Русский / English 
NUCLEAR SAFETY INSTITUTE OF THE
RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES
INSTITUTERESEARCHPROJECTSSCIENCE AND EDUCATIONNEWSCONTACTS
 
Science and Education » Information to the Public » Chernobyl » The Chernobyl Sarcophagus » 3. Обеспечение текущей безопасности объекта «Укрытие». Определение местонахождения и состояния ядерного топлива

3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ТЕКУЩЕЙ БЕЗОПАСНОСТИ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ». ОПРЕДЕЛЕНИЕ МЕСТОНАХОЖДЕНИЯ И СОСТОЯНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА


3.1. Основная задача обеспечения безопасности «Укрытия»

Степень безопасности объекта «Укрытие» определялась возможностью контролировать находящееся в нём ядерное топливо и радиоактивные материалы и предотвращать их выход в окружающую среду.
Надо сказать, что уже к осени 1986 г. было понятно, что более 96% облученного урана из реактора (более 180 тонн!) находится где-то в развалинах блока (рис. 3.1) [1, 2]. Но где именно находится топливо, в каком оно состоянии?

Рис. 3.1 — Баланс ядерного топлива при чернобыльской аварии. Красные стрелы показывают направления ветров, разносивших радиоактивные загрязнения (в период с 26 апреля до 6 мая) 

Первые и очень трудные шаги по поиску топлива в блоке были сделаны ещё в первые месяцы после аварии. Хотя разведке мешали не только огромные поля радиации, но и разрушения, и потоки застывшего бетона, протекшие в здание при строительстве объекта «Укрытие». Они затрудняли возможность проникновения во многие помещения, а иногда делали это вообще невозможным.
Тем не менее, разведывательные группы установили, что авария превратила почти 200 т таблеток из окиси урана в четыре вида материалов. Первые три были ожидаемы. Во-первых, это фрагменты топливных стержней и таблеток. Во-вторых, топливная пыль, образовавшаяся при взрыве, внедрившаяся в конструкции и осевшая на их поверхностях. В-третьих, уран в виде растворимых соединений, находившийся в многочисленных скоплениях воды.
С четвёртым видом исследователи столкнулись, когда им удалось проникнуть в нижние этажи блока. Эта была застывшая лава, образовавшаяся при взаимодействии раскалённого топлива с материалами блока — бетоном, песком, металлом. Наибольшую известность получил образованный этой лавой гигантский сталактит — «Слоновья нога» (рис. 3.2), его фото появилось даже на страницах газеты «Правда».

Рис. 3.2 — «Слоновья нога»

Взять на анализ пробы вещества лавы можно было только дистанционным способом, т.к. радиационное поле у поверхности сталактита превышало 800 Р/ч (!). Поначалу все попытки терпели неудачу из-за необычайно высокой твёрдости поверхности сталактита. В конце концов, пришлось стрелять в «ногу» из винтовки.
Анализы разлетевшихся осколков показали, что лава содержит ~ 4,5% урана, а относительное содержание в ней других радионуклидов (кроме летучих) соответствует их содержанию в отработавшем топливе 4-го блока.

К началу 1987 г. контроль объекта осуществлялся с помощью нескольких тепловых, нейтронных и гамма-датчиков, установленных над развалом реактора и всего в десятке (из многих сотен!) его помещений, в основном, на периферии блока, там, куда удалось добежать или доползти разведывательным группам. Специалисты следили также за загрязнённостью воздуха, выходящего из «Укрытия». Такой вид контроля позволял заметить уже развившуюся аварию и объявить тревогу, но не позволял предотвратить её возникновение.

Главная задача, которая была поставлена перед оперативной группой «Курчатовского института» (далее — ОГ), в состав которой входили и будущие сотрудники ИБРАЭ, состояла в определении мест, где находились скопления топливосодержащих материалов (ТСМ), взятии их под контроль и принятии необходимых мер по обеспечению ядерной и радиационной безопасности.

