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

УВЕЛИЧИВАЮЩАЯСЯ ОПАСНОСТЬ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»


3.1. Еще раз об особенностях объекта "Укрытие"

Начиная с 1986 г., для повышения безопасности "Укрытия" проведен огромный комплекс научных исследований, проектных, строительных и монтажных работ. Тем не менее, главной особенностью этого объекта продолжает оставаться его потенциальная опасность, по оценкам специалистов, существенно большая, чем это допускается нормами и правилами, существующими для объектов, содержащих ядерно-опасные делящиеся и радиоактивные материалы.

Разъясняя политику государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности "Укрытия", Министерство охраны окружающей среды и ядерной безопасности Украины в своем "Заявлении" [3.1] отмечает следующие факторы его опасности:

  • наличие в объекте долгоживущих, радиоактивных материалов, распространение которых в окружающую среду не ограничено достаточно надежными физическими барьерами;
  • наличие ядерно-опасных делящихся материалов (ЯОДМ), "относительно которых отсутствуют способы активного влияния на их критичность, что обуславливает потенциальную возможность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления";
  • "строительные конструкции объекта, которые исполняют функции основного физического барьера на пути распространения радиоактивности в окружающую среду, не отвечают требованиям документов по безопасности относительно механической прочности, структурной целостности и конструктивной надежности и имеют неопределенный срок эксплуатации";
  • на площадке вокруг объекта под слоем строительных материалов (песок, щебень, бетон) находится значительное количество радиоактивных веществ, которые не изолированы от гидрогеологической среды.

Опасность "Укрытия" усугубляется и целым рядом других его особенностей, ставших определяющими для настоящего документа.

Проектирование "Укрытия" осуществлялось при отсутствии сколько-нибудь полной информации о состоянии конструкций блока. Поэтому не приходится говорить о наличии проекта объекта "Укрытие", отвечающего требованиям нормативно-технической документации по безопасности объектов атомной энергетики и промышленности. Как отмечалось в Решении совместного заседания секции НТС Госпроматомэнергонадзора СССР и Комиссии Госатомнадзора [3.2]:

"...При создании объекта не разрабатывался и практически не мог быть разработан том технического обоснования безопасности".

Уже говорилось о большом объеме исследований, выполненных на "Укрытии". К настоящему времени удалось понять характер разрушений внутри реакторного отделения, определить места нахождения ряда скоплений топливосодержащих материалов, их физико-химическое состояние и его динамику. Были взяты под контроль обнаруженные скопления ТСМ, организовано постоянное наблюдение за радиоактивными аэрозолями и водой, скапливающейся внутри объекта, контролируется влияние объекта на окружающую среду.

Был укреплен ряд внутренних конструкций, поврежденных при аварии. Их обрушение могло привести к серьезным радиационным последствиям.

Анализ результатов проведенных измерений и работ по техническому обслуживанию объекта позволяет утверждать, что до настоящего времени ядерно-опасные делящиеся и радиоактивные материалы, сосредоточенные в "Укрытии", не оказывали опасного воздействия на работающий персонал и окружающую среду. Тем не менее, в решении Коллегии Государственного Комитета Украины по ядерной и радиационной безопасности [3.3], выпущенном в 1993 г., говорится:

"Выполненные после 1986 года работы по-прежнему не позволяют с достаточной достоверностью установить количество, местоположение и подкритичность ядерных материалов. Существующие системы мониторинга не обеспечивают контроль физико-химических процессов, происходящих в высокоактивных отходах, содержащих ядерный материал. Система радиационного мониторинга не позволяет прогнозировать изменение радиационной обстановки или давать объяснения этим изменениям.

Выход радиоактивных веществ в окружающую среду контролируется не в полном объеме - не контролируется выход радиоактивных веществ в грунтовые воды, аэрозольный и газовый выброс через многочисленные неплотности "Укрытия".

Таким образом, в результате выполнения в 1986 году на объекте "Укрытие" первоочередных мероприятий для уменьшения последствий аварии, работ и исследований, проведенных в период с 1986 по 1993 год, контроль состояния ядерной и радиационной безопасности, состояния строительных конструкций не достигнут".

В "Заявлении" АЯР (1998 г.) также говорится (см. [3.1]):

"На объекте не обеспечен контроль за его состоянием в соответствии с требованиями нормативно-технических документов по безопасности, в том числе за состоянием находящихся там ядерных и радиоактивных материалов".

И далее:

"Вследствие недостаточного исследования объекта не сделано надежных количественных оценок разных видов опасности".

Проведенные в 1998 - 2004 гг. исследования и работы, к сожалению, не позволяют кардинально изменить эти выводы.

Итак, важнейшей для безопасности особенностью объекта "Укрытие", до сих пор является его неполная исследованность и неполная контролируемость.

В "Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций" НП 306.1.02/1.034.2000 подчеркивается (см. раздел 3, п. 3.4), что "технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности атомной станции, должны учитывать достигнутый уровень науки и техники и соответствовать требованиям нормативных документов…".

Оценка безопасности какого-либо объекта атомной энергетики или промышленности, как правило, опирается на практический опыт эксплуатации этого и аналогичных объектов. Например, совокупный опыт работы на водо-водяных реакторах для некоторых типов аппаратов составляет многие сотни лет, и это дает возможность предусматривать отказы оборудования и принимать соответствующие контрмеры.

"Укрытие" и здесь имеет свои особенности. Это уникальный объект, не имеющий даже близких аналогов, а опыт его технического обслуживания составляет всего около 19 лет.

Такая особенность объекта, как отсутствие необходимого опыта технического обслуживания - серьезно усложняет работы по повышению его безопасности.

Наконец, особенностью объекта, важной для проведения анализа безопасности "Укрытия" и оценки его влияния на окружающую среду, как в режиме нормальной эксплуатации, так и при авариях, является то, что объект "Укрытие" находится внутри сильно загрязненной радиоактивностью зоны и рядом с другими блоками ЧАЭС. Поэтому при выработке пределов и условий поддержания объекта "Укрытие" в безопасном состоянии необходим постоянный учет этих факторов.

Таковы главные особенности объекта "Укрытие", которые отличают его от обычных объектов ядерной энергетики и промышленности.

Все эти особенности и заставляют признать его опасным объектом.

Но что может явиться непосредственным источником опасности?


