Экономический и экологический ущерб 6 page

*Погрешность оценки выброса 50 %. Она определяется погрешностью дозиметрических приборов, радиометрических измерений радионуклидного состава проб воздуха и почвы, а также погрешностью, обусловленной усреднением выпадений по площади.
** Значения пересчитаны на 06.05 86. с учетом радиоактивного распада в момент (в момент выброса) активность составляла 20 - 22 МКи). Состав выброса дан в табл. 1.2.2.
Таблица 1.2.2
Оценка радионуклидного состава выброса аварийного энергоблока ЧАЭС *

* Погрешность оценки 50 %, объяснение см в примечании к табл 1.1.1
** Приведены данные по активности основных радионуклидов, измеренных при радиометрических анализах
*** Суммарный выброс к 06 05 86

2.1.5. Анализ процесса развития аварии
За время, прошедшее после аварии, было предпринято множество попыток выяснить обстоятельства и причины аварии. Эта задача очень сложна и окончательно не решена, поскольку включает в себя большое количество параметров и многие данные о состоянии различных систем во время развития аварии утеряны. Поэтому для воссоздания картины аварии и анализа возможных ее причин используются различные модели, которые часто дают неоднозначные результаты. Ниже рассмотрены две из них.
2.1.5.1. Модель развития аварии, представленная на совещании экспертов МАГАТЭ. Вена, 25 - 29 августа 1986 г.
Описываемые выводы основаны на показаниях системы централизованного контроля (СЦК) реактора "Скала", штатных приборов и различной контрольно-измерительной аппаратуры. Восстановление процесса развития аварии проводилось на основании математической модели энергоблока с использованием распечаток программы диагностической регистрации параметров (ДРЕГ), показаний приборов и опроса персонала.
В качестве нулевой точки принято время 1 ч 19 мин, т.е. за 4 мин до начала испытания, когда оператор начал первую операцию по подпитке барабан-сепараторов с целью предотвращения недопустимого понижения в них уровня воды. Это внесло сильные возмущения в процесс управления реактором, и в этот момент программа ДРЕГ зарегистрировала положения стержней всех трех АР.
Как только более холодная вода дошла до A3, генерация пара и соответственно объемное паросодержание уменьшились, что вызвало перемещение вверх стержней АР. Для поддержания мощности реактора на уровне 200 МВт операторы подняли также стержни РР, тем самым еще более уменьшив имевшийся оперативный запас реактивности.
Полученная в 1 ч 22 мин 30 с распечатка полей энерговыделения и положений всех стержней регулирования указывала, что нейтронное поле выпуклое в радиальном направлении, а в среднем - двугорбое по высоте с повышенным энерговыделением в верхней части A3. Такая картина была вполне естественной для состояния, в котором в тот момент находился реактор: выгоревшая АЗ, почти все стержни регулирования в верхнем положении, более высокое паросодержание в верхней части A3, значительное отравление ксеноном центральной части реактора.
Запас реактивности в рассматриваемый момент времени составлял всего 6-8 стержней - вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного техническим регламентом эксплуатации.
Для оценки последующего развития событий очень важно определить дифференциальную эффективность стержней регулирования и аварийной защиты в сложившихся условиях. Численный анализ показал что она сильно зависит от погрешностей в определении полей энерговыделения, которые особенно велики при малых мощностях реактора. Поэтому необходим анализ большого числа расчетных вариантов, чтобы сделать заключение о достоверности или ошибочности той или иной версии.
Согласно версии, которая считается наиболее достоверной, к 1 ч 23 мин параметры реактора были наиболее близки к стабильным за рассматриваемый промежуток времени. В 1 ч 23 мин 04 с был закрыт стопорно-регулирующий клапан турбогенератора №-8 и начался его выбег. Поскольку перед этим был снижен расход питательной воды, давление пара начало слабо расти (в среднем со скоростью 6 кПа/с),и суммарный расход воды через реактор стал падать, поскольку четыре ГЦН работали от "выбегающего" турбогенератора. Объемное паросодержание, а следовательно, и мощность реактора начали увеличиваться. Следует особо отметить, что в том состоянии, в которое попал реактор, небольшое увеличение мощности приводило к тому, что объемное паросодержание, прямо влияющее на реактивность, увеличивалось во много раз сильнее, чем на номинальной мощности. Мощность реактора стала расти, и именно это обстоятельство могло быть причиной нажатия кнопки аварийной остановки реактора АЗ-5. По ее сигналу начался ввод стержней аварийной защиты. Стержни АР, частично компенсируя предшествующий рост мощности, уже находились в нижней части A3, но почти все остальные стержни-поглотители были в.ее верхней части. Эффективность аварийной защиты оказалась существенно пониженной, суммарная положительная реактивность начала расти, и через 3 с мощность реактора превысила 500 МВт. Продолжавшееся снижение расхода охлаждающей воды в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному закипанию воды, в которую попали частицы топлива, резкому повышению давления в технологических каналах, их разрушению и тепловому взрыву.
Такой вывод подтверждается математической моделью, в которой разрушение топлива имитировалось резким увеличением эффективной поверхности теплообмена. Расчеты показали, что когда удельное энерговыделение в топливе превысило 300 кал/г, расход воды резко снизился вследствие захлопывания обратных клапанов ГЦН. Последовавший затем разрыв технологических каналов частично восстановил поток теплоносителя, однако вода поступала не только в уцелевшие каналы, а и в реакторное пространство.
Интенсивное парообразование и резкое повышение температуры в A3 создали условия для возникновения пароциркониевой и других химических экзотермических реакций, образование газовых смесей, содержащих водород и оксид углерода. Разгерметизация реакторного пространства привела к перемешиванию этих газов с кислородом воздуха и последующим взрывам.
2.1.5.2. Модель развития аварии, предложенная в Институте ядерныу исследований НАН Украины.
В ИЯИ НАН Украины было разработано несколько пространственно-динамических программ, с помощью которых рассчитывались переходные процессы в реакторах РБМК с применением различных моделей таких процессов. Одна из этих программ была использована для оценки достоверности имеющейся информации о состоянии, в котором находилась A3 4-го энергоблока ЧАЭС в момент развития аварии [7]. Важно отметить, что при этом не использовались данные СЦК реактора "Скала", поскольку относительные погрешности измерения различных параметров с ее помощью при малой мощности реактора в момент аварии могли быть весьма велики.
С помощью соответствующей модели были просчитаны величины оперативного запаса реактивности, формы аксиального и высотного распределения потоков тепловых нейтронов, средней по A3 температуры графита, концентрации ксенона и другие величины в различные моменты времени при проведении испытания турбогенератора №-8 на выбег.