На Правительственной комиссии часто поднимался вопрос об использовании роботов для проведения исследований в «Укрытии». Надо сказать, что попытки заменить людей на ЧАЭС дистанционными устройствами предпринимались многократно. Уже в первых числах мая 1986 г. на площадке появились бульдозеры и погрузчики, которые могли управляться по радио. Параллельно спешно конструировались отечественные и закупались иностранные роботы (они вышли из строя практически сразу после начала работы). Однако высокий уровень радиации создавал помехи для работы электроники и радиосвязи. Механизмы с управлением по кабелю не обладали требуемой маневренностью, не могли управляться оператором в условиях плохой видимости и имели ещё целый ряд недостатков.
В результате, эти механизмы сыграли достаточно скромную роль при работах по очистке площадки и крыш зданий. Основная тяжесть легла на плечи людей, управлявших механизмами или работавших вручную.
Использования существующих роботов в помещениях «Укрытия» оказалось полностью невозможным. Все испытанные (очень дорогостоящие!) роботы сначала застревали в развалинах, а потом их электроника «сходила с ума» в огромных полях излучений.

3.2. Общие характеристики топлива РБМК-1000 (по материалам [3, 4]
Непосредственно перед аварией ядерное топливо — UO2 находилось в пяти помещениях 4-го блока (Таблица 3.1).

Таблица 3.1. Размещение ядерного топлива в помещениях 4-го блока перед аварией.

Помещение

Технологическое назначение помещения

Количество ядерного топлива по урану, т

504/2

Шахта реактора

190,2

505/3

Южный бассейн выдержки кассет

14,8

914/2

Центральный зал

5,5

503/2

Помещение подготовки свежего топлива

*4,1

Всего

214,6

* ядерное топливо из помещения подготовки (помещение 503/2) было вывезено в 1986 г. (после аварии) на склад свежего топлива ЧАЭС

При этом активная зона реактора содержала 1659 тепловыделяющих сборок (ТВС), 1 дополнительный поглотитель (ДП) и один незагруженный канал. Большая часть ТВС представляла собой кассеты, которые использовались с самого начала кампании (кассеты первой загрузки) с выгоранием (11—15) МВт×сут/кг(U). В зоне находилось и некоторое количество свежего топлива. Масса урана в каждой кассете составляла 0,1147 т. Таким образом, полная масса топлива, загруженного в активную зону, составляла 190,2 т. За время работы в реакторе 4-го блока была накоплена огромная активность (Таблица 3.2).

Таблица 3.2. Значения активности основных продуктов деления (без благородных газов) и трансурановых элементов, накопленных в реакторе 4-го блока ЧАЭС перед аварией ([4] и др.)

Радионуклид

Полная активность, Бк

90Sr

2,3∙1017

95Zr

5,8∙1018

95Nb

5,7∙1018

99Mo

6,1∙1018

103Ru

3,8∙1018

106Ru

8,6∙1017

125Sb

1,5∙1016

131I

3,1∙1018

134Cs

1,7∙1017

137Cs

2,6∙1017

144Ce

3,9∙1018

154Eu

1,4∙1016

238Pu

1,3∙1015

239Pu

9,2∙1014

240Pu

1,5∙1015

241Pu

1,8∙1017

241Am

1,6∙1014

244Cm

4,0∙1014

Со временем короткоживущие радионуклиды распадались и активность топлива падала. Уменьшалось и его остаточное тепловыделение. Динамику поведения этих величин иллюстрируют графики на рис. 3.3 [5].

Какие из перечисленных в таблице 3.2 радионуклидов наиболее опасны в долговременной перспективе? Из источников гамма-излучения это 137Сs. Время его полураспада составляет 30 лет, то есть через сто лет после аварии активность 137Сs упадет всего на порядок. Уже по прошествии 7 лет после аварии он захватил абсолютное первенство в формировании дозы гамма-излучения.
Среди источников бета-излучения первенство на долгой дистанции держит 90Sr.

