ArticlePDF Available

Обращение с радиоактивными отходами в первый период аварии на ЧАЭС. Обзор и анализ.

Authors:

Figures

No caption available
… 
No caption available
… 
No caption available
… 
No caption available
… 
No caption available
… 
Content may be subject to copyright.
Обращение с радиоактивными отходами
в первоначальный период ликвидации
последствий аварии на ЧАЭС. Обзор и
анализ.
Осколков Б.Я.
Резюме
Обращение с радиоактивными отходами один из основных аспектов задачи ликвидации
последствий аварии. К сожалению аварии, в сфере ядерной энергетики не являются
исключением для технического прогресса. Именно поэтому опыт, полученный при
ликвидации таких аварий, нуждается в тщательном изучении и извлечении необходимых
уроков. В предлагаемой статье выполнен обзор и анализ имеющейся информации по
вопросам обращения с РАО во время ликвидации последствий аварии на 4 энергоблоке
Чернобыльской АЭС. Именно эта авария на АЭС послужила мощным импульсом для
развития
работ по обращению с РАО во всем мире и разработки
ряда технологий,
используемых при обращении с аварийными РАО.
В обзоре рассмотрены основные источники образования РАО при аварии на ЧАЭС,
процессы их образования и изложен опыт сбора и утилизации полученный в то время. Не
все источники и материалы были доступны для исследования, однако автор старался
наиболее полно представить все аспекты обращения с РАО при ликвидации
Чернобыльской аварии.
Рисунков 36, Таблиц 19, Источников 107.
Оглавление
Резюме ..................................................................................................................................................... 1
Введение .................................................................................................................................................. 3
Образование РАО во время аварии на 4 энергоблоке ЧАЭС ............................................................... 3
Общие оценки радиоактивных отходов, образовавшиеся в результате аварии на ЧАЭС ............ 3
Общая характеристика аварии. .......................................................................................................... 4
Оценка выбросов радиоактивных веществ в процессе аварии и образование РАО .................... 5
Протекание аварии и выбросы радиоактивных веществ. ............................................................... 5
Этапы образования РАО в процессе ЛПА .......................................................................................... 7
Характеристика образующихся РАО при различных аварийных процессах ...................................... 9
Выброс ядерного топлива и образование высокоактивных РАО ................................................... 9
Моделирование процесса аварии и образование РАО ................................................................. 14
Лавообразные топливосодержащие массы специфический вид аварийных РАО ................... 18
Образование РАО за счет горения графита ..................................................................................... 20
Другие процессы образования РАО во время аварии 1986 г на ЧАЭС ......................................... 21
Образование жидких РАО ................................................................................................................ 23
Процессы образования РАО во время ликвидации последствий аварии. Вторичные РАО. .......... 25
Строительно-монтажные работы до сооружения объекта Укрытие". ......................................... 26
Удаление РАО с территории промышленной площадки АЭС. .......................................................... 27
Первичная дезактивация территории, прилегающей к аварийному блоку ................................ 27
Дезактивации территории промплощадки ЧАЭС. .......................................................................... 33
Образование РАО при дезактивации кровли энергоблоков ......................................................... 34
Образование РАО, при дезактивация производственных помещений 1,2,3 энергоблоков. ..... 44
Дезактивация территории ЧЗО и населенных пунктов. ..................................................................... 47
Захоронение РАО в Чернобыльской зоне ........................................................................................... 49
Характеристика ПЗРО ........................................................................................................................ 55
Техника, применяемая при обращении с РАО в период ЛПА. .......................................................... 59
Регулирование обращения с РАО при ЛПА на Чернобыльской АЭС................................................. 68
Заключение и выводы ........................................................................................................................... 69
Список литературы .................................................................................................................................... 71
Введение
При возникновении аварии на ядерно-энергетическом объекте, в короткий срок
образуется большое количество РАО. В процессе аварии и в последующий период ее
ликвидации формируются весьма специфические послеаварийные потоки РАО,
требующих соответствующего обращения. (Сбор, контейнеризация, временное
захоронение). Чем крупнее авария, тем большее количество РАО различных видов
образуется и тем сложнее организовать и обеспечить надлежащее обращение с ними и
захоронение.
Заблаговременная подготовка к такому развитию событий встречается с двумя
основными противоречиями с одной стороны огромные затраты, с другой отсутствие
адекватной отдачи, от вложенных средств, в разумные сроки. Весьма возможно, и это
было бы наилучшим исходом, если бы вложенные средства в противоаварийное
обращение с РАО вообще никогда не были востребованы.
До настоящего времени ни проект крупного ядерного объекта ни система организации
обращения с РАО в стране не предусматривает возможностей приема и переработки
таких аварийных объемов РАО. Организация временного хранения в этом случае
наиболее целесообразна так как требует меньших финансовых и трудовых затрат и
вполне допустима с точки зрения РБ и ООС.
Из опыта Чернобыля следует, что значительную часть радиоактивности образующихся
аварийных РАО будут представлять относительно короткоживущие изотопы, временное
хранение которых на период распада, может быть выполнено в облегченных условиях,
которые не приведут к распространению р/а загрязнения превышающего опасные
уровни. Однако и в этом случае заблаговременная подготовка к таким противоаварийным
мероприятиям оказывается необходимой и полезной.
Подробный анализ выполненных мероприятий по обращению с РАО в период аварий, и в
частности на Чернобыльской АЭС, может быть полезен для разработки, программы
действий по подготовке к аварийным ситуациям на АЭС.
Образование РАО во время аварии на 4 энергоблоке ЧАЭС
Описание любого события в т.ч. аварии на ядерном объекте определяется целями
исследования. В соответствии с темой настоящего обзора мы будем рассматривать
события аварийного процесса с позиции влияния их на образование радиоактивных
отходов.
Для образования РАО на ЧАЭС наиболее важными параметрами будет: характер аварии
взрыв ядерного реактора; масштаб аварии - 7 категория по шкале INES; длительность
протекания аварии время, в течение которого происходило образование РАО; основные
источники и причины образования РАО.
Общие оценки радиоактивных отходов, образовавшиеся в результате аварии на
ЧАЭС
Чернобыльская авария привела к образованию огромного количества радиоактивных
отходов. К сожалению, точные оценки объемов Чернобыльских РАО встречают большие
трудности, в связи с недостатком первичной информации и различием методических
подходов к оценке. Общие оценки запасов РАО находящихся в Чернобыльской зоне по
данным Государственной Администрации Зоны Отчуждения Украины представлены в
Таблица 1.
Таблица 1 Оценки общего запаса РАО в объектах Чернобыльской Зоны Отчуждения (ЧЗО).
(сводные данные из отчетов ЧАЭС, ГСП "Комплекс").
(Oskolkov B. Y., 2011)
Вид хранилища
Число
объектов
Объем РАО, м3
Активность, ТБк
ПЗРО (Пункт захоронения
радиоактивных отходов)
3
631518,9
5420,0
ПВЛРО (Пункт временной локализации
радиоактивных отходов)
9
1296588,0
1840,0
Объект Укрытие (включая
промплощадку)
1
662500,0
740000,0
Хранилища ЧАЭС
4
19794,0
385,0
Грунты ЧЗО
-
11000000,0
8130,0
Всего
13610409,0
755775,0
Общая характеристика аварии.
Авария на 4 блоке Чернобыльской АЭС произошедшая 26 апреля 1986 года была
наиболее крупной аварией на ядерном объекте за весь период использования
человечеством ядерной энергии. В результате неконтролируемого разгона реактора типа
РБМК мощностью 1000 Мвт эл, произошел взрыв и полное разрушение активной зоны
реактора и строительных конструкций здания энергоблока. (Рисунок 1)
В результате аварии за пределы АЭС было выброшено огромное количество
радиоактивного материала, что привело к широкомасштабному загрязнению больших
территорий в Украине и во всем Мире. Масштабы разрушений и распространения
радиоактивного загрязнения дали основания отнести эту аварию к высшей - 7 категории,
по международной классификации INES. Время протекания аварии, время в течении
которого происходило образование радиоактивных отходов так же было
беспрецедентным: если его исчислять от моменты взрыва до момента прекращения
поступления радиоактивных веществ от первичного источника и времени возобновления
эксплуатации объекта составляет более 1,5 лет (от 26.04.86 до декабря 1987). Источником
радиоактивного загрязнения внешней среды и в дальнейшем образования РАО стал
выброс радионуклидов вследствие взрыва из разрушенного реактора и последующего
горения графита.
Рисунок 1 Общий вид разрушенного энергоблока. Хорошо виден "развал" где сосредоточено
большое количество фрагментов реактора
Оценка выбросов радиоактивных веществ в процессе аварии и образование РАО
Образование РАО во время аварии определяются выбросом активности. Оценки общего
количества выброшенной активности во время аварии на ЧАЭС, до настоящего времени
являются предметом дискуссии и имеют весьма широкий разброс: от величины 50 МКи ,
до 150±50 МКи, включая выброс легколетучих и газообразных радионуклидов (Абагян, и
др., 25-29 августа 1986 г) (Боровой, и др., 2001) (Devel I., 1996) (Sich A.R., 1994).
Оценка величины выброса существенно зависят от целей исследователя, проводившего
оценку. Например, для оценки доз облучения персонала и населения важен полный учет
всех дозообразующих радионуклидов в т.ч. благородных газов и короткоживущих
изотопов (с периодом полураспада сутки и менее) и в таком случае более высокие
значения интегрального выброса могут представляться разумными. В настоящем обзоре
нами за исходное значение принята величина 90 МКи, (Боровой, и др., 2001),
включающая изотопы с периодом полураспада (T1/2 20 часов) и без учета благородных
газов, т.е. нуклиды значимые для рассматриваемой задачи - предварительное обращение
с РАО.
Протекание аварии и выбросы радиоактивных веществ.
Зона радиоактивного загрязнения, сформировавшаяся в результате выброса на начало 10
мая представлена на Рисунок 2.
Рисунок 2. Радиоактивное загрязнение местности на 10 мая 1986 г по данным
Госкомгидромета СССР (mrem·h-1) (Израэль Ю.А., 1990)
Именно радиоактивные выбросы обусловили образование огромного количества РАО,
находящегося в ЧЗО до настоящего времени. При этом следует отметить что
радиоактивное загрязнение территории Чернобыльской Зоны отличается крайне высокой
вариабельностью (изменения плотности загрязнения наблюдаются даже на расстоянии
нескольких метров). Однако, радионуклидный состав загрязнения остается близким к
составу топлива предаварийного реактора и загрязнение грунтов определяется в
основном топливными частицами. (Кашпаров В.О., 2001) (Bondarkov, et al., 2011).
Как принято считать (Абагян А.А., 1986) (Ильичев С. В., 1996) выброс активности
происходил в 4 стадии:
стадия 26.04 " Взрыв"
На этой стадии выход радиоактивности во внешнюю среду был обусловлен взрывом
реактора и разрушением конструкций. Фрагменты активной зоны (ТВС, ТВЭЛы графитовая
кладка), были выброшены на территорию и здания, находящиеся вблизи 4-го блока.
Кроме этого наблюдался выброс продуктов деления в виде мелко диспергированного
топлива, в результате первичных аварийных процессов, и летучих радионуклидов в
атомарной и аэрозольной форме (йод, цезий и др.), выделявшихся из перегретого (до
температуры 1600 1800°К) топлива.