Полученные расчетные величины оказались близкими к их экспериментальным значениям, зарегистрированным датчиками системы внутриреакторного контроля. Как и в модели, описанной в п.2.1.5.1, наблюдалась двугорбая форма нейтронного поля с максимумом в верхней части A3 (рис. 1.2.2), которая была весьма неустойчива и подвержена искажениям.
Результаты расчетов показали, что при погружении стержней СУЗ реактора после нажатия кнопки АЗ-5 произошло существенное перераспределение нейтронного поля по высоте реактора со смещением максимума нейтронных потоков в нижнюю часть A3. При этом на начальной фазе погружения стержней вводилась отрицательная реактивность, но уже через 1,5 с произошло интенсивное нарастание положительной реактивности и, соответственно, мощности реактора.
Причина этого заключается в следующем. Плотность потока тепловых нейтронов в нижней части A3 оказалась в десятки раз выше, чем в верхней. Когда графитовые вытеснители на концах стержней достигли нижней части A3, поглощение нейтронов там уменьшилось за счет меньшей поглощающей способности графита по сравнению с водой и, несмотря на то, что стержни в верхней части A3 интенсивно поглощали нейтроны, в целом коэффициент реактивности был положительным. Величина этого коэффициента определялась оперативным запасом реактивности и, поскольку он в момент развития аварии был намного меньше регламентного значения, количество "столбов" воды, вытесняемой графитом, было велико. Это стало первой предпосылкой аварии.
На основании проведенного анализа сделан вывод, что система управления и защиты реактора РБМК-1000 обладает существенными конструкционными недостатками, малоэффективна, не соответствует своим функциями и при определенных ситуациях в зависимости от формы аксиального распределения нейтронных полей, состояния СУЗ реактора и т.д. сама может стать источником ввода положительной реактивности, инициирующим возникновение аварийной ситуации.

Рис. 1.2.2. Аксиальное распределение потока тепловых нейтронов во времени I _ о ч; 2 - 7 ч.; 3 -22 ч.; 4 -24 ч. 30 мин (X - показания датчиков системы внутриреакторного контроля)
Конструкционные недостатки СУЗ реактора значительно усугубляются наличием положительного парового коэффициента реактивности. Результаты нейтронно-физических и теплофизических исследований показали, что на протяжении первых полутора секунд после погружении стержней СУЗ реактора в A3 вводится отрицательная реактивность. Однако уже на второй секунде поле нейтронов перестраивается, его максимум смещается вниз и начинается быстрый ввод положительной реактивности, причем основной рост мощности приходится ца нижнюю половину A3.
Расчеты показали, что если бы реактор имел нулевой паровой коэффициент реактивности, то через 3 с после начала опускания стержней СУЗ реактора перевела бы его в подкритическое состояние, и повышение мощности не достигло бы угрожающих размеров. Однако произошло интенсивное вскипание теплоносителя, поглощение нейтронов водяными парами значительно уменьшилось, реактивность возросла, объемное энерговыделение достигло 6000 Вт/см³. Уже к седьмой секунде температура топлива достигла 3100 °С, что превысило температуру его плавления.
Таким образом, моделирование аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС показало, что причинами разгона реактора явились положительный паровой коэффициент реактивности и положительный ввод реактивности на начальном этапе погружения стержней. Последний сыграл роль спускового механизма. Эти два эффекта вполне объясняют случившуюся аварию без привлечения дополнительных гипотез о каких-либо внешних воздействиях.
2.1.6. Причины аварии
Существует множество версий и сценариев развития событий, приведших к аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС. Большая их часть отпала по мере получения дополнительной информации с аварийного энергоблока или в процессе детального анализа. Уточняются наиболее вероятные версии. Анализируются действия персонала АЭС в попытке дать ответ на вопрос о том, явились ли причиной аварии ошибочные действия операторов или недостатки в конструкции реакторов РБМК. Ниже приведены выводы двух комиссий, в которых исследованы эти вопросы. Их сравнение позволит проследить эволюцию представлений о причинах возникновения и развития аварии.
2.1.6.1. Выводы комиссии, представленные на совещании экспертов МАГАТЭ в августе 1986 г.
Изложенные ниже выводы были первым официальным документом, в котором на основании анализа хода событий, предшествовавших аварии, сделана попытка выделить основные ее причины. Такой анализ показал, что происшедшая авария была связана с вводом избыточной реактивности. Отмечено, что конструкция реакторной установки предусматривала защиту от подобного типа аварий с учетом физических особенностей реактора, включая положительный паровой коэффициент реактивности. Технические средства защиты и управления должны были обеспечить безопасность реактора при превышении мощности и уменьшении периода разгона, при появлении различных неисправностей в его работе.
Кроме технических средств защиты, имелись также строгие правила и порядок ведения технологического процесса на АЭС, определяемые регламентом эксплуатации энергоблока. К числу наиболее важных правил относятся требования о недопустимости снижения оперативного запаса реактивности ниже 30 стержней.
В процессе подготовки и проведения испытания турбогенератора персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил важнейшие положения регламента эксплуатации, касающиеся безопасного ведения технологического процесса. Основным мотивом в поведении персонала было стремление быстрее закончить испытания. Нарушение установленного порядка при подготовке и проведении испытаний, нарушение программы испытаний, небрежность в управлении реактором свидетельствуют о недостаточном понимании персоналом особенностей протекания технологических процесса в ядерном реакторе и о потере чувства опасности.
Вместе с тем, разработчики реакторной установки не предусмотрели создание защитных систем безопасности, способных предотвратить аварию при имевшемся наборе преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации, так как считали, что такое сочетание событий невозможно.
Сделан вывод, что первопричиной аварии явилось крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации, допущенное персоналом энергоблока. Катастрофические размеры авария приобрела в связи с тем, что реактор был переведен персоналом в такое нерегламентное состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности на рост мощности.
Таким образом, в изложенных выводах основная вина за аварию возлагается на персонал АЭС. Перечислен ряд нарушений, допущенных операторами в ходе испытания турбогенератора, впервые упомянуто о существовании положительного коэффициента реактивности реактора. Однако оставлен в стороне вопрос о том, почему оказалось возможным такое "крайне маловероятное сочетание нарушений порядка и режима эксплуатации" [1] реактора и кто несет за это ответственность.
2.1.6.2. Выводы комиссии Госпроматомнадзора СССР.
В соответствии с приказом Госпроматомнадзора СССР, 27 февраля 1990 г. была создана комиссия, в задачу которой входило детальное изучение причин и обстоятельств аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС. Проанализировав проектную и эксплуатационную документацию, а также различные версии о причинах аварии, комиссия пришла к следующим выводам.