3.2. Сбросы и выбросы объекта "Укрытие"

"Укрытие" далеко не герметично. Поэтому до настоящего времени аварийный 4-й блок является источником выбросов и сбросов в окружающую природную среду.

Насколько опасны эти выбросы и сбросы? Была ли выполнена основная цель создания "Укрытия" — сделать так, чтобы выход радиоактивных веществ за пределы объекта не превышал допустимых пределов?

Ответ на эти вопросы дают многолетние результаты контроля.

В настоящее время контролируются следующие параметры окружающей среды:

  • МЭД гамма-излучения на территории локальной зоны "Укрытия";
  • объемная активность альфа- и бета-аэрозолей в воздухе на территории локальной зоны — с помощью аспирационных установок;
  • активность газо-аэрозольного выброса в атмосферу через систему вытяжной вентсистемы объекта "Укрытие";
  • вынос активных аэрозолей через неплотности в кровлях объекта и из его отдельных отверстий и щелей объекта (с помощью специальных планшетов);
  • объемная активность и радионуклидный состав грунтовых вод на территории локальной зоны (с помощью скважин).

Кроме того, контролируется активность аэрозолей в 10 и 30 км (средней и дальней, соответственно) зонах.

Что касается радиационных полей на площадке объекта, то после окончания активных мер по ее очистке и дезактивации все прошедшие годы мощность экспозиционной дозы в контрольных точках уменьшалась в хорошем согласии с временным ходом распада р/а материалов, выброшенных из реактора.

 

Рисунок 3.1. Картограмма МЭД (мР/час на высоте 1 м от поверхности) на площадке ’Укрытия’ по данным на ноябрь 1998 г. Масштаб — в одном делении 12 м

 

Рисунок 3.2. Схема систем контроля, действующих на площадке ’Укрытия’

 

Рисунок 3.3. Результаты измерений средней объемной активности альфа-излучающих нуклидов в воздухе локальной зоны ОУ

Для того, чтобы дать представление о величине МЭД мы приведем одну из картограмм, снятых специалистами ГСП ЧАЭС (см. рис. 3.1).

План промплощадки и места расположения на ней аспирационных установок, исследовательских скважин и планшетов на легкой кровле приведены на рис. 3.2.

Объемная активность альфа- и бета-аэрозолей в воздухе на территории локальной зоны.

Измерения загрязненности воздуха локальной зоны "Укрытия" проводятся начиная со времени создания объекта.

На промплощадке объекта "Укрытие" (по периметру локальной зоны на расстоянии 60—100 м от него) установлены калиброванные аспирационные установки (см. на рис. 3.2). Время экспозиции фильтров составляет 10—15 суток, при этом каждая установка в зависимости от времени экспозиции прокачивает через фильтры 120—250 тыс. м3 воздуха.

Лабораторные исследования осажденных на фильтрах аэрозолей включают гамма-спектрометрические измерения с экспозицией 20—24 часа, при этом количественно определяются — 154Eu, 155Eu, 134Cs, 137Cs и 241Am.

Из анализа изотопного состава радио аэрозолей видно, что основной вклад в загрязненность воздуха на промплощадке ЧАЭС вносят мелкодисперсные топливные частицы. На рис.3.3 представлены результаты среднегодовых измерений активности α-аэрозолей.

Из рисунка видно, что концентрация альфа-излучающих нуклидов в воздухе промплощадки в первые годы наблюдений быстро уменьшалась. Так за 11 месяцев 1989 года она составила — 170×10-18 Ки/л (6,3×10-3 Бк/м3), в 1990 году — 27×10-18 Ки/л (1,0×10-3 Бк/м3), в 1991 году — 7,7×10-18 Ки/л (2,9×10-4 Бк/м3).

Значительное уменьшение концентрации радиоактивных аэрозолей, произошедшее в 1991 году было вызвано началом работы установки по пылеподавлению, установленной над центральным залом "Укрытия".

Некий "всплеск" объемной активности произошел в 1997—2000гг. В "Анализе …" [3.4] по этому поводу говорится: "В целом хорошо заметно, что воздух рядом с объектом с течением времени очищается от радиоактивности и только в последние годы, в связи с активизацией работ на объекте и в локальной зоне, наблюдается небольшой ее рост".

Вынос активных аэрозолей.

Выбросы радиоактивных аэрозолей из объекта "Укрытие" в окружающую среду можно условно разделить на две основные группы.

Организованные выбросы — выбросы радиоактивных аэрозолей из центрального зала объекта "Укрытие" в окружающую среду через систему вытяжной вентиляции и вентиляционную трубу;

Неорганизованные выбросы — выбросы радиоактивных аэрозолей из объекта "Укрытие" в окружающую среду через неплотности кровли и стен.

На рис. 3.4 приведены данные по динамике организованного выброса долгоживущих радионуклидов, выносимых из "Укрытия", за период 1994—2000 гг. ([3.5]). Этот выброс во много раз меньше предельно допустимого ~ 2,6 Ки/год (9,3×104 МБк/год).

 

Рисунок 3.4. Динамика организованного выброса долгоживущих радионуклидов через ВТ-2 за 1994—2000 гг.

 

Рисунок 3.5. Верхняя оценка выброса альфа-излучающих радионуклидов через неплотности ОУ

Вторая часть выброса — неорганизованная. Она определяется расположением и площадью "щелей" во внешних конструкциях объекта и расходом воздуха через них, который в свою очередь зависит от множества условий — температуры, давления, влажности, скорости, направления ветра и т.п.

Для выбора точек контроля были исследованы наиболее вероятные пути выноса аэрозолей. Особое внимание уделялось воздушным потокам, проходящим через места основных скоплений ТСМ — реакторное пространство и "развал" в центральном зале. В результате проведенных работ было решено использовать технологические люки 7, 10, 31 и 38 на кровле «Укрытия». Непосредственно над выбранными люками были установлены планшетодержатели, на которых была закреплена марля, пропитанная специальным раствором.

Лабораторные исследования осажденных на марле аэрозолей включают гамма - спектрометрические измерения, при этом количественно определяются — 154Eu, 155Eu, 134Cs, 137Cs и 241Am.