Рис. 3.3 — Динамика изменения полной (без учета выброса при аварии и на ее активной стадии) активности топлива 4-го блока и его удельного тепловыделения от времени, прошедшего после аварии

Среди альфа-излучателей «лидер» дважды сменился в течение прошедших с момента аварии 35 лет. Сначала им был 242Сm (Т1/2=163 дня). Затем наиболее интенсивными альфа-излучателями стали изотопы плутония. Однако 241Pu, распадаясь путем альфа-распада (Т1/2=14.4 года), образует альфа-активный 241Am. Последний накапливается и через 10 лет по активности «опережает» изотопы плутония. 

3.3. «Генеральный план наступления». Комплексная экспедиция (КЭ) [1, 2]
Как уже говорилось, взятию под контроль скоплений топлива в объекте «Укрытие» препятствовали огромные радиационные поля, разрушенные конструкции и застывший бетон. К началу 1987 г. работа разведывательных групп стала всё менее информативной и всё более опасной. Вместе с тем, проблемы безопасности объекта требовали от исследователей:

  • найти помещения, в которые попали основные топливосодержащие материалы;
  • визуально оценить состояние этих помещений и скоплений топлива;
  • измерить ядерно-физические параметры скоплений,
  • отобрать пробы ТСМ для подробного анализа;
  • оценить потенциальную ядерную и радиационную опасность скоплений и разработать, при необходимости, меры для предотвращения аварий;
  • установить постоянный контроль за ТСМ.

И при этом обеспечить безопасность специалистов, выполняющих все перечисленные задачи!

Поначалу казалось, что последнее требование делает практически невыполнимыми предыдущие. Но к концу 1987 г. в «Курчатовском институте» по инициативе акад. С.Т. Беляева был разработан и одобрен на заседании Правительственной Комиссии 13 октября 1987 г. План «Генерального наступления» [6, 7].

Он состоял в следующем:

  • очистить и дезактивировать ряд доступных помещений, наиболее близко расположенных к шахте реактора;
  • установить в этих помещениях бурильные станки;
  • пробурить скважины через бетонные стены и металлоконструкции в шахту реактора и прилегающие помещения, в подреакторные помещения;
  • с помощью специальных перископов, телевизионных камер, фотографирования провести визуальные наблюдения через скважины;
  • обнаружив скопления ТСМ, измерить их параметры с помощью гамма-, нейтронных и тепловых детекторов;
  • отобрать и исследовать пробы различных материалов, в том числе ТСМ;
  • оценить реальную опасность топливных скоплений и взять под контроль их состояние;
  • по возможности укрепить внутренние конструкции, грозящие обрушениями.

Ключевым здесь является использование скважин с целью минимизации облучения работающих специалистов.

Проведенные консультации показали, что провести бурение хотя и сложно, но возможно. Для осуществления этой программы и выполнения других работ по обеспечению безопасности «Укрытия» в конце 1987 г. в Чернобыле была организована Комплексная экспедиция при «Курчатовском институте» (КЭ). Она включала в себя подразделения научных работников, проектировщиков, строителей, монтажников, бурильщиков и др. Научный отдел был сформирован из представителей крупнейших институтов Минсредмаша. Его ядром стала оперативная группа «Курчатовского института». После создания ИБРАЭ (в 1988 г.) его сотрудники постоянно работали в составе КЭ.
Полная численность экспедиции, включая буровиков, строителей, монтажников, сотрудников обеспечивающих служб, доходила в пиковые моменты до 3000 человек. 

3.4. Исследования с помощью скважин [1, 2, 6]
Силами КЭ весной 1988 г. были очищены и дезактивированы помещения сначала с западной, позднее с южной стороны блока. В них были установлены буровые станки и через бетон и металлические конструкции пробурены скважины к местам предполагаемых скоплений топливосодержащих материалов. Диаметр скважин лежал в пределах от 60 до 150 мм, длина их достигала 26 м. (рис. 3.4).

