۳۳ سال پس از فاجعه‌‌ی چرنوبیل، هنوز ناگفته‌‌های بسیاری از نحوه‌‌ی بروز آن در اذهان مانده است؛ مشکلات طراحی نیروگاه هسته‌‌ای چه بودند و چگونه اشتباهات انسانی زنجیره فجایع را تکمیل کردند؟
در اینجا قصد داریم در یک مجموعه‌‌ی دوقسمتی ابعاد کامل یکی از مهم‌ترین فجایع بشری را در تاریخ صنایع هسته‌‌ای بررسی کنیم. ماجرای چرنوبیل و فاجعه‌‌ی عمیقی که در آن رخ داد، روایتگر بزرگ‌ترین فاجعه‌‌ی هسته‌‌ای نیروگاهی جهان است که از لحاظ وسعت آلودگی و عوارض جانبی آن هنوز هم در رتبه‌‌ی اول طبقه‌‌بندی فجایع هسته‌‌ای جای دارد.
نمایی از ساختمان راکتور شمارهی ۴ نیروگاه اتمی چرنوبیل
حادثه چرنوبیل از دو منظر قابل‌‌بررسی است؛ اولی نقایص طراحی و مقدمات اولیه‌‌ی بروز حادثه است که شامل طیف متنوعی از احتمالات درمورد خطاهای ساختاری و انسانی میشود و دوم، کیفیت و نحوه‌‌ی مدیریت فاجعه طی ساعات ابتدایی و روزهای بعد از وقوع آن است که نشان می‌‌دهد چگونه عدم آگاهی، محدودیت اطلاعاتی و سوءمدیریت بحران می‌‌تواند ابعاد یک فاجعه را تا چندین برابر افزایش دهد.
در بخش اول این مجموعه قصد داریم مشخصات جامعی از محل احداث، نوع طراحی، سیستم‌‌های عملیاتی و نحوه کارکرد کلی نیروگاه فعال در چرنوبیل را ارائه کرده و درادامه گام‌‌به‌‌گام مراحل زمانی اتفاقات منتهی به انفجار راکتور شمارهی ۴ این نیروگاه را بازگو کنیم.
نمایی از ساختمان راکتور شمارهی ۴ نیروگاه اتمی چرنوبیل
مشخصات جغرافیایی نیروگاه
تاسیسات نیروگاه چرنوبیل در ۱۳۰ کیلومتری شمال کی‌‌یف (پایتخت کشور اوکراین) و ۲۰ کیلومتری جنوب مرز کشور بلاروس واقع شده است. این نیروگاه متشکل از ۴ راکتور هسته‌‌ای با طراحی RBMK-1000 بود که اولین‌‌بار توسط شوروی ساخته شد. واحدهای ۱ و ۲ از راکتورهای نیروگاه در خلال سال‌‌های ۱۹۷۰ تا ۱۹۷۷ و واحدهای ۳ و ۴ نیز تا سال ۱۹۸۳ به بهره‌‌برداری کامل رسید. دو واحد دیگر نیز آن زمان، در دست ساخت بود که با بروز سانحه در سال ۱۹۸۶، عملیات توسعه متوقف شد. در ضلع جنوب‌‌شرقی نیروگاه و در مجاورت رودخانه‌‌ی پریپیات، یک دریاچه‌‌ی مصنوعی با وسعت ۲۲ کیلومترمربع احداث شده بود تا بتواند منبع تبادل حرارتی مناسب جهت خنک‌‌سازی راکتورهای نیروگاه را فراهم کند. شایان ذکر است هر یک از راکتورهای نیروگاه چرنوبیل توان حرارتی برابر با ۳۲۰۰ مگاوات (معادل با ۱۰۰۰ مگاوات توان الکتریکی) دارا بودند.