Оценить полный выброс радиоактивных аэрозолей из щелей объекта достаточно трудно. Такой параметр, как суммарная площадь щелей и до, и после герметизации «Укрытия» известен с точностью не лучшей, чем 30%. Скорости воздушных потоков, проходящих через разные щели, могут очень сильно отличаться (вплоть до знака). Поэтому на основе измерений с планшетами делались лишь верхние оценки выброса, при самых консервативных предположениях. Динамика выброса из ОУ приведена на рис.3.5.

Опыт многолетних исследований показывает, что интенсивность выноса радиоактивных аэрозолей из Объекта «Укрытие» определяется действием суммы природных и техногенных факторов, в том числе:

  • интенсивностью и периодичностью выпадения атмосферных осадков;
  • метеоусловиями на промплощадке ОУ (температура, влажность, направление и скорость ветра);
  • разностью температур внутри и снаружи ОУ;
  • интенсивностью процессов конденсации и испарения влаги внутри Объекта «Укрытие»;
  • частотой подачи пылеподавляющих растворов в подкровельное пространство;
  • объемом и составом пылеподавляющих растворов;
  • характером и интенсивностью выполняемых на ОУ работ;

Объемная активность и радионуклидный состав грунтовых вод на территории локальной зоны.

Основное загрязнение грунтовых вод в локальной зоне связано со стронцием-90, активность которого в ряде мест превышает ДКBingest в десятки раз (но не превышает контрольных концентраций).

Результаты исследований грунтовых вод показывают, что с большой вероятностью несколько сотен кубометров блочных вод неконтролируемым образом выходят за пределы «Укрытия». Но на территории локальной зоны «Укрытия», на территории станции и в зоне отчуждения в земле, практически в открытом для природной воды виде, лежат сотни килограммов ядерного топлива. Поэтому такое количество блочных вод может заметно влиять на загрязненность ГВ радионуклидами только на небольших расстояниях от объекта.

Главный вывод из приведенного выше материала состоит в том, что в течение 18 лет «Укрытие» выполняло свою основную задачу – выход радиоактивных веществ за пределы объекта не превышал допустимых пределов.

Однако, потенциальная опасность «Укрытия» сохраняется и, если не принимать соответствующих мер, увеличивается. Связана она с факторами, о которых говорилось в начале этого раздела.

И, прежде всего, с водой, попадающей в объект, с вопросами ядерной безопасности, с возможностью обрушения конструкций и выброса радиоактивной пыли. 


3.3. Вода внутри «Укрытия»

3.3.1. Чем опасна вода, попадающая в объект.

Вода, поступающая в объект, служит источником нескольких видов опасности. Основные из них три:

  • попадая на скопления топливосодержащих материалов, она приводит к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов в системе;
  • вода разрушает ТСМ и способствует неконтролируемому перемещению радиоактивности по внутренним помещениям и выносу радионуклидов за пределы "Укрытия";
  • перенося растворенные соли обогащенного урана, вода может увеличивать потенциальную ядерную опасность объекта.

Одновременно вода способствует разрушению строительных конструкций "Укрытия".

Кроме этих "непосредственных" воздействий на состояние объекта, вода оказывает и негативное "косвенное" влияние. Она нарушает нормальную работу диагностических систем, препятствует проведению исследований по повышению безопасности объекта, превращает в особо опасные (с точки зрения электробезопасности) помещения "Укрытия" и т.п.

Важной задачей для безопасности "Укрытия" является принятие мер по уменьшению количества воды, попадающей в помещения объекта, а при попадании воды - организация постоянного контроля мест ее нахождения, радионуклидного состава, наличия растворенных делящихся материалов и, при необходимости, принятие активных контрмер.

Среди уже принятых за эти годы мер по управлению водой можно перечислить следующие.

Герметизация кровли.

В ходе работ по герметизации было закрыто большое количество отверстий в кровле МЗ, деаэраторной этажерки, реакторного блока. Были заделаны длинные щели в наклонных частях кровли, лежащих с севера и юга от трубного наката. Это предотвратило попадание воды через них, но одновременно привело к ухудшению естественной вентиляции объекта.

Борьба с конденсационной водой.

Была разработана программа “борьбы с конденсационной влагой” (подогрев воздуха в ряде помещений, восстановление естественной вентиляции и т.п.). Она начала активно выполняться ОП ЧАЭС, начиная с 1996 г. В результате, количество конденсационной влаги во внутренних помещениях “Укрытия” в 1996—2000 гг. снизилось.

Среди мероприятий по уменьшению воды в "Укрытии" — откачка воды из нижних отметок машинного зала. Проведение «отмостки» вокруг его стен, для уменьшения попадания внутрь помещения стекающей со стен воды.

Постоянные исследования воды в объекте начались с весны 1991 г.

Они ставили своей целью изучение источников поступления и путей миграции (водопотоков) воды внутри объекта, динамики уровней и объемов водных скоплений, проведение лабораторных исследований проб воды и донных отложений (спектрометрический, радиохимический, элементный и другие виды анализов).

3.3.2. Источники поступления воды, пути ее распространения и ухода из объекта.

В настоящее время можно выделить три источника поступления воды в помещения объекта "Укрытие", расположенные в реакторном корпусе.

Один из них техногенный — штатная система пылеподавления. Объем растворов, распыляемых в пространство под кровлей центрального зала в результате работ по пылеподавлению, составляет около 200 м3 за год.

Два остальных источника носят природный характер. Это — атмосферные осадки (в среднем 1800—2000 м3 в год) и конденсат (в среднем 1600 м3 в год).

Несколько слов о конденсате. После прекращения в 1990—1991 гг. активных работ в помещениях объекта (расчистки, дезактивации, бурения скважин, укрепления строительных конструкций, и т.п.) внутри «Укрытия» резко уменьшилось количество и мощность техногенных источников тепла. В то же время, продолжалось падение остаточного тепловыделения топлива.

В результате, на рубеже 1990-х годов сложилось положение, когда из-за положительной разницы внешней и внутренней температуры здания в мае-сентябре в помещениях объекта стало возможным образование значительного количества конденсационной влаги.

 

Рисунок 3.6. Поступление воды в блок ’Б’ и ВСРО

 

Рисунок 3.7. Потоки воды внутри ’Укрытия’

 

Рисунок 3.8. Схема северной части ’Укрытия’ (разрез, нижние отметки)

Относительный вклад источников воды представлен на диаграмме (рис.3.6).

