature dei materiali del nocciolo, nel reattore divampò un violento incendio di grafite che coinvolse i materiali bituminosi di copertura del tetto e altre sostanze chimiche presenti. Il tetto del reattore, infatti, era stato costruito facendo uso di bitume infiammabile, e i pezzi proiettati sul tetto del reattore adiacente causarono almeno altri 5 incendi. Questo incendio contribuì in misura enorme alla diffusione di materiali radioattivi nell'atmosfera. Un effetto secondario dello scoperchiamento del reattore, d'altra parte, fu che il movimento d'aria contribuì al raffreddamento del nocciolo liquefatto.
L'impianto, a causa della sua doppia natura civile e militare, era stato costruito con un sistema automatico di sostituzione delle barre di combustibile (indispensabile per la produzione di plutonio che esige cicli di sostituzione delle barre di pochi giorni) e questa scelta aveva determinato l'impossibilità di costruire un contenimento in cemento armato abbastanza alto poiché il reattore misurava 30 metri di altezza ed almeno altrettanti erano necessari sopra di esso per il robot colonnare di sostituzione delle barre, lunghe quanto il reattore stesso, infine doveva aggiungersi lo spazio per la gru destinata a manovrare la colonna robotizzata. A causa dell'altezza complessiva di circa 70 metri dell'impianto, del tutto inusuale per le centrali nucleari occidentali ma possibile nell'Ex Unione Sovietica, si decise quindi di realizzare solo un contenimento parziale, che escludeva la sommità del reattore. Questa scelta progettuale ha consentito la dispersione dei contaminanti radioattivi nell'atmosfera.
fonte: Wikipedia
La potenza del reattore numero 4 doveva essere ridotta, dai nominali 3200 MW termici a circa 1000 MW termici, per condurre il test in sicurezza. Si cominciò a ridurre gradualmente la potenza fino al 50% della nominale, ma il test fu interrotto da un imprevisto: una centrale elettrica regionale ebbe un guasto e fu richiesto di non ridurre ulteriormente la fornitura di energia elettrica fino a quando la centrale guasta non fosse stata ripristinata, cosa che avvenne dopo circa 9 ore.Fu dunque fissato un nuovo orario per il test, l'una di notte. Questo ebbe gravi conseguenze; infatti, mentre gli operai del turno di giorno erano stati ben istruiti e preparati alle procedure del test, il turno di notte avrebbe solamente dovuto controllare i sistemi basilari di raffreddamento in una centrale essenzialmente spenta; nessuno fra gli operatori del turno di notte aveva una chiara idea di ciò in cui consisteva la prova né era addestrato a condurla. Inoltre, la squadra di ingegneri elettrici che avrebbe dovuto supervisionare le operazioni era esausta e poco lucida per la lunga attesa.L'idea stessa di un incidente nucleare era peraltro inconcepibile per gli operatori che, si può dire, avevano "troppa fiducia" nel reattore, e non si fecero scrupoli a disabilitare i dispositivi di sicurezza e correre dei rischi non necessari. Infine, durante la notte non vi era in sala controllo un ingegnere con piena conoscenza di tutte le caratteristiche specifiche di questa tipologia di reattore nucleare.
Per motivi non chiariti, il responsabile di turno dell'operatività del reattore commise un errore e introdusse le barre di controllo troppo in profondità, causando conseguentemente un crollo della potenza oltre il previsto, raggiungendo il livello bassissimo di soli 30 MW termici. Intervenne quindi un effetto di feedback dovuto alla produzione di xeno-135 nella fase di bassa potenza del reattore. Normalmente lo xeno-135, un assorbitore di neutroni che si crea durante il funzionamento del reattore come prodotto di fissione primario (e dal decadimento dello tellurio-135), è in una concentrazione di equilibrio proporzionale alla potenza del nocciolo (o meglio al flusso neutronico termico) e tende invece ad aumentare in quantità (e quindi nella capacità di assorbimento neutronico) nella prima fase di riduzione della potenza per poi, con la prevalenza del decadimento rispetto alla sua produzione, a scomparire. Come conseguenza del calo della potenza, la concentrazione di xeno-135 aumentò considerevolmente e insieme quindi all'assorbimento dei neutroni, facendo crollare ulteriormente la potenza generata e creando allo stesso tempo il pericoloso effetto di mascherare la reale reattività del nucleo (che si sarebbe successivamente rapidamente manifestata quando la concentrazione di xeno avesse cominciato a diminuire).