محل احداث نیروگاه، از میان یکی از مناطق کم‌‌جمعیت اوکراین انتخاب شده بود. نزدیک‌‌ترین منطقه‌‌ی مسکونی، شهر جدید پریپیات با جمعیت ۴۹ هزار نفر بود که ۳ کیلومتر با نیروگاه فاصله داشت. شهر قدیمی چرنوبیل نیز با جمعیت ۱۲.۵۰۰ نفری در ۱۵ کیلومتری جنوب‌‌شرقی ساختگاه واقع شده بود. با احتساب جمعیت‌‌های روستایی و حومه‌‌ی شهری، کل جمعیت ساکن در شعاع ۳۰ کیلومتری نیروگاه در آن زمان عددی بین ۱۱۵ تا ۱۳۵ هزار نفر گزارش شده است؛ منطقه‌‌ای که پس از وقوع سانحه، ناحیه‌‌ی قرنطیینه نام گرفت.
محل جغرافیایی شهر قدیم چرنوبیل
طرز کار راکتورهای نیروگاه
راکتورهای RBMK-1000 یکی از فناوری‌‌های طراحی و اجرا شده توسط اتحادیه جماهیر شوروری است که در طبقه‌‌بندی راکتورهای تعدیل‌‌شده توسط گرافیت قرار می‌‌گیرد. راکتورهای RBMK، اولین سری از راکتورهای نسل دومی جهان محسوب می‌‌شوند که علی‌‌رغم قدمت، هنوز نیز امروزه بهعنوان قدیمی‌‌ترین راکتورهای تجاری در نیروگاه‌‌های هسته‌‌ای دنیا در حال کار هستند. در این راکتورها، از دی‌‌اکسید اورانیوم غنی‌‌شده (اورانیوم ۲۳۵ باغلظت دو درصد) بهعنوان سوخت اولیه استفاده میشود. این اورانیوم به شکل قرص‌‌هایی کوچک درون لوله‌‌هایی به‌‌طول ۳.۶۵ متر از جنس آلیاژ زیرکونیوم قرار می‌‌گیرند و «میله‌‌های سوختی» را تشکیل میدهند. به همین شکل، یک مجموعه‌‌ی ۱۸ عددی از این میله‌‌های سوختی به‌‌صورت استوانه‌‌ای داخل یک محفظه‌ی نگهدارنده قرار می‌‌گیرند و یک «مجموعه‌‌ی سوختی» را شکل میدهند.
در قلب راکتور، هر مجموعه‌‌ی سوختی درون کانال‌‌هایی عمودی با نام «لوله‌‌های فشار» جایگذاری میشود. این لوله‌‌ها که طولی حدود ۷ متر دارند، مستقیما با جریان آب خنک خواهند شد و از حرارت ایجاد شده از واکنش شکافت، برای تبخیر همین آب استفاده میشود. در این طراحی هیچ‌‌گونه تبادلگر حرارتی وجود ندارد و تنها دو حلقه‌‌ی خنک‌‌سازی دائمی با آب تعبیه شده که در هرکدام از آن‌‌ها، آب به‌‌کمک چهار پمپ، مستقیما درون لوله‌‌های فشار پمپاژ شده و حرارت اضافی راکتور را از آن دفع می‌‌کنند. درکنار این دو حلقه، یک سیستم خنک‌‌سازی اضطراری نیز به‌‌صورت آماده‌‌باش تعبیه شده که درصورت خرابی هریک از دو حلقه‌‌ی خنک‌‌کننده، وارد مدار میشود.
هر یک از دوحلقه‌‌ی خنک‌‌سازی اشاره‌‌شده دارای دو مخزن بخار یا به‌‌اصطلاح «جداساز بخار» هستند که ازطریق آن‌‌ها بخار ناشی از آب داغ‌‌شده، جداسازی میشود و برای به‌‌کارانداختن توربین‌‌های ۵۰۰ مگاوواتی نیروگاه مورد استفاده قرار می‌‌گیرد. این بخار پس از انجام کار مکانیکی درون توربین، مجددا ازطریق کندانسور به آب مایع تبدیل میشود و به مدار حلقه‌‌ی خنک‌‌کننده بازمی‌‌گردد. در این نوع طراحی، از آب هم بهعنوان خنک‌‌کننده و هم منبع تولید بخار موردنیاز توربین‌‌ها استفاده میشود. طراحی راکتور بهگونهای است که لوله‌‌های سوخت از یکدیگر مجزا هستند و حتی در حین کار راکتور نیز می‌‌توان مجموعههای سوختی را از درون راکتور بیرون کشید و مجددا سوخت‌‌گیری کرد.