Путями, по которым вода распространяется по объекту, являются частично разрушенные трубопроводы, трубные и кабельные проходки, люки, лестницы, двери, трещины и щели в межэтажных перекрытиях и стенах.

Детальной схемы миграции воды внутри объекта к настоящему времени нет. На рис. 3.7 представлена схема потоков воды в «Укрытии», построенная на основе имеющихся данных.

На рис. 3.8 приведен разрез северной части "Укрытия" (нижние отметки). В помещении 001/3 находится наибольшее из скоплений ЖРО, наблюдаемых в настоящее время. Попадающие сюда потоки складываются из высокоактивных протечек из бассейна-барботера (80—90 м3/год) и низкоактивных протечек со стороны каскадной стены (600—700 м3/год). 

В конечном итоге воды северного потока и каскадной стены поступают в помещения 3-го блока. Отсюда вода откачивается и направляется для переработки в химический цех ЧАЭС.

Все выявленных в пределах объекта «Укрытие» водные скопления относятся к категории среднеактивных ЖРО (от 3,7×108 Бк/м3 до 3,7×1013 Бк/м3). Исключением является водный поток, поступающий из скважины в каскадной стене, вода в нем относится к категории низкоактивных ЖРО.

Различные модификации ТСМ, находящиеся на путях движения воды в объекте «Укрытие», различно влияют на ее загрязнение радионуклидами. Проведенные в 1995—1997 гг. исследования показали, что основным источником загрязнения “блочных” вод делящимися элементами и 90Sr являются окисленные топливные частицы (U3O8). Скорость их растворения намного выше слабоокисленных топливных частиц (UO2) и лавообразных ТСМ.

Удаление влаги из помещений объекта "Укрытие" происходит путем испарения (~ 2000 м3/год) и в результате неорганизованных протечек (до 1700 м3/год).

Основным направлением выхода загрязненной воды за пределы объекта «Укрытие» являются протечки в помещения ВСРО 3-го блока (1000—1300 м3/год), причем из наиболее загрязненных помещений блока «Б» поступает не более 150 м3/год.

На основании имеющихся данных можно оценить интегральную скорость разрушения модификаций ТСМ, находящихся в русле водных потоков объекта «Укрытие».

Средняя концентрация урана в помещении 001/3 составляет около 3 мг/л. С учетом интенсивности северного (~ 740 м3/год.) и юго-восточного (~ 370 м3/год.) потоков воды ежегодно в помещениях реакторного отделения 4-го блока растворяется и выносится за его пределы около 4 кг топлива (U).

В годы, когда интенсивность выпадающих осадков сильно превышает среднюю норму, эта цифра может увеличиваться до 10 кг.


3.4. Ядерная безопасность объекта

3.4.1. Возможно ли опасное повышение критичности топливных масс в “Укрытии”?

Оценка состояния ядерной безопасности должна прежде всего включать в себя ответ на вопрос — могут ли существовать в “Укрытии” скопления ТСМ, способные при определенных исходных событиях увеличивать свою критичность вплоть до возникновения СЦР?

«Техническое обоснование ядерной безопасности объекта “Укрытие” (ТОЯБ)», выпущенное в 1990 г. [3.7], давало отрицательный ответ на этот вопрос. Для увеличения критичности требовалось, чтобы в скопления попало достаточное количество воды. Но этому препятствовали существовавшие физические барьеры, прежде всего высокая температура внутри ТСМ и, во-вторых, (это касается лавы) водонепроницаемость самого вещества.

За прошедшие годы эти барьеры безопасности (как и предсказывалось в ТОЯБ) заметным образом понизился.

Если ранее проникновению воды в лавообразные ТСМ препятствовали ее высокая температура и водонепроницаемость самого вещества, то сейчас ситуация изменилась. Наблюдения регистрировали значительное охлаждение лавы, ее растрескивание и превращение в водопроницаемую структуру.

По мере охлаждения топлива в "Укрытии" и уменьшения мощности техногенных источников тепла все большее значение стала играть конденсационная вода, образующаяся на холодных поверхностях в помещениях объекта. Эта вода уже не проходит через большое количество материалов и не содержит поглощающих нейтроны элементов.

В [3.4] указывается о необходимости признать, что для помещений, о которых нет достаточной информации, при определенных исходных событиях нельзя исключать возможность роста критичности ТСМ.

К этим помещениям относятся Центральный зал, где под слоем сброшенных материалов могут находиться десятки тонн ядерного топлива, шахта реактора, подаппаратное помещение, в котором сосредоточена основная масса топливной "лавы" и еще ряд помещений.

В известных скоплениях воды в "Укрытии" содержание урана (в растворе) колеблется в широких пределах. В 2000 г. они составляли от 0,2 до 4000 мкг/л. Ядерно-опасные концентрации больше этого значения на три порядка.

Необходимо понимать, что все имеющиеся данные получены для ограниченного числа водных скоплений и по относительно небольшому количеству проб. Их следует рассматривать лишь как порядковые оценки.

Пока результаты исследований дают уверенность в отсутствии ядерной опасности, но не снимают задачи постоянного контроля за большими скоплениями.

3.4.2. Исходные события, приводящие к росту критичности скоплений ТСМ (вплоть до возникновения СЦР).

В самых общих чертах, в качестве исходных событий можно предположить обрушение конструкций, сопровождающееся соединением ядерно-опасных материалов в критическую композицию для “сухого” инцидента, залив водой существующих, еще не исследованных композиций, а также совместный механизм обрушение + затопление. Оценка вероятности возникновения таких исходных событий, на уровне существующей информации, не может быть выполнена достаточно корректно.

3.4.3. Аномальные нейтронные события, которые наблюдались в «Укрытии».

1990 г.

Во второй половине июня 1990 г. информационно-измерительная система "Финиш" регистрировала потоки нейтронов с помощью 5 детекторов. Каждый из них представлял собой камеру деления, окруженную замедлителем из органического стекла (около 15 мм) и помещенную в стальной корпус.

 

Рисунок 3.9. Схема расположения нейтронных каналов системы "Финиш" летом 1990 г.

 

Рисунок 3.10. Временная зависимость счета 50 канала системы "Финиш" 29 и 30 июня 1990 г.

Из 5 детекторов — два были установлены в реакторном пространстве, по одному детектору находилось в подаппаратном помещении 305/2, в ПРК и в помещении 304/3 (Канал 50). Все детекторы были установлены с помощью скважин.