стадия 26.0402.05 "Горение графита"
На второй стадии аварии выброс радиоактивности был связан с горением реакторного
графита, когда вместе с продуктами горения выбрасывались мелкодисперсные частицы
топлива и продукты деления, сорбированные графитом. Температура топлива в это время
была ниже 1600°К и утечка продуктов деления из топливных частиц происходила
незначительная. Изотопный сос
тав выброса был близок к выбросу на первой стадии при
относительном уменьшении количества летучих компонент, т.е. близок к составу топлива
реактора на конец кампании.
стадия 02.0505.05 " Образование лавообразных масс"
Выброс радиоактивности за пределы конструкций реактора определяется перегревом
топлива, за счет радиоактивного распада до температур 25002800°К. Существенный
вклад в суммарный выброс на этой стадии представляли пылевые выбросы, связанные с
противоаварийными мерами заброс реактора спецматериалами.
стадия после 05.05
Заключительная стадия. Выброс радионуклидов резко уменьшается. Основной причиной
снижения считается окончание процесса горения графита (выгорел весь вовлеченный в
процесс графит). Снижается интенсивность процессов остаточного тепловыделения, в т.ч.
и в связи с предпринятыми противоаварийными мерами. Однако, еще в течение всего
мая 1986 г продолжают наблюдаться отдельные залповые выбросы радиоактивности.
В литературе основной период выброса радиоактивности обычно определяется как
"активная фаза аварии" т.е. для Чернобыльской аварии это период с 26.04 по 6.05.86
(10.05.86) г (Боровой А.А., 2007), (Пазухин, 1999)
. Именно в это время произошел
собственно сам взрыв (разрушение реактора 4 энергоблока) и последующее горение
графита реактора, обусловившие выбросы и образование основной массы РАО.
Оценки суммарного выброса активности впервые были приведены в материалах,
представленных МАГАТЭ в отчете советской делегации на совещании в Вене в августе
1986 г. Распределение общего газо-аэрозольного выброса активности по времени в по
данным доклада (Абагян, и др., 25-29 августа 1986 г) показано в (Таблица 2)
Таблица 2 Выбросы активной фазы аварии
Время после аварии,
q% МКи **
сут
,
0
12
1
4,0
2
3,4
3
2,6
4
2,0
5
2,0
6
4,0
7
5,0
8
7,0
9
8,0
10
0,1
14
28
20-10
-6
На десятый день после аварии радиоактивные выбросы аварийного энергоблока резко
уменьшились, а к концу мая составляли уже менее 10 Ки. За период с 9 мая по 1520 мая
мощность выброса упала с 13000 Ки/сут до десятков Ки/сут и далее мало изменялась. (см
Таблица 3).
Таблица 3 Оценка мощности выброса во 2- 3 декаде мая 1986 г. По данным пробоотбора из
шлейфа выброса (Римский-Корсаков А. А., 2009)
Дата отбора
Мощность выброса, Ки/сут
09.05
12600
11.05
8700
13.05
420
16.05
1680
19.05
50
22.05
50
23.05
20
Этапы образования РАО в процессе ЛПА
Для рассмотрения организации системы обращения с РАО при ЛПА чрезвычайно важным
является структуризация и периодизации как собственно процесса образования
аварийных РАО, так и развития системы обращения с ними.
Существующие аналитические работы по систематизации организации мероприятий по
ликвидации последствий Чернобыльской аварии фокусируют свое внимание главным
образом на стадиях развития организационных структур по ЛПА в целом (Игнатенко Е.И.,
1989), (Андреев Ю.Б., 1989), (Дьяченко А. А., 2004), и не отражают особенностей
управления процессом образования и обращения с РАО. Тем не менее, структуризация
процессов образования РАО, является весьма важным моментов, поскольку определяет
их характеристики и, в конечном счете, требования к методам обращения с ними.
В случае аварии на ЧАЭС образование радиоактивных отходов, их количественные и
качественные характеристики определяются следующими процессами (Таблица 4)
Таблица 4 Процессы образования РАО при аварии на ЧАЭС
п\п
Характеристика протекающих процессов Период
1.
РАО, образовавшиеся в результате первичного выброса - в
результате взрыва реактора и первичного пожара кровель.
26.04 (
01час, 23мин 44 с -
6
ч 35 мин)
2.
Образование РАО вследствие радиоактивных выбросов от
аварийного пожара (горение графита)
27.04 6.05 (9.05.86)
3.
РАО, образовавшиеся от первичных противоаварийные
мероприятий (подача воды в разрушенный реактор, забрасывание
разрушенного реактора песком, сброс воды из бассейна-барботера
и откачка ее с нижних отметок здания реактора, и др. и
дезактивация прилегающей территории для проведения
мероприятий по предотвращению развития аварии).
26.04.86 - 10.05.86
4.
Основные противоаварийные мероприятия (строительство
«саркофага», дезактивация территории, зданий и помещений
энергоблоков. Возобновление эксплуатации 1,2,3 энергоблоков)
20.05.86 декабрь 1087
5.
Образование РАО на стадии ЛПА (дезактивационные работы в ЧЗО
в целом, широкая дезактивация населенных пунктов и территории,
пылеподавление и др.).
30.11.1986 конец 1989
(окончание 2 стадии ЛПА)
Из характеристики процесса выброса, рассмотренного выше ясно, что образование РАО (1
этап образования РАО) за счет первичных аварийных процессов можно считать
закончившимися к 23 30 мая. Однако, образование РАО продолжалось и далее,
поскольку полное распространение радиоактивности из разрушенного реактора не было
прекращено, не были восстановлены барьеры безопасности и аварийный источник
радиоактивности разрушенный реактор 4 энергоблока ЧАЭС продолжал оставаться в
неконтролируемом состоянии.
Выполнение работ по ликвидации аварии также сопровождалось, образованием
дополнительных объемов РАО, которые требовали удаления и захоронения. Таким
образом, после "активной фазы аварии" можно выделить 2-ю фазу
" 2 этап
образование РАО на этапе укрытия аварийного реактора Строительство "Саркофага".
Возведение объекта "Укрытие" ("Саркофаг") сопровождалось активной дезактивацией
на территории аварийного энергоблока 4, и образованием РАО. Кроме того, необходимо
отметить что, в очаг радиоактивного загрязнения во время строительных работ, поступали
огромные объемы: металла, в виде металлических конструкций; бетона (в отдельные
сутки строительства количество жидкого бетона, укладываемого в конструкции
"саркофага" превышало 5 500 куб м), которые становились радиоактивными, и в будущем
становились радиоактивными отходами.
3 этап обращения с РАО - период организации и проведения планируемого удаления РАО
из аварийного очага. В этот период производились работы по возобновлению
эксплуатации неповрежденных 1, 2, 3 энергоблоков станции в т.ч. очистка (дезактивация)
помещений и территории энергоблоков и промплощадки ЧАЭС, создание специально
спроектированных могильников для захоронения РАО. Эти работы производились по
планам-графикам, утверждаемым Правительственной комиссий
С окончанием 3 этапа заканчивается собственно аварийный процесс, когда нештатные
процессы остановлены и в основном взяты под контроль, и не возникает новых
источников образования радиоактивного загрязнения.
Можно выделить и 4 этап - период выполнения широкомасштабной дезактивации
территории и сооружений Чернобыльской зоны отчуждения, создание долговременных
хранилищ РАО, отвечающих требованиям безопасности. В этот период аварийные РАО,
собранные во временных захоронениях удаляются в долговременные, окончательные
хранилища. Это период начавшись в 1987-88 годах продолжается до настоящего времени.
Характеристика образующихся РАО при различных аварийных процессах
Как уже отмечалось, процессы радиоактивного выброса определяют образование РАО и
их основные физико-химические свойства, и радиационные характеристики.
Выброс ядерного топлива и образование высокоактивных РАО
Основным источником радиоактивных веществ, послуживших причиной образования РАО
при аварии на ЧАЭС, являлось облученное ядерное топливо.
К моменту аварии активная зона реактора содержала 1659 ТВС. Большая часть их
представляла собой ТВС первой загрузки с выгоранием 11 15 МВт-сут/кг урана. Среднее
выгорание по активной зоне составляло 10,9 МВт-сут/кг урана. Масса урана в каждой
кассете составляла 114,7 кг, полная масса топлива, загруженного в активную зону,
составляла 190,2 т. (Боровой А.А., 2006).
Радиоизотопный состав топлива 4 энергоблока на момент аварии представлен в Таблица
5 (Боровой А.А., 1989), (Пазухин, 1999). Для удобства рассмотрения мы сгруппировали
радионуклиды в 3 группы.
Таблица 5 Радионуклидный состав топлива в реакторе 4 энергоблока на момент аварии.
(Пазухин, 1999)
п/п
Нуклид Бк Кюри Полная масса
Кг
Распад
Decay Mode
Период
полураспада
Газообразные нуклиды несущественные для организации обращения с РАО в период ЛПА
1.
Kr-83m 4.80E+17 1.30E+07 6.30E-04 Isomeric
Transition (γ)
1.85 h
2.
Kr-85m
1.10E+18
3.10E+07
3.70E-03
75%β
-
4.480 h
3.
Kr-85
2.80E+16
7.50E+05
1.90E+00
β
-
10.752 y
4.
Kr-87
2.20E+18
5.90E+07
2.10E-03
β
-
76.3 m
5.
Kr-88
3.10E+18
8.40E+07
6.60E-03
β
-
2.84 h
6.
Xe-122
1.70E+16
4.60E+05
3.60E-04
EC
20.1 h
7.
Xe-131
3.30E+16
9.00E+05
1.10E-02
8.
Xe-133
6.50E+18
1.80E+08
9.40E-01
β
-
5.25д
9.
Xe-135
6.70E+18
1.80E+08
7.00E-02
β
-
9.10ч
10.
Xe-138
6.50E+18
1.80E+08
1.80E-03
β
-
14.08 m
Радионуклиды определяющие радиационную обстановку при первичной сортировке и сборе РАО
11.
Ga-72
3.00E+13
8.00E+02
2.60E-07
β
-
14.10 h
12.
As-76
3.30E+15
8.80E+04
5.60E-05
β
-
26.3 h
13.
As-77
7.80E+15
2.10E+05
2.00E-04
β
-
38.8 h
14.
Br-80m 1.20E+17 3.30E+06 3.70E-04 Isomeric
Transition (γ)
4.4205 h
15.
Br-80
1.20E+17
3.30E+06
2.40E-05
β
-
17.68 m
16.
Br-82
3.40E+17
9.20E+06
8.40E-03
β
-
35.282 h
п/п
Нуклид Бк Кюри Полная масса
Кг
Распад
Decay Mode
Период
полураспада
17.
Br-83
4.80E+17
1.30E+07
8.20E-04
β
-
2.40 h
18.
Br-84
8.70E+17
2.40E+07
3.40E-04
β
-
31.76 m
19.
Rb-86
1.70E+18
4.50E+07
5.60E-01
β
-
18.642 d
20.
Rb-88
3.10E+18
8.40E+07
7.00E-04
β
-
17.773 m
21.
Y-90
2.30E+17
6.10E+06
1.10E-02
β
-
64.053 h
22.
Sr-92
5.30E+18
1.40E+08
1.10E-02
β
-
2.66 h
23.
Y-92
5.30E+18
1.40E+08
1.50E-02
β
-
3.54 h
24.
Sr-93
5.80E+18
1.60E+08
5.60E-04
β
-
7.43 m
25.
