a1.gif (1118 bytes)
a.gif (150 bytes) 1.gif (544 bytes)
  2.gif (445 bytes)
  3.gif (438 bytes)
  4.gif (570 bytes)
  5.gif (769 bytes)
  6.gif (515 bytes)
  7.gif (501 bytes)
  8.gif (450 bytes)

ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ КАТАСТРОФА
ЧАСТЬ І


ИСТОРИОГРАФИЯ СОБЫТИЙ СОЦИАЛЬНО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ И ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ
ГЛАВА 1


МАСШТАБЫ КАТАСТРОФЫ. СОЦИАЛЬНО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ КАТАСТРОФЫ

1.1. Оценка масштабов катастрофы
1.1.1. Проектирование и строительство Чернобыльской АЭС
В соответствии с постановлением Совета Министров СССР от 29 сентября 1966 г. был утвержден план ввода в СССР в течение 1966 - 1977 гг. атомных станций электрической мощностью 11,9 млн кВт, в том числе атомных электростанций (АЭС) с реакторами нового типа РБМК-1000 мощностью 8 млн кВт.
Одну из новых АЭС было решено расположить в центральных районах Украины. Площадку выбрали в восточной части региона, именуемого Белорусско-Украинским Полесьем, около 110 км севернее Киева и 12 км северо-западнее Чернобыля (Киевская обл.).
Строительство ЧАЭС осуществлялось с 1970 г. трестом Южатомэнергострой Минэнерго СССР.
Введение в действие 1-го энергоблока состоялось в сентябре 1977 г., 2-го - в январе 1979 г., 3-го и 4-го - соответственно в декабре 1981 и 1983 гг. Следует отметить, что 3-й и 4-й энергоблоки, входящие во вторую очередь ЧАЭС, относятся ко второму поколению атомных станций этого типа.
Задолго до пуска 3-го и 4-го энергоблоков родилась идея сооружения в Чернобыле 5-го и 6-го энергоблоков, т.е. третьей очереди ЧАЭС. В 1981 г. были начаты строительно-монтажные работы по ее сооружению. Пуск 5-го энергоблока был намечен на осень 1986 г., но весной (после аварии на 4-м энергоблоке) строительство было остановлено. А вскоре было официально объявлено, что сооружение 5-го и 6-го энергоблоков ЧАЭС прекращено.
Послеаварийный пуск 1-го энергоблока ЧАЭС произошел 1 октября 1986 г., 2-го - 5 ноября 1986 г., 3-го - 3 декабря 1987 г.
1.1.2. Конструкционные особенности реакторов РБМК-1000
Для ЧАЭС в качестве базового был принят энергоблок с реактором РБМК-1000 электрической мощностью 1000 МВт. Это гетерогенный канальный реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя - вода.
Концепция мощных реакторов канального типа с графитовым замедлителем и кипящим теплоносителем была разработана в начале 60-х годов. К этому времени в стране уже имелся опыт создания и эксплуатации уран-графитовых реакторов с водным теплоносителем (Обнинская, Белоярская, Билибинская, Сибирская АЭС).
Принципиальной особенностью конструкции канальных реакторов являлось отсутствие специального прочного корпуса, свойственного реакторам типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Кроме того, на реакторах РБМК можно осуществлять перегрузку ядерного топлива без их остановки, что позволяет повысить коэффициент использования мощности.
Уже в ходе предварительного следствия было установлено, что реакторы типа РБМК-1000 имеют некоторые несовершенства конструкции (главный конструктор - академик H.A-Долежаль; научный руководитель всего комплекса работ, связанных с созданием реактора этой серии, - академик А.П.Александров). Учреждения-исполнители: Институт атомной энергии (ИАЭ) им. И.В.Курчатова (научный руководитель); Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (главный конструктор); Атомэнергопроект (главный проектант).
Теперь уже ясно, что для повышения безопасности и надежности реактора следовало бы уменьшить паровой коэффициент реактивности и создать быстродействующую систему аварийной защиты. Было также отмечено, что при загрузке реактора стержни аварийной защиты при своем движении вниз в течение пяти секунд вносили в реактор не отрицательную, а положительную реактивность (так называемый эффект положительной остановки), т.е. налицо дефект конструкции стержней - потенциальный фактор аварии [15]. После чернобыльской аварии большинство этих недостатков было исправлено. В частности, на всех 15 действующих в СССР реакторах РБМК-1000 начальное обогащение урана было повышено до 2,5 %, время срабатывания системы управления снижено примерно в 10 раз, что позволило улучшить нейтронно-физические характеристики реактора, сделать его более устойчивым на всех уровнях мощности. Однако по оценкам некоторых специалистов в области ядерной безопасности система управления и защиты реакторов типа РБМК все еще не обеспечивает безопасной эксплуатации станций [II].
1.1.3. Оценка активности продуктов деления и трансурановых элементов, накопившихся в реакторе к моменту аварии
К моменту остановки 4-го энергоблока ЧАЭС, которая была запланирована на 25 апреля 1986 г., активная зона его реактора содержала 1650 тепловыделяющих сборок (ТВС) со средним выгоранием 10,3 МВт-сут/кг. Основную часть (75 %) составляли ТВС первой загрузки с выгоранием 10-15 РњР'С‚-сут/кг. К этому времени в активной зоне реактора 4-го энергоблока накопилось 1500 МКи радиоактивных продуктов деления и активации. До аварии реактор 4-го энергоблока эксплуатировался в течение трех лет (865 календарных дней, или 715 эффективных суток). Катастрофа произошла к концу рабочей кампании активной зоны реактора, когда накопление радиоактивных продуктов деления было максимальным.
В табл. 1.1.1 приведены данные по активности радионуклидов в реакторе на момент аварии [9].
Во время остановки 4-го энергоблока по утвержденной главным инженером ЧАЭС Н.М.Фоминым программе предполагалось провести испытания реактора с отключенными защитами в режиме полного эбесточивания оборудования ЧАЭС.
Таблица І.1.1
Активность радионуклидов в реакторе 4-го энергоблока ЧАЭС на момент аварии