Sebbene il calo di potenza fosse vicino al massimo ammesso dalle norme di sicurezza (si ricorda che era nota l'instabilità del reattore alle basse potenze), si decise di non eseguire lo spegnimento completo, e di continuare l'esperimento. Probabilmente gli operatori non erano al corrente del comportamento dello xeno-135, e pensavano che il crollo della potenza fosse dovuto al malfunzionamento dei regolatori automatici di potenza. Alle 01:05 del 26 aprile, come previsto dalla pianificazione del test, furono attivate delle pompe di alimentazione extra, ma la quantità di acqua immessa superò alle 01:19 i limiti di sicurezza, con l'effetto di ridurre ancor di più la potenza del reattore per le proprietà avvelenanti dell'acqua leggera. Con una manovra di correzione contraria alle procedure corrette, per accelerare la risalita della potenza e quindi affrettare la conclusione dell'esperimento, furono estratte tutte le barre di controllo eccetto 7, incluse molte barre di controllo manuali, ben oltre i limiti delle norme di sicurezza che prevedono di lasciare almeno 30 barre di controllo inserite. La potenza fu così fatta risalire gradualmente fino 200 MW termici (comunque meno di un terzo del minimo richiesto).
L'azione di rimozione delle barre di controllo manuale aveva portato il reattore in una situazione molto instabile e pericolosa, all'insaputa degli operatori. La reale attività del reattore era mascherata dall'eccesso di xeno-135 e dell'acqua di raffreddamento, e non era riportata in alcun modo sui pannelli di controllo; nessuno degli operatori in sala controllo era conscio del pericolo. Come se non bastasse, l'aumento di acqua oltre i limiti di sicurezza aveva portato ad una diminuzione critica della produzione di vapore e ad altri cambiamenti di parametri che normalmente avrebbero causato lo spegnimento automatico del reattore; tuttavia, anche lo spegnimento automatico era stato disabilitato manualmente dagli operatori. Furono disattivati anche diversi altri sistemi automatici (ad es. il raffreddamento di emergenza del nocciolo, la riduzione di emergenza della potenza, e via dicendo).
Alle 01:23:04 si iniziò l'esperimento vero e proprio. Venne staccata l'alimentazione alle pompe dell'acqua, che continuarono a girare per inerzia. La turbina fu scollegata dal reattore; con la diminuzione del flusso dell'acqua e il conseguente surriscaldamento, i tubi si riempirono di sacche di vapore. Il reattore RBMK, nelle delicate condizioni in cui venne portato, ha un coefficiente di vuoto molto positivo e quindi la reazione crebbe rapidamente al ridursi della capacità di assorbimento di neutroni da parte dell'acqua di raffreddamento, diventando sempre meno stabile e sempre più pericoloso. Il coefficiente di vuoto positivo crea così un circolo vizioso: aumentando la temperatura dell'acqua aumentano le sacche di vapore che accelerano la reazione creando ancora più calore che a sua volta fa aumentare ancora la temperatura dell'acqua.
Alle 01:23:40 gli operatori azionarono il tasto AZ-5 (Rapid Emergency Defense 5) che esegue il cosiddetto "SCRAM", cioè l'arresto di emergenza del reattore che inserisce tutte le barre di controllo incluse quelle manuali incautamente estratte in precedenza. Non è chiaro se l'azione fu eseguita come misura di emergenza, o semplicemente come normale procedura di spegnimento a conclusione dell'esperimento, giacché il reattore doveva essere spento comunque per la manutenzione programmata. Di solito l'operazione di SCRAM viene ordinata a seguito di un rapido ed inatteso aumento di potenza. D'altro canto, Anatolij Djatlov, capo ingegnere dell'impianto di Černobyl' al tempo dell'incidente scrisse:
« Prima delle 01:23:40 il sistema di controllo centralizzato [...] non registrò alcun cambio dei parametri da poter giustificare lo “SCRAM”. La commissione [...] raccogliendo e analizzando una grande quantità di dati, come indicato nel rapporto, non ha determinato il motivo per cui fu ordinato lo SCRAM. Non c'era necessità di cercare il motivo. Il reattore veniva semplicemente spento al termine dell'esperimento. »
A causa della lenta velocità del meccanismo d'inserimento delle barre di controllo (che richiede 18-20 secondi per il completamento) e dell'estremità (estensori) in grafite delle barre, lo SCRAM causò un rapido aumento della reazione. Infatti nei primi secondi le estremità in grafite delle barre rimpiazzarono nel reattore un uguale volume di acqua di raffreddamento. Ora, l'acqua refrigerante assorbe neutroni mentre la grafite funge da moderatore portando i neutroni alla velocità ottimale per la reazione. La conseguenza fu che all'inizio dell'inserimento delle barre la reazione venne accelerata improvvisamente producendo un aumento enorme di potenza nel reattore. L'improvviso aumento di temperatura deformò i canali delle barre di controllo che stavano scendendo, al punto che le barre si bloccarono a circa un terzo del loro cammino, e quindi non furono più in grado di arrestare una reazione in cui l'aumento di potenza diveniva incontrollato a causa del coefficiente di vuoto positivo.
