Русский / English 
?php echo $word_institute;?>
ИНСТИТУТИССЛЕДОВАНИЯПРОЕКТЫНАУКА И ОБРАЗОВАНИЕНОВОСТИКОНТАКТЫ
 

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО В ОБЪЕКТЕ «УКРЫТИЕ»


Книга  Ядерное топливо в объекте «Укрытие» Чернобыльской АЭС

Р. В. Арутюнян, Л. А. Большов, А. А. Боровой, Е. П. Велихов, А. А. Ключников

Работа обобщает и систематизирует результаты многолетних исследований разрушенного ядерного топлива, находящегося в объекте «Укрытие». Дается оценка полноты и достоверности имеющихся данных. Разделы книги посвящены методам и средствам, использованным для исследования топлива в объекте «Укрытие» и в его локальной зоне, моделям его поведения в аварийных условиях 4-го блока ЧАЭС (в том числе тем, которые были разработаны и применены в 1986 г.), рассмотрению вопросов, связанных с поведением ядерного топлива при дальнейшем преобразовании объекта.

Книга предназначена для работников научно-исследовательских институтов и проектных организаций, преподавателей вузов и инженеров топливно-энергетического комплекса, а также для широкого круга читателей, интересующихся проблемами безопасности атомной энергетики.

Библиографическая справка 

Ядерное топливо в объекте «Укрытие» Чернобыльской АЭС / Р. В. Арутюнян, Л. А. Большов, А. А. Боровой, Е. П. Велихов, А. А. Ключников. — М. : Наука, 2010. — 240 с. : ил. — ISBN 978-5-02-037465-2 (в пер.)

 

2.1. О ядерном топливе 4-го блока

Параллельно с созданием "Укрытия" и решением строительных задач делались попытки обнаружить в разрушенном блоке места скоплений облученного ядерного топлива и выяснить его количество и состояние.

Три вида опасности - ядерная, радиационная и тепловая, исходящая от этих скоплений должна была быть понята и против нее приняты все возможные контрмеры.

На первый план всегда выдвигалась ядерная опасность. На заседаниях Правительственной Комиссии постоянно звучал вопрос, обращенный к ученым:

"Почему до сих пор не известно, где основная часть топлива? Она же представляет огромную ядерную опасность!"

В течение долгого времени эта опасность преувеличивалась, продолжает она преувеличиваться и по сей день.

Вначале — в силу недоверия к заявлениям специалистов (сам факт Чернобыльской аварии никак не способствовал укреплению этого доверия). Позднее — чаще всего, из-за сложности самой проблемы и неквалифицированных сообщений средств массовой информации.

Слова "ядерная опасность" у обычного человека прочно ассоциируются с ядерным взрывом. Гигантская по своей силе вспышка света, ударная волна, переворачивающая танки, как спичечные коробки.

К счастью, ничего похожего внутри четвертого блока ЧАЭС не ожидалось.

Для возникновения цепной реакции ядерному топливу нужен замедлитель — вода. Даже, если бы в "Укрытии" существовало скопление топлива, в котором потенциально могла возникнуть цепная реакция, даже, если бы в это скопление проникло необходимое количество воды, то взрыва бы не произошло. При попадании воды топливо должно сильно нагреться, вода при этом испарится, скопление развалится и реакция остановится.

Опасность при этом представлял бы выброс радиоактивности, наработанной за время существования такого "самостийного" реактора. Но по всем оценкам, этот выброс не шел ни в какое сравнение с выбросом при самой Чернобыльской аварии. Он был бы в тысячи раз меньше.

Так говорили специалисты. Но загипнотизированные огромной бедой члены Правительственной Комиссии не очень-то им верили.

Поэтому поиски и исследования ядерного топлива, не взирая на все трудности, начались практически сразу после аварии.

Прежде, чем переходить к их описанию приведем некоторые общие характеристики реактора РБМК и его топлива.

2.1.1. Ядерное топливо, находившееся внутри 4-го блока перед аварией (по материалам [2.1] и [2.2])

На рис.2.1. приведен схематический разрез реакторного отделения 4-го блока.

 

Обозначения:

1 - Реактор
2 - Тракты технологических каналов
3 - Пароводяные коммуникации
4 - Барабан-сепаратор
5 - Паровые коллекторы
6 - Опускные трубопроводы
7 - Главные циркуляционные насосы
8 - Раздаточные групповые коллекторы

9 - Водяные коммуникации
10 - Система КГО ТВЭЛ
11 - Верхняя биологическая защита
12 - Боковая биологическая защита
13 - Нижняя биологическая защита
14 - Бассейн выдержки
15 - Разгрузочно-загрузочная машина
16 - Мостовой кран

 

Перед аварией ядерное топливо находилось в четырех местах этого отделения:

  • в активной зоне ядерного реактора РБМК-1000 (1);
  • в бассейне выдержки кассет с отработавшим топливом (14);
  • на узле подготовки топливных кассет в центральном зале;
  • в помещение подготовки свежего топлива.

Распределение ядерного топлива перед аварией приведено в таблице 2.1.

Таблица 2.1.  Расположение и количество ядерного топлива в помещениях реакторного отделения блока № 4 перед аварией [2.2].

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.

К моменту аварии 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.

В ядерном топливе была накоплена огромная активность. В таблице 2.2 приведены данные по активности ряда основных радионуклидов (без благородных газов).

Таблица 2.2.  Значения активности основных продуктов деления (без благородных газов) и трансурановых элементов, накопленных в реакторе 4-го блока ЧАЭС перед аварией ([2.1], [2.3]) 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
 

Рисунок 2.2. 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

Со временем короткоживущие радионуклиды распадались и активность топлива падала. Уменьшалось и его остаточное тепловыделение. Динамику поведения этих величин иллюстрируют графики на рис. 2.2 [2.4].

Какие из перечисленных в таблице 2.2 радионуклидов наиболее опасны в долговременной перспективе?

Из гамма-излучателей это 137Сs. Время его полураспада составляет 30 лет и это значит, что через сто лет после аварии активность 137Сs упадет всего на порядок.

После времени большего 7 лет после аварии он захватывает абсолютное первенство в формировании дозы гамма-излучения.

Среди чистых бета-излучателей такое первенство на долгой дистанции держит 90Sr.

Альфа-излучатели сменили лидера на протяжении этих лет и еще раз сменят его в ближайшие 10 лет. Сначала им был 242Сm (Т1/2 =163 дня). Затем, наиболее интенсивными альфа-излучателями стали изотопы плутония. Однако, 241Pu интенсивно распадаясь путем альфа-распада (Т1/2 = 14.4 года), образует альфа-активный 241Am. Последний накапливается и через 10 лет по активности "побеждает" изотопы плутония.

2.1.2. Оценка количества топлива и радиоактивности выброшенных во время аварии из реактора 4-го блока и оставшихся внутри "Укрытия"(по материалам [2.5])

Начиная с первого официального сообщения, содержащегося в докладе [2.6], вопросу о количестве и составе радиоактивности, выброшенной в окружающую среду, были посвящены десятки работ (см., например, [2.7–2.14]).

Оценка выброса проводилась тремя независимыми методами:

  • Исследование динамики активности, выбрасываемой из реактора.
  • Изучение количества и состава радиоактивности, которая выпала на различные территории после окончания активной стадии аварии.
  • Определение количества и состава радиоактивности, которая осталась в объекте "Укрытие 4-го блока" и сравнение ее с расчетами накопления радионуклидов в активной зоне перед аварией.

Первый путь практически исчерпал себя к середине мая 1986г., поскольку подавляющая часть радионуклидов была выброшена из разрушенного реактора 4-го блока ЧАЭС в период с 26.04 по 6.05.86г., во время активной стадии аварии.

В исследования по второму пути (радиоактивных выпадений) были вовлечены огромные научные и технические силы. Проводилась наземная и воздушная разведка, были исследованы сотни тысяч проб грунта и воды. Этот путь дал наиболее точные результаты.

Наиболее трудным и долгим оказался третий путь. Многолетние исследования на объекте "Укрытие" пока не привели к точным оценкам выброса.

Первый путь — динамика выброса.

В первый же день после аварии были приняты меры для того, чтобы наладить отбор проб аэрозолей над поврежденным реактором и исследования их радиационного состава. Пробоотбор производился над разрушенным реактором, площадкой вокруг 4-го блока и над территорией 30 км зоны. Для него использовались специальные "гондолы", которые несли самолеты и вертолеты радиационной разведки.

Однако, в силу многочисленных объективных причин - нестационарного характера самого выброса, меняющихся метеоусловий, методических трудностей отбора проб в значительных радиационных полях, активных воздействиях на разрушенный реактор (сброс материалов с вертолетов), погрешности измерений дозиметрических приборов и т.д. и т.п., точность определения выброса оказалась весьма низкой.

Некоторые результаты исследований содержатся в таблице 2.3.

Таблица 2.3.  Выброс радиоактивности из 4-го блока (по докладу советской делегации в Вене [2.3])

Изотоп
Выброс (%)**
Изотоп
Выброс (%)**
Хе-133 ~ 100 Ce-141 2.3
Kr-85m ~ 100 Ce-144 2.8
Kr-85 ~ 100 Sr-89 4.0
I-131 20 Sr-90 4.0
Te-132 15 Np-239 3.2
Cs-134 10 Pu-238 3.0
Cs-137 13 Pu-239 3.0
Mo-99 2.3 Pu-240 3.0
Zr-95 3.2 Pu-241 3.0
Ru-103 2.9 Pu-242 3.0
Ru-106 2.9 Cm-242 3.0
Ba-140 5.6    

* Погрешность оценки выброса ± 50%.
** Значения выброшенной активности пересчитаны на 06.05.86г. (конец активной стадии) с учетом радиоактивного распада.

Пересчет активности к 6 мая автоматически выбрасывает из рассмотрения радионуклиды со временем жизни 1 день и менее. В этом случае, все короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада порядка 1 дня не вносят заметного вклада в интегральную оценку выброса 50 МКи.

Хотя этот способ смог дать весьма приблизительные результаты, тем не менее, важнейшим выводом из проведенных измерений стал следующий:

в течение всей активной стадии аварии выброс радиоактивности, за исключением легколетучих веществ — инертных газов, йода, цезия, теллура и др., происходил в составе частиц мелкодиспергированного топлива.

Путь второй — исследование выпадений.