Первопричиной допущенных нарушений при испытании на выбег турбогенератора ТГ-8 стал чрезвычайно низкий уровень разработок по обоснованию нейтронно-физических процессов, происходящих в A3 реакторов РБМК, пренебрежение расхождениями результатов, полученных по различным методикам, отсутствие экспериментальных исследований в условиях, наиболее приближающихся к натурным и, в конечном итоге, передача главному конструктору неверных методик расчета нейтронно-физических процессов. Следствием этого явилось неправильное понимание процессов, протекающих в A3, и неверное обоснование безопасности АЭС с реакторами РБМК.
Комиссия констатировала, что конструкция реактора предопределила наличие положительного парового и мощностного коэффициентов реактивности для режима стационарных перегрузок реактора РБМК-1000, и при этом не была обеспечена и особо доказана ядерная безопасность при таких коэффициентах ни для работы на номинальной мощности, ни для промежуточных. Таким образом, реактор РБМК-1000 из-за ошибочно выбранных его разработчиками физических и конструкционных параметров A3 представлял собой систему, (динамически неустойчивую по отношению к возмущению как по мощности, так и по паросодержанию, которое, в свою очередь, зависело от многих параметров состояния реактора [4].
Программа проведения испытаний турбогенератора не вполне удовлетворяла требованиям безопасности, однако при четком соблюдении эксплуатационных требований (регламента, инструкций) давала достаточно оснований для безопасного проведения эксперимента. Причины аварии скрыты не в программе как таковой, а в незнании разработчиками программы особенностей поведения реактора РБМК в предстоящем режиме работы.
Комиссия проанализировала 13 различных версий о возможных причинах аварии, включающих в себя взрыв водорода, разрыв коммуникаций, эффекты кавитации и даже диверсионный акт и пришла к заключению, что все они кроме версии, связанной с реактивностным эффектом вытеснителей СУЗ реактора, противоречат объективным данным. Она установила также, что в ходе проведения испытания турбогенератора по программе не требовалось какого-либо вмешательства персонала или предохранительных устройств. Не было выявлено также событий или динамических процессов, например, незаметно начавшегося разгона реактора, которые могли бы стать исходным событием аварии. Развитие аварии началось после нажатия кнопки ручной аварийной остановки реактора АЗ-5
Комиссия подробно проанализировала действия персонала АЭС во время аварии с точки зрения допущенных нарушений технологического регламента эксплуатации и другой обязательной для исполнения документации, а также ретроспективно оценила степень влияния тех или иных нарушений на причину и масштаб случившейся аварии.
Было отмечено, что когда в ходе эксплуатации реакторов возникала дилемма - соблюсти требования безопасности и остановить энергоблок, или отдать предпочтение экономическим факторам и продолжить работу реактора с нарушением этих правил, решение обычно принималось в пользу последнего, а функции аварийной защиты перекладывались на оператора с глубоким убеждением в его безусловной надежности как элемента системы безопасности. Такая тенденция сыграла немалую роль также при испытаниях турбогенератора.
Например, в 0 ч 28 мин 26 апреля 1986 г. персонал не справился с управлением реактора, из-за чего произошло непредусмотренное снижение тепловой мощности реактора примерно до 30 МВт. Однако сделать заключение о правомерности или ошибочности действий персонала в этой ситуации не представляется возможным из-за противоречивости требований регламента, недостаточности и несогласованности аппаратурно зарегистрированных данных. Но именно этот "провал" и последующий подъем мощности во многом определил трагический исход эксперимента.
Трудно также однозначно оценить правомерность действий персонала по снятию защиты на остановку реактора при закрытии стопорно-регулирующих клапанов обеих турбин, предпринятых в 0 ч 41 мин, поскольку инструкции не запрещают снятие защиты при нагрузках турбогенератора, меньших 100 МВт. То же можно сказать о решении провести испытания на выбег при мощности реактора около 200 МВт, так как разработчиками реактора не ставился вопрос о необходимости введения ограничений на работу реактора при мощностях ниже определенного уровня. Поэтому комиссия считает, что обвинения обслуживающего персонала в нерегламентной эксплуатации энергоблока при мощностях менее 700 МВт не имеют оснований.
Главная, по мнению комиссии, причина такой последовательности событий заключается в том, что "Осознав всю опасность снижения оперативного запаса реактивности (ОЗР) именно с точки зрения способности аварийной защиты к выполнению своих функций, разработчики надлежащим образом не проинформировали об этом эксплуатационный персонал, который, осознав проблему, мог бы и не принять на себя отведенную ему разработчиками функцию по защите реактора от разгона" [4].
Естественно, что персонал вправе рассчитывать, что при любом режиме работы реактора аварийная защита эффективно сработает и предотвратит аварию. Но до самой аварии персонал энергоблоков с реакторами РБМК оставался в неведении того, что величина ОЗР не только определяет возможность регулирования поля энерговыделения реактора, но и в первую очередь определяет способность аварийной защиты к выполнению своих функций.
Главный вывод, сделанный комиссией, заключается в том, что авария и ее масштабы обусловлены не действиями обслуживающего персонала, а непониманием, прежде всего со стороны научного руководства, влияния паросодержания на реактивность A3 РБМК, что привело к неправильному анализу надежности эксплуатации, пренебрежению неоднократными проявлениями большой величины парового коэффициента реактивности, ложной уверенности в достаточной эффективности системы управления и защиты. Эта система не смогла справиться как с происшедшей аварией, так и со многими другими, в частности, с проектными авариями. Составленный регламент эксплуатации реактора оказался не только неверным, но и роковым.
Персонал не знал о некоторых опасных свойствах реактора и, следовательно, не осознавал последствий допущенных нарушений. Это свидетельствует о нечетком представлении безопасности не так эксплуатационным персоналом, как разработчиком реактора и эксплуатирующей организацией. Оператор никогда не должен оказываться в ситуации, которую предварительно не проанализировали инженеры и, кроме того, инженеры не должны анализировать ситуацию без учета реакции оператора на них.
Тем не менее, Минэнерго бывшего СССР длительное время эксплуатировало АЭС с реакторами РБМК, в которых проявлялась нестабильность A3, не придавая должного значения неоднократным выпадениям сигналов аварийной защиты по мощности, не требовало тщательного разбора аварийных ситуаций.
Из этого логически вытекает, что "авария, подобная Чернобыльской, была неизбежной" [4].
2.1.7. Меры, предпринятые для повышения безопасности реакторов РБМК
С учетом причин аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС был разработан комплекс мер, направленных на то, чтобы исключить всякую возможность повторения случившейся трагедии. В первоочередных мероприятиях предусматривалось коренное изменение физических свойств A3, модификация конструкций систем управления, защиты и блокировки, ужесточение требований технологического регламента, проведение организационно-технологических мер по повышению качества эксплуатации реактора. Конкретно это выражалось в следующем.