Y-93
5.80E+18
1.60E+08
4.70E-02
β
-
10.18 h
26.
Nb-95
5.70E+18
1.50E+08
3.90E+00
β
-
34.991 d
27.
Nb-96
6.00E+18
1.60E+08
1.10E-01
β
-
23.35 h
28.
Nb-97
5.80E+18
1.60E+08
5.80E-03
β
-
72.1 m
29.
Mo-99
6.10E+18
1.60E+08
3.40E-01
β
-
65.976 h
30.
Tc-99m
5.40E+18
1.50E+08
2.80E-02
6.01ч
31.
Mo-101
6.00E+18
1.60E+08
1.30E-03
β
-
14.61 m
32.
Tc-101
6.00E+18
1.60E+08
1.20E-03
β
-
14.02 m
33.
Ru-103
3.80E+18
1.00E+08
3.10E+00
β
-
39.247 d
34.
Rh-103 3.80E+18 1.00E+08 3.10E-03 Isomeric
Transition (γ)
56.114 m
35.
Rh-105
2.00E+18
5.40E+07
6.30E-02
β
-
35.36 h
36.
Rh-106m
7.10E+17
1.90E+07
5.40E-06
β
-
131 m
37.
Ag-110
1.00E+17
2.70E+06
5.70E-01
β
-
24.6 s
38.
Ag-111
8.30E+16
2.20E+06
1.40E-02
β
-
7.45 d
39.
In-116
1.50E+16
4.10E+05
1.40E-05
β
-
54.29 m
40.
Sn-117 1.60E+16 4.20E+05 5.30E-03 Isomeric
Transition (γ)
13.76 d
41.
I-122
1.70E+16
4.60E+05
1.10E-06
EC
3.63 m
42.
I-124
2.60E+16
7.00E+05
2.80E-03
EC
4.1760 d
43.
Sb-126
8.30E+16
2.30E+06
2.90E-05
β
-
12.35 d
44.
Sb-126m 1.20E+16 3.20E+05 3.80E-03 86%β-
IT(γ)14%
19.15 m
45.
Sb-127
2.00E+17
5.50E+06
2.00E-02
β
-
3.85 d
46.
Te-127
1.70E+17
4.50E+06
1.70E-03
β
-
9.35 h
47.
Te-129
1.00E+18
2.80E+07
9.40E-01
β
-
69.6 m
48.
Te-129m 6.50E+17 1.80E+07 8.40E-04 68%IT(γ)
β- 37%
33.6 d
49.
I-131
3.10E+18
8.30E+07
6.70E-01
β
-
8.0252 d
50.
Te-132
4.50E+18
1.20E+08
4.00E-01
β
-
3.204 d
51.
I-132
4.50E+18
1.20E+08
1.20E-02
β
-
2.295 h
52.
I-133
6.70E+18
1.80E+08
1.60E-01
β
-
20.83 h
53.
Te-134
7.70E+18
2.10E+08
6.20E-03
β
-
41.8 m
54.
I-134
7.70E+18
2.10E+08
7.80E-03
β
-
52.6м
п/п
Нуклид Бк Кюри Полная масса
Кг
Распад
Decay Mode
Период
полураспада
55.
Cs-136
6.30E+18
1.70E+08
2.30E+00
β
-
13.16 d
56.
Ba-137m
2.50E+17
6.60E+06
1.20E-05
100% IT (γ)
2.552 m
57.
Cs-138
6.50E+18
1.80E+08
4.20E-03
β
-
33.41 m
58.
Cs-139
6.20E+18
1.70E+08
1.20E-03
β
-
9.27 m
59.
Ba-139
6.20E+18
1.70E+08
1.00E-02
β
-
83.06 m
60.
Ва-140
6.10E+18
1.60E+08
2.30E+00
β
-
12.7527 d
61.
La-140
6.10E+18
1.60E+08
2.90E-01
β
-
1.67855 d
62.
La-141
5.60E+18
1.50E+08
2.70E-02
β
-
3.92 h
63.
Се-141
5.50E+18
1.50E+08
5.20E+00
β
-
32.508 d
64.
La-142
5.60E+18
1.50E+08
1.10E-02
β
-
92.5м
65.
Се-143
5.60E+18
1.50E+08
2.30E-01
β
-
33.039 h
66.
Рг-143
5.50E+18
1.50E+08
2.20E+00
β
-
13.57 d
67.
Се-144
3.90E+18
1.10E+08
3.30E+01
β
-
284.91 d
68.
Рг-144
3.80E+18
1.00E+08
1.40E-03
β
-
17.3м
69.
Nd-147
2.20E+18
5.80E+07
7.20E-01
β- 100%
10.98d
70.
Pm-148
1.60E+18
4.40E+07
2.00E+00
β
- 100%
5.3681d
71.
Nd-149
1.10E+18
3.00E+07
2.40E-03
100%β
-
1.7281h
72.
Pm-149
1.10E+18
3.00E+07
7.50E-02
100%β
-
53.08 h
73.
Pm-151
4.90E+17
1.30E+07
1.80E-02
β
-
28,40 ч
74.
Sm-153
2.00E+17
.55E-I07
1.30E-02
β
-
46.284 h
75.
Eu-156
3.60E+16
9.70E+05
1.70E-02
β
-
15.19 d
76.
Gd-159
5.30E+15
1.40E+05
1.40E-04
β
-
18.479 h
77.
Tb-160
2.00E+15
5.40E+04
4.80E-03
β
-
72.3 d
78.
Gd-162
4.80E+14
1.30E+04
1.10E-07
β
-
8.4 m
79.
Tb-162
4.80E+14
1.30E+04
8.70E-08
β
-
7.60 m
80.
Dy-165
2.90E+13
7.80E+02
9.50E-08
β
-
2.334 h
81.
Np-239
5.80E+19
1.60E+09
6.70E+00
β
-
2.356 d
Радионуклиды значимые для обращения с РАО
82.
Se-75
1.00E+15
2.80E+04
1.90E-03
EC
119.78 d
83.
Rb-87
2.30E+17
6.20E+06
1.90E+01
100%β
-
4.81×10
+10
y
84.
Sr-89
3.90E+18
1.10E+08
3.70E+00
β
-
50.53 d
85.
Sr-90
2.30E+17
6.20E+06
4.50E+01
β
-
28.90 y
86.
Y-91
4.90E+18
1.30E+08
5.50E+00
β
-
58.51 d
87.
Zr-95
5.80E+18
1.60E+08
7.40E+00
β
-
64.032 d
88.
Ru-106
8.60E+17
2.30E+07
7.00E+00
β
-
371.8 d
89.
Ag-110m 1.30E+15 3.60E+04 8.60E-09 98%β- (IT γ
1.38%)
249.76 d
90.
In-115
1.60E+16
4.40E+05
7.10E-05
β
-
4.41×10
+14
y
91.
Sn-123
1.90E+16
5.10E+05
6.20E-02
β
-
129.2 d
92.
Sb-125
1.50E+16
4.00E+05
3.90E-01
β
-
2.75856 y
93.
Te-125
3.00E+15
8.10E+04
4.50E-03
п/п
Нуклид Бк Кюри Полная масса
Кг
Распад
Decay Mode
Период
полураспада
94.
Cs-134
1.70E+17
4.60E+06
3.60E+00
β
-
2.0652 y
95.
Cs-135
3.70E+12
9.90E+01
8.60E+01
β
-
2.3 x 10
6
y
96.
Cs-137
2.60E+17
7.00E+06
8.10E+01
β
-
30.2 y
97.
Pm-147
8.00E+17
2.20E+07
2.30E+01
β 100%
2.62513y
98.
Pm-148 m
6.70E+16
1.80E+06
1.10E-02
β
41,29 сут
99.
Sm-151
6.50E+15
1.80E+05
6.70E+00
β
-
90 y
100.
Eu-154
1.40E+16
3.70E+05
1.40E+00
99%β
-
8.601 y
101.
Eu-155
1.10E+16
3.10E+05
6.70E-01
β
-
4.753 y
102.
Pu-236
1.10E+11
3.10E+00
5.80E-06
α
2.858 y
103.
Np-237
2.60E+11
7.10E+00
1.00E+01
α
2.144×10
+6
y
104.
Pu-239
9.50E+14
2.60E+04
4.10E+02
α
24110 y
105.
Pu-241
1.80E+17
4.90E+06
4.90E+01
β
-
14.325 y
106.
Am-241
1.60E+14
4.50E+03
1.30E+00
α
432.6 y
107.
Pu-242
2.90E+12
7.80E+01
2.00E+01
α
3.75×10
+5
y
108.
Am-243
9.70E+12
2.60E+02
1.30E+00
α
7370 y
109.
Cm-242
4.30E+16
1.20E+06
3.50E-01
α
162.8 d
110.
Pu-238
1.30E+15
3.50E+04
2.00E+00
α
87.7 y
111.
Cm-244
4.30E+14
1.20E+04
1.40E-01
α
18.1 y
112.
Pu-240
1.50E+15
4.00E+04
1.80E+02
α
6561 y
Сумма
2.99E+20
8.11E+09
1.03E+03
Примечание IT Изомерный переход. Переход атома из метастабильного состояния, сопровождается γ-
излучением. EC Захват электрона β-распад. Захват атомного электрона с превращением протона в
нейтрон и излучением нейтрино.
Анализ групп нуклидного состава ядерного топлива на момент аварии показывает:
10 радиоактивных изотопов представляют газообразные нуклиды и практически не
влияют на организацию обращения с РАО в период ЛПА, поэтому в данном обзоре они не
рассматриваются.
Остальные радиоактивные изотопы можно разделить на 2 большие группы:
1 группа - относительно коротко живущие, но дающие большой вклад в создание
радиационной обстановки таблице 4 эта группа выделена серым цветом). Мы
выделили в эту группу изотопы, у которых, за время 1 год истечет 10 периодов T1/2 , когда
количество активности снижается до величины несущественной на уровне естественного
радиоактивного фона (т. е. нуклиды с T1/2 менее 40 суток). Эти 71 нуклид составляют
около - 6,2% - 860 кг по массе, от всей активности и должны учитываться при оценке
радиационной обстановке и организации работ по сбору РАО, а также при принятии
решений по первичному хранению и захоронению РАО. Выброс этих радионуклидов
происходил как в виде "конденсационных", так и "топливных частиц. Величина выброса
колеблется от 3, 5 до 60% наработанной в реакторе активности (Devel I., 1996). Именно эти
изотопы оказали большое влияние на первичную классификацию отходов и принятие
решений по их удалению.
2 группа - долгоживущие радионуклиды (30 изотопов, из них 7 изотопов, наработка
которых в реакторе представлена достаточно малыми количествами, и 23 имеющих
значимые величины содержания). Эти нуклиды являются определяющими для выбора
метода захоронения. Их общая масса в активной зоне составляет 92,8% всей активности,
наработанной в АЗ (все долгоживущие изотопы ТУЭ + цезий 137 + стронций 90), однако их
выброс не был значительным - до 3,5% что составляет порядка 449,08 кг.
Эта группа может быть разделена еще на 2 подгруппы:
экологически значимые изотопы, имеющие относительно небольшой период
полураспада, такие как стронций 90, цезий 134, определяющие как радиационную
обстановку, так и значимые требования к обращению и долговременному захоронению.