Широкомасштабные исследования загрязнения почвы, как в ближней, так и в дальней зоне, начались с первых дней после аварии. Определение дозы гамма-излучения проводилось достаточно оперативно с помощью переносных дозиметров самых разных типов. Спектральный состав гамма-излучения изучался, в основном, с помощью, стационарных спектрометров. Отбор и исследование проб проходило уже не так оперативно, но в целом удовлетворительно. А количественное определение загрязнений чистыми бета- и альфа-излучателями требовало проведения сложных радиохимических анализов и недопустимо запаздывало.

В середине мая 1986г. в ИАЭ им. И.В. Курчатова, в результате сравнения данных спектрометрических измерений проб, взятых на территориях Украины, России, Беларуси и данных радиохимических анализов этих же проб был определен коэффициент корреляции между активностями 144Се (g) и суммы изотопов плутония A(Pu) (a) [2.15]. Коэффициент оказался всюду практически одинаковым. Этого следовало ожидать. Церий вылетал из реактора и падал на почву в составе тех же частиц топлива, что и плутоний. Мог бы существовать некоторый разброс в коэффициенте в зависимости от глубины выгорания топлива, из которого образовались частицы, но большинство топливных каналов 4-го блока работали всю кампанию и имели близкое выгорание, а для остальных отношение накоплений 144Се и Pu не так уж сильно отличались. Поэтому было предложено использовать этот факт для быстрого определения загрязнения почвы плутонием (или топливом), используя "метод корреляции".

Вместо сложных радиохимических анализов на изотопы плутония-238, 239, 240 (практически чистые α-излучатели) или стронций-90 (β-излучатель) можно было определить содержание этих радионуклидов в пробе (или на территории) по соотношению

 

А (Pu) = KPu×А (144Ce),

где А (Pu) — суммарная альфа-активность 238Pu, 239Pu, 240Pu;
KPu — коэффициент корреляции;
А (144Ce) — гамма-активность 144Ce

Величина KPu составляла на 26.04.86г. ~ 9×10–4.

Аналогичное соотношение со своим коэффициентом корреляции существовало и для стронция-90.

Церий-144, как опорный радионуклид, был выбран из следующих соображений:

  • прочная связь с урановой матрицей, высокая температура испарения;
  • достаточно большой период полураспада (284 дня);
  • достаточная интенсивность гамма-линий и их удобная для спектрометрии энергия.

Этот метод стал широко применяться, после чего сложилась трехзвенная система определения топливных загрязнений в ближней зоне. Во-первых, измерение мощности дозы гамма-полей над территориями с помощью аэро-гамма разведки (первое, "грубое" приближение, использующее соотношение "мощность дозы"/количество топлива). Во-вторых, оперативное исследование почвенных проб с помощью полупроводниковых гамма-спектрометров (уточняющие измерения с использованием коэффициента корреляции по церию-144). И, наконец, медленные и тщательные радиохимические анализы (проверка устойчивости коэффициента KPu).

Существенным оказался тот факт, что в ближней зоне (10 км) загрязнения почвы, воды и воздуха оказались, в основном, "топливными". Независимые выпадения цезия хотя и наблюдались, но не вносили решающего вклада в дозовые нагрузки в течение первого времени после аварии.

Летом 1986 года на основании полученных данных ИАЭ им. И.В. Курчатова дал предварительное распределение количества топлива, выброшенного на территорию. Согласно этому распределению на площадке блока оказалось 0,3% от первоначального количества ядерного топлива в реакторе, внутри 80-километровой зоны (без площадки станции) <1,5%, на остальной территории СССР <1,5% и, наконец, за пределы страны выброшено <0,1% (см. рис. 2.3).  

Рисунок 2.3. Распределение ядерного топлива после аварии

Рисунок 2.4. Выпадения цезия-137 на почву (территория СССР)

Таким образом, полный выброс, по этим первым оценкам, составил 3,5%. В августе 1986г. на конференции в МАГАТЭ академик В.А. Легасов, возглавлявший советскую делегацию, доложил о выбросе (3±1.5)% топлива из реактора 4-го блока.

Впоследствии, в 1987—1997гг. в результате работ по анализу десятков тысяч проб грунта приведенные выше цифры выпадений топливной компоненты в основном подтвердились.

Оценки количества выброшенного из 4-го блока и оставшегося в "Укрытии" сделанные в работе "Анализ текущей безопасности объекта "Укрытие" и прогнозные оценки развития ситуации" [2.1] следующие:

"На основании совокупности данных можно утверждать, что более 95% , т.е. более 180т облученного топлива из разрушенной активной зоны реактора находится в объекте Укрытие".

Что касается цезия, то он выносился из реактора, сорбируясь на легких аэрозолях, поднимавшихся на значительную высоту с потоком теплого воздуха. "Радиоактивные облака" удалялись на большое расстояние от Чернобыля и здесь, в силу выпадения дождя или из-за сложного характера воздушных течений, загрязняли территорию. Именно эти загрязнения обусловили огромные масштабы аварии (см. рис. 2.4).

Оценки, сделанные группой экспертов МАГАТЭ в 1996г. [2.16], дали следующие цифры:

для 137Cs и 134Сs выброс за пределы объекта "Укрытие" составил (33±10)% от накопленного в активной зоне перед аварией количества. Для 137Cs это — (2.3±0.7) МКи.

Путь третий — поиски топлива в "Укрытии".

Об этих исследованиях будет подробно рассказано в следующих разделах.


2.2. Исследования топлива до завершения строительства "Укрытия".

2.2.1. Первые исследования.

Строительство "Укрытия" приводило к активным воздействиям на ядерное топливо, находящееся в 4-ом блоке. Изменялся установившийся режим естественного охлаждения, внутрь помещения попадал бетон, могли произойти дополнительные перемещения конструкций и т.п.

Было необходимо как можно скорее установить непрерывный контроль за тепловыми и радиационными полями в разрушенном блоке. Поэтому, все время пока сооружалось "Укрытие", вне и внутри 4-го блока велись интенсивные разведывательные и диагностические работы.

Для внешней разведки широко использовались вертолеты, которые пролетали над разрушенным реактором и зависали над его развалом. С их помощью проводились визуальные наблюдения, фото и телесъемки, замеры радиационных полей, брались пробы аэрозолей, доставлялись диагностические приборы.

Вот некоторые цифры о мощности дозы гамма-излучения, полученные с помощью аэро-измерений в начале июня:

  • над северным завалом ~ 600 Р/час;
  • над реакторным блоком и деаэраторной этажеркой ~(700-950)Р/час;
  • над кровлей машинного зала ~600 Р/час.

Постоянно осуществлялись попытки доставить измерительные приборы возможно ближе к выброшенному топливу. Так в июле, в развал засыпки реактора, был установлен с помощью вертолета своеобразный зонд, получивший название "Игла". Согласно первоначальному плану он должен был войти в кратер засыпки и проникнуть непосредственно в шахту реактора.

Выполнить этот план не удалось: большая часть детекторов "Иглы" вышла из строя, а сама "Игла" попала в северный бассейн выдержки отработанного топлива (о чем, впрочем, стало известно много позже).

Абсолютное значение температуры поверхности завала осталось неизвестным. Гамма-поля внутри завала достигали десятков тысяч рентген в час.

Исследования, проводимые с помощью авиа средств, требовали большой изобретательности, но еще более трудным оказалось проведение разведки внутри блока. Робототехнических средств, способных результативно вести разведку среди развалин, в огромных радиационных полях, ни отечественных, ни зарубежных не существовало.

Разведка велась людьми, чаще всего с помощью здесь же усовершенствованных серийных дозиметров, различных накопителей дозы, теплометрических приборов.

Летом 1986 года разведчикам удалось пройти по многим помещениям блока и установить в некоторых из них постоянные контрольные приборы. Они выяснили, в частности, такой важный факт, как отсутствие видимых проплавлений и разрушений перекрытий нагретым топливом на нижних этажах, т.е. отсутствие "китайского синдрома".

К июлю были зафиксированы и обмерены радиационные поля вблизи топливосодержащих материалов, попавших на нижние отметки здания. Величины МЭД в местах их нахождения имели порядок (100—10000) Р/час.

Мы хотели бы привести здесь два примера успешных работ, которые внесли ощутимый вклад в изучение послеаварийной ситуации с топливом.

2.2.2. Вертолетные измерения.

Определение количества топлива, выброшенного на площадку вокруг 4-го блока. В конце мая 1986г. две группы —группа Радиевого института и объединенная группа "Курчатовского института" и Министерства геологии приступили к съемке карты гамма-полей площадки объекта "Укрытие" и самого объекта. До этого имелись лишь результаты "пешеходной съемки" и съемок с бронетехники.

Первыми начали работать сотрудники РИ (22 мая 1986 г.) [2.17].

Съемка велась с вертолета Ми-8Т, проделавшего 12 проходов вдоль зданий ЧАЭС через каждые 25 метров по координате север—юг. Сканирование поверхности проводилось коллимированным детектором с кристаллом NaI(Tl) с высоты 200 м. Свинцовый коллиматор обеспечивал поле обзора на поверхности земли около 30 м в диаметре. Первоначальная калибровка была проведена при зависании вертолета над участком загрязненной территории вне промплощадки, где содержание радионуклидов и МЭД были хорошо измерены.

По оценкам РИ полное количество выброшенного (и не удаленного к моменту измерений) на площадку топлива составляло 700 кг, погрешность оценивается авторами в 30%.

Работы "Курчатовского института".

В период с 30.05.86 г. по 09.06.86 г. осуществлялась программа по измерению гамма-полей над развалом реактора и вблизи от разрушенного блока, с помощью вертолетного измерительного комплекса Ка-32Ч [2.18]. Этот комплекс позволял при высоте полета 200 м и выше над уровнем исследуемой поверхности проводить ее сканирование по мощности экспозиционной дозы.

 

Рисунок 2.5. Результаты вертолетных измерений количества топлива, выброшенного на площадку (относительные единицы)

 

Рисунок 2.6. Результаты вертолетных измерений количества топлива, выброшенного на площадку (в кг на площади 50×50 м2)

В ходе работы были сняты картограммы полей МЭД зоны реактора, северного и южного барабанов-сепараторов, деаэраторной этажерки, а также зон машинного зала, площадки блока и т.п. Было проведено около 2000 измерений участков поверхности площадью от 10×10 м2 до 20×20 м2.