Для исключения возможности разгона реактора ОЗР повышен до 43 - 48 эффективных стержней и установлен предел минимального.запаса реактивности в 30 эффективных стержней, при уменьшении которого реактор должен быть немедленно заглушен. Для снижения парового коэффициента реактивности установлены дополнительные поглотители. Нейтронно-физические характеристики реактора улучшены за счет повышения обогащения топлива по²³⁵U от 2 до 2,4 %.
И модернизирована конструкция стержней СУЗ реактора. Повышена скорость ввода отрицательной реактивности, введена новая быстродействующая автоматическая защита реактора, что позволило исключить как положительный выбег реактивности на начальном этапе ввода стержней с их крайнего верхнего положения, так и обратный ход реактивности при достижении стержнями крайне нижнего положения.
Введена система, осуществляющая автоматический расчет текущего значения ОЗР с периодом 5 мин с выводом данных на цифровой указатель и самопишущий прибор с предупредительной сигнализацией при достижении минимальной величины 30 стержней. На всех энергоблоках внедрена система, предупреждающая несанкционированные операции на реакторе.
Осуществлен ряд мер по повышению пожарной безопасности, радиационной безопасности и снижению дозовых нагрузок на персонал, по контролю за состоянием среды вокруг реактора, по защите персонала при аварийных ситуациях и т.д. Одновременно повышена эффективность диагностики работы отдельных узлов реактора, контроля состояния металлов и сварных соединений.
Благодаря принятым мерам возможность аварий, подобных происшедшей 26 апреля, практически исключена. Но это не означает, что не могут произойти более мелкие аварии, представляющие также значительную опасность. Существуют международные стандарты, определяющие безопасность атомных реакторов, которыми руководствуется МАГАТЭ. Миссии МАГАТЭ, посетившие ЧАЭС, отметили, что благодаря принятым мерам безопасность реакторов РБМК значительно повысилась, но она все еще не соответствует международным стандартам.

2.2. Объект "Укрытие" ("Саркофаг")
2.2.1. Сооружение объекта "Укрытие"
Реактор 4-го энергоблока ЧАЭС в результате аварии 26 апреля 1986 г. был почти полностью разрушен. Стены и перекрытия ЦЗ и вспомогательных помещений оказались разрушенными, заваленными или смещенными. Верхняя плита биологической защиты весом 2 тыс. т вместе с трубами пароводяных коммуникаций и обломками железобетонных конструкций повисла почти в вертикальном положении, повсюду образовалось множество завалов. Основание реактора опустилось на 4 м от исходного положения, смяв опорные конструкции и потянув за собой трубы нижних водяных коммуникаций. Обломки строительных конструкций проломили крышу машинного зала и повредили фермы.
Высокоактивная лава, состоящая из расплавленного топлива, строительных и конструкционных материалов, залила нижние коридоры и помещения реактора. В центре реакторного зала находились разогретые до высокой температуры остатки A3, испускавшие интенсивные потоки радиоактивного излучения. Воздушные потоки, подхватывая аэрозоли, заражали новые территории. Разрушенный энергоблок представлял собой недоступный и опасный для жизни мощный источник радиации и аэрозольного загрязнения.
В первые дни после аварии встал вопрос о строительстве сооружения, которое должно было защитить прилегающую территорию от проникающего излучения и предотвратить выход радионуклидов из разрушенного реактора. Основным требованием к проекту такого сооружения было соблюдение стандартов радиационной защиты и создание систем контроля состояния разрушенной A3 с целью предотвращения любых нежелательных процессов в ней и, прежде всего, возникновения самопроизвольной цепной реакции деления.
Выбор оптимального варианта укрытия проводился на конкурсной основе. За несколько недель было проработано 18 вариантов проекта, среди которых было сооружение единого холма из щебня и бетона, засыпка шахты реактора металлическими полыми шарами, возведение арочного покрытия с пролетом 230 м, устройство накатных сводов и куполов над реакторным залом пролетом до 100 м, строительство консольной надвижной кровли над машинным залом пролетом до 60 м и т.д.
Однако на осуществление этих проектов требовалось длительное время (1,5-2 года) а также значительные затраты и большие расходы строительных материалов. Некоторые из проектов были невыполнимы при существующем уровне техники.
В качестве окончательного варианта консервации разрушенного энергоблока правительственной комиссией была принята обьемно-пространственная структура объекта "Укрытие", образованная рядом каскадно поднимающихся энергоблоков, размеры и очертания которых определялись конструктивными особенностями элементов конструкций, предназначенных для герметизации 4-го энергоблока. По сравнению с другими вариантами этот проект предусматривал меньшую материалоемкость, сокращенные трудозатраты и приемлемые сроки строительства. В соответствии с принятым проектом предусматривалось возведение внешних защитных стен по периметру разрушенного реакторного здания, разделительных стен на различных участках, перекрытий и герметизация ряда помещений с целью защиты от излучений со стороны реакторного энергоблока. Разработка и осуществлене этого проекта явились уникальной инженерной задачей, не имеющей аналогов в мировой практике. Основная идея принятого и реализованного варианта заключалась в использовании сохранившихся строительных конструкций энергоблока в качестве опор под возводимые несущие конструкционные элементы укрытия без установки дополнительных опор в реакторной зоне.
В связи с этим возник ряд сложнейших инженерных проблем. Необходимо было оценить степень повреждения оставшихся строительных конструкций, разработать максимально укрупненные конструкции, допускающие дистанционный монтаж без присутствия людей и обеспечивающие достаточную прочность и надежность возводимых сооружений при значительных отклонениях в точности дистанционной сборки. Такие работы нужно было проводить в крайне трудной дистанционной обстановке с максимальной механизацией и минимальным количеством работающих в зоне строительства.
Предварительно в "чистой" зоне были опробованы методы дистанционного соединения крупных конструкций, дистанционное управление работой бетононасосной техники, разработаны системы теле- и радиоуправления ходом строительных и монтажных работ, созданы специальные кабины-капсулы, позволяющие визуально обследовать малодоступные места с помощью кранов. При проведении работ принялись уникальные отечественные и зарубежные машины и механизмы.
Для снижения общего уровня мощности дозы излучения был снят захоронен радиоактивный грунт, обломки строительных конструкций и оборудования с территории, окружающей аварийный энергоблок, после чего вся эта территория была покрыта слоем щебня и песка толщиной до 50 см и бетонным слоем. На такое бетонирование было расходовано более 100 тыс. м³ бетона.
По периметру 4-го энергоблока вначале были возведены "пионерные" железобетонные стены высотой 6 - 8 Рј, предназначенные для безопасного проведения строительно-монтажных работ. Северная защитная стена со стороны основного завала была построена из железобетона в виде террас или уступов высотой до 12 м., причем каждый последующий уступ, насколько это было возможно, приближался к разрушенным конструкциям. Снаружи эти уступы скреплялись металлическими щитами длиной до 54 м и массой более 100 т. Западная сторона энергоблока была закрыта защитной контрфорсной стеной толщиной 1 м и высотой 45 м. Несущий металлический каркас этой стены состоял из блоков размером 6х45 м и массой по 92 т.