Выброс этих нуклидов происходил как в виде конденсационных аэрозолей основном
цезий), так и в составе топливных частиц - стронций. Суммарный процент выброса этих
нуклидов от наработанного, составлял: от 3,5 4,5% - 90Sr до 33±10% 137Cs.
группа представлена очень долгоживущими изотопами трансуранового ряда
(ТУЭ), которые будут определять требования к окончательному захоронению аварийных
РАО. Выброс этих нуклидов не превысил 3,5% от наработанного и происходил в виде
мелко диспергированной фракции топлива.
По оценкам общий объем РАО в ЧЗО составляет около 13610409,0 м3. Если предположить,
что мелкодисперсная фракция топливного выброса была вся распределена равномерно и
только в этом объеме, в пределах ЧЗО (консервативное предположение), тогда удельное
содержание долгоживущих высокоактивных РАО составит 3,3e-5 кг/м3 (сумма изотопов
поз 82 ÷ 112, таблицы 4)
. Если учесть, что 80,8% всех РАО в ЧЗО представляют именно
грунты Зоны, то в них может содержаться около 359,2 кг, а в ПВЛРО - 42,74 кг
долгоживущих альфа-активных радионуклидов. В этой оценке не учитываются количества
активности, в т.ч. делящихся материалов, которые могли попасть в отдельные
захоронения с фрагментами активной зоны. На преимущественно топливный характер
радиоактивного загрязнения в Чернобыльской зоне, указывают работы (Израэль Ю.А.,
1990), (Кашпаров В.О., 2001), (Израэль Ю.А., 2006). Отмечается что, вследствие первичного
взрыва 26.04.1986 г. сформировался узкий (длиной до 100 км и шириной 1-5 км) прямой
Западный топливный след (направление на с. Толстый Лес). Он состоял в основном из
мелкодисперсных не окисленных частиц ядерного топлива. Показано, что при
первоначальном взрыве из активной зоны реактора были выброшены сравнительно
крупные топливные частицы размером в десятки и сотни микрометров, которые
вследствие высокой скорости осаждения выпали преимущественно вблизи реактора (до 2
км). Основная масса этих выпадений состояла из более мелких частиц (медианный радиус
2-3 мкм) представленных диоксидными кристаллитами (зерна) уранового топлива.
Западный след содержал около 10-15% топливных частиц, выброшенных во время аварии
за пределы промплощадки ЧАЭС. Юго-западный, Северо-западный, и Северо-восточный
следы образовались в основном за счет легколетучих продуктов деления, которые
поднимаясь в конвективном потоке на высоту более 1 км 26 апреля, и до 600 м в
последующие дни сформировали конденсационные радиоактивные следы с
незначительной убывающей долей окисленных топливных частиц. Радионуклидами
топливного компонента радиоактивных выпадений (95Zr, 95Nb, 103Ru, 106Ru, ,144Ce)
преимущественно была загрязнена ближняя зона аварии в виде четко выраженных
следов - Западного и Северного (Кашпаров В.О., 2001). Таким образом активность РАО
ЧЗО в основном представлена именно топливной компонентой.
Моделирование процесса аварии и образование РАО
До настоящего времени единой, общепризнанной модели протекания взрывного
процесса на 4 блоке ЧАЭС, не существует. Исследования различных вариантов развития
аварийного процесса показаны, например, в (Adamov E.O., 1996). Следует отметить, что
большинство исследователей сосредотачивается на ядерной физике процесса протекания
аварии, однако для темы настоящего обзора более важен аспект физико-механических
процессов, определяющих выброс радиоактивных материалов и образование
радиоактивных отходов. С этой точки зрения, рассматриваемые модели аварии можно
разделить на три группы:
Модель, предполагающая минимальный выброс ядерного топлива из реактора,
при котором основная его часть остается в шахте реактора и, в дальнейшем
образует ЛТСМ. (Боровой А.А., 1990), (Федуленко В.М., 2008).
Модель практически полного выброса АЗ реактора с последующим взрывом и
выбросом диспергированного топлива и максимальное распространение
облученного топлива за пределы реакторных помещений (Киселев А.Н., 1994)
(Черкашов, и др., 2006), латонов П.А., 2007) (Платонов П.А., 2008), и,
Смешанная модель, при которой первичный разгон в нижней части активной зоны
реактора и рост температур, обуславливает диспергирование части ядерного
топлива, разрушение части технологических каналов и выход продуктов в кладку
реактора. В результате происходит катастрофический подъем внутриреакторного
давления, разрыв всех ТК и отрыв верхней крышки реактора схемы "Е" "тепловой
взрыв реактора". Вместе с паром и топливографитовой «пылью» после подъёма
и сдвига схемы «Е», за пределы шахты реактора была выброшена наружу,
значительная часть графитовых блоков с кусками труб ТК и тепловыделяющих
сборок. (Платонов П.А., 2007), (Федуленко В.М., 2008). Процессы диспергирования
ядерного топлива и образование паро-водородной смеси (за счет паро-
циркониевой реакции) могли протекать практически одновременно и привести к
взрыву с выбросом части АЗ, разрушению строительных конструкций здания и
реактора. (Пазухин, 1994) (Боровой А.А., 2007). Такая модель не противоречит как
модели процесса образования лавообразных топливных масс, так и
наблюдавшейся картине разрушений.
Точные количественные оценки выброшенного топлива остаются до настоящего времени
весьма разноречивыми. Прямые наблюдения в первые дни после аварии не могли дать
представительных данных в виду крайне тяжелой радиационной обстановки и не
готовности персонала и специальных подразделений к такого рода оценкам.
Наблюдаемая картина разрушений позволяла предположить весьма значительный
выброс ядерных материалов. Эпигнозные оценки мощности взрыва, обусловившие
фактические разрушение энергоблока расходятся в достаточном большом интервале от
600 кг ТНТ (Ключников, и др., 2011), до 10 т ТНТ, по сейсмическим источникам (Пахомов С.
А., 2009). Наиболее близкая к реальности оценка, по нашему мнению, приводится в
заключении специалистов взрывотехников от 16 мая 1986. В заключении указывается:
«взрыв, послуживший причиной разрушений на ЧАЭС, был эквивалентен приблизительно
30 т конденсированного взрывчатого вещества (ТНТ), однако, не был бризантным и,
"имеющиеся разрушения могли произойти при взрыве гремучей смеси массой от 3,5 до
8.0 тонн, которая могла образоваться в зоне реактора" (КДБ УРСР, 2006).
Вывод специалистов не противоречит более поздним теоретическим моделям
образования гремучей смеси и протекания аварии (Пазухин, 1999).
Фактическая картина разрушений и теоретические расчеты подтверждают версии о
значительном выбросе ядерного топлива. Некоторые расчеты процесса разрушения
активной зоны 4 реактора выполненные позже показали возможность полного
диспергирования около 16% топлива в первые 7,5 сек взрывного процесса. (Афанасьева
А.П., 1994).
Первые, визуальные оценки, полученные при объезде и облете аварийного реактора,
показали, что часть активной зоны выброшена из шахты реактора и разбросана по
территории промплощадки, выброшена на кровли зданий 3 и 1, 2 энергоблоков.
(Игнатенко Е.И., 1991). (Федуленко В.М., 2008), (Беляев И.А., 2009). На территории станции
было обнаружено множество обломков конструкций активной зоны, графитовых блоков.
Позднее, отдельные графитовые блоки и их фрагменты были найдены на расстоянии
150250 м и более от шахты реактора на промплощадке, часть графитовых блоков
кладки реактора найдена: в центральном зале, на верхних отметках вентиляционного
центра, перекрытиях помещений барабанов-сепараторов, в машзале. Там же были
обнаружены фрагменты ТВС, ТВЭЛов. На кровле 3-го блока была найдена нижняя часть
технологического канала внутри которого находилась тепловыделяющая сборка. По
номеру на нижнем концевике, было установлено, что до аварии она находилась в юго-
восточном квадранте активной зоны, однако после аварии оказалась на крыше (Киселев
А.Н., 2012). Один ТВЭЛ был обнаружен за строившимся 5-м энергоблоком, у столовой, на
расстоянии 1600 м от шахты реактора. По свидетельству очевидцев 1 фрагмент ТВЭЛа
был найден висящим на проводах ЛЭП на ОРУ ЧАЭС. Падение фрагментов активной зоны
в пруд-охладитель на расстоянии примерно 1200 м от реактора было зафиксировано в
момент аварии очевидцами. Мелкие фрагменты активной зоны были найдены на
расстоянии 1200 м, за железной дорогой на северо-восток от 4-го энергоблока.
Осаждение графитовой пыли было отмечено на расстоянии до 12 км от АЭС, например,
в селе Копачи и даже на расстоянии около 200 км (под г. Канев). (Боровой А.А., 2006)
(Киселев А.Н., 2012).
Значительный выброс ядерного топлива подтверждается данными радиационной
обстановки. Мощности экспозиционной дозы, измеренные в первые дни на территории
блока, превышали 200 Р/час, (Игнатенко Е.И., 1991), по информации сотрудников ЧАЭС
наблюдались уровни более 600 Р/час. (Рисунок 3).
Рисунок 3 Картограмма радиационной обстановки на 26.04.1986. Из рабочей теради
Завьялова В.
Согласно справки КГБ 28. На 4.05.86 г. на 19 часов 4 мая уровень МЭД, при входе в
промышленную зону станции составлял 2 рентгена/час, на дороге к блоку №2 2
рентгена/час, к блоку №3 60 рентген/час, к блоку №4 400 рентген/час. В отдельных
местах на подступах к блоку №4 он составлял 1000 рентген/час.
Достаточно грубая ретроспективная оценка имевшихся данных измерений, приведенная к
состоянию на 26 27 апреля представлена на Рисунок 4.
Рисунок 4 Ретроспективная схема радиационной обстановки в районе 4 энергоблока на 26
апреля 1986 (Арутюнян Р.В., 2010)
Позднее, оценки доз, полученные с помощью более точных приборов и методов
позволили уточнить верхний предел на уровне 1000, иногда до 5000 Р/час.1 (Боровой А.А.,
1990), (Митенков А.Ф., 2012). Например, с помощью термолюминесцентных дозиметров
по специальной методике, на кровле подтрубного пространства была измерена мощность
дозы 11300 Р/час (Беляев И.А., 2009).
Первые оценки количества, выброшенного из реактора ядерного топлива, были озвучены
в докладе советской делегации в МАГАТЭ в 1986 (Таблица 6). И в дальнейшем с
незначительными поправками приводятся в большинстве публикаций. Как видно из
таблицы, считается, что основная масса облученного топлива аварийного реактора (до
96%) находится в границах объекта " Укрытие"
Таблица 6 Распределение выброшенного топлива после аварии (Боровой А.А., 2006)
Месторасположение топлива Количество топлива, % загрузки
В границах объекта «Укрытие»
>96
На территории площадки АЭС
<0,3
80-км зона (исключая площадку станции)
<1,5
Остальная территория бывшего СССР
< 1,5
За границей
<0,1
При разработке проекта захоронения 4 энергоблока ЧАЭС (сооружение которое
впоследствии получило название объект "Укрытие" ["Саркофаг"]) было принято
следующее распределение топлива (см. Таблица 7)
Таблица 7 Распределение ядерного топлива, принятое Техническим заданием на разработку
проекта захоронения блока 4 Чернобыльской АЭС и относящихся к нему сооружений. Утв.
Министром СМ СССР Славским Е.П. 02 июня 1986г (Беляев И.А., 2009)
В шахте реактора
10 - 30 %.
