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)

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. Онинаблюдались 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 ряда факторов,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.



Рис. I.2.3. График критичности ЛТСМ (без фрагментов ТВЭЛов) как функция содержания урана и выгорания топлива (гомогенная смесь ЛТСМ с водой, при самых "неблагоприятных" условиях)
Важно отметить и то, что с момента аварии проникновению воды в лаву препятствуют два барьера: монолитность лавы и сравнительно высокая температура внутри нее. Постепенно барьеры снижаются, но при осуществлении непрерывного контроля приближение к критичности может быть обнаружено и ликвидировано соответствующими контрмерами.
Что касается накопления урана в водных массивах, то это процесс медленный и соответствующие контрмеры (откачка воды, введение поглотителей и т.п.) могут быть достаточно эффективны.
Выводы о ядерной безопасности ТСМ объекта "Укрытие", которые можно сделать сегодня, следующие:
все проведенные до сих пор экспериментальные и расчетные исследования указывают на подкритичность ТСМ, находящихся в объекте; на пути возникновения СЦР существуют естественные и искусственные барьеры;
эти барьеры со временем понижаются, и это обязывает продолжать исследования и наблюдения за ТСМ и, в случае необходимости, применить соответствующие контрмеры против СЦР;
главным потенциальным источником опасности является вода, проникающая в объект "Укрытие".
.2.2.3.3. Радиационная опасность. Влияние объкта "Укрытие" на окружающую среду.
Гораздо более реальной считается радиационная опасность. Она может проявиться двумя путями:
выброс радиоактивной пыли при обрушении старых конструкций внутри "Укрытия" (достаточно реальная ситуация) или при обрушении верхней части самого "Укрытия" (максимальная гипотетическая авария);
вымывание активности водой и ее попадание во внешнюю среду.
До сих пор меры по пылеподавлению и укреплению строительных конструкций позволили практически предотвратить выброс радиоактивной пыли через щели за пределы объекта. В 1990 - 1992гг. он был на порядки меньше, чем допустимый выброс работающего энергоблока АЭС (<0,3 Ки/г)
Таким образом, пылевой компонент радиационной опасности существует, и вероятность его проявления со временем может расти.
Следует отметить, что сейчас выброс из "Укрытия" топливной пыли опасен, прежде всего, загрязнением внешней среды плутонием. Для человека, находящегося в пылевом облаке, незначительное повышение мощности дозы внешнего облучения сопровождается превышением на много порядков предельно допустимой концентрации плутония в воздухе.
Как далеко будет простираться опасная область при аварии? Даже самые пессиместические оценки показывают, что при внутренних обрушениях выброс пыли из имеющихся щелей может представлять опасность только для людей, работающих на территории АЭС.
При максимальной гипотетической аварии с разрушением объекта в результате особо сильного землетрясения или смерча область прохождения радиоактивного облака и выпадения активности может быть оценена весьма приблизительно. Пессимистические прогнозы свидетельствуют о том, что может образоваться хотя и узкий (до 1 км шириной), но достаточно длинный коридор (десятки километров) с загрязнениями в десятки Ки/км2 по цезию, Ки/км2 по 90Sr и плутонию.
Если произойдет даже локальный пылевой выброс, то изо всех видов ущерба (здоровью людей, окружающей среде, экономике и.т.п.) возможно самым тяжелым и наиболее трудно поддающимся оценке станет моральный - возрождение и углубление чернобыльского синдрома у сотен тысяч людей.
Попадающая в "Укрытие" вода на своем пути с верхних отметок на нижние постепенно разрушает конструкции, размывает ТСМ, уносит с собой частицы топлива и растворимые формы радионуклидов. Суммарная активность воды по всем гамма-излучающим радионуклидам лежит в пределах от десятков микрокюри до милликюри на литр. Основной компонент активности -137Cs. Проблема миграции воды за пределы объекта сейчас только исследуется.