شماتیک کلی هستهی راکتور RBMK 1000
برای کنترل سرعت آزادسازی نوترون‌‌ها حین فرایند شکافت، از یک سری بلوک‌‌های گرافیتی استفاده میشود که اطراف لوله‌‌های فشار قرار می‌‌گیرند و به‌‌نوعی این لوله‌‌ها را از یکدیگر جدا می‌‌کنند. بلوک‌‌های مذکور که با نام «تعدیل‌‌کننده‌‌های گرافیتی» شناخته می‌‌شوند، امکان انجام دائمی فرایند شکافت را فراهم خواهند کرد. برای هدایت گرمایی مناسب میان این بلوک‌‌ها و نیز ممانعت از اکسایش گرافیت‌‌ها، از مخلوطی از گاز هلیوم و نیتروژن در راکتور استفاده میشود.
درکنار تمامی تجهیزات یادشده، در این نوع راکتورها از ۲۱۱ عدد میله از جنس بروم کاربید با نام «میله‌‌های کنترلی» استفاده میشود؛ این میلهها با جذب نوترون‌‌های اضافی، وظیفه‌‌ی کنترل سرعت واکنش شکافت را به‌‌عهده دارند. این میله‌‌های کوتاه که از کف هستهی راکتور به درون آن جایگذاری می‌‌شوند، می‌‌توانند توزیع توان را در دل راکتور یکنواخت کنند. میله‌‌های کنترلی اصلی نیز از بالا به درون محفظه وارد می‌‌شوند و می‌‌توانند نقش کنترل خودکار، دستی و اضطراری راکتور را به‌‌عهده داشته باشند. حسگرهای تعبیه‌‌شده درون راکتور، فرمان لازم برای کنترل خودکار این میلهها را صادر می‌‌کنند. در شرایط اضطراری (مانند افزایش بیش‌‌ازحد توان راکتور) نیز این میلهها تماما داخل هسته رها می‌‌شوند تا فعالیت راکتور را کاهش دهند یا بهکلی متوقف کنند.
جالب است بدانید در طراحی این‌‌گونه راکتور، برخلاف نمونه‌‌های غربی از محفظه‌‌های حفاظتی استفاده نمی‌‌شود. درعوض، کل هستهی راکتور (که طولی برابر با ۷ متر و قطری برابر با ۱۲ متر دارد)، در یک بستر از جنس بتن مسلح قرار می‌‌گیرد که نقش سپر حفاظتی دربرابر تشعشعات را دارد. هستهی راکتور درون این بستر، روی یک صفحه‌‌ی فولادی قرار می‌‌گیرد و روی آن نیر یک درپوش فولادی با وزن ۱۰۰۰ تن قرار می‌‌گیرد. دنباله‌‌ی لوله‌‌های سوخت که از دو سر راکتور بیرون می‌‌آیند، همگی به صفحات فولادی بالایی و پایینی جوش داده می‌‌شوند و بدین ترتیب ساختار یکپارچه‌ی بدنه‌ی راکتور تکمیل میشود.