Третий энергоблок также оказался загрязненным радиоактивными веществами, которые затянуло через вентиляционную систему и проломы в крыше. Его необходимо было полностью отделить от аварийного. Для этого были удалены все коммуникации, общие для 3-го и 4-го энергоблоков, и между ними возведена разделительная стена высотой до уровня кровли. В ходе работ часть конструкций использовалась в качестве опор, биологической защиты и герметизирующих элементов одновременно.
Весьма сложной задачей оказалось возведение покрытий над центральным залом (ЦЗ) и деаэраторной этажеркой. Необходимо было найти надежные опоры для новых несущих конструкций, причем расстояние между опорами не должно было превышать предельные размеры, позволяющие проводить монтаж с помощью строительных кранов. В качестве таких опор после тщательного исследования сохранившихся конструкций были использованы:
по западной стороне - уцелевшая монолитная стена, которая была усилена металлическим корсетом с последующим заполнением бетоном внутреннего пространства;
по северной стороне - возведенная каскадная стена;
по восточной стороне - две сохранившиеся монолитные выхлопные шахты;
по южной стороне - металлическая балка длиной 70 м,
высотой 6 м, шириной 2,4 м и массой 147 т, опирающаяся на две специально возведенные опоры, основанием которых служили завалы из обломков строительных конструкций, предварительно закрепленные бетоном.
Для перекрытия ЦЗ была создана опорная поверхность в виде моста из двух металлических балок, опирающихся на сохранившиеся и усиленные конструкции стен реакторного зала. Для сохранения параллельности балок (расстояние между ними - 36 Рј) они были собраны до монтажа в единый пространственный блок весом 165 т. На балки, идущие вдоль ЦЗ, уложено 27 металлических труб диаметром 1220 мм и длиной 36 м каждая. Над этими ярубами смонтировано шесть пространственных металлических блоков с двускатной кровлей.
Кровли, примыкающие к ЦЗ с северной и южной сторон, изготовлены из крупногабаритных металлических щитов. Над разрушенной частью машинного зала установлено покрытие из пространственных блоков-ферм пролетом 51 м, по которым уложены металлические щиты. Для защиты от коррозии металлические конструкции окрашивались специальной эмалью. Были выставлены геодезические марки и реперы, позволяющие определять осадку и деформацию сооружения во времени.
В проекте "Укрытие" предусмотрено создание системы вентиляции с движением воздуха снизу - вверх для удаления тепла, образующегося за счет остаточного тепловыделения, для исключения неорганизованного выхода радиоактивных аэрозолей, поддержания заданной влажности воздуха, очистки вытяжного воздуха на аэрозольных фильтрах и выброса его через высотную трубу. После опробования эта система была переведена в режим "ожидание", а энергоблок в целом - в режим естественной вентиляции.
Текущий контроль физического состояния энергоблока обеспечивался измерением температуры внутри энергоблока на поверхности завала и воздуха над ним, содержания водорода в воздухе, разрежения воздуха внутри захоронения, мощности дозы гамма-излучения и т.д. Особое внимание было уделено исключению возможности возникновения самопроизвольной цепной реакции в оставшемся топливе. Для этой цели была сооружена специальная установка ядерной безопасности, которая при получении сигнала о появлении нейтронного излучения подавала раствор метабората калия (сильный поглотитель нейтронов) в пространство над шахтой реактора.
Все помещения законсервированного 4-го энергоблока необслуживались, и доступ персонала в них был запрещен. Все проходы за разделительную стену закрыты и оборудованы средствами охранной сигнализации.
Объект "Укрытие", или "Саркофаг" был принят правительственной комиссией в декабре 1986 г. Согласно "Технологическому регламенту технического обслуживания законсервированного 4-го энергоблока ЧАЭС", функции эксплуатирующей организации, несущей непосредственную ответственность за его безопасность, возложены на ЧАЭС.
В настоящее время объект "Укрытие" является временной системой локализации ядерного топлива и радиоактивных материалов, нуждающейся в дальнейшем преобразовании в экологически безопасную систему вплоть до полного удаления из него ядерного топлива и радиоактивных веществ и их захоронения в соответствии с действующими международными нормами и правилами.
27 февраля 1992 г. Правительством Украины было принято решение о проведении Международного конкурса проектов и технических решений по преобразованию объекта "Укрытие" в экологически безопасную систему. Целью такого конкурса являлась выработка оптимального решения проблемы экологической безопасности разрушенного в результате аварии 4-го энергоблока ЧАЭС с привлечением отечественных и зарубежных специалистов, организаций и предприятий, обладающих современным научно-техническим потенциалом.
На конкурс принимались проекты и/или технические решения, которые могли бы наилучшим образом осуществить безопасное преобразование объекта "Укрытие". Итогом конкурса должно быть комплексное решение проблемы, совмещающее лучшие проекты и технические решения, предложенные разными авторами. Эти проекты должны обеспечить:
долговечность преобразованного объекта "Укрытие" на срок не менее 100 лет; возможность реализации самого проекта в течение не более 5 лет;
контроль и соблюдение ядерной, радиационной, экологической и общетехнической безопасности на всех этапах преобразования "Укрытие" и при последующей его эксплуатации;
разработку, переработку, транспортирование и захоронение топливосодержащих и радиоактивных материалов, находящихся в объекте "Укрытие" или возможность реализации этих мероприятий после пре-
образования объекта в долговременную экологически безопасную систему;
совместимость намеченных работ с эксплуатацией действующих энергоблоков ЧАЭС и работами по выведению их из эксплуатации.
На конкурс было представлено 394 предложения из Украины, России, Беларуси, Франции, Англии, Германии, Италии и других стран. По результатам экспертизы на второй этап конкурса международное Жюри допустило 19 предложений, из которых после открытого общественного обсуждения было отобрано шесть для определения победителя.
Однако всесторонний анализ конкурсных предложений показал, что ни в одном из них не выработано оптимальное решение главной проблемы - экологической безопасности аварийного энергоблока. Поэтому Жюри поручило организационному комитету Международного конкурса обобщить конкурсные предложения и подготовить технические требования для комплексного решения проблемы экологической безопасности объекта "Укрытие". Одновременно Жюри обратилось в Кабинет Министров Украины с рекомендацией объявить в сентябре 1993 г. Международный тендер на выполнение технико-экономического обоснования преобразования объекта "Укрытие", разработанного на основе указанной выше концепции.