Радионуклид* Период полураспада T(l/2), сут Энергетический выход, МэВ/расп Активность абсолютная, МКи
239Np 2,35 0,16 720
99 2,75 0,28 160
132 3,25 0,24 73
132I (3,25) 1,84  
131I 8,04 0,39 86
140Ва 12,8 0,18 135
140La (12,8) 2,30  
141 32,5 0,80 150
103Ru 39,4 0,49 130
89Sr 52 0 63
91Y 58 0 70
95Zr 64 0,74 130
95Nb (64) 0,76 130
110mAg 250 2,84 0,5
144Ce 284 0,02 90
106Ru 367 0,20 60
134Cs 2,06 года 1,55 4,0
125Sb 2,77 года 0,44 0,7
90Sr 28,8 года 0 6
137Cs 30,2 года 0,57 8
238Pu 87,7 года 0 0,02
239Pu 24380 лет 0 0,02
240Pu 6537 лет 0 0,03
242Cm 163 0 0,49

*В порядке возрастания Т(1/2).
**В скобках указан период полураспада материнского радионуклида.
В январе 1986 г. программа испытаний была направлена генеральному проектировщику в Гидропроект и в Госатомэнергонадзор СССР для согласования. Ответа не последовало [9].
1.1.4. Хронология проведения испытаний на 4-м энергоблоке ЧАЭС
25 апреля 1986 г. ситуация развивалась следующим образом [17,38]:
1 ч 00 мин - согласно графику остановки реактора, работающего на номинальных параметрах, персонал приступил к снижению его тепловой мощности.
13 ч 05 мин - при тепловой мощности реактора 1600 МВт отключен от сети турбогенератор №-7 4-го энергоблока, а электропитание переведено на турбогенератор№-8.
14 ч 00 мин - отключена система аварийного охлаждения реактора (САОР). Реактор продолжал работать без нее. Сделано это было сознательно, чтобы исключить возможный тепловой удар. По требованию диспетчера Киевэнерго в 14 ч 00 мин вывод энергоблока из работы был задержан. Его эксплуатация все это время продолжалась с отключенной САОР.
23 ч 10 мин - получено разрешение на остановку реактора. Началось дальнейшее снижение его тепловой мощности до 1000 - 700 МВт, как предусматривалось программой. Но оператор не справился с управлением, в результате чего мощность упала почти до нуля. Персонал попытался поднять ее.
26 апреля 1986 г.
1 ч 00 мин - удалось стабилизировать мощность реактора на уровне 200 МВт. Дальше поднимать ее было нельзя из-за малого оперативного запаса реактивности.
1 ч 07 мин - к шести работающим главным циркуляционным насосам подключили еще два, чтобы повысить надежность охлаждения активной зоны реактора.
1 ч 20 мин - стержни автоматического регулирования вышли из активной зоны на верхние концевики. Только так удалось удержать тепловую мощность реактора на уровне 200 МВт.
1 ч 22 мин 30 с - в активной зоне находилось почти вдвое меньше необходимого количества стержней. Реактор требовалось немедленно заглушить.
1 ч 23 мин 04 с - оператор закрыл стопорно-дроссельные клапаны турбогенератора№-8. Подача пара на него прекратилась. Начался режим выбега ротора турбогенератора. Одновременно была нажата и кнопка МПА (максимальной проектной аварии). Таким образом, оба турбогенератора - седьмой и восьмой - были отключены. В результате в технологических каналах реактора вскипел теплоноситель и реактор оказался по расходу теплоносителя в таком состоянии, когда даже небольшое изменение его мощности могло привести к увеличению объемного паросодержания, что, в свою очередь, вызвало бы появление положительной реактивности. Колебания мощности реактора в конечном итоге могли послужить причиной дальнейшего ее роста.
1 ч 23 мин 40 с - начальник смены, поняв опасность ситуации, дал команду нажать кнопку самой эффективной автоматизированной защиты (АЗ-5). Все регулирующие стержни начали двигаться вниз, однако вскоре остановились. Не помогло и ручное управление - стержни-поглотители так и остались в верхней части активной зоны (прошли 2 - 2,5 Рј вместо положенных 7 м).