2.2.4. Характер и уровни радиоактивного загрязнения помещений 1 - 3-го энергоблоков и особенности проведения дезактивационных работ при их повторном пуске в эксплуатацию
Авария на 4-м энергоблоке ЧАЭС привела к сильному радиоактивному загрязнению обширных территорий, зданий и сооружений станции, что сделало невозможным запуск трех остановленных энергоблоков. Локализация очага загрязнения позволила начать подготовительные работы по их пуску.
Дезактивация внутренних и наружных поверхностей зданий и помещений 1-го и 2-го энергоблоков проводилась обработкой поверхностей дезактивирующими растворами вручную и с использованием специальных устройств, в том числе и гидропылесосов. По состоянию на 10 августа 1986 г. было дезактивировано 862 тыс. м2помещений главного корпуса АЭС, свыше 500 тыс. м2поверхностей других зданий на промышленной площадке, вывезено 25 тыс.м3загрязненного грунта и уложена железобетонными плитами территория площадью 187 тыс.м2.
Далее в эксплуатируемых помещениях 1-го и 2-го энергоблоков требуемая радиационная обстановка поддерживалась проведением неоднократной дезактивации на площади около 16 тыс. м. Проведенный подготовительный объем работ по внедрению разработанных мероприятий, обеспечивающих повышение безопасности реакторов, а также по дезактивации мест постоянного пребывания эксплуатационного персонала, позволил выполнить все предусмотренные технологическим регламентом работы и ввести энергоблоки 1-й и 2-й в эксплуатацию в октябре и ноябре 1986 г. соответственно.
Осенью 1986 г. Правительственной комиссии были доложены результаты обследования состояния конструкций и оборудования 3-го энергоблока ЧАЭС и принято решение о возобновлении его эксплуатации. Опираясь на опыт в целом успешной дезактивации помещений и оборудования 1-й очереди ЧАЭС, работы на 3-м энергоблоке стали проводить аналогично, используя в основном струйные методы жидкостной дезактивации.
Однако вскоре выяснилось, что в отличие от 1-й очереди ЧАЭС, на 3-м энергоблоке эти методы, как правило, не давали требуемого эффекта. Кроме того, их применение в отдельных случаях вызывало даже ухудшение радиационной обстановки.
Возникла необходимость подготовки новых альтернативных решений по восстановлению 3-го энергоблока. Для оценки целесообразности проведения дальнейших дезактивационных работ, их трудоемкости, материалоемкости, степени радиационной безопасности и другого потребовались точные и детальные данные о характере, уровне и степени фиксации загрязнений на поверхностях помещений и оборудования энергоблока, сложившихся к концу 1986 г. Такая обширная информация была получена в ходе специализированной радиационной разведки, проведенной в январе 1987 г.
Загрязнение 3-го энергоблока радиоактивными веществами произошло в результате взрывов на 4-м энергоблоке, приведших к попаданию высокоактивных веществ (фрагментов A3, диспергированной топливной композиции, графита и т.д.) на кровле других энергоблоков. Кроме того, при разрыве контура многократной принудительной циркуляции и тушении пожара несколько тысяч тонн радиоактивной воды затопили многие нижние помещения 3-го энергоблока.
В момент аварии и еще некоторое время после взрыва работала приточная вентиляция 3-го энергоблока, загрязняя внутренние поверхности воздуховодов и помещений радиоактивными аэрозолями. Кроме того, в результате взрывов были выбиты окна и двери, образовались проломы в стенах и крыше, через которые внутрь помещений дополнительно поступали радиоактивные загрязнения.
По данным Центра радиационной безопасности (ЦРБ) ЧАЭС к началу 1987 г. предстояло провести дезактивацию более чем 1100 помещений с имеющимся в них оборудованием и коммуникациями. Исходные уровни МЭД излучения в 60 % помещений 3-го энергоблока на этот период времени превышали допустимые уровни по НРБ-78/87 в десятки и сотни раз, а около 30 % помещений находились в поле радиационного излучения мощных источников, расположенных или внутри оборудования, или на кровлях 3-го энергоблока. Из этого с очевидностью следует, что эффективность методов и технических средств дезактивации должна была обеспечивать не менее чем 10 - 100-кратное снижение уровней загрязнения.