Большой интерес представляет картограмма относительного распределения активности на площадке станции (на рис. 2.5), содержащая значительно меньшие погрешности, чем абсолютное распределение.

Полученные данные позволили оценить количество топлива на площадке вокруг разрушенного блока, М = 600 кг (точность не лучше 50%).

Совокупность измерений обеих групп дала возможность построить наиболее достоверную картограмму распределения топливных загрязнений, усредненную по квадратам 50x50 м2. Для этого был применен метод, при котором данные количественных измерений РИ усреднялись и наносились на схему относительных измерений "Курчатовского института". Затем, по специальной программе, рассчитывался наиболее вероятный коэффициент перехода. Окончательные оценки представлены на рис. 2.6.

Количество топлива на площадке вокруг "Укрытия" (вне пределов современного контура здания), согласно обобщенным данным, равно 600 кг с погрешностью от минус 30% до плюс 50%.

Повторить вертолетные измерения стало невозможным уже по прошествии нескольких недель после их окончания, поскольку началась активная засыпка площадки различными материалами и ее бетонирование.

2.2.3. Программа "Буй" [2.1, 2.19].

 

Рисунок 2.7. Один из буев, поставленный на ребро схемы ’Е’

Программа "Буй" готовилась около двух месяцев в июне-июле 1986 г. "Буй" — устройство с оболочкой в виде усеченного конуса, которое с помощью вертолетов, а позднее подъемных кранов "Демаг", устанавливалось непосредственно в развал реактора — в Центральный зал. На рис. 2.7 приведена фотография буя, поставленного на ребро схемы "Е" (верхней "крышки" реактора).

В каждом буе были смонтированы преобразователи теплового потока для одновременного измерения температуры и плотности теплового потока на поверхности развала, детектор мощности дозы гамма-излучения, на верхнем конце буя — шесть анемометров. Буй имел достаточно длинный кабель, второй конец которого соединялся с пультом. Всего за время работы системы (август—ноябрь) было установлено 15 буев с примерно 160 различными детекторами.

Эксплуатация основной части буев длилась до конца сентября 1986 года, когда по условиям ведения строительных работ были выведены из строя кабели, связывавшие их с центральным пультом. До ноября 1986 года оперативный контроль развала проводился с помощью детекторов температуры и гамма-излучения, сохранившихся на единственном буе № 11.

Данные, полученные с помощью буев, позволили сделать по крайней мере два существенных вывода.

Они указывали на монотонный спад активности, согласующийся с расчетами, т. е. отсутствие признаков самопроизвольной цепной ядерной реакции.

С их помощью была оценена интегральная сумма остаточного тепловыделения в 4-ом блоке. Это позволило утверждать, что более 90% топлива осталось в помещениях этого блока, что вполне согласовалось с измерениями выпадений на почву.

Главными и подчас непреодолимыми препятствиями на пути инженеров и ученых все время оставались огромные радиоактивные поля, не позволяющие проникнуть внутрь разрушенного блока. 


2.3. Исследования внутри объекта "Укрытие" в 1987—1997 гг.

2.3.1. Методы исследований.

 

Рисунок 2.8. Бурение скважины в объекте ’Укрытие’

 

Рисунок 2.9. Наклонная скважина, пробуренная с отметки 9.00 м на отм. 6.00 м, из помещения 207/5 в парораспределительный коридор. Сверху приведена зависимость МЭД от расстояния до устья скважины

 

Рисунок 2.10. Разрез объекта ’Укрытие’ в направлении Юг-Север. Красным показаны потоки лавы

 

Рисунок 2.11. Схема центрального зала после аварии

 

Обозначения:
1 - железобетонная плита;
2 - металлоконструкция схемы "Е";
3 - трубы нижних водяных коммуникаций;
4 - завал из материалов, сброшенных с вертолетов;
5 - северный бассейн выдержки;
6 - южный бассейн выдержки;
7 - пультовая;
8 - фрагменты активной зоны;
9 - часть металлоконструкции схемы "КЖ".

 

Рисунок 2.12. Верхние отметки разрушенного блока. "Холмы" материалов, покрытые топливной пылью, под кровлей "Укрытия"

 

Рисунок 2.13. Верхние отметки и шахта реактора после аварии

К началу 1987 г. информация о состоянии внутренних конструкций "Укрытия" и ТСМ, находящихся в объекте, ограничивалась теми периферийными помещениями, в которые смогли проникнуть разведывательные группы. Дальнейшему продвижению мешали огромные радиационные поля и бетон, в больших количествах (десятки тысяч кубометров) пролившийся при дистанционном бетонировании опор.

Необходимо было использовать новые методы и приборы для исследования степени ядерной, радиационной и тепловой опасности, которую представляли ТСМ.

План "Генерального наступления" был разработан ИАЭ им. И.В.Курчатова и одобрен на заседании Правительственной Комиссии 13 октября 1987 г. Он состоял в следующем:

  • очистить и дезактивировать ряд помещений с западной стороны блока;
  • установить в этих помещениях бурильные станки;
  • пробурить скважины через бетонные стены и другие конструкции 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;
  • после этого, оценить реальную опасность топливных скоплений и укрепить внутренние конструкции, грозящие серьезными обрушениями.

Бурение скважин проводилось с помощью обычных бурильных станков (см. рис. 2.8). Диаметр скважин лежал в пределах от 60 до 150 мм, длина их простиралась до 25 м. Основная часть скважин шла горизонтально из западных помещений блока, расположенных на отметках 9 м, 15 м, 19,5 м, 24 м на восток.

Меньшее количество скважин было пробурено в направлении с юга на север на отметках 9 м. Наконец, относительно небольшая часть скважин имела наклон и шла из доступных помещений вниз или вверх. Полное число пробуренных скважин достигло к середине 1989 года семидесяти, а к концу 1990 года превышало 100.

На рис. 2.9 изображен пример наклонной скважины, пробуренной с отметки 9 м, из помещения 207/5 в парораспределительный коридор.

Первая информация, которую давали скважины, заключалась в вынимаемых кернах, содержащих материалы, через которые шло бурение.

Порядок работы с кернами предусматривал их погрузку в защищенные контейнеры и складирование в "горячей" и "холодной" литотеках. Наиболее радиоактивные керны транспортировались и хранились в специальном помещении. При исследованиях керны описывались, затем из них отбирали небольшие образцы.

В процессе бурения внутри скважины проводился целый комплекс диагностических исследований.

Когда скважина достигала намеченной точки или входила в пустое пространство, также проводился целый комплекс диагностических исследований. Как правило, они начинались с визуальных обследований с помощью перископов, портативных фото и телекамер, выдвигаемых в скважину на специальных штангах и снабженных системами освещения. Информация, полученная таким образом, фиксировалась в виде фотографий или видеоматериалов.

Надо отметить, что наблюдения, выполненные с помощью скважин, позволили затем разведывательным группам пройти в целый ряд помещений, которые ранее считались недоступными.

2.3.2. Состояние основных помещений реакторного блока, сложившееся после аварии.

В результате разведки блока были получены сведения о геометрии, сложившейся после аварии в основных (с точки зрения ядерной и радиационной опасности) помещениях.

На рис. 2.10 представлен разрез объекта "Укрытие". Он опирается на первоначальные строительные чертежи и включает в себя информацию полученную из многих сотен фотографий и видео кадров (в том числе сделанных с помощью скважин), из описаний, выполненных разведывательными группами и исследований материалов разрушенного блока.

Начнем с верхних отметок объекта.

Центральный зал (ЦЗ).

Его схема (план) после аварии, представлена на рис. 2.11.

Как уже говорилось, во время работ по ликвидации последствий аварии в мае-июне 1986г. на ЦЗ с вертолетов было сброшено более 14 тысяч тонн твердых материалов — свинца, мраморной крошки, песка, доломита, сорбента цеолита, поглотителей нейтронов (соединений бора). Вместе с разрушенными строительными конструкциями они образовали своеобразные "холмы" (см. рис. 2.12).

Высота отдельных "холмов" в центральной части ЦЗ примерно 7—8м, к югу они подходят к потолочным перекрытиям помещения барабан-сепараторов.

Западная и восточная части ЦЗ засыпаны меньше и представляют сплошной завал из строительных конструкций бывшей кровли ЦЗ, а также элементов разрушенной активной зоны реактора.

Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ), пробив скафандром потолок пультовой, переломилась и нависает своей верхней половиной над верхней плитой биологической защиты реактора (схемой "Е").

Собственно схема "Е" (Д=17,4 м, Н=3 м) вместе с трубами пароводяных коммуникаций, остатками технологических каналов (ТК), обломками железобетонных конструкций, застрявшими между верхними трактами наращивания, стоит на ребре под углом 15o от вертикали, опираясь на металлоконструкцию схемы "Д", и на железобетонную плиту, лежащую на схеме "Д" (см. рис.2.13).

Практически все пространство между схемой "Е" и схемой "Д" на северо-западе заполнено спутанными пучками труб.

Нижняя кромка схемы "Е" находится на отметке 25 м т.е. ее геометрический центр поднят на ~ 5м по сравнению с его доаварийным уровнем.

Южный бассейн выдержки отработанного топлива.

Исследования показали, что пеналы с тепловыделяющими сборками (ТВС) висят ровными рядами без заметных повреждений. Вода в бассейне не обнаружена. (Северный бассейн перед аварией был пуст).

Шахта реактора.

В шахте реактора беспорядочно нагромождены металлоконструкции, трубопроводы, остатки графитовой кладки, технологических каналов и т.п.

Активной зоны - упорядоченной структуры из урана и графита - не существует.

"ОР" (основание реактора — его нижняя плита), согласно результатам исследований 1988—89 гг., после взрыва опустилась на 3—4м вниз от своего проектного положения, потянув за собой трубы нижних водяных коммуникаций (НВК), которые плавно согнулись. Юго-восточного квадранта "ОР" не существует. Вероятнее всего эта часть "ОР" вместе с южными трактами наращивания и трубами НВК расплавилась и вошла в состав топливной лавы, находящейся в ряде подреакторных помещений.

Обломки строительных конструкций, разрушенные элементы реактора, частично оплавленные, спутанные пучки труб и др. образуют насыпь с основанием на опустившемся "ОР" и верхней частью на отметке между 13 и 19 м.

В шахту реактора попал и бетон, который стекал сюда из верхних помещений при бетонировании опор под конструкции "Укрытия" (так называемый "свежий бетон").