2.2.2. Типы радиоактивного загрязнения и особенности проведения работ по улучшению радиационной обстановки в помещениях объекта "Укрытие"
Как отмечалось, объект "Укрытие" по назначению и функциям нельзя считать ни хранилищем ядерного топлива, ни могильником высокоактивных отходов, ни каким-либо другим объектом, ранее встречавшимся в ядерной энергетике. Поэтому в течении 1987 - 1988 гг. была разработана и развернута долгосрочная программа научных исследований на объекте "Укрытие" по следующим основным направлениям: определение количества оставшегося ядерного топлива внутри объекта, определение механического и физико-химического состояния топлива, обследование состояния строительных конструкций, изучение свойств конструкционных материалов в полях гамма-излучения при взаимодействии с остатками топливных масс и ряд других.
Для проведения научных исследований было решено осуществить бурение горизонтальных и наклонных скважин из доступных помещений в район шахты реактора и его подреакторных помещений. При этом отбирались пробы материала и проводился их анализ, затем в скважинах размещалась диагностическая аппаратура для измерения гамма-полей и нейтронных потоков, температуры, тепловых потоков и т.д.
Одновременно выполнялся большой объем подготовительных и вспомогательных работ, связанных с дезактивацией помещений и оборудования, организацией санпропускников и саншлюзов.
С декабря 1987 г. Всесоюзный научно-исследовательский и проектный институт энерготехнологии (ВНИПИЭТ) был включен в состав Комплексной экспедиции ИАЭ им.Курчатова и привлечен к выполнению работ, касающихся обследования радиационной обстановки в помещениях объекта "Укрытие", разработки рекомендаций по дезактивации, оценки состояния строительных конструкций.
В зарубежной литературе отсутствует информация об особенностях радиационного обследования и дезактивационных работ на аварийных энергетических объектах. Такая работа проводилась впервые и ее результаты представляют собой большой научный интерес.
В 1986 - 1987 гг. при обследовании и дезактивации помещений 1, 2, 3-го энергоблоков были выявлены три типа радиоактивных загрязнений:
1. Осевшими радиоактивными аэрозолями и пылью, занесенной при циркуляции воздуха и механического переноса загрязнений. Так были загрязнены помещения, сохранившие свою относительную герметичность и связанные с другими помещениями через системы вентиляции.
2. Продуктами горения реактора и горячего газопылевого выброса. Таким образом были загрязнены помещения, разрушенные при аварии, смежные помещения, коридоры обслуживания, оказавшиеся на пути следования горячих высокоактивных дымо-воздушных потоков.
3. Потоками высокоактивной воды: из теплоносителя контура многократной принудительной циркуляции, от пожаротушения, дождевыми. Вода, растекаясь по помещениям, контактировала с распыленным ядерным топливом, графитом, превращаясь в активный, подвижный источник радиоактивного загрязнения. Так были загрязнены коридоры сообщений, лестницы, помещения нижних отметок, а также подкровельные.
С января 1988 г. сотрудники ВНИПИЭТ приступили к радиационному обследованию помещений деаэраторной этажерки. Радиоактивное загрязнение, в основном, связано с пылевыми частицами, занесенными при естественной циркуляции воздуха и переносе загрязненной обувью из других, более "грязных" помещений персоналом. Максимальная экспозиционная доза (МЭД) излучения в этих помещениях не превышала 50 мР/ч. В коридорах деаэраторной этажерки, на лестничных площадках и в помещениях, примыкающих к машинному залу, МЭД излучения достигала 100 мР/ч и более и была обусловлена внешними источниками.
В помещениях, предназначенных для установки буровых станков, и ряде других МЭД излучения превышала 1 Р/ч и была обусловлена попаданием больших количеств радиоактивных веществ во время взрыва, протечками теплоносителя, дождевыми потоками и излучением внешних источников, находящихся в различных местах развала.
При проведении предварительной паспортизации помещений летом 1988 г. в объекте "Укрытие" были выявлены еще два новых типа радиоактивного загрязнения, обусловленные наплывами радиоактивного бетона, образовавшимися при сооружении саркофага (МЭД излучения от наплывов бетона составляла от сотен миллирентген в час До десятков рентген в час), и лавообразными топливосодержащими массами (ТСМ) в подреакторных и прилегающих к шахте реактора помещениях (МЭД излучения от них составляет от сотен до тысяч рентген в час).
Данные, накопленные по радиационной обстановке к марту 1990 г., позволили разделить помещения объекта на шесть классов с уровнями МЭД излучения: до 50 мР/ч (первый класс); от 50 до 100 мР/ч (второй класс); от 100 до 1000 мР/ч (третий класс); от 1 до 10 Р/ч (четвертый класс); от 10 до 30 Р/ч (пятый класс); более 30 Р/ч (шестой класс) и оценить количественно и в процентном отношении число помещений, входящих в тот или иной класс.
К маю 1991 г. было обследовано около 60 % помещений объекта "Укрытие". Однако многие помещения не могли быть обследованы на нижних отметках объекта из-за того, что входы в них были заблокированы наплывами бетона при сооружении объекта, на верхних отметках - из-за ограничения доступа в них в связи со значительным (или полным) разрушением и аварийным состоянием несущих строительных конструкций.
При разработке концепции перевода объекта в экологически безопасное состояние важно учитывать, что высокоактивное ядерное топливо внутри "Укрытия" находится в открытом виде и контактирует с окружающей средой. Это требует установления полного контроля за состоянием и разработки специальной технологии обращения с ними. Следует подчеркнуть, что такая технология должна быть "безлюдной", поскольку доступ рабочего персонала в большинство помещений, содержащих ТСМ, до настоящего времени практически невозможен. Таким образом, проведение широкого спектра исследований основных характеристик ТСМ внутри объекта "Укрытие" являлось важным этапом, определяющим безопасность объекта.
Целью работ в объекте "Укрытие" в 1989 - 1992 гг. являлось:
уточнение мест и границ скоплений ТСМ и элементов A3, на основе дозиметрических данных;
анализ изменения радиационной обстановки;
исследование радиоактивной загрязненности помещений;
исследование расположения и характеристик скоплений радиоактивной воды в помещениях объекта;
разработка базы данных по помещениям объекта.
Дезактивационные работы на объекте "Укрытие" относятся к высшей категории сложности. Это связано с наличием большого количества завалов, бетонных наплывов, неустойчивым состоянием конструкций, высокими МЭД излучения.
По сложности проведения дезактивационных работ, применению технических средств и методов их проведения все помещения объекта "Укрытие" были условно разделены на четыре группы сложности.