Схема их размещения представлена на рис. 3.9.

24.06.90 г. оператор, дежуривший на пульте “Финиша” во вторую смену, обратил внимание на повышение скорости счета 50-го канала (примерно 4,0 имп./с вместо обычных ~ 2,5 имп./с).

В дальнейшем (25—29 июня) счет в канале продолжал повышаться и превысил обычный уровень приблизительно в 60 раз (на рис. 3.10).

Все это время проводились мероприятия, по поиску причин аномального поведения 50-го канала. В течении 25 и 26 июня была проведена полная проверка всего счетного тракта 50-го канала “Финиша”, которая не выявила неисправностей.

C целью проверки работоспособности детектора и всего тракта к детектору через скважину был доставлен на штанге источник нейтронов (252Cf) интенсивностью ~ 1×107нейтр./с. Реакция счетного канала соответствовала ожидаемой и не выявила каких-либо аномалий.

В связи с дальнейшим повышением скорости счета в канале 50 системы “Финиш” (примерно до 160 имп./с) было принято решение о заливке помещения 304/3 раствором азотнокислого гадолиния. Он вводился двумя порциями по 80 л. каждая. После первой заливки скорость счета упала до 30 имп./с. После второй заливки произошло снижение до 25 имп./с и затем, в течение суток, до 2,4 имп./с.

Все это время другие нейтронные каналы системы "Финиш" регистрировали обычную скорость счета.

Наиболее подробное и авторитетное исследование причин аномального события в помещении 304/3 в июне 1990 г., было проведено специальной комиссией Института проблем безопасного развития атомной энергетики Академии Наук СССР [3.7].

После проверки всех гипотез "под подозрением" осталась одна — значительное увеличение генерации нейтронов (в пределе — возникновение СЦР) в скоплении ТСМ, находящемся в помещении 305/2 у пролома в стене, ведущего в помещении 304/3. В этом случае детектор реагировал на рассеянное нейтронное излучение, которое сначала возрастало, а затем стало активно поглощаться после залива помещения раствором гадолиния.

Сейчас, в результате работ по обследованию подаппаратного помещения, которые проводились в 1996—1998 гг., удалось гораздо более детально, чем раньше, построить модель этого скопления.

 

  Рисунок 3.11. ТСМ у пролома между пом.305/2 и 304/3. Сечение по оси 46+2800
  Обозначения:
А — разделительная стена;
Б — завал;
В — область возможного расположения скопления ЛТСМ с включениями шихты и непереплавленного топлива;
Г — ЛТСМ, концентрация урана 4—6%;
1 — максимум потока нейтронов в скважине Ю-12-83 (ось 46+2800);
2 — детектор ИИС "Финиш", каналы 40, 42;
3 — детектор ИИС "Финиш", каналы 46, 56;
4 — детектор ИИС "Финиш", каналы 45, 55;
5 —детектор ИИС "Финиш-Р", канал 3;
6 — детектор СК ТСМ "Сигнал", каналы 5, 6, 7, 8

Эта модель не противоречит предложенной гипотезе. Действительно, высокие радиационные поля в скважинах (на рис. 3.11) и результаты анализа кернов говорят о наличие большого количества ТСМ. Геометрические размеры скопления позволяют вписать в него гипотетическую "критическую сферу". Наконец, прожег пола (подреакторной плиты) позволяет предположить, что в образовавшуюся впадину может попадать вода и скапливаться там.

Измерения, проведенные в 1999—2000 гг. по трем новым маршрутам в районе пролома в юго-западном квадранте помещения 305/2, подтвердили наличие в нем большого локализованного массива ТСМ, имеющего повышенную нейтронную активность. Была замечена также корреляция динамики этой активности с поступлением воды в "Укрытие".

Предполагается, что вода, поступающая с верхних помещений блока, заполняет углубления, образовавшиеся в результате прожога пола под проломом между пом. 305/2 и 304/3. Тогда, в зависимости от скорости притока или оттока, меняется уровень воды в композиционной сборке в районе пролома. Это определяет колебания плотности нейтронного потока около некоторой средней составляющей.

1996 г.

Двум «аномальным» нейтронным событиям, зафиксированным 12 и 16 сентября 1996 г., предшествовали дождливые дни. Протекали они по близкому сценарию.

Плотность потока нейтронов начинала возрастать, превышала контрольный уровень в несколько раз, затем стабилизировалась и уменьшалась до прежнего значения.

За относительно короткий срок инцидентов (часы) детальную информацию об их причинах собрать не удалось. Это повлияло на решения многочисленных комиссий.

Вот некоторые выводы, сделанные на международном совещании экспертов, проведенном 5—6 ноября 1996 г. в г. Киеве:

“Исходя из имеющейся информации, не представляется возможным однозначно определить непосредственные причины аномальных событий сентября 1996 г, которые могут быть как аппаратурного, так и нейтронно-физического характера.

Не вызывает сомнений, что коренной причиной событий является попадание влаги в объект "Укрытие", которая может привести как к аппаратурным помехам, так и к увеличению показаний детекторов за счет смягчения спектра нейтронов".

По мнению экспертов, признаков, указывающих на достижение критичности ТСМ (К³1), не выявлено.

"Аномальные" события 1990 и 1996 гг. остались до конца не объясненными и существующий консервативный подход к вопросам ядерной безопасности заставляет предполагать, что они могли свидетельствовать о возможности значительного повышения К в скоплениях топлива.

3.4.4. Протекания и последствия ядерного инцидента.

Один из сценариев развития ядерной аварии связывается с залповым заливом водой гипотетических топливосодержащих композиций (см. [3.5]).

При этом, по порядковым оценкам, облучение полностью вышедшими за пределы здания радионуклидами РБГ и летучими продуктами деления персонала, находящегося в области аэродинамической тени здания с подветренной стороны, может составить несколько сотен мбэр.

Учет сохранившихся на "Укрытии" защитных барьеров показывает, что возможно уменьшение ожидаемых доз на один—три порядка. Корректный расчет затруднен неопределенностью входных данных.

Таким образом, по мнению экспертов, возникновение СЦР не будет представлять опасности для населения, будет представлять ограниченную опасность для персонала, находящегося на площадке объекта, и может представлять опасность для работающих в помещениях объекта "Укрытие".

