«Чернобыль 2005 А. А. Ключников, Э. М. Пазухин, Ю. М. Шигера, В. Ю. Шигера РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ АЭС И МЕТОДЫ ОБРАЩЕНИЯ С НИМИ Монография Под редакцией Ю. М. Шигеры Чернобыль ИПБ АЭС НАН Украины 2005 УДК 621.039.7 ББК31.4 ...»

Она определяется.пересчетом на полностью погруженные стержни СУЗ. Запас реактивности для РБМК-1000 принят равным 30 стержням ручных регуляторов (РР). При этом скорость ввода отрицательной реактивности при срабатывании АЗ составляет рЭф/с, что достаточно для компенсации положительных эффектов реактивности. Опыт работы реакторов этого типа составляет более 100 реакторолет.

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждения; к каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных ГЦН: три работающих, подающих по 7000 т/ч вода с напором 1,5 МПа, и один резервный.

Основными конструкционными особенностями реакторов РБМК являются:

- вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие перегрузку топлива при работающем реакторе;

- топливо в виде пучков цилиндрических ТВЭЛов из диоксида урана в циркониевых трубах-оболочках;

- графитовый замедлитель между каналами;

- легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с прямой подачей пара в турбину.

Система управления и защиты реактора основана на перемещении стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает: автоматическое поддержание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов (АР) и ручных регуляторов по сигналам отказа основного оборудования; аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты по импульсам опасных отклонений параметров блока или отказов оборудования; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность; регулирование энерговыделения по активной зоне.

Развитие аварии. Авария произошла перед остановкой блока на плановый ремонт. Перед остановкой были запланированы испытаний турбогенератора (ТГ) в режиме выбега с нагрузкой собственных нужд. Цель этих испытаний - экспериментально проверить возможности использования механической энергии ротора отключенного по пару турбогенератора для поддержания производительности механизмов собственных нужд блока в условиях обесточивания.

Когда мощность составляла половину номинальной, в соответствии с программой испытаний, но в нарушение регламента была отключена система аварийного охлаждения реактора.

Программой было предусмотрено, что испытания будут проводиться на тепловой мощности 700-1000 МВт. Но операторам не удалось удержаться на этом уровне, и она упала до 30-40 МВт.

При работе на этом уровне мощности происходит отравление реактора ксеноном. В этой ситуации регламент требовал остановить реактор примерно на сутки и только потом продолжить эксперимент. Персонал АЭС, вместо того чтобы остановить реактор, решил вернуть его на уровень мощности, необходимый для проведения испытаний. Для этого операторы начали выводить стержни из активной зоны реактора. А так как он был отравлен, то персонал нарушил еще один запрет: реактор должен быть немедленно остановлен, если число эффективных стержней в его активной зоне меньше пятнадцати. Их оставалось существенно меньше, а уровень мощности реактора при этом не поднялся выше 200 МВт.

Дополнительно к шести ГЦН в соответствии с программой испытаний было подключено еще два. А так как мощность реактора в это время была существенно ниже запланированной (200 вместо 700 - 1000 МВт), то суммарный расход воды через реактор значительно превысил допустимый предел, при котором обеспечивается нормальная эксплуатация. Эта ошибка персонала привела к уменьшению парообразования, падению давления пара в барабанах-сепараторах, изменению других параметров реактора. Чтобы исправить ее, операторы пытались поддерживать основные параметры реактора вручную. Но в полной мере этого сделать не удалось. Вновь стали резко меняться параметры соотношения пар - вода, а приборы зафиксировали падение давления пара и уровня воды ниже аварийных пределов. Чтобы не останавливать реактор и в этих условиях, персонал заблокировал сигналы АЗ по этим параметрам, т. е. снял еще одну систему обеспечения безопасности.

В 1 ч 22 мин 30 с запас реактивности составлял всего 6 - 8 стержней.

Это по крайней мере вдвое меньше предельно допустимого запаса, установленного технологическим регламентом эксплуатации. Реактор находился в необычном, нерегламентном состоянии.

