Со времени Чернобыльской аварии прошло уже много лет, но до сих пор в объяснениях "специалистов" можно услышать явную путаницу, отчасти это следствие первых официальных заявлений о её причине, в которых вина возлагалась на персонал станции. Впоследствии же ситуация с обвинением существенно изменилась, и оказалось, что, хотя атомный реактор - чрезвычайно сложный объект, причины аварии как раз напротив достаточно просты, и уже поэтому в них полезно разобраться.
Рассмотрим как выглядела проблема баланса дешевизны и безопасности. Дешевизна в первую очередь определялась достаточно невысокой степенью обогащения урана в топливных элементах. От обогащения урана зависит поток нейтронов, поддерживающих реакцию. Мощность реактора получается как итоговая разница между испусканием нейтронов и их поглощением, при этом одну и ту же мощность можно получать на разных по величине потоках нейтронов. С точки зрения устойчивости работы реактора и объема манипуляций оператора, удобней работать  при больших потоках нейтронов: на высоком основном фоне возникающие по тем или иным причинам неоднородности или случайные колебания потока легче корректируются оператором, но много нейтронов расходуется впустую.
По балансировке потока можно выделить два последовательных уровня: условно стационарный и оперативный. Стационарный связан со степенью обогащения урана с одной стороны и почти стационарными дополнительными поглотителями (ДП) с другой. На этом уровне происходит грубая настройка баланса: итоговый остаточный поток имеет специальное название "Оперативный запас реактивности" (ОЗР) . При окончательной, точной настройке этот поток уравновешивается введением в активную зону реактора, через ручное регулирование (РР), стержней управления и защиты (СУЗ). По этой причине ОЗР измеряют количеством уравновешивающих стержней. При этом видимо его оценивали "на глаз" из опыта, а точно и оперативно отслеживать данный параметр было сложно: он зависел от множества условий и рассчитывался на ЭВМ за несколько минут. 
Изменение скорости реакции определяется изменением в поглощении нейтронов: если более поглощающий материал сменяется в активной зоне реактора менее поглощающим, то вокруг этой области скорость растёт, и наоборот.
Авария произошла после проведения эксперимента, не имевшего прямого отношения к работе реактора, при его заглушении.

Причина 1.
Первой причиной аварии называют паровой эффект, который обычно проявляется при низких мощностях, что как раз имело место в эксперименте. Связан он с тем, что пар поглощает нейтроны хуже воды. При обычной, большой мощности тепло из реактора отводится паро-водяной смесью с большой долей пара, при малой же мощности на низком фоновом уровне пара его резкая добавка может заметно ускорять реакцию.
Здесь и далее используется книга руководителя эксперимента А.С.Дятлова "Чернобыль. Как это было". Приведу описание парового эффекта.
Рабочая мощность (при заметном дисбалансе на стационарном уровене):

После пуска первого блока Ленинградской АЭС по мере выгорания топлива начали извлекать ДП и заменять их топливными кассетами. Стали замечать, что реактор ведёт себя всё более «капризно» – для его управления приходилось обращаться к перемещению стержней до 40 раз в минуту. Это явилось следствием увеличения парового эффекта реактивности. Были проведены замеры и выданы рекомендации по его снижению: увеличить обогащение топлива ураном-235 (на ЛАЭС было 1,8 %) или не вынимать часть ДП.

Небольшая мощность (оперативный уровень):

Обычно ОЗР необходим для возможности маневрирования мощностью ... И по экономическим соображениям, и по условиям безопасности он должен быть минимальным. Вначале в проектных документах на реактор РБМК не накладывалось никаких ограничений на минимальный запас. В 1975 г. на первом блоке Ленинградской АЭС при выходе на мощность после срабатывания АЗ произошла авария с разрывом технологического канала из-за перегрева небольшой части активной зоны. Уменьшить в этой части мощность путём погружения стержней здесь и извлечения в других местах не представлялось возможным. Из-за отравления реактора ксеноном запаса реактивности не было ... Отсюда и появилась запись в Регламенте о запрете работать при запасе реактивности меньше 15 стержней РР. Все на Чернобыльской станции, как и на других с реакторами РБМК, понимали его необходимость для регулирования энерговыделения по объёму активной зоны, чтобы иметь возможность уменьшить нейтронный поток в «горячих» точках и увеличить в «холодных».