Первая группа сложности - помещения, поверхности которых загрязнены осевшими аэрозольными частицами и радиоактивной пылью. В этих помещениях МЭД излучения не превышает 0,05 Р/ч, что соответствует первому классу. В помещениях этой группы сложности применения специального оборудования не требуется. Радиационная обстановка в таких помещениях улучшалась за счет уборки пыли, мусора с применением простейших инструментов и пылесосов, протирки загрязненных поверхностей ветошью, смоченной растворами, содержащими поверхностно-активные вещества. В зависимости от значений МЭД излучения персонал в помещениях первого класса может находиться от нескольких десятков минут до полной рабочей смены.
Вторая группа сложности - помещения, где длительное время находилась высокоактивная вода, либо через них проходили высокотемпературные газовые выбросы из горящего реактора. В этих помещениях МЭД излучения может достигать 1,0 Р/ч, к ним относятся помещения второго и третьего классов. Загрязнения здесь прочнофиксированного характера: в случае газовых выбросов радиоактивные мелкодисперсные вещества проникают в глубь поверхностей до нескольких сантиметров, а в случае протечек радиоактивной воды в цементную стяжку, штукатурку, в кирпич - на глубину 10 см и более. Многократная обработка дезактивирующими растворами не приводила к снижению МЭД излучения до допустимых уровней.
Для достижения высокой эффективности дезактивации в этих помещениях требовалось удалить с поверхностей лакокрасочные покрытия и слой штукатурки и растворную стяжку с пола. После удаления загрязнений все покрытия необходимо было восстановить заново. Такие работы трудоемки, они выполнялись, как правило, механическими способами вручную и приводили к повышенным дозовым нагрузкам их исполнителей. В некоторых случаях эффективной оказывалась защита от гамма-излучения слоем бетона (стенки из бетонных блоков, цементная стяжка и т.п.) или свинца толщиной по расчету до требуемой кратности ослабления. При проведении работ по удалению загрязненных участков поверхностей механическими способами необходимо было проводить пылеподавление пленкообразующими составами, а при их отсутствии - водой. Безопасное время нахождения персонала в этих помещениях не превышает нескольких минут.
Третья группа сложности - помещения, поверхности которых загрязнены первым или вторым типом радиоактивных загрязнений (п.1 или 2) или их сочетанием, а также помещения, в которых МЭД излучения определяется внешними источниками излучения. МЭД излучения в них до 10 Р/ч, к ним относятся помещения четвертого класса. Для этой группы сложности перед проведением дезактивационных работ необходимо сначала устранить влияние внешних источников гамма-излучения, например, заделать проемы, окна, установить защитные экраны или дополнительный слой бетона и т.п. После этого провести оценку загрязненности помещения, установить, к какой группе сложности его следует отнести и далее рекомендовать апробированные технические средства и способы дезактивации, предусмотренные первой или второй группой сложности. Четвертая группа сложности - помещения, загрязненность в которых усугубляется наличием натеков бетона, содержащих включения топливной композиции и значительные количества топливосодержащих масс, которые являются мощными источниками гамма-излучения. МЭД излучения в этих помещениях от 10 и более 30.Р/ч. К ним относятся помещения пятого и шестого классов. Если в помещениях пятого класса еще возможно кратковременное посещение персонала для проведения работ, то в помещения шестого класса доступ ограничен. Во всех случаях в помещениях этой группы сложности работы должны проводиться дистанционно с применением робототехники и специального инструмента, защитных и технических средств проведения работ и способов наблюдения за их ходом.
На деаэраторной этажерке к первым двум классам относятся 76 % помещений, а остальные 24 % - к третьим и четвертым классам.
Уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхностей помещений объекта "Укрытие" в июне 1988 г. на различных отметках по высоте реакторного отделения колебались в широких пределах от 10^-7до 10^-4Ки/м²по альфа-нуклидам и от 2·10^-7до 3·10^-2Ки/м²по гамма-нуклидам.
Следует отметить, что нормализация радиационной обстановки в помещениях объекта зачастую была сопряжена с большим объемом специальных строительно-монтажных работ по подавлению источников излучения и не улучшалась при применении химических и механических методов. Это связано с отсутствием эффективных и экономичных способов дезактивации строительных материалов, в особенности бетона, и технических средств по применению химических методов дезактивации, которые позволяли бы избегать высоких дозовых нагрузок на персонал (робототехника).
Технологическое оборудование, находящееся в помещениях 4-го энергоблока, дезактивации практически не подлежало. В случае необходимости нормализации радиационной обстановки в помещениях оно, как правило, демонтировалось. Основное внимание уделялось дезактивации вновь установленного оборудования, находящегося в эксплуатации. Наибольший интерес из числа такого оборудования представляли буровые станки и вспомогательное оборудование, необходимое для проведения работ по бурению скважин. Они в процессе эксплуатации подлежали периодической дезактивации.
До конца 1988 г. радиационная обстановка была улучшена примерно в 40 помещениях энергоблока. Установлено, что в аварийном энергоблоке (реакторное отделение) помещений первого и второго класса - 16 %, шестого класса - 10 %, третьего - пятого - остальные 74 %. К апрелю 1991 г. было обследовано 226 помещений энергоблока, что составляло примерно 60 % общего числа помещений. Из 14 помещений реакторного отделения, в которых проводились работы по улучшению радиационной обстановки, в 11 МЭД излучения удалось уменьшить до уровней, соответствующих требованиям, предъявляемым к полуобслуживаемым помещениям (менее 2,8 мР/ч). Коэффициенты дезактивации варьировали от 3 до 500.
Таким образом, анализ результатов проведенных дезактивационных работ на объекте "Укрытие" показывает, что предложенные инженерно-технические решения по улучшению радиационной обстановки оказались достаточно эффективными и позволили существенно улучшить или нормализовать радиационную обстановку в ряде помещений объекта "Укрытие".
В период 1991 - 1992 гг. специалистами ВНИПИЭТ была создана информационная система, включающая в себя базу данных характеристик помещений по результатам обследования, проведенным в 1988 - 1992 гг.
2.2.3. Оценки ядерной и радиационной опасности ядерного топлива и радиоактивных материалов, сосредоточенных в объекте "Укрытие"
2.2.3.1. Ядерное топливо в объекте "Укрытие".
Количество облученного ядерного топлива, оставшегося в объекте "Укрытие", составляло около 180 т (по урану) или 96 % находившегося в 4-м энергоблоке перед аварией. Основная часть радионуклидов была связана с урановой матрицей (кроме "летучих", например, таких как, цезий, который частично вышел из нее во время активной стадии аварии). Кроме того, весьма небольшая часть активности, была выщелочена водой, проникающей в объект "Укрытие". Среднее выгорание топлива составляло (11 - 12) МВт·сут/кг (урана).
Исследования 1987 - 1992 гг. показали, что облученное топливо внутри "Укрытия" находится в виде следующих модификаций:
фрагменты A3, большая часть которых выброшена при взрыве на верхние этажи энергоблока, в частности, в ЦЗ.