نمایی دیگر از ساختار راکتور RBMK 1000
پاشنه‌ی آشیل راکتور چرنوبیل
راکتورهایی که توسط آب در حال جوشش خنک می‌‌شوند، همواره مقدار معینی از بخار را در اطراف هسته خواهند داشت. از آنجاکه بخار نسبت‌‌به آب، خاصیت خنک‌‌کنندگی و نیز جذب نوترون ضعیف‌تری دارد. یک تغییر محسوس در نسبت حباب‌‌های بخار آب یا به‌‌عبارتی «حفره‌‌های» موجود در این مایع خنک‌‌کننده، تاثیر مستقیمی روی میزان واکنش درون هسته خواهد داشت. این نسبت مهم بهعنوان «ضریب حفره‌‌ی واکنش» شناخته میشود. زمانی‌‌که این ضریب عددی مثبت باشد، افزایش بخار آب موجود موجب افزایش میزان واکنش‌‌پذیری میشود و بالعکس.
اینجا همان نکته‌‌ای است که تفاوت میان راکتورهای ساخت شوروی سابق با نمونه‌‌های مشابه غربی دیده میشود. در راکتورهای غربی، از همان آب مورداستفاده در خنک‌‌کننده، بهعنوان تعدیل‌‌کننده (moderator) نیز استفاده میشود. بدین‌‌ترتیب افزایش تولید بخار در این راکتورها، موجب کاهش سرعت نوترون‌‌های ضروری برای پایداری زنجیرهی واکنش هسته‌‌ای میشود. این سازوکار، موجب کاهش توان تولیدی راکتور شده و درحقیقت، خود یک عامل ایمنی برای این نوع راکتورها محسوب میشود.
اما در نمونه‌‌هایی نظیر راکتورهای ساخت شوروی که در آن خنک‌‌کننده و تعدیل کننده، مواد جداگانه‌‌ای هستند، افزایش حجم بخار منجر به افت خاصیت خنک‌‌کنندگی در راکتور میشود. اما از آنجا که تغییری در تعدیل‌‌کننده رخ نداده، زنجیرهی واکنش‌‌های هسته‌‌ای همچنان مانند قبل ادامه می‌‌یابد. این قضیه به‌‌خصوص درمورد راکتورهای سری RBMK که میزان جذب نوترون‌‌ها ازسوی آب عاملی تعیین‌‌کنننده در زنجیرهی واکنش‌‌ها محسوب میشود، شکل بغرنج‌تری به خود می‌‌گیرد. در این نوع راکتورها، با افزایش میزان بخار آب، سامانه دچار کاهش محسوس در قابلیت جذب نوترون‌‌ها خواهد شد. در حضور این نوترون‌‌های اضافی، زنجیرهی واکنشی درون راکتور تشدید شده و فرایند شکافت به‌سوی ناپایداری میرود.
با اینکه ضریب حفره تنها یکی از فاکتورهای مؤثر در ضریب توان کل نیروگاه است، اما همین ضریب در راکتورهای سری RBMK نقشی کاملا کلیدی ایفا می‌‌کند. این عامل خود گویای آن است که میزان بخار موجود در هستهی این راکتورها تا چه‌‌اندازه روی واکنش‌‌پذیری درون آن تاثیر دارد.
نمای داخلی سالن راکتور شمارهی ۲ نیروگاه (پس از بازسازی)
نکته‌‌ی فاجعه‌‌آمیز در تعیین سرنوشت نیروگاه چرنوبیل نیز همین ضریب حفره بوده است. در گزارش‌ها آمده است که این ضریب در لحظات پیش از وقوع سانحه، مقدار مثبت بسیار بالایی داشته است؛ بهگونهای که تمامی دیگر فاکتورهای مؤثر در ضریب توان نیروگاه را نیز تحت شعاع قرار داده بود. بدین‌‌ترتیب ضریب توان نیروگاه خود مقداری مثبت شده و این به‌‌معنای افزایش زنجیرهای توان خروجی بود. با افزایش توان، گرمای بیشتری در اطراف هسته تولید می‌‌شد و این خود به‌‌معنای افزایش مجدد سطح بخار تولیدشده بود. بخار بیشتر به‌‌معنای خنک‌‌کنندگی کمتر، افت بیشتر در جذب نوترون‌‌های آزاد و نهایتا تشدید دوباره‌‌ی توان خروجی بود. درمورد حادثه‌‌ی چرنوبیل، این چرخه‌‌ی معیوب بارها و بارها تکرار شد تا اینکه توان راکتور به میزانی نزدیک به ۱۰۰ برابر توان نامی خود رسید.