В создавшихся условиях допущенные персоналом нарушения привели к существенному снижению эффективности АЗ. Суммарная положительная реактивность, появившаяся в активной зоне, начала расти. Через 3 с мощность превысила 530 МВт, а период разгона стал намного меньше 20 с. Положительный паровой эффект реактивности способствовал ухудшению ситуации.

Частично компенсировал вводимую в это время реактивность только эффект Доплера.

И только тут персонал блока забил тревогу. В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены дал команду ввести в активную зону все регулирующие стержни и стержни аварийной защиты. Но было уже поздно. Мощность реактора за 1 с возросла в 13 раз. Произошло разуплотнение первого контура.

Снижение расхода воды в условиях роста мощности привело к интенсивному парообразованию, а затем к кризису теплоотдачи, разогреву топлива, его разрушению, бурному вскипанию теплоносителя, в который попали частицы разрушенного топлива, резкому повышению давления в ТК, их разрушению и тепловому взрыву. Взрыв разрушил реактор и часть конструкций здания и привел к выбросу активных продуктов деления во внешнюю среду (рис. 3.2).

Рис. 3.2. Развал 4-го блока Чернобыльской АЭС после аварии 26 апреля 1986 г.

Парообразование и резкое повышение температуры в активной зоне создали условия для возникновения паро-циркониевой и других химических экзотермических реакций. Их проявление в виде фейерверка вылетающих раскаленных и горячих фрагментов наблюдали очевидцы. В результате этих реакций образовалась содержащая водород и оксид углерода смесь газов, способная к взрыву при смешении с кислородом воздуха.

В аварии на ЧАЭС можно выделить две фазы: мгновенную (взрывную) и продолжительную, закончившуюся по уточненным данным 25 мая. При взрыве мелкодисперсная фракция достигла тропосферы и была зарегистрирована почти во всех странах северного полушария. Грубодисперсная фракция топливных частиц выпала в основном в ближайшей зоне АЭС, и в том числе в пределах промплощадки, включая кровли зданий ЧАЭС, где к топливным частицам добавились фрагменты разрушенной активной зоны. За 26 апреля суточный выброс составил около 20 - 25% от всей активности, выброшенной в атмосферу, но именно продукты взрыва являются главным фактором поверхностного загрязнения на промплощадке и кровлях зданий.

Стадия 1. 26 апреля - было выброшено диспергированное топливо, в котором состав радионуклидов соответствовал таковому в облученном топливе, но был обогащен летучими изотопами йода, теллура, цезия и благородных газов. Они выделялись из перегретого до 1600 - 1800°К (1327 -1527°С) топлива, оставшегося в зоне реактора.

Стадия 2. 26 апреля - 2 мая - благодаря предпринимаемым мерам по прекращению горения графита и фильтрации выброса, мощность выброса значительно уменьшилась. Потоками горячего воздуха из реактора выносилось радиоактивное мелкодиспергированное топливо и продукты горения графита. Температура топлива в это время меньше 1600°К (1327°С) и состав выброса близок к выбросу на первой стадии при относительном уменьшении количества летучих составляющих.

Стадия 3. 2 - 5 мая - характерным было быстрое нарастание мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока. За счет остаточного тепловыделения и разогрева топлива температура топлива в активной зоне достигала (2500 - 2800 °К (2227 - 2527 °С), что в свою очередь обусловливало температурно-зависимую миграцию продуктов деления и химические превращения оксида урана, которые из топливной матрицы выносились в аэрозольной форме на продуктах сгорания графита.

Стадия 4. После 5 мая утечка продуктов деления быстро начала уменьшаться, что возможно явилось следствием специальных мер, хотя до конца причина резкого спада до сих пор не ясна.

Таблица 3.1. Суточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного энергоблока (без инертных радиоактивных газов) 26.04 27.04 28.04 29.04 30.04 01.05 02.05 03.05 04.05 05.05 06.05 09. Однако в течение мая 1986 г. продолжали наблюдаться мощные залповые выбросы. К этому времени суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных благородных газов) составил около 1,9 ЭБк (50 МКи), что соответствовало примерно 3,5 % общего количества радионуклидов в реакторе к моменту аварии. Ежесуточный выброс радиоактивных веществ в атмосферу из аварийного энергоблока за этот период до десятого мая показан в таблице 3.1.