Что касается последней, то оценить здесь дозы чрезвычайно трудно. Они зависят от очень многих специфических для конкретного помещения факторов — удаленности от места возникновения СЦР, направления и интенсивности воздушных течений, существования локальных защитных барьеров и т.п.


3.5. Падение конструкций, выброс радиоактивной пыли

В отчете «Анализ текущей безопасности объекта «Укрытие» и прогнозные оценки развития ситуации», выпущенном в 2001 г., была подробно рассмотрена проблема возможных радиационных аварий, связанных с разрушением конструкций «Укрытия».

Изложим вкратце основные положения «Анализа …», связанные с этим вопросом.

Обратимся сначала к таблице 3.1, в которой приведены вероятности обрушения наиболее уязвимых конструкций объекта «Укрытие» в результате постулируемых исходных событий (ПИС).

Результаты, приведенные в ней, имеют определяющее значение для всего дальнейшего.

Таблица 3.1. Вероятности обрушения наиболее уязвимых конструкций объекта «Укрытие» в результате постулируемых исходных событий (ПИС). 

Зона ОУ

ПИС

Вероятность обрушения,
год-1

Западная зона:
стена по оси 50 Землетрясение силой 4,3 балла (MSK-64), направление воздействие «восток- запад» 0,018
контрфорсная стена Смерч, создающий давление 1,0 кПа 0,001
покрытие между контрфорсной стеной и стеной по оси 50 Смерч, создающий давление 1,14 кПа 5×10-4
Южная зона:
деаэраторная этажерка Землетрясение силой 4,5 балла (MSK-64), направление воздействие «север-юг » 0,01
южные щиты — "клюшки" Смерч, создающий давление 0,54 кПа 0,04
Восточная и северная зоны:
разделительная стена между ОУ и блоком В в осях 38-41; рядах Г-Т Землетрясение силой 5 баллов (MSK-64) 0,002
северные щиты — "клюшки" Смерч, создающий давление 0,95 кПа 0,003

Наиболее опасными представляются сейсмические воздействия в направлении «запад восток» и «север-юг».

Как видно из таблицы, несущая способность стены по оси 50 с прилегающим к ней каркасом (см. рис. 3.12) не обеспечена даже при относительно небольшой сейсмической нагрузке в направлении “восток-запад” (4,3 балла по шкале MSK-64). 

 

Рисунок 3.12. Строительство ’Укрытия’. Положены основные балки, на которые будут опираться его конструкции. Видно аварийное состояние старых конструкций, особенно стены по оси 50, с западной стороны

  Обозначения:
ЗОНА 1 – обрушение западной стены
ЗОНА 2 – вибрация поверхности
ЗОНА 3 – сдув пыли из-под падающих щитов и клюшек с опор
ЗОНА 4 – падение южных клюшек

Такие же сейсмические воздействия (порядка 4,5 балла) в направлении “север-юг” являются опасными для поврежденных колонн деаэраторной этажерки по ряду Б. Разрушение верхнего яруса деаэраторной этажерки может привести к разрушению балки “Осьминог” и падению южных “клюшек”.

При разрушении западной стены по оси 50 обрушится верхняя ее часть с прилегающим каркасом. Обрушится опирающееся на нее западное покрытие между контрфорсной стеной и стеной по оси 50. Сойдут с опор западные концы блоков балок Б1—Б2.

Элементы конструкций, прилегающих к западной стене, а также элементы покрытия между контрфорсной стеной и стеной «Укрытия» по оси 50 образуют завал в пространстве между объектом и контрфорсной стеной.

Южные щиты (все или некоторые) обрушатся, так как их южные концы (опоры) сойдут с балки “Мамонт”.

Северные “клюшки” наклонятся в сторону ЦЗ, часть из них обрушится, так как их северные концы сойдут с опор на северной контрфорсной стене.

Зонами потенциального пылеобразования являются зоны 1, 2, 3 (на рис. 3.13).

При сейсмическом воздействии “север-юг” возможно разрушении балки “Осьминог” и падение южных “клюшек” на развалы деаэраторной этажерки.

Зоной потенциального пылеобразования является зона 4 (на рис. 3.13).

В качестве возможных механизмов пылеподъема следует рассматривать сдув пыли воздушными потоками, вытесняемыми падающими конструкциями, и подъем пыли вследствие вибрации поверхностей. Такой сдув существенен для плоского падения массивных конструкций типа щитов и “клюшек” покрытия.

Радиологические последствия разрушения балки “Осьминог” существенно меньше, чем разрушение западной стены объекта "Укрытие".

Поэтому далее будет рассмотрены последствия, связанные именно с ее разрушением.

 

Рисунок 3.13. Зоны потенциального пылеобразования при обрушении кровельных конструкций ’Укрытия’

  Обозначения:
ЗОНА 1 – обрушение западной стены
ЗОНА 2 – вибрация поверхности
ЗОНА 3 – сдув пыли из-под падающих щитов и клюшек с опор
ЗОНА 4 – падение южных

Реалистичные (с сохранением неизбежной степени консерватизма) оценки массы поднятой при падении кровельных конструкций пыли составляют:

  • общая масса инертной пыли — 3,5 тонны;
  • общая масса «топливной» пыли — 8 кг топлива (по U);
  • масса фракции «топливной» пыли, представляющая особенную опасность для человека (так называемая ингаляционной фракция) — 3 кг топлива (по U).

Вопросы формирования и распространения пылевого облака при обрушении показывают следующее.

Пыль поднимется над зонами пылеобразования на высоту около 11 м. Начальный объем пылевого облака составляет примерно 5,5×104 м3. Учитывая, что предполагаемая масса поднятой пыли составляет 3,5 тонны, массовая концентрация пыли в облаке составит ~ 64 г/м3.

Примерно 20% пыли осядет в пределах объекта, а характерное время выхода пыли за пределы подкровельного пространства составит около 4 с.

Поднятое облако будет существенно тяжелее воздуха. Его подъем будет быстро замедляться. Ожидается, что за счет начальной скорости всплывания облако поднимется на максимальную высоту около 100 м за время около 20 с. 

В наиболее опасной области — области аэродинамической тени здания, где выпадет основная часть пыли, ее концентрация в воздухе будет уменьшаться согласно графику, приведенному на рис. 3.14. 

 

Рисунок 3.14. Зависимость концентрации примеси от времени для области аэродинамической тени

Из графика видно, что эффективное время нахождения пыли в воздухе < 20с.