мелкодиспергированное топливо (пыль) - топливные "горячие" частицы. Размеры этих частиц от долей микрона до сотен микрон. Он и наблюдались практически во всех помещениях объекта, внедрились в стены, полы, потолки комнат, находились в воздухе в виде аэрозолей. (Полная масса "горячих" частиц оценивается, по порядку величины, в 10 т)
С высокоактивным, напоминающим черное стекло материалом, исследователи, работавшие на 4-м энергоблоке ЧАЭС, столкнулись впервые осенью 1986 г. В одном из подреакторных помещений была обнаружена гигантская застывшая капля, впоследствии получившая название "слоновья нога". Анализ ее материала показал, что в основном он состоит из диоксида кремния с примесью других соединений, в том числе и соединений урана.
Впоследствии лавообразные, содержащие ядерное топливо материалы (ЛТСМ), были обнаружены во многих подреакторных помещениях. В их составе содержалась значительная часть урана, находившегося до аварии в A3, и большая часть наработанных в реакторе радионуклидов. Это указывает на то, что процесс образования лавы, во время активной стадии аварии (с 26.04.86. г. по 06.05.86. г.), происходил подаппаратном помещении. В ходе этого процесса была расплавлена часть металлоконструкций основания реактора и ее серпентинитовая засыпка.
По мере увеличения своей массы расплав распространялся по полу помещения, достигая краев паросбросных клапанов, переливался внутрь и попадал в нижние помещения, созданные для локализации пара при проектной аварии. Одновременно расплав распространялся и в горизонтальном направлении, так как в стене подреакторного помещения образовался пролом, или прожог.
По подреакторным помещениям растекался уже сформировавшийся расплав (металл+ТСМ), при этом металл оставался неизменным по составу, а керамические массы по мере растекания взаимодействовали с конструкционными материалами.
Исследования, проведенные в 1987 - 1992 гг., позволили выяснить места расположения основных скоплений ЛТСМ в нижних помещениях энергоблока, описать их физико-химические свойства, обнаружить и начать изучение процессов деградации ЛТСМ. Впервые общая модель расположения ЛТСМ, находящихся на Нижних этажах объекта " Укрытие", а также оценка массы топлива, содержащегося в них, была сделана на основании работ, выполненных в 1586 - 1989 гг. До этого производились оценки для отдельных помещений, в большинстве случаев, на основе тепловых измерений.
Исследования полей температур и тепловых потоков в условиях Укрытия" играли важную роль. Во-первых, они позволяли обнаружить места, в которых находилось топливо, путем измерений в относительно доступных зонах..Во-вторых, они могли быть использованы при оценках массы топлива (М), оставшегося в различных помещениях Укрытия". Метод оценки основывался на том, что полный поток тепла, выходящий из помещения, однозначно связан с мощностью тепловых источников внутри него и, следовательно, величиной М. И в этом случае с помощью исследований, проводимых в доступных зонах, можно было пытаться определить количество высокорадиоактивных материалов. В условиях, когда ЛТСМ часто покрыты метровыми слоями "свежего" (попавшего в "Укрытие" при строительстве) бетона, интегральный, теплометрический метод также мог дать значительные результаты.
Для оценки количества топлива в ряде других помещений использовался комплексный метод, который можно условно назвать визуальным. Он основывается на результатах измерения МЭД, пробоотбора, а более всего на визуальных наблюдениях, в том числе - прямых и с помощью фото- и телеаппаратуры. В условиях объекта "Укрытие", когда большая часть ТСМ залита бетоном, а пробоотбор возможен лишь с поверхности лав (из-за отсутствия "горячей технологии" для извлечения кернов), применение визуального метода становится весьма проблематичным.
В исследованиях 1989 - 1992 гг. особенно ясно проявилась сложная структура ЛТСМ и их неоднородность. Эти свойства усугублялись начавшимися быстро развиваться процессами деградации лав. Поэтому, сделанные сейчас оценки количества топлива (по урану), находящегося в нижних помещениях реактора 4-го энергоблока, все еще содержат большие неопределенности.
Наконец, в 1990 г. было обнаружено, что в воде, находящейся в ряде нижних помещений объекта, содержатся растворенные соли урана. Концентрация урана в ней мала и составляет от долей до нескольких миллиграмм на литр, так что полное количество топлива в растворенной форме по оценкам составляет менее 2 кг. Причина появления растворимых солей - разрушение ЛТСМ под действием рядафакторов, основной из которых - вода, проникающая в "Укрытие".
2.2.3.2. Ядерная опасность.
Гипотетическая ядерная опасность (возникновение самоподдерживающейся цепной реакции - СЦР) могла бы угрожать со стороны оставшихся фрагментов (ТВЭЛов, ТВС, ЛТСМ) и, в будущем, растворенного урана.
Опираясь на расчеты, можно утверждать, что ни одно из доступных для наблюдения скоплений фрагментов A3 не представляет собой ядерной опасности. Что касается топлива, выброшенного в ЦЗ, то вероятность того, что при этом там спонтанно возникнет ядерно-опасная сборка, мала. Кроме того, выброшенное топливо еще во время активной стации аварии было засыпано сверху материалами, среди которых были и соединения бора (нейтронный поглотитель), а в последние два года над завалами ЦЗ периодически работает установка по пылеподавлению, распыляя раствор, в состав которого входит соединение гадолиния (также эффективнейший поглотитель нейтронов). Анализ показаний детекторов мощности дозы гамма-излучения, находящихся в ЦЗ, свидетельствует о том, что за все прошедшие годы никаких аномальных явлений там не зарегистрировано.
Расчетами, экспериментами, исследованиями сотен проб было показано, что в существующем состоянии ЛТСМ подкритичны, т.е. ядерно-6езопасны. Их критичность (k) может увеличиться в случае перемешивания вещества ЛТСМ с водой. Но и в этом случае лава, с которой до сих пор имели дело исследователи, останется ядерно-безопасной. Это иллюстрирует рис. 1.2.3. На графике в координатах "содержание U в лаве - выгорание топлива" приведена ядерно-опасная область с k >1 для наиболее опасной гомогенной смеси ЛТСМ с водой. Область наблюдаемых параметров "чистых" ЛТСМ далеко отстоит от опасной границы.
Вместе с тем, ЛТСМ из-за отсутствия "горячей технологии - которая позволила бы взять пробы из глубины лавы, исследованы только с поверхности. В ряде случаев, на этой поверхности были обнаружены "недорасплавившиеся" и целые ТВЭЛы. Расчеты для таких сложных систем, как ТСМ + вода + ТВЭЛы, учитывающие полный химический состав лав (в частности, обнаруженные в них нейтронные поглотители) и их геометрию, для наиболее опасного содержания воды сейчас проводятся.