Первоначально общая оценка выброса проводилась по запасам легколетучих радионуклидов на загрязненных территориях, она привела к выводу о том, что во внешнюю среду попало до 80 % осколочных элементов, наработанных реактором за время кампании. Оценка по выброшенному количеству тугоплавких радионуклидов, близкая к той, которая была передана Правительством бывшего СССР в МАРАТЕ, т.е. 3,5 %, если считать, что топливо, находящееся на промплощадке и в зоне отчуждения, не попало в окружающую среду.

О том, что из реактора было выброшено больше половины ядерного горючего говорит тот факт, что к настоящему времени в бывшем 4-ом энергоблоке найдено около 50 т урана, который заключен в застывшей лаве силикатного состава, проплавившей два железобетонных перекрытия. Авария на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС, существенно повлияла на темпы развития атомной энергетики, как в Украине так и в странах бывшего СССР и мира, вызвала острые приступы радиофобии и атомной идеосинкразии практически во всех странах мира.

Причины аварии. Как показал анализ, авария на четвертом блоке ЧАЭС относится к классу аварий, связанных с вводом избыточной реактивности.

Конструкция реакторной установки предусматривала защиту от подобного типа аварий с учетом физических особенностей реактора, включая положительный паровой коэффициент реактивности.

К числу технических средств защиты относятся СУЗ по превышению мощности и уменьшению периода разгона, блокировки и защиты по неисправностям при переключении оборудования и систем энергоблока, а также САОР.

Кроме технических средств защиты предусматривались также строгие правила и порядок ведения технологического процесса на АЭС, определяемые регламентом эксплуатации энергоблока. К числу наиболее важных правил относятся требования о недопустимости снижения оперативного запаса реактивности ниже 30 стержней.

В процессе подготовки к проведению испытаний и в процессе проведения испытаний с нагрузкой собственных нужд блока персонал отключил ряд технических средств защиты и нарушил важнейшие положения регламента эксплуатации в части безопасного ведения технического процесса. В результате этих нарушений реактор был приведен в такое неустойчивое состояние, в котором существенно усилилось влияние положительного коэффициента реактивности, что и явилось в конечном счете причиной неуправляемого роста мощности реактора.

Тщательное расследование причин аварии, произведенное специалистами, показало, что корни аварии лежат глубоко в сфере проблем взаимодействия человека и машины, что основным «движущим» фактором аварии были действия операторов, грубо нарушивших эксплуатационные инструкции и правила управления энергоблоком. Подобно другим «рукотворным» катастрофам, авария произошла из-за того, что оперативный персонал, желая выполнить план экспериментальных работ любой ценой, грубо нарушил регламент эксплуатации, инструкции и правила управления энергоблоком. Сказались, конечно, и некоторые особенности физики активной зоны, конструктивные недостатки системы управления и защиты реактора, которые привели к тому, что защита реактора не смогла предотвратить разгон на мгновенных нейтронах.

В более подробных информациях о происшедшей аварии показано, что операторы произвели такие запрещенные действия, как блокирование некоторых сигналов аварийной защиты и отключение системы аварийного охлаждения активной зоны; работали при запасе реактивности на стержнях СУЗ ниже допускаемого регламентом значения; ввели реактор в режим работы с расходами и температурой воды по каналам выше регламентных, при мощности реактора ниже предусмотренной программой.

Эти и другие ошибки операторов привели к такому состоянию реактора, что в условиях роста мощности защитные средства реактора оказались недостаточными, что и привело к значительной сверхкритичности реактора, взрыву и разрушению активной зоны.

Таким образом, первопричиной аварии на Чернобыльской АЭС было крайне маловероятное сочетание допущенных персоналом нарушений порядка и режима эксплуатации, которые разработчики реакторной установки считали невозможными и поэтому не предусмотрели создания соответствующей такой ситуации системы защиты.