1 ч 23 мин 58 с - концентрация водорода в гремучей смеси стала взрывоопасной, и раздались взрывы. По сути дела, реактор и здание 4-го энергоблока были разрушены серией взрывов гремучей смеси.
К 15 ч 26 апреля 1986 г. было достоверно установлено, что реактор разрушен и из него в атмосферу поступают огромные количества радиоактивных веществ.
Иностранными специалистами в реакторах РБМК-1000, в том варианте, в котором они работали до аварии на ЧАЭС, были выделены пять главных конструктивных ошибок:
неверная конструкция стержней, что может привести к кратковременному увеличению реактивности при нажатии аварийной кнопки;
возможность удаления из активной зоны практически всех стержней;
медленное движение стержней вниз при аварийной остановке;
положительный коэффициент паровой реактивности;
возможность потери теплообменника (охладителя). Авария подобного типа была бы, по утверждению западных физиков [42], невозможна в реакторах, имеющих другую конструкцию.
В работе [15] делается вывод о том, что разгон реактора произошел из-за положительного парового коэффициента реактивности и положительного выбега реактивности на начальном этапе погружения стержней. Эти два эффекта вполне объясняют разгон реактора без привлечения дополнительных гипотез о внешних воздействиях, приведших к появлению пара в активной зоне реактора.
1.1.5. Действия операторов в аварийной ситуации
Оценивая ситуацию и действия эксплуатационного персонала после взрыва, можно сказать, что безусловный героизм и самоотверженность проявили персонал машинного зала и пожарные на кровле. Они предотвратили дальнейшее развитие катастрофы как внутри, так и снаружи машинного зала и спасли таким образом станцию [17].
Первыми приняли на себя удар ядерной стихии внутри 4-го энергоблока операторы его центрального зала. Их ошибка состояла лишь в том, что они не знали всех возможностей реактора РБМК. У них имелись документы, где описаны конструкция реактора, правила его эксплуатации, но ничего не сказано об особенностях реактора этого типа, а также о том, на что нужно обращать особое внимание и чего надо опасаться.
После взрыва персонал станции в полной темноте обесточил все распределительные щитки и перекрыл заглушки - в противном случае пожарные, тушившие машинный зал, погибли бы от поражения электрическим током. У людей в ту ночь, кроме каски на голове, бахил на ногах, защитной маски, обыкновенной спецодежды на теле не было никаких дополнительных средств защиты. Все они были специалистами и знали, что работают при очень высоких уровнях радиоактивности, о чем свидетельствовало появление симптомов острой лучевой болезни (тошнота, рвота, понос, головокружение). И несмотря на это, люди шли и выполняли свои обязанности.
Анализ причин аварии свидетельствует о надуманности и политическом характере обвинений персонала в безответственности, некомпетентности, грубейших ошибках. Его ошибками были отступления от технического регламента и программы эксперимента.
Согласно программе эксперимент надо было проводить при тепловой мощности 700 - 1000 РњР'С‚. Его же проводили при мощности 280 - 300 РњРІС‚, решив, что нет смысла специально ее поднимать, так как по окончанию эксперимента реактор должен был быть заглушен для проведения планово-предупредительного ремонта. Но, как оказалось, при такой мощности, вопреки общепризнанному утверждению, что чем ниже уровень мощности, тем безопаснее, реактор ведет себя нестабильно: проявляются все недостатки, обусловленные физикой самого реактора, его загрузкой, а также теми коэффициентами, которые не укладывались в основные положения безопасности. Однако об этом грамотно нигде не было сказано.