Подаппаратное помещение — 305/2.

 

Рисунок 2.14. Схема (план) помещения 305/2 и окружающих его помещений реакторного блока

 

Рисунок 2.15. Подаппаратное помещение 205/2. Завал из разрушенных материалов. Видны остатки графитовой кладки («кирпичи»), смятые топливные элементы и т. п.

 

Рисунок 2.16. План помещений на отметке 9.00 м. На рисунке видно, как распространялась лава (ЛТСМ) по горизонтальным путям. На схеме указан пролом между пом.305/2 и пом.304/3, возникший во время аварии

На схеме (рис. 2.14) показан план помещения 305/2 и основные конструкции, находившиеся в нем до аварии. Помещение находится непосредственно под реактором. Схема "ОР" — основание реактора опирается на железобетонный крест, установленный в нем. После аварии помещение оказалось полностью разрушенным и, благодаря опусканию "ОР", объединенным с шахтой реактора.

Пол помещения 305/2 частично покрыт бетоном, стекавшим сюда при строительстве "Укрытия" в 1986 г. В северо-западной части помещения уровень бетона доходит до отметки 15 м. Южная часть помещения 305/2 меньше залита бетоном.

В юго-западной части помещения бетон покрыл нагромождение графитовых блоков, ТВС, трубы НВК, металлоконструкции, сброшенные взрывом со схемы "ОР" и т.п. Бетон заполнил пустоты между элементами этого завала и достиг у западной стены уровня отметки 13 м. В юго-восточной части на прижатых к стене трубах НВК лежит слой щебня (предположительно серпентинита), а на нем графитовые блоки.

Описание состояния нижних отметок блока, подвергшихся существенно меньшим разрушениям, мы приведем в разделе, посвященным распространению лавы.

2.3.3. Ядерное топливо в разрушенном блоке (по материалам [2.1] и [2.29–2.40]).

Исследования, проведенные в 1988—91 гг. показали, что облученное ядерное топливо внутри "Укрытия" находится в виде следующих модификаций.

Фрагменты активной зоны (АЗФ), большая часть которых, как предполагают, выброшена при взрыве на верхние этажи блока, в частности, в центральный зал, часть находится в шахте реактора и пом. 305/2.

Застывшие лавообразные топливосодержащие массы (ЛТСМ). Они образовались во время активной стадии аварии (26.04.86 — 06.05.86) при высокотемпературном взаимодействии топлива с конструкционными материалами блока и распространились по подреакторным помещениям. Ниже мы более подробно остановимся на этой модификации.

Мелкодиспергированное топливо (пыль) — горячие топливные частицы (ТП). Размеры частиц изменяются от долей микрона до сотен микрон. Они наблюдаются практически во всех помещениях объекта и в образцах почвы в ближней и дальней зоне.

Наконец, в 1990 г. было обнаружено, что в воде, находящейся в ряде нижних помещений объекта, содержатся растворенные формы урана, плутония, америция. Причина появления растворимых соединений - разрушение различных модификаций топлива под действием ряда факторов, основной из которых — вода, проникающая в "Укрытие".

Специфика объекта "Укрытие" заставляет разрабатывать различные модели поведения ТСМ, по крайней мере, для трех зон, в которых располагаются их скопления.

На рисунке 2.17 приведены места расположения основных скоплений ТСМ в ОУ. На нем же выделены эти три зоны.

Первая зона — центральный зал и ряд помещений на верхних отметках объекта, в которые ТСМ и радиоактивные материалы были выброшены в результате аварии. Здесь находится такие модификации ТСМ, как фрагменты активной зоны, топливная пыль и, возможно, лавообразные ТСМ.

Вторая зона — шахта реактора и помещения на отметках (9—10) м. В этой зоне также находятся АЗФ, ТП и значительное количество ЛТСМ.

Третья зона — помещения на нижних отметках. Здесь основная модификация топлива — ЛТСМ. Для этих помещений существенен и тот факт, что именно в них скапливаются основные массы радиоактивной воды, с растворенными в ней солями обогащенного урана.

Как уже говорилось выше, на основании совокупности всех данных по выбросу радиоактивности при аварии можно утверждать, что более 95%, т.е. более 180 т облученного топлива из разрушенной активной зоны реактора находится в объекте "Укрытие".

Отыскать все 180 т внутри "Укрытия" пока не удалось. Исследователи не смогли добраться до ряда мест в объекте, где могут находиться заметные количества топлива.

При самом осторожном подходе экспертов к оценке общего количества топлива, когда любые сомнения толкуются только в "минус", цифра получается всегда большая 125 т (для топлива из разрушенного реактора). Просто осторожная оценка дает ~ 150 т.

 

Рис. 2.17. Зоны расположения основных скоплений ТСМ

       Обозначения:
1 - Центральный зал, другие верхние помещения. Фрагменты активной зоны, топливная пыль;
2 - Южный бассейн отработанного топлива. Топливные сборки;
3 - Большинство помещений. Топливная пыль;
4 - Помещения 305/2, 307/2 + завал на схеме ОР в шахте реактора. ЛТСМ, фрагменты АЗ;
5 - Парораспределительный коридор. ЛТСМ
6 - Бассейн-барботер (2-этаж). ЛТСМ
7 - Бассейн-барботер (1-этаж). ЛТСМ
8 - 304/3, 303/3, 301/5, 301/6, слоновья нога ЛТСМ (нет на рис.)
9 - Реакторный блок, машинный зал. Вода с солями урана (нет на рис.)
10 - Под каскадной стеной. Фрагменты АЗ? (нет на рис.)
11 - Топливо на площадке. Фрагменты АЗ, пыль

На площадке объекта под слоем гравия, песка, бетона находится ~ 0,7 т топлива.

Наиболее важными "белыми пятнами" до сих пор остаются:

  • центральный зал, где ТСМ находятся под слоем сброшенных материалов;
  • каскадная стена;
  • внутренние объемы больших скоплений ТСМ в помещении 305/2;
  • помещение 307/2.

Прогнозы о том, что эти "белые пятна" будут вскоре ликвидированы, достаточно пессимистичны. Весь опыт работ на "Укрытии" свидетельствует, что дальнейшее существенное продвижение в исследованиях ТСМ, например, отбор проб из глубины их скоплений, связано с резким возрастанием дозовых затрат. Представляется, что меры по стабилизации объекта и создание нового конфайнмента настолько повысят текущую безопасность "Укрытия", что позволят безболезненно отодвинуть эти исследования до стадии разборки объекта.

2.3.4. Лавообразные топливосодержащие материалы (ЛТСМ) (по материалам [2.1] и [2.29–2.38]).

Рисунок 2.18. "Слоновья нога"

 

Рисунок 2.19. Потоки лавы в подреакторных помещениях

 

Впервые с ЛТСМ исследователи, работавшие на 4-ом блоке ЧАЭС, столкнулись осенью 1986 г. В одном из подреакторных помещений (217/2) была обнаружена гигантская застывшая капля, впоследствии получившая название "слоновья нога" (рис.2.18).

Анализ ее материала показал, что в основном он состоит из двуокиси кремния с примесью других соединений, в том числе и соединений урана. Спектральный состав излучения образцов "слоновьей ноги" полностью совпадал со спектральным составом облученного ядерного топлива, имеющим среднее для 4-го блока выгорание.

Впоследствии лавообразные, содержащие ядерное топливо материалы были обнаружены во многих подреакторных помещениях. В их составе содержалась значительная часть урана, находившегося до аварии в активной зоне и значительная часть наработанных в реакторе радионуклидов. Поэтому ЛТСМ стали предметом внимательного изучения.

Все указывает на то, что процесс образования лавы, во время активной стадии аварии (с 26.04.86 по 06.05.86), происходил в подаппаратном помещении 305/2 (отм. 9.00), точнее — в его юго-восточной части. В ходе этого процесса была расплавлена часть металлоконструкции схемы "ОР" и ее серпентинитовая засыпка.

По мере увеличения массы расплава он распространялся по полу помещения 305/2, достигал краев паросбросных клапанов, переливался внутрь и попадал в нижние помещения, созданные для локализации пара при проектной аварии (рис.2.19). Эти помещения — парораспределительный коридор (ПРК) и два этажа бассейна-барботера (ББ-1 и ББ-2).

Одновременно расплав мог распространяться и в горизонтальном направлении, т.к. в стене между помещениями 305/2 и 304/3 образовался пролом (см. рис. 2.16).

По подреакторным помещениям растекался уже сформировавшийся расплав (металл + ЛТСМ), при этом металл оставался неизменным по составу, а керамические массы по мере растекания взаимодействовали с конструкционными материалами.

Условно можно выделить три потока ЛТСМ: большой вертикальный, малый вертикальный и большой горизонтальный (см. рис. 2.19).

Большой вертикальный поток.

Его начало — южный паросбросной клапан в юго-западной части помещения 305/2. Далее — паросбросной клапан в ПРК, помещения 210/7.

Из пола ПРК выступают верхние торцы паросбросных труб, перевалив через которые ТСМ протекли ниже — на второй этаж ББ, помещение 012/15. Здесь образовалось скопление застывшей шоколадно-коричневой керамики.

Еще ниже — на первом этаже ББ, пом. 012/7 наблюдается еще одно скопление ТСМ — также шоколадно-коричневая керамика, поступавшая по паросбросным трубам малого диаметра.

Малый вертикальный поток.

Начало потока — третий и четвертый южные паросбросные клапаны в юго-восточной части помещения 305/2. Далее - ПРК, помещение 210/6, где застывшая угольно-черная керамика вытекает из патрубков 3-го и 4-го клапанов.

Из рис. 2.20 видно, что собой представляют застывшие потоки лавы, вытекающие из клапана в ПРК.

 

Рисунок 2.20. Застывшая лава

Большой горизонтальный поток (рис. 2.16).

Начало потока - пролом в стене между помещениями 305/2 и 304/3. Далее — помещение 304/3. Поверхность угольно-черной керамики сильно волнистая, в трещинах, имеет очень крупные газообразные пустоты. Через открытую дверь поток ТСМ попал в помещение 301/5 и разделился по двум направлениям: на запад и на восток. В западном направлении поток прошел немного и затек лишь в помещение 303/3 (через сорванную с петель в момент аварии дверь). В восточном направлении лавовый поток проделал путь значительно больший. Если учесть его путь внутри пом.305/2, все повороты и вертикальные перепады, то общий путь потока составит около 50 м.