В настоящее время проведен комплекс технических мероприятий на всех реакторах РБМК, позволивший перевести эти реакторы в режим работы, исключающий проявление положительного эффекта реактивности в условиях преднамеренных отключений технических средств защиты и нарушений регламента эксплуатации.

Авария на заводе по переработке ядерного топлива в Токаимура.

1999 год. 30 сентября 1999 года произошла авария, связанная с достижением критичности на перерабатывающем опытном участке завода по переработке ядерного топлива.1.С.О. Со. ЦТО в Токаимура [15]. С 1976 года на этом заводе было обработано 170 т. гексагидрата уранилнитрата.

Производственный комплекс компании.1СО в Токаимура, на котором произошла данная авария с достижением критичности, предназначен для получения порошка оксида урана, используемого в производстве тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Для реакторов типовых атомных станций Японии используется, как и во всем мире для АЭС такого типа, уран с обогащением 4 - 6 % по 2ЪИ.

Но в Японии имеется экспериментальный реактор-бридер на быстрых нейтронах. Он принадлежит корпорации,1оуо и сокращенно называется реактором,1оуо. Реакторы на быстрых нейтронах не могут работать на уране с 5% обогащением. Им нужен более высокообогащенный уран. В случае с реактором.1оуо обогащение урана должно быть 18,8%.

Поскольку реактор.1оуо является экспериментальным и, относительно, небольшим, его потребность в урановом топливе также, относительно, небольшая. Для того, чтобы обеспечить,1оуо ядерным топливом заводу }СО в Токаимура достаточно было работать на полную мощность с периодичностью два месяца каждые два года. Переработка урана с обогащением 18,8% на заводе.1СО в Токаимура производилась на отдельной установке (участке), которая территориально отделена от основного производства, перерабатывающего уран с обогащением около 5%, и находится в отдельном помещении.

Авария произошла в процессе производства топлива для экспериментального быстрого реактора,1оуо, когда трое работников, в нарушение действующих правил, работая с раствором содержащим 16 кг урана (обогащением 18,8%), производили заливку этого раствора в осадительный бак вручную ведрами, с грубейшими нарушениями технологии процесса (рис. 3.3).

Бак имел охлаждающую рубашку, заполненную водой. Расчеты показали, что вода охлаждающей рубашки выполнила функцию нейтронного отражателя, вызывая продолжение возобновляющей критичности.

Чтобы взять ситуацию под контроль, вода из охлаждающей рубашки была выдавлена открытием задвижки на линии подачи воды в рубашку, разрушением трубопровода слива воды и газовым дутьем. И около 6.00 утра октября критичность существенно снизилась. Более того, чтобы полностью устранить возможность повторного достижения критичности, раствор, содержащий бор, был залит в этот бак около 8.30 утра, что полностью устранило возможность критичности.

Рис. 3.3. Осадительный бак для обогащенного урана на заводе ЛЗО в Токаймура.

1 - осадительная емкость с водяной рубашкой, 2 - обогащенный раствор урана, 3 - стена, Трое работников получили значительную дозу нейтронного облучения и были доставлены, первоначально в Национальный госпиталь в Мито, а затем переведены в Национальный институт радиологии, где они прошли тщательное медицинское обследование. Позднее, двое из них, которые наиболее тяжело пострадали, были переведены в госпиталь токийского университета.

Кроме указанных трех работников, еще 46 человек (36 из персонала 1СО. и других компаний, 7 местных жителей и 3 пожарных) подверглись облучению, но в дозах не вызывающих опасения.

Поскольку к утру 1 октября уровни радиации на окружающей территории возвратились к нормальному значению, то комиссия по ядерной безопасности, основываясь на анализе данных по радиационной обстановке и их трендов, подтвердила достижение безопасного состояния. В 8.30 утра 1 октября Правительство объявило, что оно подтверждает ликвидацию критического инцидента. Соответственно, послеаварийное решение об укрытии населения на территории радиусом 10 км было снято. Однако, отмена эвакуации проживающих внутри 350 м зоны могла быть сделана только после тщательной проверки данных по мощности доз излучения и трендов по данным радиоактивного загрязнения почвы и воды из колодцев вокруг промышленных сооружений. В 6.30 утра 2 октября эвакуация была отменена, так как после монтажа биозащиты от излучения в местах сооружения, на которых уровни радиации были все еще высоки, это решение было с необходимостью обосновано.