Рис. 3.4 — Подготовка бурового станка к работе

Буровики, откомандированные из геологоразведочных организаций Минсредмаша, работали вахтовым методом.
Сам процесс бурения сопровождался проведением сложных мероприятий по защите от проникающего излучения и радиоактивных аэрозолей. Использовались коллективные и индивидуальные защитные средства: свинцовые экраны, стационарные и переносные системы отсоса воздуха; стены и потолки помещений, в которых проводились работы, покрывались специальными материалами, на которых фиксировалась пыль, проводилась периодическая дезактивация оборудования и т.п. В случае превышения контрольных уровней работы останавливались, персонал выводился из рабочей зоны, проводилась полная дезактивация помещения и оборудования.
Особые требования предъявлялись и к буровым растворам. Была разработана специальная система их очистки и переработки. Для обеспечения ядерной безопасности в промывочную жидкость, при необходимости, вводились специальные нейтронно-поглощающие добавки (чаще всего — соли гадолиния).
Основная часть скважин шла горизонтально из западных помещений блока (рис. 3.5). Меньшее количество скважин было пробурено в направлении с юга на север.
Наконец, относительно небольшая часть скважин имела наклон и шла из доступных помещений вниз или вверх.
Первые скважины внутри 4-го блока были пробурены в феврале — апреле 1988 г. из пом. 207/5 на отметках (9.100 — 10.700) в подаппаратное помещение 305/2 (рис. 3.5).
К 1992 г. полное число исследовательских скважин составило ~ 150. Впоследствии бурение скважин было приостановлено.

Рис.3.5 — На схеме желтым цветом выделены помещения с западной стороны «Укрытия», из которых проводилось бурение в шахту реактора, пом. 305/2, в опорную плиту. Коричневым цветом отмечены скопления бетона, попавшего в помещения при строительстве «Укрытия». Красные стрелы — направления бурения

Результаты исследований шахты реактора [1, 2, 6]
Первая информация, которую давали скважины, заключалась в вынимаемых кернах, содержащих материалы, через которые шло бурение. На объекте «Укрытие» сами керны и образцы, отобранные из скважин с помощью специально разработанных приспособлений, подробно описывались, фотографировались, измерялись их гамма-поля (рис. 3.6 — 3.8).Для работы с материалами большой активности была смонтирована горячая камера. 

   

Рис. 3.6, 3.7 — Образцы конструкционных материалов и ТСМ, отобранные при бурении

Рис. 3.8 — Подготовка к отбору пробы через скважину

Затем образцы и пробы из кернов загружались в контейнеры и перевозились в лабораторию в г. Чернобыль, где препарировались и проходили спектрометрический и радиохимический анализ. В ходе анализов определялась их полная и удельная активность, удельная активность отдельных радионуклидов, глубина выгорания топлива, содержащегося в образце, его химический состав и т.п.
Часть образцов передавалась в научно-исследовательские институты Москвы, Ленинграда и Киева для более детального анализа.
В процессе бурения внутри скважины проводился целый комплекс диагностических исследований. Когда скважина достигала намеченной точки или входила в пустое пространство, то начиналось  его визуальное обследование. Оно велось с помощью перископов, портативных фото и телекамер, выдвигаемых в скважину на специальных штангах и снабженных системами освещения (рис. 3.9).

Рис. 3.9 — «Фото-зонд», разработанный для съемок через скважины. Позволял проводить панорамное фотографирование

Рис. 3.10 — Одна из первых фотографий, сделанных внутри шахты реактора

Уже первые результаты визуальных исследований оказались совершенно неожиданными. 3 мая 1998 г. одна из верхних скважин, пройдя через бетонные стены, песчаную засыпку и стальные стенки бака водяной защиты, вошла, наконец, в шахту реактора. С учетом опускания кладки это должно было быть место расположения центра активной зоны — а.з. (рис. 3.10). Однако все попытки обнаружить хотя бы отдельные упорядоченные фрагменты оказались безуспешными. Позднее, после того, как были пробурены ещё несколько скважин, стала понятна степень разрушений внутренних конструкций реактора и подаппаратного помещения (рис. 3.11). 

Главный вывод этих наблюдений: активной зоны — упорядоченной структуры из урана и графита — больше не существует!   