В машзале
30-45%
10 -15 % 10-40%
В деаэраторной и блоке "В"
В завале у баллонной САОР
5%
На территории промплощадки
25%
За пределами промплощадки
15-25%
Примечание: Состояние топлива принимать в виде порошка, мелочи, кусков (А.П. Александров2)
Несмотря на на большой объем выполненных исследований в послеаварийный период, о
фактическом состоянии и определении местонахождения ядерного топлива. (Киселев
А.Н., 1994), (Киселев А.Н., 1994) (Боровой А.А., и др., 2001), (Боровой А.А., 2011),
(Ключников, и др., 2011). Официальные оценки топлива, оставшегося и выбошенного из
реактора подвергаются сомнениям. По результатам многолетних исследований
Комплексной экспедиции Курчатовского института и МНТЦ "Укрытие", принято
следующее распределение обнаруженного топлива в помещениях объекта "Укрытие"
(Таблица 8)
Таблица 8 Содержание топливосодержащих масс в помещениях объекта "Укрытие" по
уточненным данным к 2010 году (Ключников, и др., 2011)
Название (номера) помещений
Модификации
Обнаруженное топливо,
Примечания
1 Применялся прибор: измеритель мощности дозы ИМД-21Б, диапазон измерения - 0,1Р/ч до 10000Р/ч; а также
приборы КРБ-1 (до 1000р/ч), лабораторных экспериментальные приборы "Киржач-З" (до 3000 p/ч).
2 А.П. Александров в то время президент АН СССР, согласовавший Техническое задание.
ТСМ в помещении
т (U)
Оценки на 06.09.2010 г.
Центральный зал (914/2) и шахта
реактора выше отм. +24.000
фрагменты
активной
зоны,
ЛТСМ
более 22 С учетом 48 сборок со свежим
топливом (5,5 т)
Южный бассейн выдержки (505/3)
129 кассет с ОЯТ
14,8
Возможно присутствие ЛТСМ
Все верхние помещения, включая
ЦЗ
(отм. +24.000 и выше)
топливная
пыль
~5 на поверхности
завала в ЦЗ,
~30 всего
Оценка 30 т включает
поверхностное загрязнение, внутри
завала в ЦЗ и во всех других
помещениях
304/3
ЛТСМ
6 ± 2
«Г оризонтальный поток лавы»
301/5+301/6+303/3
ЛТСМ
5 ±2,5
«Г оризонтальный поток лавы»
217/2
ЛТСМ
0,4 ± 0,2
«Слоновья нога», «сталактиты»
Подаппаратное помещение 305/2
и 504/2 до отм. +24.000
фрагменты АЗ,
ЛТСМ, пыль 80 ±30
Расчеты велись по 7-ми скоплениям
ТСМ. Начало всех потоков ЛТСМ.
Учтены ТСМ в проломе между пом.
304/3 и 305/2
Парораспределительный коридор
(ПРК)
(210/5+210/6+210/7)
ЛТСМ 12 ±6
«Большой вертикальный поток» и
«малый вертикальный поток»
ББ-2
(012/14+012/15+012/
16)
ЛТСМ мин. - 3, макс. - 14
ББ-1
(012/5+012/6+012/7)
ЛТСМ 1,0 ±0,5
Топливо под каскадной стеной
фрагменты АЗ,
пыль
?
Вода во всех помещениях
реакторного отделения
Растворимые соли
урана, взвесь
~4 кг
Топливо на площадке ОУ
фрагменты АЗ,
пыль
0,75 ± 0,25
Согласно, данным, приведенным в таблице 8, предполагается, что в лавообразных
топливных массах может содержаться от 112 до 158, 35 т, т.е. 58, 9% ÷ 83,3%. Около 46, 5т
24,4% топлива может находится в завале центрального зала и других помещениях на
верхних отметках здания 4 энергоблока (пыль, фрагменты АЗ, без учета топлива в кассетах
ЦЗ и БВ). Если принять за основу наиболее консервативные оценки найденного топлива
112 + 46, 5 = 158, 5т, что составит примерно 83, 3%, всего находившегося в реакторе
ядерного топлива, то тогда, около 17,7% топлива могло быть выброшено на кровли
зданий и на территорию промплощадки. Эта цифра согласуется с некоторыми расчетными
оценками. Так, моделирование процесса взрыва, послужившего причиной разрушения АЗ
и выброса топлива (Рубежанский Ю.И., 1998) прогнозирует следующее распределение
выброса: 50 60% активной зоны упали обратно в шахту реактора; 26 33% - находится в
центральном зале; от 6 15% выброшено на кровли зданий; и примерно 2% -
распределены по территории промплощадки. Некоторые исследователи считают что
большая часть топлива до настоящего времени необнаружена, а в лавообразных массах
находится только 23,8, +4,5 тонн UO2. (Киселев А.Н., 1994).
Вопрос о количестве выброшенного топлива и его местонахождении имеет значение для
анализа мероприятий по обращению с РАО, поскольку отходы, содержащие ядерные
материалы требуют особого обращения и захоронения.
Лавообразные топливосодержащие массы специфический вид аварийных РАО
Кроме радиоактивных выбросов, обусловивших образование основных объемов РАО,
при аварии на Чернобыльской АЭС образовывались и такие специфические
высокоактивные РАО как лавообразные топливосодержащие массы. Энергия продуктов
деления ядерного топлива разрушенного реактора привела к расплавлению
конструкционных материалов реактора, стеновых ограждений и др. Состав исходных
материалов образовавших ЛТСМ представлен в Таблица 9. Наиболее подробно процесс
образования чернобыльских топливо-содержащих масс изучен Пазухиным Э.М. (Пазухин,
1994) (Пазухин, 1999)
Таблица 9 Материалы, находившиеся в шахте реактора (пом. 504/2) и подаппаратном пом.
305/2 в стадии образования и растекания лавы и вошедшие в состав ЛТСМ (Bogatov, 2008,)
Материал Присутствовало в помещениях
504/2* и 305/2 после аварии, т
Вошло в состав
ЛТСМ, т
Топливо (U)
120 90
Сталь
1300b <20c
Серпентинитовая смесь
580 160
Бетон подреакторной плиты
- 130
Бетон строительных
конструкций, попавший с
верхних отметок 950 480
Материалы шахтной засыпки
300 280
Цирконий
? 45
Графит
750 Практически нет
a В границах реакторного пространства.
b Не учтены материалы схемы «С» и не расплавившиеся коммуникации низа реактора.
c 330 т расплавилось и растеклось по подреакторным помещениям в металлическом виде
Как видно из таблицы в расплав входили материалы активной зоны, строительные
конструкции, металл, бетонные блоки, попавшие в шахту реактора и т.п. Общий объем
ТСМ в обследованных помещениях объекта "Укрытие" составляет 380 - 580 м3. Основной
компонент представлен двуокисью кремния. Образовавшиеся лавы содержат в среднем
7% по массе ядерного топлива. Радионуклидный состав этих РАО можно представить по
следующим характеристикам (Таблица 10):
Таблица 10 Радионуклидный состав "черной" керамики ЛТСМ (МНТЦ Укрытие, 2001)
Нуклид
Активность нуклидов, МБк/г в пересчете на 26.04.86 г.
Среднее значение
Стандартное отклонение
Минимум
Максимум
144
Ce
1,04 ∙10
3
3,02 ∙10
2
4,86∙10
2
2,14 ∙10
3
137
Cs
2,25 ∙ 10
8,93
5,41
5,05 ∙10
134
Cs
1,26 ∙ 10
5,26
3,2
3,17∙ 10
125
Sb
1,57
1,57
1,80 10
-1
4,03
154
Eu
1,37
2,68∙10
-1
9,38 ∙ 10
-1
2,1
155
Eu
1,89
5,03 ∙10
-1
1,21
2,68
90
Sr
6,81 ∙ 10
1,26 ∙10
4,25 ∙10
9,45 ∙ 10
238
Pu
4,93∙10
-1
5,96 ∙ 10
-1
1,95 ∙ 10
-1
3,62
239 + 240
Pu
9,42∙10
-1
9,72 ∙10
-1
5,80 ∙10
-1
6,18
242
Cm
2,05 ∙10
2,30 ∙10
2,18
1,30 ∙ 10
2
244
Cm
2,56
1,38
6,85 ∙ 10
-2
7,80∙ 10
241
Am
3,23 ∙10
-1
5,66 ∙10
-1
1,46 ∙10
-2
3,14
U, %
4,08
1,18
1,83
8,06
МВт сут./ кг (U)
11,84
0,99
10,45
14,65
В настоящее время классифицировано 4 вида специфических РАО, содержащих
топливные материалы: фрагменты активной зоны реактора; диспергированное топливо в
виде пыли, осевшей в помещениях разрушенного блока и на территории; застывшие
лавообразные топливо содержащие материалы (ЛТСМ); и, образовавшиеся с течением
времени модификации топливо-содержащих масс, содержащие растворимые формы
урана, плутония, америция. Общий вес ЛТСМ оценивается величиной 1200 т (Боровой
А.А., 2007).
Распределение ЛТСМ, оценка содержащегося в них топлива, являются весьма важными
данными для разработки системы обращения с ними в будущем. В настоящее время это
важно для учета и взятия под контроль всего объема ядерных материалов,
образовавшихся в результате аварии.
Образование РАО за счет горения графита
Образование РАО в период аварии на ЧАЭС происходило не только за счет собственно
взрывного выброса, но и в следствии процесса горения графита кладки реактора.
Началом горения графита считается время: 27.04.86 к концу дня. Очевидцы указывают,
что утром 27 апреля, дым поднимающийся над разрушенным реактором был белым и
более походил на пар, затем цвет выброса сменился на черный
. Изменение цвета
выброса и считается началом активного процесса окисления графита. По оценкам,
горение графита продолжалось около 9 суток, т.е. с 27.04 по 5.05 всключительно. (Пазухин
Э.М., 2008). 6 мая было зафиксировано резкое снижение количества выбрасываемой
активности (Таблица 2). Оценки скорости окисления (горения) графита показывают что
колонна реакторного графита состоящего из 12 блоков в форме параллелепипеда
сечением 25 х 25 см и высотой 60 см при температуре 950 ± 500С может сгореть за 274
часа. Однако фактические температуры в разрушенном реакторы были значительно выше
поэтому время горения могло быть значительно меньне (Пазухин Э.М., 2008). Таким
образом экспериментальные результаты не противоречат наблюдавшейся картине.
Отдельные выбросы, сопровождавшиеся выделением дыма из реактора наблюдались
вплоть до 12 мая. (Римский-Корсаков А. А., 2009).
Результаты многолетних исследований в объекте "Укрытие", позволяют предполагать, что
графит кладки АЗ реактора (около 2400 т) выгорел весь, за исключением той части, что
была выброшена первичным взрывом и унесена с аэрозольной фракциией выброса.
Горение графита в сочетании с выбросом мелко диспергированного топлива, обусловило
образование большого количества РАО в виде загрязненных конструкций
пристанционных зданий и сооружений, грунтов промышленной площадки и прилегающих
территорий. Так при обследовании помещений разрушенного блока в 1987 году
отмечалось что поверхности строительных конструкций блока покрыты
топливосодержащим слоем толщиной до 1 см пылеобразного графита. (обнаруживались
горячие частицы "вбитые" в бетон под слоем сажи). (Боровой А.А., 1990)
Радиоактивное загрязнение почвы в июне 1986 года в пробах, отобранных в г. Чернобыль
было следующим (Таблица 11):
Таблица 11 Содержание р/н в пробах почвы в 1986 году (Теплов П.В., 1989)
Место отбора проб
Дата
отбора
Удельная активность радионуклидов (кБк·м-2)
141Ce
144Ce
131I
103Ru
106Ru
95Zr
95Nb
137 Cs
134 Cs
140 La
1.