حادثه چگونه رقم خورد؟
در ۲۵ آوریل ۱۹۸۶، قرار بود راکتور شمارهی ۴ برای انجام خدمات تعمیر و نگه‌داری دوره‌‌ای خاموش شود. تصمیم گرفته شد تا ضمن بهره‌‌گیری از فرصت پیش‌‌آمده، آزمایشی ترتیب داده شود تا ببینند درصورت قطع جریان اصلی برق و پیش از وارد شدن دیزل ژنراتور اضطراری به مدار، توربین‌‌ها تا چه‌‌مدتی می‌‌توانند به گردش خود ادامه دهند و انرژی موردنیاز پمپ‌‌های سیرکولاسیون (خنک‌‌کننده) را تأمین کنند. هدف از آزمایش این بود که قابلیت اطمینان عملکرد سیستم خنک‌‌سازی هسته، درصورت قطعی ناگهانی برق بررسی شود. این آزمایش سال گذشته نیز در نیروگاه انجام شده بود؛ اما آن زمان، توربین خیلی زود متوقف شد و نتوانست انرژی لازم را برای گردش پمپ‌ها فراهم کند. درنتیجه، برای سال بعد مهندسان بر آن شدند تا رگولاتورهای ولتاژ تازه‌‌ای برای ژنراتور طراحی کرده و آزمایش را مجددا تکرار کنند.
اتاق کنترل راکتور شمارهی ۳
این آزمایش درحقیقت مربوط‌‌به بخش غیرهسته‌‌ای نیروگاه می‌‌شد. ازاینرو، متاسفانه پیش از انجام آن، تبادل اطلاعات و هماهنگی لازم میان تیم مسئول آزمایش و پرسنل ایمنی راکتور صورت نگرفت. نهایت اینکه احتیاط‌‌های ایمنی لازم در آزمایش لحاظ نشد و اپراتورها نیز درمورد پیامدهای احتمالی این آزمایش الکتریکی برای بخش ایمنی هسته‌‌ای و خطرات بالقوه‌‌ی آن به‌درستی توجیه نشده بودند.
عجیب اینکه قبل از انجام آزمایش مذکور، تیم مسئول، سیستم خنک‌‌سازی اضطراری هسته (که پیش‌‌تر درمورد نقش آن توضیح داده شد) را نیز از مدار خارج کردند. این اقدام با اینکه نقش چندانی در سلسله اتفاقات بعدی نداشت، اما به‌‌وضوح نشان‌‌دهنده‌‌ی یک سهل‌‌انگاری آشکار در رعایت پروتکل‌‌های ایمنی نیروگاه بود.
وقتی دستورالعمل خاموشی اجرا شد، راکتور به نیمی از ظرفیت توان نامی خود رسید. چراکه باتوجه به عدم تعادل میان تولید و مصرف در شبکه‌‌ی برق سراسری، واحد دیسپاچینگ بار الکتریکی نیروگاه اجازه‌‌ی کاهش کمتر توان را به راکتور نمی‌‌داد. مطابق دستورالعمل آزمایش، پس از گذشت حدود یک ساعت از وضعیت تولید ۵۰ درصدی راکتور، نسبت‌‌به خاموش‌‌کردن سیستم خنک‌‌سازی اضطراری اقدام شد. این وضعیت تا ساعت ۱۱ شب ۲۵ آوریل ادامه داشت تا اینکه سامانه‌‌ی کنترلی شبکه‌‌ی برق (هم‌زمان با کاهش تقاضای مصرف) بالاخره اجازه‌‌ی کاهش بیشتر توان را به راکتور داد.