Рис.3.11 — Схема конструкций, окружавших шахту реактора до аварии. Схема «Д» — верхняя боковая биологическая (водяная) защита. Схема «Е» — верхняя плита биологической защиты

Картина, наблюдаемая в шахте реактора, выглядела следующим образом:

  • Авария полностью разрушила реактор. Его верхняя «крышка» — схема «Е» (верхняя плита биологической защиты, массой более 2000 т) вместе с трубами пароводяных коммуникаций (ПВК), остатками технологических каналов, обломками железобетонных конструкций стоит на ребре под углом ~15° от вертикали. Она опирается на металлоконструкцию схемы «Д», а на юго-западе — на железобетонную плиту, лежащую на схеме «Д».
  • Часть графитовой кладки, разрушенных кассет с ядерным топливом и обломков металлоконструкций через образовавшийся пролом выброшена в Центральный зал и, далее, через уже не существующую крышу, на площадку станции. А радиоактивная пыль выброшена далеко за пределы этой площадки.
  • Нижняя «крышка» реактора (схема «ОР»), смяв поддерживающие её мощные металлические конструкции, опустилась вниз в подаппаратное помещение 305/2. На нее попала большая часть полностью разрушенной активной зоны.
  • В подаппаратном помещении, за счёт выделяющегося тепла, как в огромной плавильной печи, началось образование своеобразной лавы. Она вобрала в себя ядерное топливо, конструкции реактора, часть материалов схемы «ОР» (бетон, серпентинит, песок, металл). И частично, через технологические трубы, проникла на нижние этажи блока, расплавляя и вбирая в себя попадающиеся по дороге материалы.

Рис. 3.12 — Разрушения в шахте реактора, вызванные аварией (для наглядности юго-западный сектор шахты вырезан). Завал из конструкций на сх.«ОР» в пом.305/2 на рис. не детализирован

Визуальные наблюдения с помощью скважин шли параллельно с измерениями в них дозовых и тепловых полей, регистрацией потоков нейтронов, что позволило определить местонахождение основных скоплений ТСМ и их состояние. Эти исследования и применяемая в них аппаратура подробно описаны в работе [1].
Здесь в качестве примера мы приведём результаты измерений дозовых полей для одной из скважин, пробуренных с западной стороны блока (рис. 3.13).

Рис. 3.13 — Измерения мощности дозы (МЭД, Р/час), выполненные в скважине 3.9.К 02.11.88 г

Из рисунка видно, что в конце скважины радиационные поля резко возрастают и достигают тысяч Р/час. Скважина проходит внутри опорной бетонной плиты — пола пом. 305/2. Повышение МЭД свидетельствует о том, что топливная лава, скопившаяся в юго-восточном квадранте помещения, прожгла эту плиту на значительную глубину. Именно ее излучение зарегистрировано на восточном конце скважины.
Это заключение подтвердили и анализы материала кернов, отобранных при бурении. Сам процесс бурения пришлось остановить, поскольку топливо стало попадать в извлекаемые керны, их активность возросла и стала превышать контрольные уровни, установленные из соображений безопасности персонала.
Отметим, что предположения о большом скоплении ТСМ в юго-восточном квадранте подаппаратного помещения 305/2 нашли свое подтверждение при измерениях МЭД во многих других скважинах, а также при исследованиях тепловых полей с помощью скважин.

3.5. Образование и распространение лавообразных ТСМ (ЛТСМ) в объекте «Укрытие»
К концу 1988 г., благодаря наличию исследовательских скважин и работе разведывательных групп (которая значительно облегчилась из-за информации, получаемой с помощью скважин) удалось получить общую картину распределения ЛТСМ в «Укрытии». Позднее она дополнительно уточнялась и в окончательном варианте выглядела так, как показано на рис. 3.14. 