Физико-химические свойства и радионуклидный состав ЛТСМ (по материалам [2.1] и [2.29–2.38]).

В результате высокотемпературных процессов во время аварии произошло расплавление циркониевых оболочек ТВЭЛ-ов, взаимодействие расплава циркония с диоксидом урана с образованием уран-цирконий-кислородной фазы. Этот расплав при взаимодействии с конструкционными материалами (серпентинит, бетон, песок) и, воздухом и образовал так называемые ЛТСМ.

Можно условно выделить наиболее типичные их модификации:

  • черная керамика с массовой долей урана (5,5±1,5)%;
  • коричневая керамика с массовой долей урана (10±2)%;
  • шлакообразные и пемзообразные ТСМ.

Все эти модификации, по-видимому, генетически связаны друг с другом, например, шлакообразные и пемзообразные ТСМ могли образоваться в тот момент, когда поток керамического расплава взаимодействовал с водой в помещениях бассейна - барботера. Поэтому радионуклидный и химический состав этих модификаций практически совпадают.

Для примера на рис. 2.21 приведен в виде диаграммы элементный состав коричневой керамики из ПРК (18 образцов).

 

Рисунок 2.21. Cостав коричневой керамики из ПРК (18 образцов)

ЛТСМ подвергались воздействию высоких температур (выше 1500оC). При таких температурах из топлива должны активно выходить в атмосферу легколетучие продукты деления, в том числе и цезий. Кроме того, в специфических условиях аварии на ЧАЭС можно было ожидать, что рутений либо окислится до легколетучих оксидов, либо перейдет в расплавленный металл при контакте последнего с топливом (высокотемпературная экстракция).

Все эти предположения подтвердились при радиохимическом анализе ЛТСМ.

Обеднение по цезию во всех пробах составляет 2,2—2,5 раза по сравнению с его расчетным количеством и не зависит от типа керамики и массового числа изотопа цезия. Другими словами, цезия в ЛТСМ осталось около 40% от первоначального количества.

 

Рисунок 2.22. Относительный вклад излучения 137Cs в формирование полной мощности поглощенной дозы g-излучения в воздухе, недалеко от скопления ЛТСМ в зависимости от времени после аварии

Тем не менее, как уже отмечалось, именно 137Cs отвечает за поглощенную дозу гамма-излучения уже через несколько лет после аварии (см. рис. 2.22).

2.3.4. Радиоактивные аэрозоли в объекте «Укрытие» (РАУ) (по материалам [2.1] и [2.29—2.38]).

Сразу же после окончания активной стадии и развертывании работ по ЛПА на площадке ЧАЭС основную опасность для персонала представляло проникающее излучение.

Однако, по мере распада короткоживущих радионуклидов, принятия мер по очистке и дезактивации территории и зданий станции, сооружения объекта «Укрытие», относительная опасность аэрозолей для персонала возросла. Она особенно увеличилась после начала активных работ по укреплению внутренних конструкций «Укрытия» и бурения специальных исследовательских скважин в 1988—1991 гг.

Для обеспечения безопасности применялся ряд мер, использовались средства индивидуальной и коллективной защиты. Параллельно проводились научно-исследовательские работы, поскольку борьба с РАУ далеко не всегда могла опереться на опыт, накопленный в атомной промышленности, энергетике и при испытаниях атомного оружия.

Исследования аэрозольного загрязнения объекта продолжались и в последующие годы.

В результате сейчас определены механизмы, которые привели к первоначальному образованию РАУ.

Среди них:

  • диспергирование топлива при вводе избыточной реактивности;
  • пароциркониевая реакция;
  • высокотемпературное окисление фрагментов топлива в воздушной атмосфере;
  • образование «конденсационных» аэрозолей из паров летучих радионуклидов;
  • образование аэрозолей при формировании ЛТСМ.

При вводе избыточной реактивности разрыв топливной таблетки за счет выделения газообразных продуктов деления по границам образующих ее зерен приводит к образованию горячих топливных частиц.

Пример такой чернобыльской частицы - увеличенного зерна двуокиси урана показан на микрофотографии (рис. 2.23) На ее поверхности видны следы

 

Рисунок 2.23. Микрофотография "горячей частицы" — зерна двуокиси урана

пористости, обусловленной газовыделением при аварийной вспышке мощности.

Частицы данного типа встречаются во внутренних помещениях ОУ, и на «западном следе», сформировавшемся сразу после аварии за счет восточного ветра.

Существовал и второй механизм диспергирования топлива при аварии — за счет взаимодействия расплавленной периферии таблетки с конструкционными материалами и теплоносителем. Мы не будем его подробно описывать, отметим только, что это привело к образованию частиц вида UOx+Zr и Zr-U-O.

При взаимодействии пара с металлическим цирконием и при температурах, начиная примерно с 1500°С пароциркониевая реакция может носить самоподдерживающийся взрывной характер, что и наблюдалось при аварии. При этом также образуются мелкодисперсные уран-циркониевые частицы.

С частицами окисленного топлива связана значительная часть активности поверхностного загрязнения внутренних помещений ОУ и выпадений ближней зоны ЧАЭС. Доля «топливных» выпадений за пределами промплощадки ЧАЭС, связанная с данными частицами в 60—70% при доле не окисленных зерен UO2 10—15%.

Летучие радионуклиды, участвующие в выбросе и первоначально находящиеся в газообразной форме, быстро осаждаются на неактивные и активные аэрозольные частицы, формируя так называемую «конденсационную» компоненту выброса.

В настоящее время, в условиях долговременной трансформации загрязнения на ОУ, можно предполагать, что первичные радиоактивные частицы «конденсационного» происхождения отсутствуют. Летучие радионуклиды (сейчас — изотоп 137Cs) ассоциированы с частицами обычной неактивной пыли или сорбированы на поверхностях конструкционных материалов.

В таблице 2.4 приведены процессы и характеристики радиоактивных частиц, образовавшихся при этих процессах в результате аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС.

Таблица 2.4. Характеристики радиоактивных частиц, образовавшихся при аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС.

Процесс

Характеристики частиц

Размеры, мкм

Морфология

Диспергирование топлива при вводе избыточной реактивности единицы — десятки Увеличенные в процессе эксплуатации и аварийной вспышки мощности, зерна UO2, фрагменты уран-циркониевой эвтектики. Практически «чисто топливные» частицы или частицы с долей урана в десятки процентов
Пароциркониевая реакция единицы — десятки Частицы ZrO2, иногда вместе с фрагментами окислов урана. Доля урана колеблется в широких пределах
Окисление топлива в воздушной атмосфере единицы Частицы высших окислов урана. Практически «чисто топливные» частицы
Конденсация летучих ПД десятые — сотые доли Весь спектр частиц, формировавшихся в ходе аварийных процессов. Летучие продукты деления (ЛПД) находятся на поверхности частиц
Формирование ЛТСМ единицы — сотые доли Элементный состав частиц в среднем соответствует составу ЛТСМ, основной компонент – SiO2. Доля урана не превышает нескольких процентов, в субмикронных аэрозолях доля урана меньше

На активной стадии аварии и в первые месяцы после аварии радиоактивные аэрозоли были представлены микронными и субмикронными частицами с преобладанием в общей активности вклада летучих продуктов деления и изотопов рутения.

За длительный период времени наблюдений после аварии наблюдалась тенденция к «укрупнению» радиоактивных аэрозолей. При всех работах, сопровождавшихся интенсивным пылеподъемом, средний диаметр аэрозолей составлял несколько микрон.

Причин для «укрупнения» аэрозолей может быть несколько.

Во-первых, это процессы трансформации частиц поверхностного загрязнения, формирующих радиоактивные аэрозоли после аварии. Конденсационные частицы и частицы высших окислов урана обладают низкой химической стойкостью, и при контакте с влагой эти частицы за время около года должны были полностью трансформироваться — радионуклиды с поверхности и из матрицы этих частиц перераспределяются по окружающим их частицам, формируя вторичные радиоактивные частицы с поверхностным загрязнением.

Вторая причина — характер пробоотбора и проводимых на ОУ работ в первые годы после аварии. До начала девяностых годов основная деятельность на ОУ складывалась из крупномасштабных строительно-монтажных и буровых работ. Подобные работы сопровождались интенсивным подъемом радионуклидов в воздух — активность аэрозолей во время работ, несмотря на периодическую дезактивацию и пылеподавление, увеличивалась в среднем на два порядка величины, для особо «грязных» помещений — на три.

Основная часть проб воздуха отбиралась именно во время активных работ для целей радиационной защиты работающих. Очевидно, что чем работы интенсивнее, тем более крупные частицы способны ко вторичному подъему в воздух. В этом, по-видимому, состоит причина формирования аэрозольной активности крупными «горячими частицами» с размерами единицы — десятки микрон. Несколько десятков таких частиц обладающих высоким топливосодержанием (и, следовательно, высокой удельной активностью) на воздушном фильтре были эквивалентны по активности тысячам частиц размерами меньше микрона.

В ходе долговременных наблюдений за РАУ были замечены эффекты «старения» поверхностного загрязнения — речь идет об уменьшении способности пылевых частиц ко вторичному подъему в воздух. Если в первые годы после аварии активность РАУ в воздухе при интенсивных работах увеличивалась на 2—3 порядка, то в конце 90-х годов при механических работах аэрозольная активность увеличивалась в среднем на порядок. Исключение составляют сварочные работы на загрязненных металлоконструкциях, при которых загрязнение воздуха РАУ (в основном — изотопами цезия) увеличивается в среднем, по-прежнему, на три порядка величины.

Является ли уменьшение пылеподъема на ОУ результатом естественных процессов или долговременных планомерных работ по дезактивации и пылеподавлению — сказать трудно. По-видимому, имели место оба процесса. 


2.4. Исследования внутри объекта "Укрытие" в 1997—2001 гг. (по материалам [2.1], [2.33–2.40])

В эти годы развертывается широкий фронт работ по преобразованию «Укрытия». Он требует не только получения новой информации, но и более тщательного и целенаправленного анализа всех уже имеющихся данных по ТСМ. Поэтому, одновременно с обследованиями помещений «Укрытия» выполняется большой объем аналитических и расчетных исследований. Проводится верификация анализов более чем 300 проб и данных систем контроля за 14 лет. Главная задача — от общих описаний ТСМ объекта перейти к конкретным помещениям и, главное, скоплениям топлива в них. Более точно оценить их радиационную и ядерную опасность.