При подготовке рекомендаций по каждому помещению специалистами ВНИПИЭТ (совместно с заинтересованными предприятиями) были проведены работы по оценке эффективности различных методов и технических средств дезактивации (с помощью жидкостей, пены, паровых и воздушных эмульсий, абразивных паст, дробеструйной обработки и т.д.). В ряде случаев потребовалось использование снимаемых дезактивирующих полимерных покрытий и наложение защитных слоев бетона или свинца.
В то же время было установлено, что эффективность любого из перечисленных методов в отдельности недостаточна для нормализации радиационной обстановки в ряде сложных для дезактивации помещений. В этих случаях необходимо разумное сочетание методов дезактивации. Всего потребовалось очистить поверхности строительных конструкций, оборудования и коммуникации общей площадью около 1270 тыс. м2; удалить, загрязненный бетон и бетонную стяжку объемом 10 тыс. м3(120 тыс.м2); удалить загрязненную штукатурку (300 тыс. м2) и заменить загрязненные покрытия полов (10 тыс. м2). Дезактивировались потолки, стены, бетонные или оштукатуренные (окрашенные или неокрашенные): на их долю приходится 20 - 25 % всех поверхностей;
полы бетонные или покрытие бетонной стяжкой (15 - 20 %); полы металлические или полы, покрытые поливинилхлоридным пластикатом (5 - 15 %), а также поверхность технологического оборудования (металлическая поверхность окрашенная или неокрашенная, сильно загрязненная).
Следует, однако, отметить, что в некоторых помещениях 3-го энергоблока радиационную обстановку не удалось нормализовать в силу организационных причин (отсутствие необходимых средств дезактивации, нарушение технологических предписаний и правил обращения с радиоактивными отходами) и технических условий (большая глубина проникновения загрязнений в бетон, невозможность съема слоев материалов строительных конструкций из-за угрозы потери прочности).
Несмотря на отмеченные негативные моменты, было дезактивировано более 1000 основных и около 600 вспомогательных помещений, очищено более 3000 м кровли.
Опыт проведенных работ показал, что необходимы изменения в требованиях по проектированию АЭС, в частности, замена кровель пожароопасных битумно-рубероидных на пониженной, пожароопасности и загрязненности, а также обязательная защита строительных материалов легко дезактивируемыми покрытиями.
Одновременно с проведением комплекса ремонтно-восстановительных работ, был осуществлен ряд мер по повышению ядерной безопасности реакторов РБМК (устранен положительный выбег реактивности при сбросе стержней аварийной защиты, уменьшен паровой коэффициент реактивности, введена быстродействующая аварийная защита, ужесточены требования технологического регламента и т.д.), что делает практически невозможным повторение в будущем трагедии, подобной случившейся на 4-м энергоблоке ЧАЭС 26 апреля 1986 г. В декабре 1987 г. 3- и энергоблок ЧАЭС снова был введен в эксплуатацию.
ЛИТЕРАТУРА
1.Аварияна Чернобыльской АЭС и ее последствия: Информация Государственного комитета по использованию атомной энергии СССР// Совещание экспертов МАГАТЭ, Вена, 25 - 29 авг., 1986, 71.
2.Асмолов В.Г., Боровой А.А., Демин В.Ф.Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя//Атомная энергия. - 1988. - 64. -С. 3.
3.Международныйчернобыльский проект: Доклад // Международный консультативный комитет МАГАТЭ. - Вена, 1992.
4. Опричинахи обстоятельствах аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС 26 ' апреля 1986 г.// Государственный Комитет СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике. - 1991. - 78.
5. Оработепо ликвидации последствий аварии на ЧАЭС: Предварительный отчет// ИЯИ АН УССР. - 1986.
6.Халимончук В.А., Токаревский В.В., Краюшкин А.В.Расчетные исследования поведения нейтронной мощности и реактивности в первой фазе аварии на ЧАЭС: (Препринт/ КИЯИ; N 90 - 19). - 1990. - 18 с.
7.Чернобыльская АЭС.Состояние дел и существующие проблемы. - 1993.

ДАЛЕЕ

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