Сразу отмечу два момента. 
1. "По условиям безопасности он должен быть минимальным" - вообще говоря, неточность, как раз проясняемая следом же: большой усреднённый поток нейтронов заметно менее опасен с точки зрения балансировки по сравнению со скачками (горячими точками).
2. Сам по себе повышенный ОЗР обеспечивает плавность регулирования при охлаждении горячих точек, то есть в целом сохраняет мощность постоянной. И как раз поэтому, даже при нулевом ОЗР, можно просто заглушить реактор в критической ситуации, то есть в 1975 дело дошло до аварии именно потому, что до последнего не хотели глушить.
В общем случае, если по любому сигналу аварийных датчиков есть запас времени на надёжное срабатывание аварийной защиты в системе, то это уже можно назвать безопасной системой.
А вот, что при этом было известно по работе на малой мощности:

Само по себе снижение мощности реактора по той или иной причине – явление нередкое, нет, пожалуй, операторов реактора, у кого бы это не случалось. Можно ли было поднимать мощность после этого, на что операторы должны были ориентироваться? На показания приборов и Регламент.
Согласно Регламенту снижение мощности реактора вручную или автоматически до любого уровня не ниже минимально-контролируемого считается частичным снижением мощности. Минимально-контролируемым уровнем считается мощность, при которой становится на автомат регулятор малой мощности, т.е. 8…100 МВт .
... Остановимся на вопросе об уровне мощности. Сразу надо сказать, что ни в одном эксплуатационном, проектном или директивном документе по реактору РБМК нет даже намёка на ограничение работать на какой-то мощности. Да это и не свойственно реакторам. В Регламенте прямо сказано, что длительность работы на минимально контролируемом уровне мощности не ограничивается.

В итоге, работа при паровом эффекте на малой мощности несомненно требовала от оператора повышенной напряжённости и концентрации, но в целом реактор вёл себя предсказуемо.
По текущему положению вроде бы считается, что итоговый паровой эффект отсутствует вследствие преобладания различных эффектов дополнительного поглощения над эффектом снижения поглощения в паро-водяной смеси, но так считалось и до Чернобыльской аварии. Нужно проверять, в конечном счёте, по наличию запрета работы на малой мощности.

Причина 2.
Если паровой эффект - объективный фактор, неизбежный, но вполне контролируемый, то вторая причина - концевой эффект - грубейшая ошибка в конструкции аварийной защиты, переворачивающая всё с ног на голову: при малой мощности защита уже не предотвращает аварию, а может создать её. Речь идёт об укороченных графитовых наконечниках стержней СУЗ:

Главный конструктор академик Н.А. Доллежаль в уже упомянутом выше документе пишет:
«Постоянное стремление создателей ядерного реактора к наивысшей его экономичности связано, в частности, с необходимостью возможно больше удалять из активной зоны элементы, вредно и паразитно поглощающие нейтроны. Среди прочих одним из таких элементов является вода, остающаяся в нижней части канала, занимаемого стержнем регулирования мощности, развиваемой реактором. Чтобы избежать этого влияния, некоторая нижняя часть стержня регулирования определённого строго рассчитанного размера (выделение моё – А.Д.) делается из непоглощающего материала, вытесняя таким образом соответствующее количество воды в этом канале, которое в должной степени до этого было поглотителем».
То есть, что сделали конструкторы? К стержню из карбида бора, сильно поглощающего нейтроны, подвесили графитовый вытеснитель длиной 4,5 м. При поднятом поглотителе вытеснитель симметрично располагается; по высоте активной зоны, оставляя сверху и снизу в канале столбы воды по 1,25 м. Казалось бы, надо сделать вытеснитель на всю высоту (7 м) активной зоны, выигрыш больше. Но при симметричном вытеснителе нужно либо удлинять канал – помещение не позволяет, либо усложнять конструкцию стержней. А поскольку при работе реактора подавляющую часть времени нейтронное поле внизу и сверху относительно мало, то и выигрыш нейтронов невелик. Остановились на вытеснителе 4,5 м.
И тут выясняется, что утверждение академика – «строго рассчитанного размера» – чистый блеф, действительности не соответствует. Считали или нет – не знаю, но о строгости говорить не приходится.