قرار بود طی این آزمایش، توان راکتور تا پیش از خاموشی کامل، در محدوده‌‌ای میان ۷۰۰ الی ۱۰۰۰ مگاوات به پایداری برسد؛ اما احتمالا به‌‌خاطر خطای اپراتوری (یا بنابر برخی استدلال‌‌های دیگر، وجود یک عامل ناشناخته‌‌ی معیوب در کنترل توان راکتور)، این توان در ساعت ۰۰:۲۸ بامداد ۲۶ آوریل تا ۳۰ مگاووات افت پیدا کرد. درادامه، تلاش‌‌هایی صورت گرفت تا سطح توان راکتور دوباره به سطح توان تعیین‌‌شده برای آزمایش بازگردد؛ ازاینرو، تیم آزمایش مجموعه‌‌ای از اقدامات نظیر سمی‌‌سازی با زنون، کاهش ضریب حفره و خنک‌‌سازی گرافیت را به‌‌انجام رساندند. آن‌‌ها همچنین بسیاری از میله‌‌های کنترلی را از هستهی راکتور بیرون کشیدند تا سطح واکنش را در راکتور مجددا بالا ببرند و این قضیه خود باعث شد که در ساعت یک بامداد، «حد واکنش‌‌پذیری عملیاتی» (ORM) در راکتور از حداقل مجاز تعیین‌‌شده نیز پایین‌‌تر بیاید (حد واکنش‌‌پذیری عملیاتی معیاری است که به‌‌صورت ارزش اسمی تعداد میله‌‌های کنترلی موجود در هستهی راکتور تعریف میشود).
تصویری از ۶ کلید خاموش‌سازی اضطراری در اتاق کنترل شمارهی ۱؛ کلید وسطی در ردیف بالایی همان EPS-5 است که به‌علت نامعلومی حین عملکرد عادی راکتور فشرده شده بود
گفته میشود یکی از عوامل مؤثر در مقاومت سیستم دربرابر افزایش توان راکتور، انباشت زنون بوده است. زنون ۱۳۵ یکی از مواد جاذب نوترون است که طی واکنش‌‌های شکافت هسته‌‌ای تولید و مصرف میشود. طی عملکرد عادی، میزان تولید و مصرف زنون ۱۳۵ متعادل می‌‌ماند. اما وقتی توان راکتور شمارهی ۴ چرنوبیل در ساعت ۰۰:۲۸ شب ۲۶ آوریل افت کرد، انباشت مازاد زنون تولیدشده در هسته، مانع از افزایش مجدد توان راکتور شد.
به هر حال، درنتیجهی تدابیر صورت‌‌گرفته، در ساعت ۰۱:۰۳، سطح توان راکتور بالاخره روی مقدار ۲۰۰ مگاووات پایدار شد و تیم تصمیم گرفت در همین سطح توان، آزمایش را به‌‌انجام برساند. تخمین‌‌ها نشان می‌‌دهد که در ساعت ۰۱:۲۲، حد ORM برابر با ۸ میله‌‌ی کنترلی بوده که آن زمان به‌‌صورت دستی جایگذاری شده بودند؛ این در حالی بود که مطابق دستورالعمل‌‌های بهره‌‌برداری، آستانه‌‌ی حداقلی ORM برابر با ۱۵ مقرر شده بود. بااین‌حال، آزمایش در ساعت ۰۱:۲۳ آغاز شد. دریچه‌‌های توقف توربین بسته شدند و توان ورودی ۴ پمپ خنک‌‌کننده نیز هم‌زمان با کاهش سرعت توربین، رو به کاهش گذاشت. دبی آب جریان‌یافته در اطراف هسته کاهش یافت و هم‌زمان دمای این آب نیز کم‌کم بالا رفت. احتمال میرود بروز این دو عامل خود منجر به افزایش میزان بخار (ضریب حفره) در اطراف هسته شده باشد. همان‌‌طور که پیش‌‌تر توضیح داده شد، افزایش ضریب حفره باتوجه به ساختار خاص راکتور RBMK می‌‌توانسته است موجب افزایش زنجیرهای توان در راکتور شود.
