В процессе подготовки и проведения эксперимента эксплуатационным персоналом был допущен ряд нарушений и ошибок, часть из которых не имела последствий, часть — предопределила катастрофу. Непосредственно после аварии это позволило возложить практически всю ответственность за аварию на персонал, осуществлявший эксперимент, однако уже начиная с конца 1986 года стали учитываться и данные об описанных выше неудовлетворительных свойствах РБМК. Помимо нарушений условий нормальной эксплуатации, отключения элементов систем безопасности и нарушения технологических процедур (то есть нарушений документа «верхнего уровня» для АЭС — технологического регламента), отмечается и опасное ведение технологического процесса, которое можно охарактеризовать как работа «на грани фола».

Так, первоначально отмечалось[25], что оперативный персонал допустил следующие наиболее значимые нарушения:

* Снижение оперативного запаса реактивности существенно ниже допустимого значения;
* Провал мощности реактора существенно ниже запланированного программой;
* Включение в работу всех главных циркуляционных насосов (ГЦН) с превышением расхода через ГЦН выше регламентного значения;
* Блокировка защиты реактора по сигналу остановки двух турбогенераторов;
* Блокировка защиты по уровню воды в барабанах-сепараторах (БС);
* Блокировка защиты по давлению пара в БС;
* Отключение системы аварийного расхолаживания.

При работе над ИНСАГ-1 специалисты МАГАТЭ, рассмотрев материалы, предоставленные советской стороной, а также основываясь на устных высказываниях советских специалистов (делегацию советских специалистов возглавлял Легасов В. А., который не был специалистом по реакторным установкам), расширили список нарушений, дополнив его, в том числе, не подтверждёнными документально нарушениями.

В 1991 году комиссия Госатомнадзора, возглавляемая бывшим сотрудником ЧАЭС Штейнбергом и включавшая в себя в основном бывших работников ЧАЭС, пересмотрела некоторые вопросы о нарушениях, допущенных персоналом, отмеченных в ИНСАГ-1. Как указывалось выше, данная работа была включена в виде приложения в ИНСАГ-7, и известна как доклад «комиссии Штейнберга». По мнению комиссии Штейнберга некоторые нарушения, приписываемые персоналу, либо не являлись таковыми, либо не могли повлиять на развитие аварии:

* Одновременное включение восьми ГЦН, блокировка защиты по сигналу остановки двух ТГ не нарушали действовавших на момент аварии инструкций. Превышение расхода через ГЦН было подтверждено, но было отмечено, что оно не привело к их отказу (так называемому кавитационному срыву).
* Защита по давлению в БС не отключалась, была изменена уставка её срабатывания (одно из двух значений уставки может быть выбрано оператором)
* Блокировка системы аварийного расхолаживания (не повлияла на протекание аварии).
* Было подтверждено, что отключение защиты по уровню воды в БС являлось нарушением, но, по мнению комиссии, оно не повлияло на развитие аварии.

Кроме того, комиссия возглавляемая Штейнбергом, указала, что значение ОЗР не выводилось оперативно на БЩУ. Требовалось осуществить несколько операций, чтобы рассчитать и получить этот параметр, поэтому оперативный персонал мог не заметить вовремя его снижение ниже разрешённого значения. Отметила комиссия и то, что проект не предусматривал ОЗР в качестве параметра, по которому должна быть обеспечена «сигнализация, не говоря уже об аварийной защите при достижении этим параметром предельных значений».

Кроме того, по мнению комиссии Штейнберга, технологические защиты (по уровню в барабан-сепараторах и другие) не следует рассматривать как имеющие отношения к непосредственно реактору: «Операции со значениями уставок и отключением технологических защит и блокировок не явились причиной аварии, не влияли на её масштаб. Эти действия не имели никакого отношения к аварийным защитам собственно реактора (по уровню мощности, по скорости её роста), которые персоналом не выводились из работы»[26].