С 1997 г. начались комплексные исследования ТСМ на верхних этажах объекта. Их цель — собрать необходимый экспериментальный материал по количеству, аэродинамическим характеристикам, адгезии и т.п. топливной пыли (сейчас это сделано в 50 точках), уточнить расчеты, создать сценарии обрушения конструкций и провести модельные эксперименты. Позднее, на основании исследований, разработана программа дополнительного пылеподавления, позволяющая максимальным образом снизить опасность выброса.

В этом же году начаты работы по помещению 305/2.

Для оценки количества топлива в помещении 305/2 и на нижней плите реактора, опустившейся в это помещение, использовался метод, который условно можно называть визуально-аналитическим.

Он основан не только на обобщении прямых визуальных наблюдений многих исследователей, но и наложении этих наблюдений на аналитические данные. Такие, как результаты элементного и радиохимического анализа (около 100 проб материалов, взятых из подаппаратного помещения, из них более 30 проб взяты в 1996—97 гг.), измерения мощности дозы гамма-излучения, а также на результаты всех фото- и видеосъемок (только в 1996—1997 гг. подробнейшие съемки проводились три раза).

Применение визуально-аналитического метода для изучения помещения 305/2 позволило получить альбом профилей его поперечных сечений через каждые 2 м (всего 13 сечений).

На основании этих сечений была получена подробная компьютерная модель взаимного расположения основных элементов и ТСМ в этом помещении (см. рис. 2.22).

Наконец, пом.305/2 было условно разбито на 144 отдельных части и в каждой из них проведена оценка количества топлива, (все неопределенности толковались в сторону уменьшения его содержания) и, затем, на основании этих оценок получена минимальная величина топлива — 60 т.

В 1998 г. проведен сбор и анализ всех имевшихся данных по количеству и расположению топливных масс в помещении 304/3. Исследованы дополнительно отобранные пробы черной лавы, находящейся в этом помещении.

В 1999 г. аналогичная работа проведена для нижних отметок «Укрытия» (0.00 м, 3.00 м и 6.00 м).

В 2001 г. в РНЦ "КИ" заканчиваются работы по созданию базы данных «Ядерное топливо и радиоактивные отходы» (см. ниже). 

Рисунок 2.24. Схема расположения ТСМ в помещении 305/2 (реконструкция по материалам фото- и видеосъемки, результатам исследования проб, чертежам и схемам, предоставленным разведывательными группами)

Обозначения:
1 - проем северных откатных ворот
2 – поверхность "свежего бетона"
3 - засыпка из межкомпенсаторного зазора
4 - "сталагмит"
5 - область, заполненная фрагментами активной зоны
6 - каналы охлаждения
7 - наклонно стоящая железобетонная плита
8 – деформированный лист металла
9 - фрагмент завала (железобетонная конструкция?), (отметка +17.00)
10 - "траншея"
11 - схема «ОР»
12 - провал (отметка +13.00)
13 - каналы охлаждения отражателя
14 - железобетонная конструкция
15 - фрагмент элемента завала (железобетонная конструкция?)
16 - сборки с сохранившимися ТВЭЛами
17 - край схемы «ОР»
18 - южная дополнительная опора
19 - фрагменты ТВС
20 - западная стена помещения 305/2
21 – массив ТСМ
22 - графитовые блоки и обломки труб (ТК?)
23 - гравийная куча
24,25,27 - бреши в стене из переплавленного вещества
26 - прожег (пролом в стене)
28 - колонна
29 - стена из рыхлого переплавленного вещества
30 - проекция бака "Л" на отметку +15.95


2.5. Системы контроля ядерной и радиационной безопасности объекта "Укрытие"

Исторически сложилось так, что первыми для контроля ТСМ объекта “Укрытие” использовались две системы: “Шатер” и “Финиш”.

Комплекс “Шатер” был сдан в эксплуатацию в 1987 г. Он предназначался для регистрации текущих параметров ТСМ — плотности нейтронного потока, мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, температуры, тепловых потоков, — и должен был стать основной штатной системой контроля объекта “Укрытие”. Однако, в силу объективных причин, детекторы комплекса располагались на периферии разрушенного блока, далеко от скоплений ТСМ и их показания были недостаточно информативны. Со временем датчики системы и вторичное оборудование выработали свой ресурс, появились новые системы, с более информативным расположением датчиков, и система в 2000 г. была снята с эксплуатации.

Исследовательская система “Финиш” создавалась в ходе работ по исследованию внутренних помещений объекта "Укрытие". Формирование системы шло следующим образом. После обнаружения скопления ТСМ, рядом с ним, большей частью через скважины, устанавливались "сторожевые" детекторы. Они измеряли мощность дозы гамма-излучения, величину потока нейтронов, температуру, тепловые потоки. Показания этих детекторов выводились на центральный пульт и длительное время (месяцы) анализировались. Убедившись в исправности и информативности канала (система питания → детектор  предусилитель → распределительный шкаф  кабельные коммуникации  центральный пульт), канал переводили в режим стационарного измерения, и он официально входил в ИИС "Финиш".

Каналы этой системы позволяли осуществлять реальный контроль состояния топливосодержащих материалов.

В то же время, они первоначально рассматривались как чисто исследовательские и вводились в строй без соответствующей проектной документации и аттестации. Для их использования в штатном режиме пришлось провести значительный комплекс работ.

После прохождения аттестации в 1995 г. наиболее информативные каналы “Финиша” стали использоваться в штатном режиме.

Сбор и первоначальная обработка информации ИИС осуществлялась на пульте, установленном в одном из очищенных и оборудованных помещений деаэраторной этажерки 4-го блока (см. рис. 2.25). Затем информация передавалась в лабораторный корпус в г. Чернобыль.

 

Рисунок 2.25. На пульте исследовательской системы "Финиш"

 

Рисунок 2.26. Расположение датчиков систем контроля ТСМ "Укрытия" на отметке +9.00 м

В декабре 1998 г., из состава исследовательской системы «Финиш», был выделен самостоятельный комплекс технических средств для обеспечения регламентного контроля состояния подкритичности ТСМ, получивший название "Финиш–Р".

Система “Сигнал” с 1998 г. была введена в опытно-промышленную эксплуатацию. По ее результатам система была признана соответствующей технической документации и переведена в режим штатной эксплуатации.

Кроме указанных выше систем контроля в объекте продолжает работать исследовательская система "Финиш" и создана экспериментальная система “Пилот”. Последняя разрабатывалась совместно ГСП ЧАЭС и Тихоокеанской северо-западной Национальной лабораторией США.

На рисунке 2.26 приведен пример размещения датчиков различных систем в помещениях объекта «Укрытие» на отм. 9.00 м.

В состав контрольных систем входят датчики МЭД (мощности экспозиционной дозы гамма-излучения), датчики плотности нейтронного потока и температуры.

Приведем для иллюстрации состав системы «Финиш–Р» на момент ввода ее в эксплуатацию. Он включает в себя 21 измерительный канал, в том числе:

  • 8 каналов контроля плотности нейтронного потока;
  • 6 каналов контроля мощности экспозиционной дозы гамма-излучения;
  • 7 каналов контроля температуры.

Нейтронные каналы контролируют плотность нейтронных потоков в ПРК, в реакторном пространстве, в подаппаратном помещении и в помещении 304/3.

Гамма каналы контролируют мощность экспозиционной дозы в помещении 305/2, центральном зале, реакторном пространстве и бассейне выдержки.

Контроль по температуре ведется в помещениях 305/2, 210/5, 210/6, 012/15.

Накопленный за последние годы опыт говорит, что большинство отказов технических средств ИИС "Финиш–Р" (около 80%), приходится на периферийное оборудование. Это — датчики, предусилители, клеммные шкафы и коробки, соединители периферийных кабельных коммуникаций, работающее в скважинах, необслуживаемых помещениях, в условиях высокой радиационной нагрузки и неблагоприятных климатических условиях. 

Динамика изменения параметров состояния ТСМ за 2000 г., полученные системой «Финиш–Р», приведена на рис. 2.27.

 
 

 

Рисунок 2.27. Графики изменения параметров СК ТСМ "Финиш-Р"


Нейтронная активность для ТСМ в стабильном состоянии определяется в основном нейтронами спонтанного деления Cm244 (Тa = 18 лет), годовой спад активности выражается незначительным (примерно 2%) трендом на понижение. На это накладываются потоки нейтронов от (α, n) реакций и флуктуации сезонного характера, обусловленные изменениями температуры и влажности.

Видно, что показания нейтронных каналов носят устойчивый и предсказуемый характер с незначительными сезонными колебаниями. Исключение составляют данные по каналу №3, контролирующему нейтронную активность в районе пролома стены между помещениями 305/2 и 304/3 на отметке +9.00 м. Как видно из графика, относительно большие, до 50% изменения в скорости счета канала, явно выпадают из коридора среднестатистических отклонений. Отчасти это связано с нестационарной работой предусилителя (в конце года он был заменен).

Полная величина МЭД на более чем 90% определяется мощностью дозы, которую дает изотоп 137Cs.

Динамика изменения температуры в ЦЗ и РП соответствует характеру изменения наружной температуры.

Температура в помещениях 305/2 и 304/3 во многом определяется температурой ТСМ и меньше коррелирует с наружной. Максимальная температура около 40oС зарегистрирована на отметке +9.10 м в нижнем перекрытии помещения 305/2 — подреакторной плите.


2.6. Международное сотрудничество по вопросам разрушенного топлива объекта "Укрытие"

Сразу же после отмены режима секретности (1989г.), международное сообщество проявило большой интерес к обсуждению всей чернобыльской тематики и, в частности, к вопросам, касающимся «Укрытия». Это было вполне закономерно. Чернобыль стал не только трагедией, крупнейшей аварией, но, одновременно, и крупнейшим в истории атомной энергетики «экспериментом по полному разрушению реактора».

Результаты этого эксперимента, оплаченного столь дорогой ценой, просто обязаны были быть максимально использованы для повышения безопасности атомной энергетики.

Впервые исследователи получили и столь разнообразные данные о поведении разрушенного ядерного топлива и его взаимодействии с конструкционными материалами реактора и блока.

