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1991年,蘇聯核電安全委員會再次調查切爾諾貝爾事故,提出不少新的觀點。基於這些調查,INSAG於1992年發表了INSAG-7以彌補INSAG-1之不足。
新報告的觀點做了極大幅度之轉變。INSAG認為1986年8月取得的資料並不可靠,因此前一份報告對操作人員的指控存有不少錯誤。首先,關閉緊急系統不是事故的發生主因。事實上,關閉緊急系統以防止渦輪停機這件事並不違反規章。真正危險的是低功率輸出(低於700MW)加上很小的反應度運轉餘裕(ORM)。當時的操作規章並未禁止低功率輸出,只禁止了低ORM情況下繼續操作反應堆。不幸的是,RBMK-1000的設計文件對ORM的看法與操作規章不一致,ORM本身也沒被列入系統安全極限值中認真看待。
有別於前一份報告,INSAG-7認為事故的主因來自反應堆的設計缺陷。問題主要分為兩點:
反應器有一個危險的空泡系數(void coefficient)。空泡系數是一種衡量反應器安全程度的數據,用於測量水冷卻劑中蒸氣汽泡的形成與增加對於反應器的影響。大部分的反應器設計會在水溫升高時產生較少的能量。這是因為如果冷卻劑含有蒸汽氣泡,則能被減速的中子數量將會下降。速度快的中子一般不易造成鈾原子的裂變,所以反應器會產生較少的能量。然而,切爾諾貝爾的RBMK反應器,使用固體石墨當作中子緩和劑來降低中子的速度[19],且用吸收中子的輕水來冷卻核心。因此儘管水中有蒸氣汽泡產生,仍有大量中子被減速。此外,因為蒸氣吸收中子不像水那樣的容易,因而增加RBMK反應器的溫度,就會有更多的中子能夠裂變鈾原子,增加反應器的能量輸出。這導致RBMK的設計在低水位時非常不穩定,在溫度上升時存在輸出能量在短時間內達到危險水準的傾向。這對於工作人員而言是難以理解和預見的。
第二個缺陷是控制棒的設計。在反應時,控制員透過將控制棒插入反應堆的動作來減慢反應速度。在RBMK反應器的設計中,控制棒的尾端是由石墨組成,延伸部份(在尾端區域超出尾端的部份,大約是一公尺或三英呎長度)中空且注滿水。而控制棒的其他部份由碳化硼製成,是真正具有吸收中子能力的部分。因為這種設計,當控制棒一開始插入反應器時候,石墨端會取代冷卻劑,反而大大地增加了核分裂的反應速度,因為石墨能夠吸收的中子比沸騰的輕水少。因此一開始插入控制棒的前幾秒鐘,反應器的輸出功率反而會大幅增加,而並非如預期地降低功率。反應堆操作員並不知道這個違反直覺的現象。
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