Чернобыль Почва h=0 cm
12.06
1517.0
2257.0
203.5
2479.0
-
4070.0
5550.0
247.9
151.7
703.0
2.
Чернобыль Почва h=0,7
cm
12.06
11.8
- 21.5
30.0
- 29.6
35.9
28.9
7.0
2.6
3.
Чернобыль Почва h=1,5
cm
12.06
2.4
- 7.0
4.8
- 11.8
14.8
1.0
- -
4.
Чернобыль Почва h=0 cm
23.06
4440.0
7770.0
-
4070.0
-
11470.0
16280.0
1110.0
629.0
1036.0
5.
Чернобыль Почва h=1,0
cm
23.06
28.5
66.6
21.5
44.4
- 74.0
103.6
- - -
6.
Чернобыль Почва h=2,0
cm
23.06
- - - 35.2
- - - - - -
7.
Берег р. Припять в
районе с. Шепеличи
14.06
3700.0
5180.0
103.6
4440.0
- 8880.0
12210.0
740.0
344.1
-
8.
Г. Припять ул Л.
Украинки д 14
8.08
15910.0
74000.0
- 19610.0
13690.0
66600.0
99900.0
5550.0
2886.0
-
9.
Г. Припять в районе
здания ЛВД
8.08
7030.0
37000.0
- 7400.0
4810.0
26640.0
40700.0
2738.0
1184.0
-
Оценка массы выброшенного графита выполненная по содержанию 14С, депонированного
в лесной подстилке на окружающей АЭС территории находится в интервале от 0,12 до
52,6 мг/м2, при чувствительности метода 0,2 мг/м2. Средняя активность 14С составляла -
2,5×107 Бк/г С. Отсюда, среднее содержание графита в подстилке составило: 0, 086 г/г
пробы; максимальное до 0,4 г пробы. (Бузынный М.Г., 2003). (Бузынный М. Г., 2009).
Приведенные данные свидетельствуют о значительном выбросе аэрозольного графита в
окружающую среду во время аварии и подтверждают факт образования РАО за счет
процесса горения графита.
Другие процессы образования РАО во время аварии 1986 г на ЧАЭС
В период активной стадии аварии, с целью подавления радиоактивных выбросов
производился сброс различных сыпучих материалов в помещения реактора. Решение о
тампонировании реактора с воздуха набором веществ различного функционального
назначения было принято Правительственной комиссией уже 27 апреля в 8 часов утра
(Дьяченко А. А., 2004). (Антошкин Н.Т., 2006). Сброс материалов производился с
вертолетов с высоты около 200 м. Обобщенные данные сброса «балластных» материалов
на реактор по результатам учета приведены в работе (Боровой А.А., 2007). Таблица 12:
Таблица 12 Сброс материалов на реактор (Боровой А.А., 2007)
Дата Число вылетов
Масса сброшенных материалов
(т)
Количество материалов в
блоке нарастающим итогом (т)
27 апреля
44
150
150
28 апреля
93
300
450
29 апреля
186
750
1200
30 апреля
. ?
1500
2700
1 мая
?
1900
4600
2 мая
?
420 (?)*
5020 (?)*
3 мая
0
-
-
4 мая
0
-
-
5 мая
0
-
-
6 мая
0
-
5020
Всего на реактор в активную фазу аварии было сброшено более 5000 тонн различных
сыпучих материалов. Среди них около 40 тонн борсодержащих нейтронно-поглощающих
веществ, 2400 тонн свинца, 1800 тонн песка и глины, 600 тонн доломита, включая
пылеподавляющие жидкости, такие как тринатрийфосфат и полимеризующиеся
жидкости. В первый день полетов (27 апреля) было произведено 93 сброса, во второй -
186. По состоянию на 1 мая вертолетчики сбросили 1900 тонн только песка (Антошкин
Н.Т., 2006). Затем количества, сбрасываемых тяжелых твердых веществ были сокращены,
а далее выброс их был прекращен, вследствие опасений за устойчивость строительных
конструкций. Характеристика сбрасываемых материалов представлена в Таблица 13
Таблица 13 Характеристика материалов, сбрасываемых на аварийный реактор в апреле - мае
1986 г (Боровой А.А., 2007)
Название материала Химическая формула
Оценочная
Масса
(т)
Карбид бора
В„С
40
Доломит
MgCa(C03)2
1200*
Мраморная крошка, глина, песок и др.
-
3500**
Свинец (дробь, «чушки» и др.)
Pb
6700***
Тринатрийфосфат (раствор)
Na3PO.,
2500
Другие пылеподавляющие композиции
(растворы).
Латекс марки СКС-65гп, барда, жидкое стекло,
поливиниловый спирт, каучук СКТН и др.
2700
Всего
16600
* во время активной стадии сброшено ~ 600т
** во время активной стадии сброшено ~ 1800т глины и песка
*** в первые 5 дней после аварии было сброшено 2400т свинца
К 29.06.86г. было дополнительно сброшено І 890т цеолита.
На рисунке приведена одна из фотографий разрушенного блока (вид сверху), сделанная
после окончания активной стадии аварии (Рисунок 5).
Рисунок 5 Верхние отметки блока после аварии. 1 и 3 завалы на потолках помещений
северного и южного барабан - сепараторов, 2 центральный зал (Арутюнян Р.В., 2010)
На фотографии хорошо видны завалы сброшенных материалов, находящиеся в
центральном зале и на потолочных перекрытиях помещений барабан-сепараторов.
Образование жидких РАО
Образование жидких РАО во время Чернобыльской аварии происходило, как в результате
аварийного повреждения контура охлаждения реактора, так и в результате
противоаварийных мероприятий, например, применения жидких пылеподавляющих
средств, во время ее ликвидации.
Уже во время первого облета аварийного реактора был установлен факт наличия
льющейся воды в ЦЗ (Игнатенко Е.И., 1991). Из литературных источников известно, что
воду в реактор стали подавать сразу после взрыва ночью 26 апреля. Однако подаваемая
вода, вода из контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), разрушенного
в результате аварии фактически в реактор не попадали. Несколько тысяч тонн воды,
смывая радиоактивные загрязнения, затопили все нижние отметки 3-го и 4 энергоблоков,
и в частности, подвальные помещения ВСРО, машинного зала и главного корпуса. 26
апреля было установлено проникновение этой воды в кабельные каналы, имеющие
сообщение с работающими энергоблоками, что с представляло большую опасность.
Персоналом АЭС эти воды с нижних отметок откачивались во все пригодные емкости в т.ч.
даже в системы аварийного слива трансформаторного масла, с использованием
переносных насосов типа " Гном". (Игнатенко Е.И., 1991). Активность этих вод составляла
от 1 до 10 Ки на литр. В начале мая (6-8) вода из бассейна-барботера - (около 4 тыс. м3.) с
помощью пожарных насосных станций, была откачана в емкости шламоотвала в районе
водоема охладителя (Гудов В. А., 2009). По распоряжению Силаева (председатель ПК
после 10 мая) был выполнен перемонтаж системы ливневых сбросов на сброс в водоем-
охладитель. Общий объем сброшенных в водоем охладитель жидких аварийных РАО
оценивается величиной 57 700 м3 (Ильичев С. В., 1996).
Применение пылеподавляющих средств во время ликвидации последствий аварии имело
весьма широкое распространение уже c первых дней после аварии, однако, приводило к
образованию некоторого, весьма незначительного по сравнению с общим объемами,
количества твердых РАО, не увеличивая общий объем жидких РАО. Тем не менее,
необходимо отметить, что только с мая по октябрь 1986 г. было использовано 73375 тонн
сульфидно-спиртовой барды которой обработано 4088 га, латекса 10840 тонн на площади
454 га, и нефтяного шлама - 4950 т, обработано площади - 141 га. (Беляев И.А., 2009).
В первые недели после аварии для предотвращения распространения радиоактивного
загрязнения за пределы аварийной территории стали организовываться пункты
специальной обработки автотранспорта (ПуСО). Сначала это были передвижные
армейские установки типа АРС 14 (авторазливочные станции), состоявшие к тому
времени на вооружение в армии СССР, сброс ЖРАО от которых производился на рельеф.
При дезактивации техники использовались установки АРС-14, ДКВ-1 и ТМС-65, а в
качестве дезактивирующих средств - растворы порошка СФ-(пасты РАС-1, или вода.)
(Дьяченко А. А., 2004). Затем на основных магистральных трассах ЧЗО стали создаваться и
стационарные ПуСо, в населенных пунктах Дитятки, Лелев, Диброва. Проектами
стационарных ПуСо предусматривались упрощенные очистные сооружения для сточных
вод. (Рисунок 6)
Рисунок 6 Схема очистных сооружений сточных вод на ПуСО
При эксплуатации ПуСО в шламоотстойниках очистных сооружений уже к концу 1987 года
количество радиоактивных отходов в виде ила и пульпы оценивалось величиной до 15000
м3
. При "ужесточении нормативов по загрязнению техники в два раза объем ТРО
на
ПуСО увеличивался до 40000 м3/год. (Надъярных Г.В., 1989)
Процессы образования РАО во время ликвидации последствий аварии.
Вторичные РАО.
Радиоактивные отходы, образующиеся на "активной" стадии аварии представляют собой
загрязненные оборудование и строительные конструкции, разрушенные во время аварии,
которые согласно определению являются "отходами" т.е. не могут или не предполагаются
к дальнейшему использованию. С наступлением 2-й фазы аварии "ликвидация
последствий" - основным процессом образования РАО становятся строительно-
монтажные работы выполняемые для взятия под контроль источника радиоактивного
выброса, в данном случае разрушенного энергоблока 4 ЧАЭС и работы с этим
связанные первичная дезактивация территорий.
По отношению к РАО, образующимся в ходе аварии, такие отходы носят вторичный
характер.
Основные строительно-монтажные работы, проводимые на ЧАЭС в мае:
1. Монтаж системы подачи азота в бассейн-барботер (система выполнена, но не дала
ожидаемых результатов)
2. Сооружение под фундаментной плиты под реакторным отделением 4-го блока
(решение о сооружении принято Правительственной комиссией 3-4 мая,
окончание работ 28 июня)
3. Устройство противофильтрационной стены в грунте вокруг промплощадки АЭС.
4. Устройство сети дренажных артезианских скважин.
В середине мая было принято решение о долговременном захоронении аварийного
энергоблока на месте и сооружении специального сооружения, которое впоследствии
получило название объект "Укрытие" (или "Саркофаг"), поэтому были начаты проектно-
изыскательские работы, начато создание строительно-монтажной базы в районе
Чернобыльской АЭС. Строительство ОУ может также рассматриваться как процесс
образования РАО, поскольку сооружение объекта сопровождалось значительным
образованием отходов. Главным образом такими отходами являлись незапланированные
(непроектные) утечки бетона, из-за невозможности создания достаточно герметичной
опалубки строительно-монтажных конструкций объекта и перемещаемые значительные
объемы грунта и строительных конструкций.