Максимальная плотность выпадений топливной пыли после прохождения облака составит приблизительно 8,4*10-5 г/м2.

С учетом точности расчетов можно утверждать, что выброс топливной пыли опасных размеров приведет к эффективной дозе для персонала менее 20 мЗв.

Долговременные последствия обрушения оказываются существенно более опасными. Вторичный пылеподъем с образовавшегося радиоактивного следа и открытой поверхности «развала» объекта "Укрытие" может привести к возрастанию концентрации трансурановых элементов в приземном слое воздуха до нескольких допустимых концентраций, что потребует специальных мер по фиксации пыли и применения средств индивидуальной защиты органов дыхания.

Таким образом, если использовать для оценки радиационных инцидентов и событий шкалу INES, то обрушение конструкций "Укрытия", вызванное землетрясением может рассматриваться, как серьезный инцидент.


3.6. Опасность пожара

Пожар в “Укрытии” может быть опасен по многим причинам.

Он может представлять прямую угрозу для работающего на объекте персонала, может сказаться на прочности внутренних строительных конструкций, работе систем контроля и обеспечения безопасности. Мы остановимся в этом разделе на одной причине опасности возгорания - радиационной.

Опасность пожара с точки зрения выноса радиоактивных продуктов объясняется целым рядом причин:

  • при возгорании освобождается радиоактивная пыль, которая увлекается дымом и потоками горячего воздуха;
  • внутри объекта возникает интенсивное движение воздушных масс, превосходящее обычные вентиляционные потоки, оно вовлекает в выброс дополнительное количество активной пыли и т.п.

Имеющаяся статистика утверждает, что частота пожаров по сравнению с другими аварийными событиями относительно велика, в частности, с начала эксплуатации “Укрытия” имели место семь документально зарегистрированных пожаров.

К сожалению, имеющаяся информация недостаточна для корректных оценок вероятности возникновения пожара и расчета его последствий. Формальная вероятность возникновения пожара на “Укрытии” составляет 0,5 год-1. Однако, учитывая локальный характер происшествия и удаленность большинства перечисленных помещений от заметных скоплений ТСМ, эксперты принимают (в соответствие с [3.4]), что эта вероятность не более 0,2 год-1, что тоже указывает на большую опасность пожара.

Радиационные последствия пожара могут быть проиллюстрированы на примере пожара 14 января 1993 года, когда в помещении 805/3 произошло возгорание кладки шпал. По грубым оценкам, пожар продолжался 4—6 часов, был замечен не сразу, но быстро ликвидирован.

 

Рисунок 3.15. Выброс радиоактивных аэрозолей через вентиляционную трубу

 

Рисунок 3.16. Концентрация a - аэрозолей на площадке «Укрытия»

В момент пожара произошло резкое увеличение выброса радиоактивных аэрозолей из "Укрытия". Это видно из рис. 3.15, на котором приведены результаты измерений гамма-активности фильтров, расположенных в пробоотборной линии венттрубы общей для 3 и 4 блоков.

Результаты контроля загрязненности воздуха изотопами плутония и америция, полученные с помощью аспирационных установок в воздухе промплощадки “Укрытия” показали их существенное увеличение с северо-западной стороны здания (см. рис. 3.16).

Совокупность приведенных выше результатов указывает на то, что даже относительно небольшое возгорание в объекте может привести к вполне заметным выбросам радиоактивности. По оценкам в течение 6 часов концентрация альфа-активных аэрозолей на площадке объекта превышала допустимую. Очевидно, что ситуация в помещениях объекта вблизи места возгорания могла быть существенно худшей.

Риск от возникновения пожара рассчитать сейчас не представляется возможным, в силу отсутствия систематической количественной информации о наличии и формах пирофорных материалов, находящихся в помещениях объекта.

В то же время, следует отметить, что наиболее загрязненные помещения объекта, содержащие ТСМ (или расположенные рядом с ними), не обслуживаются и не содержат вновь принесенных органических материалов. Органические же материалы, находившиеся там до аварии, уже испытали воздействие высоких температур и можно ожидать, что их способность к воспламенению значительно понизилась.

 

 


Литература

3.1 «Заявление о политике регулирования ядерной и радиационной безопасности объекта "Укрытие" ПО Чернобыльская АЭС». Утверждено приказом Министра от 08.04.1998 г. № 49.

3.2 «О научно-технических проблемах безопасности объекта “Укрытие”», Решение совместного заседания секции НТС Госпроматомнадзора СССР и Комиссии Госатомнадзора, № 12-91-НТС, от 16.05.91.

3.3 “О статусе объекта “Укрытие” Чернобыльской АЭС“, решение Коллегии Государственного Комитета Украины по ядерной и радиационной безопасности, № 31, от 22.12.93.

3.4. «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.

3.5. Боровой А.А., Богатов С.А., Пазухин Э.М. «Современное состояние объекта «Укрытие» и его влияние на окружающую среду» // Радиохимия. - Т.41, №4, 1999. - С. 368 – 378.

3.6. «Обеспечение ядерной, радиационной и общетехнической безопасности на всех этапах преобразования объекта «Укрытие». Радиационная обстановка на кровлях и прилегающей территории объекта «Укрытие» // Отчет о НИР / МНТЦ «Укрытие». Рук. темы А.А. Боровой, А.А. Бицкий. - Чернобыль, 1992.

3.7. Боровой А.А., Евстратенко А.С., Криницын А.П. и др.
«Динамика радиационной обстановки на объекте “Укрытие”» // Сборник “Объект “Укрытие” - 10 лет, основные результаты научных исследований” / Национальная Академия Наук Украины. – Чернобыль, 1996. - С. 100-111.

3.8. Боровой А.А., Богатов С.А., Криницын А.П. и др.
«Контроль за процессами перераспределения ядерного топлива и продуктов его деления в объекте «Укрытие» под влиянием природных физико-химических факторов» // Сборник «Проблемы Чернобыля». – Вып. 3. – Чернобыль, 1998. - С.36 – 38.

3.9. Боровой А.А.
«Радиационная обстановка на промышленной площадке объекта “Укрытие”» // Отчет / ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт”. – Инв. № 130-11/4. – Москва, 1997. – 73 с.