Così, dopo soli sette secondi dall'inizio dell'inserimento delle barre - alle 01:23:47 - la potenza del reattore raggiunse il valore di 30 GW termici, dieci volte la potenza normale. Le barre di combustibile iniziarono a fratturarsi bloccando le barre di controllo con la grafite all'interno, quindi il combustibile cominciò a fondere; inoltre, alle alte temperature raggiunte, l'acqua all'interno del reattore reagì chimicamente con lo zirconio, di cui sono in genere fatte le tubazioni degli impianti nucleari, dissociandosi e producendo grandi volumi di idrogeno gassoso.
La pressione del vapore aumentò fino a causare la rottura delle tubazioni e causò l'allagamento del basamento. Quando il combustibile fuso raggiunse l'acqua di raffreddamento, avvenne la prima esplosione di vapore (alle 1:24); dall'interno del nocciolo il vapore risalì lungo i canali e generò un'enorme esplosione che fece saltare la piastra superiore del nocciolo. Tale piastra, in acciaio e cemento, pesante circa 1000 tonnellate [10], fu proiettata in aria con le tubazioni dell'impianto di raffreddamento e le barre di controllo, e ricadde verticalmente sull'apertura lasciando il reattore scoperto. La seconda esplosione fu causata dalla reazione tra grafite incandescente e l'idrogeno gassoso.
Ci sono alcune controversie sulla sequenza degli eventi dopo le ore 01:22:30 a causa di incongruenze fra i testimoni oculari e le registrazioni. La versione comunemente accettata è quella descritta sopra. Secondo questa ricostruzione la prima esplosione avvenne intorno alle 01:23:44, sette secondi dopo il comando di SCRAM. A complicare la ricostruzione alle ore 01:23:47 fu registrato, nell'area di Černobyl', un debole evento sismico di magnitudo 2,5. Inoltre il tasto di SCRAM fu premuto più di una volta, ma la persona che l'ha fatto materialmente è deceduta due settimane dopo l'incidente per l'esposizione prolungata alle radiazioni. Talvolta però è stato detto che l'esplosione avvenne prima o immediatamente dopo lo SCRAM (questa era la versione di lavoro della commissione sovietica di studio sull'incidente). La distinzione è importante poiché, se il reattore fosse esploso diversi secondi dopo lo SCRAM come risulta dall'ultima ricostruzione accertata, il disastro sarebbe da attribuirsi principalmente al progetto delle barre di controllo. Se l'esplosione fosse invece da anticipare allo SCRAM, la causa sarebbe da attribuire maggiormente alle azioni degli operatori. Nel 1986 l'AIEA aveva indicato negli operatori la causa principale dell'incidente. Nel gennaio 1993 l'AIEA ha tuttavia rivisto l'analisi dell'incidente attribuendo la causa principale al progetto del reattore e non agli operatori.
Fu distrutto il solaio, gran parte del tetto dell'edificio crollò e fu danneggiato il tetto dell'adiacente locale turbine; i frammenti di grafite si sparsero nella sala principale e intorno all'edificio. Il nocciolo del reattore si trovò così scoperchiato e all'aperto, a contatto con l'atmosfera. Dalle esplosioni si sollevò un'alta colonna di vapore ionizzato. Al contatto con l'ossigeno dell'aria, per le altissime temperature dei materiali del nocciolo, nel reattore divampò un violento incendio di grafite che coinvolse i materiali bituminosi di copertura del tetto e altre sostanze chimiche presenti. Il tetto del reattore, infatti, era stato costruito facendo uso di bitume infiammabile, e i pezzi proiettati sul tetto del reattore adiacente causarono almeno altri 5 incendi. Questo incendio contribuì in misura enorme alla diffusione di materiali radioattivi nell'atmosfera. Un effetto secondario dello scoperchiamento del reattore, d'altra parte, fu che il movimento d'aria contribuì al raffreddamento del nocciolo liquefatto.
L'impianto, a causa della sua doppia natura civile e militare, era stato costruito con un sistema automatico di sostituzione delle barre di combustibile (indispensabile per la produzione di plutonio che esige cicli di sostituzione delle barre di pochi giorni) e questa scelta aveva determinato l'impossibilità di costruire un contenimento in cemento armato abbastanza alto poiché il reattore misurava 30 metri di altezza ed almeno altrettanti erano necessari sopra di esso per il robot colonnare di sostituzione delle barre, lunghe quanto il reattore stesso, infine doveva aggiungersi lo spazio per la gru destinata a manovrare la colonna robotizzata. A causa dell'altezza complessiva di circa 70 metri dell'impianto, del tutto inusuale per le centrali nucleari occidentali ma possibile nell'Ex Unione Sovietica, si decise quindi di realizzare solo un contenimento parziale, che escludeva la sommità del reattore. Questa scelta progettuale ha consentito la dispersione dei contaminanti radioattivi nell'atmosfera.
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