Рис. 3.14 — Разрез центральной части 4-го блока (по оси К+2500). Обозначения: 305/2 — подаппаратное помещение, ПРК — парораспределительный коридор, ББ-2 — бассейн барботёр (2-й этаж), ББ-1 — бассейн барботёр (1-й этаж)

Модель образования ЛТСМ, разработанная КИ и ИБРАЭ РАН, описана в работах [2, 8 и др.]. Здесь мы приводим только основные её положения.
Как уже говорилось, подавляющая часть материалов активной зоны вместе с опустившейся вниз схемой «ОР» попала в пом. 305/2. Из-за остаточного тепловыделения циркониевая оболочка твэлов расплавилась и началось растворение топливных таблеток с образованием жидкой уран-циркониевой эвтектики. Последняя вступила во взаимодействие с конструкционными материалами: металлом схемы «ОР», серпентинитовой засыпкой, песком, бетоном и т.д. Образовалась тройная система UO2-SiO2-ZrO2. Дальнейший процесс происходил при температурах 1500—2600оС (при образовании лав необходимо учитывать три источника тепла:  остаточное тепловыделение ядерного топлива, горение графита и пароциркониевую реакцию). В состав ЛТСМ, кроме урана, циркония, кремния, магния и кислорода, вошли относительно небольшие примеси других элементов (в результате элементного анализа ЛТСМ их определено около двух десятков).
Существовало множество вариантов композиций топлива с остальными материалами, попавшими в помещения 305/2 и шахту реактора после взрыва. Если основная часть ЛТСМ образовывалась при температуре ~1600°С, то в отдельных очагах были возможны температуры, при которых происходило плавление таблеток UO2 (2850°С и выше). Тем не менее, подавляющая часть ЛТСМ, которые обнаружили в помещениях блока, имеет близкий химический состав.
Это может объясняться тем, что процесс образования расплава сопровождался перемешиванием за счёт газовыделения и конвективных потоков и закончился раньше, чем началось растекание расплавленных ЛТСМ по подреакторным помещениям. Т.е., растекался уже сформировавшийся расплав.
Образовавшаяся лава по трубам, предусмотренным для сброса пара в случае проектной аварии, попала на нижние отметки 4-го блока — в помещения парораспределительного коридора (отм. +6.000) и двух этажей бассейна-барботера, расположенных на отметках +3.000 и 0.000 соответственно (рис. 3.14 — 3.16). 

Рис. 3.15 — Парораспределительный коридор. Поток застывшей лавы, вытекавшей из клапана

Рис. 3.16 — Первый этаж бассейна-барботёра, открыто лежащие ЛТСМ — «Куча» в ББ-1

Одновременно расплав распространялся и в горизонтальном направлении, так как в стене между помещениями 305/2 и 304/3 при аварии образовался пролом («горизонтальный поток»).
Залив пом. 304/3, поток лавы через открытую дверь попал в коридор 301/5 (рис. 3.17, 3.18). При строительстве «Укрытия» этот коридор был залит «свежим» бетоном с двух сторон — с запада и востока. Только небольшой участок оказался свободен от бетона и на нем видны открытые ЛТСМ.

Рис. 3.17 — «Горизонтальный поток» лавы на отм. +9.000 м

Рис. 3.18 — Коридор 301/5, вид с запада на восток. Следующее помещение «горизонтального потока», в которое лава попала из пом. 304/3 через открытую дверь. Основная часть ее находится под слоем «свежего бетона» и только небольшой «язык» открытых ЛТСМ пересекает коридор

На отметку 6.000 лава проникла из коридора 301/6 через технологические проходки, соединяющие отметки 9.000 м и 6.000 м, и застыла в виде причудливых образований — «слоновьей ноги», «сталактита», «капли». 

3.6. Количество ядерного топлива в «Укрытии» [1, 2, 9]
Подробное описание скоплений топлива в объекте «Укрытие» приведено в работе «Анализ текущей безопасности объекта «Укрытие» и прогнозные оценки развития ситуации» (2001 г.) [9]. Оценки, сделанные в «Анализе…», легли в основу всех дальнейших документов по безопасности объекта. 