در ساعت ۰۱:۲۳، سیستم حفاظت اضطراری نرخ افزایش توان راکتور هشدار می‌‌دهد که توان راکتور از ۵۳۰ مگاوات تجاوز کرده و همچنان سیر صعودی دارد. طی لحظاتی کوتاه، مجموعههای سوختی ازهم گسسته شدند، میزان تولید بخار بیشتر شد و این باعث بزرگترشدن ضریب توان مثبت راکتور شد. صدمه‌دیدن تنها ۳ یا ۴ مجموعه‌‌ی سوختی خود کافی بود تا کل راکتور ویران شود. درادامه‌‌ی زنجیرهی فاجعه، چندین لوله‌‌ی فشار ترکید و فشار درون راکتور آن‌‌قدر بالا رفت که درپوش ۱۰۰۰ تنی راکتور از بدنه جدا شد. با جداشدن درپوش، میله‌‌های کنترلی که درنتیجهی اقدامات حفاظتی تیم، تنها نیمی از آن‌‌ها تا آن زمان وارد هسته شده بود، بهکلی از هسته خارج شدند. در پی ترکیدن لوله‌‌های فشار، مدار خنک‌‌سازی راکتور نیز دچار افت فشار شد و همین امر میزان بخار تولیدشده در راکتور را چند برابر کرد. مطابق گزارش‌‌های اپراتوری مربوط‌‌به ساعت ۰۱:۲۴، میله‌‌های کنترلی قبل از آن‌‌که به حد انتهایی خود در هستهی راکتور برسند، متوقف شده بودند و دکمه‌‌ی مربوط‌‌به مکانیزم خلاص‌‌کردن میلهها نیز از کار افتاده بود.
سریال «چرنوبیل»؛ بازسازی صحنهی روز پس از حادثه در ۲۶ آوریل ۱۹۸۶
فاجعه رقم خورد. صدای دو انفجار بزرگ گزارش شد؛ اولین آن مربوط‌‌به انفجار اولیه‌‌ی ناشی از فشار بخار بود و تنها به‌‌فاصله‌‌ی دو یا ثانیه بعد از آن، انفجار ناشی از هیدروژن تولیدشده در نتیجه‌‌ی واکنش احتمالی زیرکونیوم و بخار در محوطهی نیروگاه طنین‌‌انداز شد. آنچه رخ داد، باورنکردنی به‌نظر می‌رسید. سوخت هسته‌‌ای، تعدیل‌‌کننده و مصالح دیواره‌ی راکتور همگی در فضای آسمان بالای نیروگاه به پرواز درآمده بودند. با پراکنده‌‌شدن قطعات ذوب‌‌شده، آتش‌‌سوزی‌‌هایی در گوشه‌‌وکنار آغاز شد. هستهی ویران‌‌شده‌‌ی راکتور شمارهی ۴ در تماس مستقیم با هوای آزاد قرار گرفته بود. شدت انفجار به‌حدی بود که یکی از کارگران نیروگاه عملا از صحنهی روزگار ناپدید شد؛ بهگونهای که بعدها حتی کسی نتوانست بدن او را به‌درستی شناسایی کند. کارگر دوم نیز چند ساعت بعد درنتیجهی شدت جراحات وارده در بیمارستان جان باخت.
در نیمه شب ۲۶ آوریل، توده‌‌ی ذرات ناشی از شکافت هسته‌‌ای به‌‌همراه گردو غبار تا فضای یک کیلومتری بالای سر نیروگاه منتشر شد. قطعات سنگین‌‌تر در محوطهی اطراف نیروگاه فروافتادند؛ در این حال، انبوه ذرات سبک‌‌تر شامل غبار هسته‌‌ای و فهرستی کامل از انواع گازهای نجیب در دامان بادی که به سمت جنوب‌‌غربی نیروگاه می‌‌وزید، رفتند تا کابوسی بدتر از مرگ را برای ساکنین خفته‌‌ی اروپای شرقی رقم بزنند.
ادامه دارد…
بقیه مطالب در قسمت دوم بخوانید.