Взрыв мог произойти и в том случае, если бы этих ошибок не было. Допущенные же при действительно надежной системе управления и защиты реактора, они в самом худшем случае привели бы всего-навсего к недельному простою энергоблока.
1.1.6. Диагностические изменения в разрушенном энергоблоке
Как известно, при проведении эксперимента по обеспечению электроэнергией атомной станции в экстремальных условиях произошла техногенная ядерная катастрофа на 4-м энергоблоке ЧАЭС. В результате с 26 апреля по 6 мая 1986 г. из разрушенного энергоблока выбрасывались радионуклиды, накопившиеся в реакторе (табл. 1.1.2).
Выбросы радионуклидов из реактора были неравномерными. Это обусловлено как естественными спадами процессов в реакторе, так и постоянными попытками заглушить его. За отмеченные девять-десять дней в развал 4-го энергоблока было сброшено около 5000 т различных материалов (бора, доломита, песка, глины), включая 2400 т свинца.
Общее количество выброшенных из реактора радионуклидов составило около 90 МКи, из которых 45 МКи приходится на долю ксенона, ~ 1 МКи - криптона, 7-10 МКи -131J, 1 - 2 МКи -137Cs и 0,2 МКи -90Sr. Выброшенные в атмосферу и на почву радионуклиды могут быть сгруппированы следующим образом:
благородные газы (ксенон, криптон);
элементы с атомной массой (А) ~ 130 (йод, теллур, цезий);
элементы с А ~90 (стронций, ниобий, молибден);
уран и трансурановые элементы.
Состояние ядерного топлива[З]. Измерение ядерных и тепловых характеристик остатков топлива внутри саркофага позволяет утверждать, что оно находится в глубокоподкритичном состоянии. Следовательно, в настоящее время нигде внутри саркофага не происходит самопроизвольная цепная ядерная реакция и вероятность ее возникновения очень мала. Основная часть ядерного топлива во время активной стадии аварии соединилась с бетоном строений, переплавилась, образовав стекловидные и пемзообразные лавы из двуокиси кремния и остатков конструкционных материалов. Кроме лавообразных масс в саркофаге находятся фрагменты активной зоны и мелкодиспергированное топливо. "Горячие" топливные частицы условно подразделяются на мелкие (около микрона) и крупные (около 10 микрон). Мелкие частицы возникли в процессе горения графита и преобразования топлива, крупные - в первые моменты аварии, когда шло разрушение топливных таблеток по границам зерен двуокиси урана. Установлено, что с течением времени идет процесс измельчения крупных "горячих" частиц и превращения их в более опасные для человека формы. По химическому составу крупные "горячие" частицы совпадают с топливом на момент аварии, а мелкие - с поверхностным загрязнением внутри саркофага. Что касается остатков топлива в виде пыли (крупные и мелкие "горячие" частицы), то большая ее часть осела под слоями сброшенных во время ликвидации аварии материалов. 17(±5) С‚ [26] находится в верхних этажах помещений 4-го энергоблока и в центральном зале. По оценкам Комплексной экспедиции ИАЭ им. И.В.Курчатова, в центральном зале на поверхности 1 - 1,5 С‚ пыли.
Таблица 1.1.2
Ежесуточный выброс (Q) радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного энергоблока (без радиоактивных благородных газов)*

Дата 1986 г. Время после аварии, сут Q, МКи Дата 1986 г. Время после аварии, сут Q, МКи**
26.04 0 12 03.05 7 5,0
27.04 1 4,0 04.05 8 7,0
28.04 2 3,4 05.05 9 8,0
29.04 3 2,6 06.05 10 0,1
30.04
01.05
4
5
2,0
2,0
09.05
23.05
14
28
0,01
20* 10-6
02.05 6 4,0      

ДАЛЕЕ

up.gif (200 bytes) m.gif (2186 bytes)up.gif (200 bytes)