Скопления ЛТСМ

Согласно данным работы [9], количество ЛТСМ, входящих в состав «большого и малого вертикальных потоков», следующее:

  • в ПРК находится 11.4±5.3 т топлива (по урану);
  • в ББ-2  находится  8±3 т топлива (по урану);
  • в ББ-1  находится  1.0±0.5 т топлива (по урану).

Общий вес топлива в «горизонтальном потоке» и на нижних этажах, в которые оно попало, составляет 11±4 т по урану [9].

Подаппаратное помещение 305/2

Понадобились несколько лет исследований, прежде чем на основе анализа данных, полученных при помощи скважин, материалам фото- и видеосъемки, чертежам и схемам, выполненными разведывательными группами, удалось реконструировать общий вид завала из различных материалов, находящихся в подаппаратном помещении 305/2 — центре образования ЛТСМ. Учитывались и фрагменты активной зоны, не вошедшие в состав лавы.

Согласно выводам экспертов [9], предельно осторожная оценка количества топлива в пом. 305/2 составляет ~ 60 т по урану.

Верхние помещения «Укрытия»

В центральном зале топливо представлено главным образом фрагментами активной зоны. Они, в основном, находятся под завалами разрушенных конструкций и под материалами, сброшенными с вертолетов во время ликвидации активной стадии аварии. Приблизительная оценка количества топлива в составе этих фрагментов ~ 21 т (с учетом 48 сборок со свежим топливом, в которых его сдержится 5.5 т) [9]. Существуют также косвенные указания на то, что под завалами находится и какое-то количество лавы.

В южном бассейне выдержки до аварии находились 129 кассет с отработавшим топливом (14.8 т) [9].

Оценка количества топливной пыли во всех помещениях объекта ~30 т [9].

Полное количества топлива в «Укрытии»

При самом осторожном подходе экспертов к оценке общего количества топлива, остающегося сейчас в «Укрытии», когда любые сомнения толкуются только в «минус», цифра получается всегда большая 125 т (для топлива из разрушенного реактора); менее осторожная оценка — около 150 т.

На рис. 3.19 приведена схема расположения ТСМ в 4-м блоке ЧАЭС. 

3.7. Работы КЭ по укреплению ряда внутренних конструкций «Укрытия» (1988 — 1989 гг.) [10]
Еще одной важной задачей КЭ было проведение строительных и монтажных работ, цель которых состояла в укреплении ряда неустойчивых внутренних конструкций «Укрытия».
Необходимость проведения таких работ диктовалась тем, что в результате взрыва реактора верхние части каркаса деаэраторной этажерки оказались либо полностью разрушенными, либо сильно деформированными. Из-за этого вся конструкция «Укрытия» находилась в крайне неустойчивом положении. Как уже говорилось, возможное обрушение конструкций, даже не приводящее к коллапсу всего объекта, могло сопровождаться выбросом через щели радиоактивной пыли на площадку станции.
Масштабные работы начались в 1988 г. Выполнить их можно было только после очистки и дезактивации восточной части машинного зала (рис. 3.20).  

Рис. 3.19 — Схема расположения ТСМ в 4-ом блоке (разрез)

Обозначения:
1. Центральный зал, другие верхние помещения (фрагменты АЗ, возможно ЛТСМ).
2. Южный бассейн отработавшего топлива (топливные сборки и их фрагменты, возможно ЛТСМ).
3. Большинство помещений (топливная пыль).
4. Помещения 305/2, 307/2, завал на схеме «ОР» в шахте реактора (фрагменты АЗ, ЛТСМ).
5—7.  ПРК. ББ-1 и 2 (ЛТСМ).
8. Горизонтальный поток (на рисунке не показан).
9. Реакторный блок и МЗ (вода с солями урана).
10. Под каскадной стеной (фрагменты АЗ).
11. На площадке объекта (фрагменты АЗ, топливная пыль). 

Рис. 3.20 — Машинный зал 4-го блока после работ по очистке и дезактивации (1988 г.)