В результате, при опускании стержней защиты в нижней части активной зоны реактора на смене воды (сильный поглотитель) графитом (слабый поглотитель) получался разгон реакции вместо глушения, который при аварии наложился на паровой эффект. Причина же укорачивания наконечников была озвучена гораздо позже:

"О причинах и развитии аварии на 4м блоке ЧАЭС" (Федуленко, 2011):

Однажды в середине 70-х годов в институте Курчатова обсуждался проект строительных конструкций Чернобыльской АЭС. Речь зашла о бетонных конструкциях подреакторного помещения: уж слишком оно показалось глубоким. В результате обсуждения было принято предложение сэкономить бетон и уменьшить глубину подреакторного пространства почти на 2 метра. В результате пришлось уменьшить длину вытеснителей стержней СУЗ до 4,5 м, так как полная их длина (7 м) уже не помещалась в подреакторном пространстве, если поглощающие нейтроны стержни СУЗ введены в активную зону на всю их длину. Решение было обоснованным: вытеснители стержней СУЗ были введены в проект для экономии нейтронов, а эффективность их оптимальна, если вытеснители (в случае вывода поглощающих стержней полностью из активной зоны) располагаются в центральной её части. Верхние и нижние края вытеснителей, располагаясь на периферии, неэффективны, так как там мало тепловых нейтронов ... О безопасности не вспомнили.

Собственно эта экономия бетона "почти на 2 метра" за счёт аварийной защиты и есть причина концевого эффекта и, в конечном итоге, аварии. Можно копнуть ещё на уровень глубже и поинтересоваться, зачем в каналах СУЗ требовалась вода, которую потом требовалось вытеснять графитовыми наконечниками. Дело в том, что корпус стержней с поглотителем сделан из алюминия, который нужно охлаждать (тем же "холодным" контуром охлаждаются датчики контроля энерговыделения в зоне реакции, которых, однако, всего 12, а каналов СУЗ - 179. Однако эти количества по первому поколению реактора РБМК-1000. У реактора 4-го чернобыльского блока - 211 каналов СУЗ, количество датчиков возможно тоже другое). Как получается из "К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов" (Федуленко, 2014) , алюминий использовался по историческим причинам: на ранних поколениях реакторов даже твэлы (тепловыделяющие элементы) были из него, так как это упрощало извлечения плутония. И из-за повышенной температуры была сильная коррозия. При переходе к поздней, горячей модели с цирконием от использования алюминия логично было бы отказаться совсем в пользу жаропрочной стали, а канал СУЗ - охлаждать минимальным количеством воды из главного, "горячего" контура, как это было сделано для канала ДП. В этом смысле даже текущая конструкция СУЗ является неоправданно сложной, а использование алюминия с "холодным" контуром - тонким местом и атавизмом, исходным звеном в цепочке "экономий", которые уже однажды привели к катастрофе. В итоге же дело в том, что при нормальной защите, возможно, реактор РБМК-1000 был бы вполне удачной моделью.

Стоит отметить, что "звоночки" по концевому эффекту были, в том числе и на том же блоке ЧАЭС. По википедии (Авария на Чернобыльской АЭС):

Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС ([18], с. 54). Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма ГК) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

На самом деле Дятлов знал о концевом эффекте, но, очевидно, не мог предполагать, что это окажется настолько критично:

Вот после аварии 26 апреля работники ИАЭ и НИКИЭТ немедленно поняли действительные причины катастрофы. Я в этом совершенно убеждён. Если я в объяснительной записке сразу после аварии, высказав четыре или пять версий, по разным соображениям отклонил их, кроме одной – неправильное действие АЗ из-за концевого эффекта стержней т.е. пришёл к правильному выводу, хотя это и не всё, то им, имея эксплуатационные данные, даже только те, которые мне стали известны, сделать правильное заключение труда не составило 
... Сотрудник ИАЭ В.П. Волков задолго до аварии отмечал неудовлетворительные характеристики активной зоны реактора РБМК и его СУЗ. Один и совместно с другими вносил конкретные предложения по модернизации. В частности, предлагал вариант быстродействующей А3. Не знаю конкретной сути предложений и потому не могу высказать своего мнения по ним, но те явления, на ликвидацию которых предложения были направлены, должны были устраняться принятием предложений В.П. Волкова или другим путём, ибо именно из-за этих явлений и произошла авария. В течение ряда лет его прямые начальники В.И. Осипук и В.В. Кичко не принимали никаких мер по реализации предложений. Тогда В.П. Волков написал докладную записку директору института, научному руководителю темы РБМК академику Л.П. Александрову. Непрост академик. Его резолюция на докладной; «Тов. Кичко, срочно собрать у меня совещание». Но то ли закорючка в подписи не туда завёрнута, мол, не обращай внимания, то ли другие причины, но совещание до аварии так и не состоялось. Волкову писать больше некуда было, ведь А.П. Александров заодно и Президент Академии наук.
Дождались аварии. В.П. Волков передал документы в прокуратуру, так как был убеждён, и совершенно справедливо, что взрыв реактора произошёл из-за его неудовлетворительного качества, а отнюдь не по вине персонала. И тут реакция А.П. Александрова была мгновенной – Волкова перестали пускать в институт.

Данный текст является частью текста "О практической логике"