В конце 1989 г. в рамках работы МАГАТЭ состоялась конференция (“On Recovery Operation in the Event on Nuclear Accident or Radiological Emergency”, Vienna, Austria, 6—10 November 1989), на которой впервые были доложены основные результаты исследований разрушенного ядерного топлива, находящегося в помещениях объекта «Укрытие» (см. [2.47], а также [2.48]).

В дальнейшем, при МАГАТЭ начала работать специальная рабочая группа по обращению с разрушенным топливом при ликвидации последствий крупных аварий на АЭС. В ее состав вошли специалисты из 7 стран, в том числе, работавшие в Чернобыле.

Эта группа выпустила целый ряд материалов, использовавшихся затем в официальных документах Агентства (см. [2.19], [2.38]).

Начиная с 1989 г, участие зарубежных институтов и отдельных специалистов в проблемах, связанных с «Укрытием» ощущалась в Чернобыле все сильнее.

Кроме большой помощи в расчетно-теоретических работах (например, передачи последних версий расчетных программ, специально адаптированных к тематике «Укрытия»), они помогали и в экспериментальных исследованиях (например, в проведении сложных материаловедческие анализов микроструктуры ЛТСМ).

В настоящем разделе нет возможности сколько-нибудь полно изложить все аспекты международного сотрудничества по проблеме разрушенного топлива.

В качестве единственного примера мы хотели бы привести одну очень важную и сложную работу – создание базы данных «Состояние топливосодержащих масс и радиоактивных веществ объекта «Укрытие» Чернобыльской АЭС» ( [2.39, 2.40] и [2.49–2.54]).

Проект финансировался в рамках Французско-Германского сотрудничества по оказанию гуманитарной и технической помощи Украине.

Участники работы:

  • IPSN (Франция),
  • GRS (Германия),
  • Чернобыльский Центр (Украина),
  • ЧАЭС (Украина),
  • «Курчатовский институт» (Россия),
  • МНТЦ НАНУ (Украина),
  • НИИСК (Украина).

Продолжительность работы — 3 года (1998—2001 гг.).

Целью Проекта являлось создание базы данных, по безопасности объекта “Укрытие”, необходимой для осуществления его безопасной эксплуатации в настоящее время, стабилизации и на всех дальнейших стадиях преобразования “Укрытия” в экологически безопасное состояние.

Работа над базой началась с просмотра и отбора материалов. Была изучена информация, которая находилась в библиотеках и архивах РНЦ "КИ", ОП ЧАЭС, МНТЦ «Укрытие», НПО «Радиевый институт», ИБРАЭ РАН, ВНИПИЭТ, НИКИМТ, НИКИЭТ, ИЯИ НАНУ и ряда других учреждений, а также у физических лиц. Часть данных содержалась на бумажных носителях. В том числе, в рабочих журналах, справках, актах, отчетах, статьях, на планах, картах, фотоматериалах и т.п. Часть информации находилась на электронных носителях (в том числе видеофильмы).   

 

Рисунок 2.28. Структура базы данных по ТСМ объекта "Укрытие" 

 

Рисунок 2.29.
"Вход" в базу данных

Общее число просмотренных материалов превысило 600 единиц. Из них были выбраны более 100 основных источников информации для внесения в каталог и дальнейшего использования. Была разработана и предложена система ключевых слов для проведения поиска информации по базе. Общий принцип построения базы данных представлен на схеме рис. 2.28.

Чтобы представить себе объем информации, который было необходимо отобрать, верифицировать, подвергнуть анализу и поместить в базу, приведем несколько цифр.

  • Количество описанных скоплений ТСМ — 97.
  • Кол-во данных по общим свойствам ТСМ (микро свойства и макро свойства) — 965.
  • Кол-во данных по элементному и радионуклидному составу проб — 5918.

Для отбраковки неверных данных были разработаны критерии оценки достоверности результатов. Часть из них разрабатывались из условия самосогласованности данных по исследуемой пробе (например, совпадение содержания топлива – измеренного и расчетного, полученного из данных по активности церия-144 и выгорания).

Другие критерии связаны с учетом границ возможных значений для некоторых величин (например, выгорание не может быть больше определенной величины). Наконец, рассматривались такие критерии, как экспертная оценка представительности методов пробоотбора и анализа (в качестве экспертов привлекались специалисты высокой квалификации, знакомые с конкретными применявшимися методами). 

База была создана и передана для использования заинтересованным организациям.

В заключение этого раздела, мы приведем таблицу 2.5, в которой на основании базы данных и последних экспертных оценок, дано распределение топлива в помещениях «Укрытия».

 

Таблица 2.5. Оценки количества топлива в помещениях объекта “Укрытие”.

Название помещения, №№

Модификации ТСМ в помещении

Обнаруженное топливо (в т U) Оценки на 01.06.2000 г.

Примечания

Центральный зал (914/2) Фрагменты активной зоны Более 21 С учетом 48 сборок со свежим топливом (5.5 т)
Возможно присутствие ЛТСМ
Южный бассейн выдержки Фрагменты активной зоны 14.8 129 кассет с отработанным топливом.
Возможно присутствие ЛТСМ
 Все верхние помещения, включая ЦЗ
(отметка +24 м и выше)
Топливная пыль ~ 5 на поверхности завала в ЦЗ, ~ 30 всего Оценка 30 т включает пыль на поверхности и внутри завала в ЦЗ и пыль во всех других помещениях
304/3  ЛТСМ 6±2 «Горизонтальный поток лавы». Учтены ТСМ в проломе между пом.304/3 и 305/2.
301/5 + 301/6 + 303/3 ЛТСМ 4.5±2.5 «Горизонтальный поток лавы»
217/2 ЛТСМ 0.4±0.2 «Слоновья нога», «сталактиты». ЛТСМ попали из «горизонтального потока».
Подаппаратное 305/2 и 504/2 до отметки +24 м. Фрагменты АЗ, ЛТСМ, пыль 85±25 Расчеты велись по 6 скоплениям ТСМ.
Начало всех потоков ЛТСМ.
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 Минимум — 3,
Максимум — 14
 
ББ-1
(012/5+012/6+012/7)
ЛТСМ 1.9 (+1.0; –0.5)  
Вода во всех помещениях реакторного отделения Растворимые соли U, взвесь. ~ 4кг  
Топливо на площадке «Укрытия» Фрагменты
АЗ, пыль
0.75±0.25  

Итак, исследования топлива в объекте «Укрытие» не позволили определить нахождение всех 180 т, оставшихся в нем.

При самом осторожном подходе экспертов к оценке общего количества топлива, когда любые сомнения толкуются только в "минус" цифра получается все-таки всегда большая 125 т (для топлива из разрушенного реактора).

Менее осторожная оценка ~ 150 т.


Литература

2.1. «Анализ текущей безопасности объекта «Укрытие» и прогнозные оценки развития ситуации». Отв. Исполнитель Боровой А.А. Отчет МНТЦ «Укрытие», арх. № 3836, 337 с., 154 рис., 71 табл., 3 приложения, 214 источников, 2001г. Чернобыль.

2.2. «Справка о количестве ядерного топлива на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС в момент аварии». Утверждена главным инженером ПО ЧАЭС 30.01.96 г., 1с.

2.3. 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.

2.4. «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 6-ти месячный период, - Москва, 1998. – 26 с.

2.5. Боровой А.А., Гагаринский А.Ю. «Выброс радионуклидов из разрушенного блока ЧАЭС»// Атомная энергия, т. 90, вып. 2, февраль 2001, с.137- 145

2.6. «Авария на ЧАЭС и ее последствия – информация, подготовленная для совещания экспертов МАГАТЭ», Вена, 25 – 29 августа 1986г., ч.1 и 2, ГКАЭ СССР, 1986г.

2.7. Warman E.A."Soviet and Far-Field Radiation Measurements and an Inferred Source Term from Chernobyl", Presented at the New York Chapter Health Physics Symposium, Apryl 3, 1987, Brookhaven National Laboratory, New York.

2.8. D. A. Powers, T. S. Kress, and M. W. Jankowsld "The Chemobyl Source Term." Nuclear Safety. 28 (1987) 10.

2.9. L. Devell "Characteristics of the Chernobyl Release and Fallout," inCfaemobylData. Evaluation for Accident Consequence Assessment, SINDOC [89] 26, Committee on the Safety of Nuclear Installations, Paris, France, October 1989.

2.10. Begichev S.N., Borovoi A.A., Burlakov E.V., Gagarinsky A.Ju. et al., “Radioactive release due to the Chernobyl accident”, Int. Seminar “Fission Product Transport Process in Reactor Accidents”, May22-26, 1989, Dubrovnik, Yugoslavia, 37p.

2.11. L.A.Ilyn et al. Radiocontamination Patterns and Possible Health Consequences of the Accident at the Ch. N.P.S. //Journal of Radiob. Protection, Vol.10, No.1, 1990.

2.12. S. Belyaev, A. Borovoi, V. Volkov, A. Gagarinski Chernobyl Five Years After// Nuclear Europe Worldscan, No 3/4, March/April 1991, pp. 22-24.

2.13. Израэль Ю.А. (совместно со Стукиным Е.Д., Назаровым И.М., Фридманом А.Д.). "Радиационное загрязнение природных сред после Чернобыльской аварии. Основные этапы исследований". "Радиоэкологические, медицинские и социально-экономические последствия аварии на Чернобыльской АЭС. Реабилитация территорий и населения." 21-25 мая 1995г., Тезисы докладов, Москва, 1995г., стр. 15-17.

2.14. Sich A. R. “The Chernobyl Accident Revisited, Part 3: Chernobyl Source Term Release Dynamics...”, Nuclear Safety, Vol. 36, N2, 1995.

2.15. Кулаков В.М., Родионов Ю.Ф. “Докладная записка академику С.Т. Беляеву”, 15 мая 1986г., 2стр.

2.16. Devel l., Guntay S., Powers D.A. “The Chernobyl reactor accident source term” , OCDE/GD(96)12, 1996, Paris, 29p.

2.17. Римский-Корсаков А.А. и др. «Исследование выброса аварийного реактора 4-го блока Чернобыльской АЭС»// Отчет / РИ им. В.Г. Хлопина. - Инв. № 14396. – Ленинград, 1986. – 23 с.

2.18. Лебедев В.И., Скаткин В.М., Эрлих И.А. Справка по результатам измерений полей гамма-излучений основного источника и площадей к нему примыкающих, с помощью вертолетного комплекса Ка-32Ч // Отчет. – Инв. № 11-04 от 12.06.86 г. - 4 с.