За период 1988—1989 гг. в МЗ были возведены разделительно-подпорные стены, усилен каркас деаэраторной этажерки, произведено укрепление и бетонирование еще целого ряда конструкций «Укрытия», выполнено новое покрытие над машинным залом (в осях 41—49), опирающееся на вновь возведенные стены (рис. 3.21).
Разборка завалов в машзале и последующее укрепление его конструкций и каркаса ДЭ стали первыми работами по обращению с большим количеством радиоактивных отходов, выполненными в относительно спокойных условиях. До этого острая нехватка времени и отсутствие необходимых технических средств не позволяли провести полноценную подготовку к  работам такого масштаба.
В результате удалось добиться значительного уменьшения коллективной дозы для сотрудников КЭ. 

Одновременно, стали более понятными объем и стоимость предстоящих работ по выводу из эксплуатации 4-го блока; были сделаны первые оценки стоимости разборки «Укрытия» и извлечения топлива.

В этих оценках указывалось, что работы, проведенные в 1988 г., потребовали затрат приблизительно в сто миллионов рублей (по ценам 1988 г.) и привлечения к работе в условиях повышенной радиации около 3 тысяч людей. В то же время, по выполненным оценкам, в машинном зале находилось почти в сто раз меньше топлива, чем в целом в «Укрытии». При этом в машинном зале радиоактивные материалы находились в открытом, относительно удобном для удаления, виде.

Рис. 3.21 — Схема усиления конструкций машзала и каркаса ДЭ (южная зона «Укрытия», разрез по оси 50)

ЛИТЕРАТУРА
1. А.А. Боровой, Е.П. Велихов. Опыт Чернобыля, часть 1. НИЦ «Курчатовский институт», Москва, — 2012, — 168 с. http://www.nrcki.ru/files/pdf/1464175457.pdf
2. Р.В. Арутюнян, Л.А. Большов, Е.П. Велихов, А.А. Ключников. Ядерное топливо в объекте «Укрытие» Чернобыльской АЭС. Москва, Наука, — 2010, — 240 с. http://www.ibrae.ac.ru/pubtext/54/
3. Справка о количестве ядерного топлива на энергоблоке №4 Чернобыльской АЭС в момент аварии. Утверждена главным инженером ПО ЧАЭС 30.01.96 г., 1с.
4.  Боровой А.А., Довбенко А.А., Смолянкина М.В., Строганов А.А. Определение ядерно-физических характеристик топлива 4-го энергоблока ЧАЭС. Отчет  ИБРАЭ АН СССР Инв. № 52/11-20. Москва, 1991.
5. Состояние безопасности объекта «Укрытие» Чернобыльской АЭС. Подпроект № 3 «Ядерное топливо и радиоактивные отходы», по специальному соглашению IPSN и GRS с РНЦ «Курчатовский институт» от 23 апреля 1998 г. Рабочий отчет за 1-й шестимесячный период. Москва, 1998. 26 с.
6.  Абалин С.С., Беляев С.Т., Боровой А.А. и др. Диагностические исследования аварийного реактора ЧАЭС. «Атомная энергия», 1990, — Т. 68. — вып. 5. — С. 355–359.
7. Беляев С. Т. Диагностические исследования на площадке ЧАЭС и внутри «Укрытия» 4 блока (1986 — 1991 гг.) // «Москва – Чернобылю», книга 2. Москва, Воениздат, — 1998, — с.72–88.
8. С.А. Богатов, А.А. Боровой, А.С. Лагуненко, Э.М. Пазухин и др. Образование и растекание чернобыльских лав. «Радиохимия», 2008, — т. 50. — в. 6. — с. 565–568.
9. Анализ текущей безопасности объекта «Укрытие» и прогнозные оценки развития ситуации. Отв. Исполнитель Боровой А.А. Отчет МНТЦ «Укрытие», Чернобыль, — 2001, — арх. № 3836, — 337 с.
10. Р.Ф. Арутюнян, А.А. Боровой. Извлечение ядерного топлива из аварийных реакторов (Чернобыль и Фукусима). Под редакцией академика Е.П. Велихова. НИЦ «Курчатовский институт», Москва, — 2019, — 185 с.


IBRAE RAN © 2013 Site map | Feedback