Как отмечалось выше, весь процесс ЛПА, начиная с первичных дезактивационных работ и
заканчивая строительством основного объекта "Укрытие" сопровождался постоянными
мероприятиями по пылеподавлению. Применение комплекса пылеподавляющих средств
позволило, в сочетании с естественным распадом и фиксацией радиоактивных
загрязнений на почве и растительности, к концу сентября 1986 г. снизить концентрацию
аэрозолей в воздухе по сравнению с 16.05.86 г. в 60 раз. Однако привело к существенному
изменению физико-химических свойств РАО и некоторому увеличению их объемов. Что
существенно сказалось на сборе и удалении РАО на отдельных участках (например, на
кровлях энергоблоков)
В 1987 г. середины мая до конца октября) использование пылеподавляющих средств
продолжалось, но в меньших масштабах: СПД - 200 га, СКС-65ГП - 100 га и нефтяного
шлама - всего лишь 6 га. Пылеподавление на обочинах дорог проводилось, как правило,
обычной водой. Всего за период с мая 1986 г. по октябрь 1987 г. было применено 94,1
тыс. т. пылеподавляющих составов (без учета небольших количеств некоторых других
составов (поливинилацетатной эмульсии, биогеохимического состава на основе латекса,
торфа и семян трав, жидкого стекла и т.д.)).
Учесть количество дополнительных твердых отходов за счет процессов пылеподавления
практически не возможно.
Строительно-монтажные работы до сооружения объекта Укрытие".
Наибольшие опасения в первые дни после аварии вызывала возможность проплавления
разогретыми остатками активной зоны реактора подреакторных конструкций и попадания
активности в грунтовые воды (этот сценарий получил название "китайский синдром3")
поэтому было решено соорудить под реактором защитную ледовую подфундаментную
плиту (Дьяченко А. А., 2004). Для реализации этой задачи было необходимо:
- отрыть в 140 м от четвертого реактора котлован размером 30x20 м глубиной до 6 м ниже
железобетонного основания реактора на 2 5 м
- пробурить из котлована под днище реактора 23-25 горизонтальных скважин длиной
более 100 м с обсадкой трубами диаметром 133x9 мм, оснащенных арматурой и
устройствами для закачки жидкого азота,
- закачать в трубы жидкий азот и обеспечить поддержание заданного температурного
режима для замораживания грунта (до -191°С) под днищем реактора".
Выполнение этих работ началось 3 мая 1986 года. Следует отметить, что в зоне
запроектированного открытия котлована уровень облучения был весьма значителен - 6
Р/час, а в отдельных местах - до 10 Р/час и выше. Внутри котлована мощность
экспозиционной дозы составляла в среднем 1,5 - 2,5 рентгена в час. Вокруг котлована и на
подходах к нему по поверхности наблюдались разбросанные взрывом куски графита,
мощность экспозиционной дозы в отдельных точках составляла от 40 до 400 рентген в час,
а в одной точк
е даже 800 рентген в час. В связи с этим в этом районе химическими
войсками была выполнена частичная дезактивация наиболее активные элементы были
собраны и удалены в развал реактора (Карпов В.П., 1998).
16 мая было принято решение об отмене возведения ледогрунтового массива, и работы
были продолжены шахтерами для создания водоохлаждаемой подфундаментной плиты
под реактором. Сооружение предохранительной плиты предусматривало прохождение
подводящей штольни со стороны котлована, расположенного в 17,5 м от стены здания 4-
го блока. Длина штольни с учетом участка плиты составляла 167, 1 м. Однако через,
несколько недель данные разведывательных групп показали, что проплавление
подреакторных перекрытий либо развивается достаточно медленно, либо вообще
приостановилось. Позднейшая оценка этих мероприятий гласит: "Использовавшаяся в
1986г. модель развития «китайского синдрома» не смогла верно учесть того факта, что
нагретое топливо не только расплавляет окружающие материалы, но и само растворяется
3 По названию широко известного в те годы художественного фильма об аварии на АЭС
в их расплаве. Происходит быстрое возрастание объема и поверхности тепловыделяющей
массы, а, следовательно, быстро падает удельное тепловыделение и локальная
температура. «Китайский синдром» привел к расплавлению ~1/4 части
металлоконструкции «Основание реактора» («ОР»), к частичной деструкции бетона пола
подаппаратного помещения, но практически не затронул перекрытий между
помещениями парораспределительного коридора и бассейна-барботера (2-ой этаж)"
(Боровой А.А., 2007). Тем не менее, сооружение подфундаментной плиты под реактором
было, завершено 28 июня. Следует отметить, что проведение этих работ практически не
сопровождалось какой-либо специальной организацией удаления образующихся РАО.
Устройство противофильтрационной стены в грунте (работы начались 16.06); обширной
системы дренажных скважин целью откачки загрязненных грунтовых вод)
выполненные в мае - июне 1986 года согласно позднейшим оценкам также могут быть
отнесены к избыточным мероприятиям. С точки зрения предмета рассмотрения
настоящего документа, эти действия не привели к существенным объемам
дополнительных РАО.
Удаление РАО с территории промышленной площадки АЭС.
Основной объем наиболее высокоактивных РАО, подлежащих сбору и удалению,
образовавшихся при аварии на ЧАЭС находился на промплощадке станции, на территории
непосредственно прилегающей к 4 энергоблоку.
Первичная дезактивация территории, прилегающей к аварийному блоку
С первых дней аварии стало понятно, что необходимо принимать меры по локализации,
выброшенной на территорию станции радиоактивности, поэтому была начата активная
дезактивация территории, прилегающей к блоку. Собственно, работы по обращению с
РАО при ликвидации последствий чернобыльской аварии и начались с попыток сбора и
удаления высокорадиоактивных обломков выброшенных конструкций активной зоны
реактора.
К 1986 году мировая практика обращения с РАО практически не имела опыта обращения с
такими объемами и уровнями радиоактивности. Поэтому в первую очередь был
использован опыт военных. Решением Правительственной комиссии для этих работ были
привлечены подразделения химических войск Советской Армии. Непосредственно для
выполнения работ по сбору и удалению РАО были сформированы два отряда (СОЛП 1;
СОЛП -2; - Специальный Отряд Ликвидации Последствий аварии). Первый отряд прибыл в
зону ЧАЭС 29 апреля, второй 6 мая 1986 г, Кроме того для работ по дезактивации был
сформирован 731 специальный батальон войск гражданской обороны СССР.
Активные работы по дезактивации отдельных участков территории промплощадки
начались 30 апреля. Этот, 1 этап сбора и удаления РАО был, вероятно, самым сложным
этапом дезактивационных работ на территории АЭС. Поскольку уровни излучения на
местности достигали 700 Р/ч и выше. Кроме того продолжались выбросы активности из
поврежденного реактора. Организация работ осложнялась и, постоянным вторичным
загрязнением очищенной территории. До 10 мая удалось снизить уровни радиации на
наиболее важных участках от 10 до 20 раз и подготовить фронт работ для массового
использования войск.
Дезактивационные работы (сбор и удаление РАО) начал мобильный отряд ликвидации
последствий катастрофы Киевского военного округа (КВО)4, поднятый по тревоге и
прибывший к разрушенному реактору к 7.00 26.4.86г. Однако, крайне высокие уровни
радиации ограничили деятельность отряда радиационной разведкой. Планомерные
работы по дезактивации территории, зданий и сооружений АЭС и г. Припяти начались 6
мая силами вышеупомянутых развернутых частей химических, инженерных войск, ГО
СССР, а также Минэнерго СССР.
С помощью инженерных машин разграждения (ИМР-2) с усиленной радиационной
защитой, оборудованных техническим телевидением, приборами определения точечных
источников
был выполнен основной объем работ по сбору и удалению РАО в
непосредственной близости от разрушенного здания 4 энергоблока. Разлетевшиеся
обломки ТВЭЛ-ов, реакторный графит, разрушенные строительные конструкции
четвертого энергоблока, собирались в металлические контейнеры (первоначально были
использованы контейнеры для сбора бытового мусора с крышками). Верхний слой грунта
вместе с частью обломков, с помощью бульдозерного оборудования машин, сдвигался к
границам "развала" здания реакторного отделения (Рисунок 7). Очищенная таким
образом территория закрывалась сборными ж/б плитами. Проект дезактивации
разработанный "Атомэнергостройпроектом" предусматривал: разбивку всей территории
ЧАЭС на 23 зоны; уборку территории зоны от посторонних конструкций, строительных
материалов и т.д.; вывоз верхнего слоя грунта на захоронение и планировку поверхности
земли; поэтапную укладку плит, (всего 6 этапов). Подвоз материалов и выход
разгруженного транспорта предусматривался по раздельным дорогам в зависимости от
этапа работ. Предусматривалось заполнение швов между плитами монолитным бетоном
по мере их укладки, а оставшиеся участки территории, где укладка плит невозможна,
заполнялись монолитным бетоном толщиной не менее 200 мм. (Самойленко Ю.Н., 1989).
К сожалению, в полной мере реализовать этот проект не удалось. В первую очередь из-за
не совместимости работ по удалению РАО, с реализацией главной задачи: захоронение
разрушенного блока в целом. Однако, в той мере, в какой эти работы (по дезактивации),
обеспечивали взятие под контроль аварийной ситуации, они выполнялись в полном
объеме.
4 Этот отряд был создан в связи с аварией космического разведывательного корабля КА-954, который сгорел в плотных слоях
атмосферы над северной Канадой. Отряд был приспособлен для решения трех задач: выявления радиационной обстановки; поиска
радиоактивных остатков космических аппаратов и проведения дезактивационных работ с соблюдением всех мер радиационной
безопасности.
Рисунок 7. Реконструированная ИМР- 2Д с усиленной биозащитой.
В этот период производительность сбора РАО была 3-4 контейнера за четырехчасовую
смену на 1 машину. Затем ИМР выводился из зоны работ, поскольку загрязнение на броне
достигало уровней от 5 до 100 р/ч, и проводилась дезактивации машины в пункте
дислокации (с Копачи) в течении 3-5 часов.
Загруженные радиоактивными отходами контейнера, также машиной ИМР захватом-
манипулятором устанавливали на военно-транспортные машины ПТС-2, или на
специально усовершенствованные автомашины КрАЗ (Рисунок 8), которые вывозили их в
установленное место захоронения.
В июле - августе 1986 г. машины ИМР-2Д эксплуатировались по 8 - 12 ч в день (со
сменными экипажами), выезжая к разрушенному блоку по 2 - 4 раза. Время работы
непосредственно у аварийного развала составляло около 1 ч. При этом за рабочий день
на фильтре, обеспечивавшем очистку воздуха, поступавшего в двигатель и на его
охлаждение, накапливалось такое количество радиоактивных аэрозолей, при котором
МЭД увеличивалась примерно на 1 Р/ч. Слой нетканого материала ФРНК-ПГ,
использовавшийся в качестве первой ступени очистки, через 1-2 дня работы приобретал,
темно-серый цвет. Фильтры заменяли через 10-12 сут. (Огородников Б.И., 2006)
На могильнике, также с помощью ИМР контейнеры выгружались в могильник.
Рисунок 8 Установка контейнера с РАО для транспортировки
Так, например, 21 июня было собрано 76 контейнеров из них 15 с высокоактивными
обломками топлива и графита. На территории АЭС закрыта железобетонными плитами
площадь в 25,2 тыс. кв. метров.