2.19. Borovoi А.А. «Analytical Report (Post- Accident Management of Destroyed Fuel from Chernobyl)» //IAEA, Work Material, 1990, p. 1 - 99.

2.20. Абалин С.С., Беляев С.Т., Боровой А.А. и др.
«Диагностические исследования аварийного реактора ЧАЭС» // Атомная энергия. - Т. 68, вып. 5. – 1990. - С. 355-359.

2.21. Боровой А.А., Ибраимов Г.Д., Огородник С.С. и др.
«Состояние 4-го блока ЧАЭС и ядерного топлива, находящегося в нем». - Чернобыль, 1990. – 72 с. - (Препр. / ИАЭ им. И.В. Курчатова, КЭ).

2.22. Квасницкий И.Б., КочергинС.М., Обухова Л.А. и др.
Отчет КЭ при ИАЭ им. И.В.Курчатова N 11.07/117 от 18.03.91.

2.23. В.Н. Душин, Б.Ф. Петров, Л.А. Плескачевский и др.
«Локализация источников интенсивного гамма-излучения и оценка количества топлива в центральном зале 4-го блока ЧАЭС» // Отчет, Инв .№ 1732 И от 15.02.1992 г. - 53 с.

2.24. «Подготовка и экспертная оценка исходных материалов для новой редакции ТОРБ объекта "Укрытие"» // Отчет / МГП "Экспертиза". – Инв. № 09/39. - Москва, 1992. - 163 с.

2.25. Usatyj A.F. “Generalized results of determination of distributions of major gamma radiation sources in the central hall of the Sarcophagus, recorded by dosimetric cords using EPR sensors” In: “Sarcophagus Safety’94”. The State of Chernobyl Nuclear Power Plant Unit 4. Proceedings of an International Symposium. Zeleney Mys, Ukraine, 14-18 March, 1994. – P. 185-195.

2.26. Borovoi A. A., Sich A.R. «Chernobyl Accident Revisited, Part 2, The State of Nuclear Fuel Located Within the Chernobyl Sarcophagus» // Nuclear Safety, Vol.36, No.1, January-June 1995, P. 1-32.

2.27. «Скважины объекта "Укрытие". Обобщенные данные (альбом)» / Лагуненко А.С., Скуридин Г.С. // Отчет ОЯРБ МНТЦ "Укрытие". - Инв. № 09/05-66 от 09.06.98 г. - Чернобыль, 1998.- 117 c.

2.28. Беляев С. Т. Диагностические исследования на площадке ЧАЭС и внутри «Укрытия» 4 блока (1986 – 1991 гг.), «Москва – Чернобылю» книга 2, с.72 – 88, Москва, Воениздат, 1998г.

2.29. Андерсон Е.Б., Богатов С.А., Боровой А.А. и др.
«Лавообразные топливосодержащие массы объекта "Укрытие"». - Киев, 1993. - 44с.- (Препр. / НАНУ МНТЦ "Укрытие"; 93-17).

2.30. Барьяхтар В.Г., Уманец М.П., Парашин С.К.
«Исходная техническая информация по проблеме блока №4 Чернобыльской АЭС"». - Киев, 1995. - 19 с.

2.31. Пазухин Э.М.
«ЛТСМ 4-го блока ЧАЭС: топография, физико-химические свойства, сценарий образования» // Сборник “Объект “Укрытие” - 10 лет, основные результаты научных исследований” / Национальная Академия Наук Украины. – Чернобыль, 1996. - С. 78-99.

2.32. Жидков А.В.
«Топливосодержащие материалы объекта "Укрытие" сегодня: актуальные физические свойства и возможности прогнозирования их состояния» // Сборник "Проблемы Чернобыля". - Выпуск 7, Чернобыль, 2001. - С. 23 - 40.

2.33. «Получение экспериментальных данных для определения современного состояния пылевого загрязнения и проведение количественных оценок последствий радиационной аварии на объекте «Укрытие» // Отчет по второму этапу договора 78/96. Ответственный исполнитель С.А. Богатов. ТО ОУ Инв. № 1432, Чернобыль, 1997.

2.34. Богатов С.А., Боровой А.А.
«Оценка запасов и определение свойств пылевого загрязнения в подкровельном пространстве объекта "Укрытие"». - Чернобыль, 2000. - 16 с. (Препр. / МНТЦ “Укрытие”; 002).

2.35. Боровой А.А., Лагуненко А.С., Пазухин Э.М.
“Оценка количества топлива в подаппаратном помещении 305/2 4-го энергоблока ЧАЭС”, Атомная энергия, т.84, вып.4, апрель 1998г., стр.356 – 362.

2.36. A. A. Borovoi, A. S. Lagunenko, E. M. Pazukhin
“Radiochemical and Selected Physicochemical Characteristics of Lava and Concrete Samples from Subreactor Room № 304/3 of the Fourth Unit of ChNPP. Their Connection with the Accident Scenario”, Radiochemistry, Vol.41, No.2, 1999, pp. 187 – 192.

2.37. А.А.Боровой, А.С.Лагуненко, Э.М.Пазухин
«Новые оценки количества ядерного топлива, находящегося на нижних отметках объекта «Укрытие». Сборник «Проблемы Чернобыля», выпуск 6, стр.13-16, Чернобыль 2000г. УДК 621.039.54.

2.38. A.A. Borovoi, R. Graf, J.H. Lend et. al.
«Cleanup and Decommissioning of a Nuclear Reactor after a Severe Accident», IAEA, Technical Report Series №346, Vienna, 1992, 60p.

2.39. Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС”. Подпроект 3 “Ядерное топливо и радиоактивные отходы” по специальному соглашению с IPSN и GRS от 23 апреля 1998 г.” // Рабочий отчет // ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 30.04.99г. за 2-ой 6-ти месячный период. - 75 с.

2.40. Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС” Подпроект 3 “Ядерное топливо и радиоактивные отходы” по специальному соглашению с IPSN и GRS от 23 апреля 1998 г. // Рабочий отчет / ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 30.10.99г. за 3-ий 6-ти месячный период. 102 с.

2.41. Боровой А.А.
«Краткий аннотационный обзор работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, проведенных оперативной группой ИАЭ им. И.В. Курчатова и Комплексной Экспедицией при ИАЭ им. И.В. Курчатова»// Отчет / КЭ при ИАЭ им. И.В. Курчатова, Инв. № 11.07/244. - Чернобыль, 1991. – 7 с.

2.42. Высоцкий Е.Д.
«ИИС “Финиш”» // Отчет / КЭ при ИАЭ им. И.В. Курчатова. – Инв. № 11.07/310. - Чернобыль, 1991. - 65 с.

2.43. Боровой А.А., Высоцкий Е.Д., Иванов А.И. и др.
«Регламентная эксплуатация и развитие информационно-измерительной системы «Финиш» // Сборник «Проблемы Чернобыля». – Вып. 3. – Чернобыль, 1998. - С. 52 – 54.

2.44. Боровой А.А., Высоцкий Е.П., Шевченко В.Г. и др.
«Реконструкция системы «Финиш» под обеспечение регламентных измерений физических параметров ядерно-опасных делящихся материалов объекта «Укрытие» // Сборник «Проблемы Чернобыля». – Вып. 3. - Чернобыль 1998. - С. 114 – 116.

2.45. Атрощенко А.Ф., Балюн В.А., Высоцкий Е.Д. и др.
«Системы контроля состояния ТСМ объекта "Укрытие"». - Чернобыль, 1999. - 36 с. (Препр. / МНТЦ "Укрытие"; 99-3).

2.46. Довыдьков А.И., Лагуненко А.С., Краснов В.А., Пазухин Э.М.
«Научное сопровождение буровых работ на 4-м блоке ЧАЭС» // Отчет о НИР (заключительный)/ МНТЦ "Укрытие". - Инв. № 3801 .- Чернобыль, 1999. - 28 с.

2.47. S. T. Belyaev, A. A. Borovoy, Yu. P. Busulukov et al.
«Some Aspects of Post Accident Activity in Control Zone of Chernobyl NPP”, International Symposium «On Recovery Operation in the Event on Nuclear Accident or Radiological Emergency», Vienna, Austria, 6 – 10 November 1989, Report IAEA-SM-316/42.

2.48. Belayev S., Borovoi A. at al.
«Radioactivity Releases from the Chernobyl NPP Accident», International Conference Comparison of Consequences of Three Accidents: Kyshtim, Chernobyl, Windscale" Luxembourg, October 1989

2.49. Borovoi A., Gavrilov S.
"Development of the database "Nuclear fuel and radioactive waste in the Shelter of Chernobyl NPP", Nuclear Safety Institute Russian Academy of Sciences, Preprint IBRAE - 2001-01, Moscow 2001, 28p.

2.50. «Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС” Подпроект 3: “Ядерное топливо и радиоактивные отходы”» по специальному соглашению с IPSN и GRS от 23 апреля 1998г. Рабочий отчет ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 30 апреля 2000г. за 4-ый 6-ти месячный период. 30 стр.

2.51. «Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС” Подпроект 3: “Ядерное топливо и радиоактивные отходы” по специальному соглашению с IPSN и GRS от 23 апреля 1998г. Рабочий отчет ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 31 октября 2000г., за 5-ый 6-ти месячный период. Ответственный исполнитель – Боровой А.А., 53 стр.

2.52. “Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС” Подпроект 3: “Ядерное топливо и радиоактивные отходы” по специальному соглашению с IPSN и GRS от 23 апреля 1998г. Рабочий отчет ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 30 апреля 2001г. за 6-ой 6-ти месячный период. Ответственный исполнитель – Боровой А.А., 31 стр.

2.53. «Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС”, Подпроект № 2/2: "Радиационная обстановка в объекте «Укрытие», по специальному соглашению с IPSN и GRS от 01 мая 1999г. Рабочий отчет ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 30 апреля 2001г., за 4-ый 6-ти месячный период. 10 стр.

2.54. «Проект 1: “Состояние безопасности объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС”, Подпроект № 2/2: "Радиационная обстановка в объекте «Укрытие», по специальному соглашению с IPSN и GRS от 01 мая 1999г. Рабочий отчет ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” от 31 октября 2000г., за 5-ый 6-ти месячный период. 10 стр.


ИБРАЭ РАН © 2013 Карта сайта | Связаться с нами