3.10. «Выполнение работ по контролю и анализу неорганизованных выбросов из объекта "Укрытие" // отчет (заключительный по договору № 123/2000) / ОЯРБ МНТЦ «Укрытие», отв. исполнитель Н.И. Павлюченко. - 2000г. – 75 с.

3.11. «Сбор, верификация и оценка существующей информации об аэрозолях в помещениях объекта "Укрытие"» Отчет ИВТЭМ РНЦ “Курчатовский институт” № 48.6-16/298 от 06.08.2004г. Работа выполнена по контракту № SIP 05-4-011 с Государственным специализированным предприятием «Чернобыльская АЭС».

3.12. Боровой А.А., Горбачев Б.И., Евстратенко А.С. и др. «Аэрозольное загрязнение объекта «Укрытие» и субмикронные аэрозоли». Сборник «Проблемы Чернобыля»// МНТЦ НАН Украины. Выпуск 15.Стр. 83-92, Чернобыль 2004.

3.13. Боровой А.А, Толстоногов В.К. и др.
«Результаты обследования скоплений воды в помещениях объекта "Укрытие". Предложения контрмер» // Отчет / ОЯРБ МНТЦ "Укрытие", ПО ЧАЭС. – Инв. № 2849. – Чернобыль, 1993.

3.14. «Обеспечение исходными данными по влиянию водопотоков внутри объекта “Укрытие” на ядерную и радиационную безопасность». Отв. исполнители Богатов С.А., Боровой А.А., Криницын А.П. // Отчет / МНТЦ “Укрытие”. – Инв. № 10-53. - Чернобыль, 1997. –28 с.

3.15. Боровой А.А., Криницын А.П., Стрихарь О.Л. и др.
«Обеспечение исходными данными по влиянию водопотоков внутри объекта «Укрытие» на ядерную и радиационную безопасность для проектных работ по очистке объекта от жидких радиоактивных отходов» // Сборник «Проблемы Чернобыля». – Вып. 3. – Чернобыль, 1998. - С. 80 – 84.

3.16. «Контроль накопления радионуклидов и топлива в воде разных помещений объекта «Укрытия» // Отчет / ОЯРБ МНТЦ «Укрытие», - Инв. № 3789. - Чернобыль, 1999. – 39 с.

3.17. «Выполнение работ по контролю и анализу неорганизованных выбросов из объекта "Укрытие"» // отчет (заключительный по договору № 123/2000) / ОЯРБ МНТЦ «Укрытие», отв. исполнитель Н.И. Павлюченко. - 2000г. – 75 с.

3.18. Р.В. Арутюнян, Л.А. Большов, С.А. Богатов, А.А. Боровой, Е.П. Велихов, С.Л. Гаврилов, В.Г. Гнеденко, Э.М. Пазухин
«Проблемы объекта «Укрытие», Препринт ИБРАЭ № IBRAE-2002-17, Москва 2002г., 22c.

3.19. Беляев С.Т., Боровой А.А., Волков В.Г. и др.
«Техническое обоснование ядерной безопасности объекта «Укрытие» // Отчет о НИР / КЭ при ИАЭ им. И.В. Курчатова. - Чернобыль, 1990. – 160 с.

3.20. «Анализ ядерной безопасности объекта "Укрытие"» // Отчет / ИЯЭ АН БССР. – Инв. № 1449. - Минск, 1990. – 80 с.

3.21. «Экспертное заключение на материалы по оценке и прогнозу состояния ядерной и радиационной безопасности объекта "Укрытие"», ФЭИ, №60/12 от 01.07.92

3.22. Гмаль Б., Мозер Е.Ф., Претш Г., Кваде У.
«Анализ и оценка «Технического обоснования ядерной безопасности объекта «Укрытие». Поведение критичности ТСМ на объекте «Укрытие» // Отчет GRS по проекту SR – 2075/8 –1, рабочий пункт 1, GRS –A – 2414. - 1997. - 44 с.

3.23. Верцимаха О.Я., Павлович В.А., Бабенко В.А. и др.
«Некоторые вопросы ядерной безопасности объекта "Укрытие"» // Ядерная и радиационная безопасность. – Т. 1, вып. 2. – 1998. - С. 52-67.

3.24. Высоцкий Е.Д., Лагуненко А.С., Шевченко В.Г. и др.
«Разработка методик и способов контроля состояния подкритичности топливосодержащих материалов, экспериментальное исследование эффективности критериев раннего обнаружения и технологии локального подавления подкритических аномалий» // Отчет о НИР / МНТЦ "Укрытие". - Арх. № 3810. - Чернобыль, 2000. – 129 с.

3.25. А.А. Боровой
«Оценка состояния ядерной безопасности объекта “Укрытие” и последствия гипотетического ядерного инцидента на объекте “Укрытие”», Препринт ИАЭ-6283/3, Москва 2003, 36с.

3.26. Богатов С.А.
«Оценка запасов и определение свойств пылевого загрязнения в подкровельном пространстве объекта "Укрытие"». - Чернобыль, 2000. - 16 с. (Препр. / МНТЦ “Укрытие”; 00-2).

3.27. Богатов С.А.
«Оценка количества пыли, способного ко вторичному подъему при обрушении кровельных конструкций объекта "Укрытие"». - Москва, 2000. – 25 с. (Препр. / ИАЭ им. И.В. Курчатова; 6210/1).

3.28. Богатов С.А.
«Оценка радиологических последствий аварии, связанной с обрушением кровельных конструкций объекта «Укрытие». - Москва, 2001. – 29 с. (Препр. / ИБРАЭ; IBRAE-2001-06).

3.29. Богатов С.А.
«Применение рекомендаций ОНД-86 для расчетов воздушного распространения примеси за пределы объекта «Укрытие». - Чернобыль, 2000. - 19 с. (Препр. / МНТЦ “Укрытие”; 00-2).

3.30. Оценка технического состояния и определение последствий разрушения существующих инженерных барьеров для состояния ядерной и радиационной безопасности объекта "Укрытие", разработка предложений по повышению их надежности и долговечности. Техническое состояние существующих защитных инженерных барьеров объекта "Укрытие". Моделирование процесса пылеподъема при возможном обрушении внутренних строительных конструкций. Отчет о НИР (промежуточный) / МНТЦ "Укрытие". – Чернобыль, 2001. – 112 с.

 

 


ИБРАЭ РАН © 2013 Карта сайта | Связаться с нами