Так же в доклад ИНСАГ-7 был включен доклад комиссии, включавшей в себя сотрудников ВНИИАЭС, а также НИКИЭТ, ИАЭ и других организаций (в ИНСАГ-7 она позиционируется как комиссия, возглавляемая директором ВНИИАЭС Агобяном). Этот доклад, нацеленный в основном на технические аспекты аварии, в отличие от комиссии Штейнберга, не содержит анализа действий оперативного персонала. Тем не менее, этот доклад указывает на следующие примеры опасной работы:

* неудовлетворительная, с современной точки зрения, регламентация мер безопасности в программе испытаний;
* высокий расход теплоносителя через реактор при низком расходе питательной воды, что приводило к малому недогреву теплоносителя до температуры кипения на входе в активную зону и низкому паросодержанию в активной зоне. Комиссией указывается, что оба этих фактора напрямую влияли на масштаб проявившихся при испытаниях эффектов.

Таким образом, наиболее существенными ошибками оперативного персонала следует назвать:

* трактовка предполагаемых испытаний как электрических [27];
* ненадлежащая подготовка программы испытаний, в том числе в части регламентации мер безопасности [28];
* существенные отклонения от программы на стадии подготовки к эксперименту и его проведения[7];
* отключение систем безопасности, в том числе аварийных защит реактора[7];
* нарушение условий нормальной эксплуатации реактора в процессе подготовки и проведения эксперимента[7];
* проведение эксперимента на незаглушенном реакторе, находящемся в нерегламентном состоянии[7];

[править] Роль оперативного запаса реактивности
Глубины погружения управляющих стержней (в сантиметрах) на момент времени 1 ч 22 мин 30 с[29]

При анализе развития аварии на ЧАЭС большое внимание уделяется оперативному запасу реактивности (ОЗР). Значение этого параметра указывает значение реактивности, вносимое в реактор стержнями системы управления и защиты. Высокое значение оперативного запаса реактивности означает «увеличенную» долю нейтронов, поглощаемую поглощающими стрежнями, что неблагоприятно с точки зрения их использования, поскольку эти нейтроны могли бы осуществить реакцию деления и произвести энергию. Кроме того увеличенное значение ОЗР несёт и определённую потенциальную опасность, поскольку означает достаточно высокое значение реактивности, которая может быть внесена в реактор из-за ошибочного извлечения СУЗ.

В то же время, на реакторах РБМК низкое значение ОЗР приводило к снижению пространственной устойчивости реактора и увеличению положительного парового коэффициента реактивности, что было описано в проектных материалах [21]. Кроме этого, как оказалось после аварии, создались условия для увеличения мощности в первые секунды после срабатывания аварийной защиты из-за «концевого эффекта» стержней.

В технологическом регламенте 4 блока ЧАЭС существовало два ограничения на работу с низким ОЗР. Первое, составлявшее 26 эффективных стержней ручного регулирования (РР), допускало работу реактора с разрешения главного инженера станции. Второе — 15 эфф. стержней РР требовало немедленного заглушения реактора.

Начиная со снижения мощности со 100 % до 50 % началось отравление активной зоны ксеноном, в результате которого оперативный персонал регистрировал снижение ОЗР. В оперативном журнале было указано разрешение главного инженера станции на работу со значением ОЗР ниже 26 ст. РР. Однако после стабилизации мощности на уровне 50 % ОЗР продолжил своё снижение, достигнув на несколько часов значений ≈13 ст. РР (позднее высказывались предположения, что причиной столь малого значения были сбои в программе ПРИЗМА). Несмотря на указанное в Техническом регламенте требование немедленного заглушения реактора, реактор заглушен не был — в течение 25-го числа пик отравления был пройден и ОЗР возрос до значений в диапазоне 15-26 ст. РР.

Дальнейшее снижение мощности до 700—500 МВт 26 апреля, кратковременная остановка, и последующая работа на 200 вновь увеличили отравление, что существенно снижало ОЗР [30]. Увеличенный расход теплоносителя через реактор так же приводил к снижению оперативного запаса реактивности. В результате непосредственно перед проведением эксперимента (1:22:30 то есть за 2 минуты до начала эксперимента) значение ОЗР, рассчитанное по «стандартному» полю энерговыделения составило ≈2 эфф. стержня РР (≈7 эфф. стержня РР при расчёте по полю, восстановленному по данным, записанными незадолго до аварии).