В целях сокращения времени контакта с высокоактивными РАО преимущественный
способ их захоронения был принят, как "захоронение на месте", т.е. вместе с останками
разрушенного блока. Контейнера с высокоактивными РАО удалялись для захоронения в
первую очередь в установленные места (могильники) вдоль стен разрушенного 4
энергоблока.
4 июля Правительственной комиссией была утверждена схема их размещения (Рисунок
9). В целях улучшения радиационной обстановки и обеспечения радиационной
безопасности развал реактора и собранные ВАО экранировались путем создания
первичных стен биологической защиты на границах аварийного "развала". Эти стены,
вместе с захороненными в них РАО получили название "пионерных".
Рисунок 9 Схема расположения "пионерных стен" Объекта "Укрытие".На схеме показаны
уровни мощности экспозиционной дозы (Р/ч) в период начальной стадии строительства
объекта. Значения обведенные желтым МЭД на уровне 1 метра от земли по состоянию на
10 июня 1986 года. Не обведенные цифры МЭД по состоянию на 22 июля 1986 года.
Северная и западная биозащитные стены были сооружены из автомобильных трейлеров
(грузовой автоприцеп). На этих прицепах были смонтированы конструкции металлической
опалубки высотой 4 метра и шириной 2, 4 м, к нижним краям такой опалубки были
прикреплены фартуки из транспортерной ленты до самой земли и даже чуть более (край
слегка заворачивался для лучшего прилегания к грунту). Торцы таких трейлерных
конструкций имели поролоновые уплотнения и клиновые замки для соединения их
между собой. С помощью ИМР, цепочка таких трейлеров выставлялась с большой
точностью на подготовленную площадку и соединялась в единую конструкцию.
Смонтированные стенки послойно, дистанционно, заполнялись бетоном. (Рисунок 10)
Рисунок 10 Создание "пионерных стен" Слева установлена "опалубка-трейлеры". Справа
бетонирование "установленной опалубки"
На Рисунок 11 Северная и западная стены установлены и забетонированы. Пространство
между стенами и "развалом" начинает засыпаться песком и щебнем.
Рисунок 11 Северная и западная (примыкающая к северной) «пионерные» стены Пространство
с отходами частично засыпано (Краснов В.А.)
Кроме "северной" и "западной" пионерных стен, подобные конструкции были
смонтированы по оси 68, у торца машинного зала, и по ряду "А" машинного зала.
Конструкция стенки надвинутой, но оси "А" ("южная") была смонтирована на
железнодорожных платформах из металлических каркасов, обваренных металлической
решеткой из арматурного профиля, и по ней мелкоячеистой металлической сеткой
("рабица"). Монтаж и сварка проходила на железнодорожных путях в районе первого
блока. Готовую к бетонированию стенку надвинули в габариты четвёртого блока и затем
произвели послойное бетонирование.
За первый период дезактивации (май-июнь) между «пионерными» стенами и
конструкциями энергоблока было захоронено около 1700 контейнеров (емкостью
примерно 1 куб. м каждый) с РАО, имеющими МЭД более 100 Р/час. После загрузки
контейнеров пространство между блоком и стенкой заполнялось щебнем, песком и
бетонировалось (Беляев И.А., 2009).
Контейнера с РАО, имеющие мощность экспозиционной дозы от поверхности менее 100
Р/час направлялись на захоронение в ПЗРО "Комплексный" ("3 очередь ЧАЭС"), а с
декабря 1986 в ПЗРО "Подлесный".
Строительство "пионерных стен", частичный сбор и удаление наиболее высокоактивных
РАО позволило значительно улучшить радиационную обстановку (мощность гамма
излучения была снижена от сотен рентген в час до десятков), и приступить сначала к
изыскательским работам по созданию проекта захоронения аварийного блока в целом, а
затем и к строительству "Саркофага".
Дезактивации территории промплощадки ЧАЭС.
Первоначальным документом по дезактивации территории всей промплощадки являлся:
"График очередности и содержания работ по дезактивации территории АЭС",
утвержденный Правительственной комиссией 02.06.86 г.
Высокорадиоактивный грунт с территории промплощадки на участках незакрытых
твердым покрытием (асфальт, бетон) загружался и удалялся в контейнерах емкостью ~
3, часть, собранных РАО удалялась самосвалами навалом, с помощью машин БАТ,
бульдозеров, и защищенных экскаваторов. Очищенная, таким образом, территория
закрывалась по технологии "Атомэнергопроекта" (см выше). Ввиду отсутствия
могильников для высокоактивных отходов, вывозимый грунт временно складировался на
отведенных для этих целей площадках, имеющих бетонные покрытия в районе
пожарного депо ЧАЭС и в районе железной дороги Янов-Чернигов (Рисунок 12). Частично
грунт засыпался в недостроенный могильник для слабоактивных отходов III очереди АЭС,
в последующем этот могильник получил название: "3-я очередь ЧАЭС" ("Комплексный").
(Самойленко Ю.Н., 1989).
Рисунок 12 Схема расположения мест временного хранения РАО при дезактивации территории
промплощадки ЧАЭС. (Самойленко Ю.Н., 1989)
Перед снятием грунта в зоне проводились работы по дезактивации наружных
поверхностей зданий и сооружений путем обмывки их водой из пожарных машин и
моющими растворами, из армейских разливочных станций.
За июль - август 1986 было собрано и удалено РАО (грунт) с территории АЭС (без ОРУ)
~368000 м2; с целью изоляции низко-активных РАО (грунт с остаточным загрязнением)
уложено ж/б плит на площади 232000 м2, уложено бетона и раствора примерно 140000 м3
(в т.ч.
100000 м3 в районе 4-го блока, бетон объекта "Укрытие" не включается).
На территории ОРУ - 750, 330, 110, включая работы по периметру ОРУ и территорию
между ОРУ и напорными бассейнами было вывезено загрязненного грунта ~215500 м2,
уложено ж/б плит на площади ~390000 м2, уложено бетона, раствора и щебня ~ 19700 м3.
Среднее значение МЭД на начало работ (22.07.86 г.): по ОРУ - 110 кв - 0,6 p/час, по ОРУ -
330 кв - 1,0 p/час.
Сложность выполнения работ на территории ОРУ-11О и ОРУ 330 заключалась в том, что
из-за плотной компоновки оборудования, большая часть грунта (на площади примерно
40000 м2) удалялась вручную
. По этой же причине укладка ж/б плит произведена на
площади 35000 м2, а остальная площадь покрывалась бетоном толщиной примерно 150
мм. Укладка бетона производилась через бетоно-проводы от бетононасосов. Оконча-
тельно территория 0БУ-110, 330 покрывалась гидрофобными покрытиями.
Образование РАО при дезактивации кровли энергоблоков
Одной из наиболее сложных задач по обращению с РАО в первый послеаварийный
период, были работы по сбору и удалению радиоактивных отходов (дезактивации)
кровель сооружений 4 и 3, энергоблоков, куда попала значительная часть выброшенной
взрывом активной зоны 4 реактора. Выполнение этих работ предусматривалось графиком
ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, утвержденным ПК 11. 06. 86 г.
Неотложность
работ по дезактивации кровель была обусловлена тем что, РАО, находящиеся на кровлях
4, и 3 блоков препятствовали выполнению строительно-монтажных работ по главной
задаче ЛПА: захоронению аварийного блока в целом - строительству объекта "Укрытие".
Общая площадь кровель, подлежащих очистке составляла
Рисунок 13 Схема кровель 3 энергоблока ЧАЭС загрязненная радиоактивными отходами
(Самойленко Ю.Н., и др., 1989)
На Рисунок 16 представлена фотография кровель 3 блока изображенных на схеме сразу
после взрыва.
Задача сбора и удаления РАО осложнялась тем, что использование тяжелой (т.е.
достаточно мощной и хорошо защищенной от воздействия излучения) техники было
невозможно из-за недостаточной проектной строительной прочности конструкций
кровель, которые на отдельных участках не допускали нагрузку, превышающую 250 кг/м2.
Очень сложной и тяжелой была радиационная обстановка в местах производства работ.
Выброшенное из реактора облученное ядерное топливо обуславливало мощность
экспозиционной дозы облучения от нескольких Р/час до десятков тысяч. Так, например, в
местах сосредоточения источников в зоне "Ж" МЭД составила 700 - 800 р/ч.
Максимальная МЭД в зоне "Н" составляла 3800 p/час. Максимальная МЭД в зоне "М" -
7400 р/ч, в зоне "Л" - 2800 р/ч, в зоне "В” восточной части) - 2800-3100 р/ч, в зоне "Т" -
5400 р/ч. Активность собственно битумной массы (исследовались образцы из зоны "Б" и
"В") верхнего слоя составляла 4,2∙105 α - расп/сек.см2, нижнего 1,0∙105 расп/сек.см2
Поток β частиц превышал 108 расп/сек.см2. До 70% общей мощности дозы обуславливал
вклад жёсткого бета излучения с энергией 3,3 Мэв. (Самойленко Ю.Н., и др., 1989) .
Рисунок 14 Вид кровель 3 блока подлежащих дезактивации в мае 1986 (хорошо видно
состояние кровелль 3 блока).
Первоначально разработанный проект производства работ по очистке кровель главного
корпуса и зданий второй очереди", был разработан институтом НИКИМТ. Проект Был
очень трудоемок и предусматривал использование 2-х кранов ’’Демаг”; очистку кровель
клеевыми захватами; использование гидромониторов ПДС-С20А; использование
крановых грейферных захватов. Планировалось использование гидроэлектрических
манипуляторов "Фористери- 770" - производства Финляндии предварительной их
реконструкцией устройство рамы распределения нагрузки, с учетом допустимой
нагрузки на кровлю).
Сроки проведения работ по данному проекту составляли несколько месяцев. С целью
уменьшения объема транспортно-технологических операций, по удалению
высокоактивных материалов с кровель 3-го энергоблока, а также для исключения
строительства специальных могильников, высокоактивные РАО предусматривалось
захоранивать в строящемся объекте "Укрытие (т.е. сбрасывать в развал аварийного
реактора).
Привлечение кранов "Демаг", которые были необходимы для выполнения главной
задачи строительства объекта "Укрытие", большие сроки проведения работ не отвечали
решениям Правительственной комиссии по ликвидации последствий аварии, поэтому
проект был существенно переработан.
Альтернативный вариант удаления РАО с кровель, позволяющий избежать значительного
отвлечения кранов "Демаг" от задачи строительства ОУ, уменьшения транспортно-
технологических операций был выполнен с учетом оценок РАО, требующих удаления и
дозиметрических данных, полученных после дополнительного исследования. Кровли
были условно разграничены на 15 зон, границами которых явились различные высотные
отметки (отм. 50, 58, 67, 66, 74 м) и стены надстроек (см. Рисунок 15). Было проведены
работы по уточнению характеристик РАО и радиационной обстановки. Краткая
характеристика РАО, и их распределение представлены в таблице.
Таблица 14 Характеристика РАО находящихся на кровлях сооружений 3 энергоблока. По
данным (Самойленко Ю.Н., и др., 1989).
Наименование зоны Площадь Характеристика
Зона "А" V 50м, южная часть вентцентра 930 МЭД -
5 р/ч по оси "27" с увеличением до 10 р/ч в
западную сторону и далее до 30-70 p/час. Имеются
малые области с МЭД> 200 р/ч от точечных
источников (ТВЭЛ длиной 100-150 мм). На кровле -
отдельно лежащие куски графита весом 9-30 кг, в