Общие выводы. Исследование причин возникновения различных аварий на ЯУ, последовательности событий от исходного до конечного состояния дает возможность выработки мероприятий, направленных на предотвращение и не повторение широкого класса аналогичных аварийных ситуаций за счет своевременно принятых технических и организационных мер. Задействовать все обратные связи анализа опыта эксплуатации таких сложных комплексов, какими являются современные установки, крайне важно и необходимо.

О некоторых общих тенденциях говорят проведенные исследования причин аварий с различной степенью расплавления активной зоны, которые позволили сделать следующие выводы: основная часть аварий произошла изза недостатков конструкции и по вине операторов; в большинстве случаев аварии произошли во время технического обслуживания (включая перегрузку топлива), испытаний и во время останова реактора; почти все аварии могли быть предотвращены операторами при своевременном распознавании сигналов контрольно-измерительных приборов;

Накопление эксплуатационного опыта - это в первую очередь накопление опыта по происшедшим повреждениям и отказам. Эффективное использование опыта требует организации работы по двум направлениям: изучение последствий и выяснение причин повреждений и отказов; обобщение происходящих событий, систематизация и организация мероприятий по их предотвращению в будущем.

Поэтому ценность представляют сведения не только по конкретному поведению отдельного элемента оборудования, который может не иметь аналогов, а по принципиальным типичным явлениям и слабым местам распространенных систем. Для обобщения подобного рода информации весьма полезно широкое сотрудничество разработчиков и эксплуатационников для обеспечения надежности и безопасности ядерных объектов.

Если опыт аварий и инцидентов будет тщательно изучаться и во всей полноте учитываться при проектировании и эксплуатации ЯЭУ то принятые технические решения и эксплуатационные процедуры могут претендовать на системность, исчерпывающую полноту и гарантировать защищенность от аварий с тяжелыми последствиями.

В документах МАГАТЭ, национальных Нормах и Правилах безопасности содержится подробное описание системы технических мер и организационных мероприятий, предпринимаемых для обеспечения безопасности АЭС на стадиях проектирования, строительства, монтажа, пуска, эксплуатации и вывода из эксплуатации АЭС. Все эти меры необходимы для создания гарантий того, что при всех режимах эксплуатации и проектных авариях дозы облучения персонала и населения, концентрации радиоактивных веществ в окружающей среде будут на разумно низком уровне и не будут превосходить установленные авторитетными органами пределы.

Глава 4. Объект «Укрытие» и радиоактивное загрязнение акватории Днепра 26 апреля 1986 г. на Чернобыльской АЭС произошла беспрецедентная ядерная катастрофа, в результате которой в природную среду было выброшено большое количество радионуклидов. Значительная часть площадей водосбора Днепр Припяти подверглись интенсивному радиоактивному загрязнению. Нижние участки Припяти, Днепра и верхняя часть Киевского водохранилища вошли в 30-километровую зону отселения.

Рис. 4.1. Фотография разрушений блока № 4 Чернобыльской АЭС в Украине Авария происшедшая на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. привела к разрушению реакторной установки и здания блока (рис. 4.1). Активная зона, в результате процессов, до сих пор однозначно не установленных, оказалась полностью разрушена. Ядерное топливо оказалось частично выброшено, частично переплавилось вместе с элементами строительных и металлоконструкций реактора и растеклось по помещениям, образовав скопления лавообразных лавообразных топливосодержащих масс (ЛТСМ).

Вопрос о местонахождении ядерного топлива возник сразу после аварии. Давались разные оценки величины выброшенного и оставшегося в помещениях разрушенного блока топлива. В 1986 г. была сформулирована официальная оценка количества выброшенного и оставшегося в объекте «Укрытие» топлива отраженная в докладе подготовленном для МАГАТЭ.

При проведении работ на 4-ом блоке сотрудниками Комплексной экспедиции при ИАЭ им. И.В. Курчатова (КЭ), а после 1991 г. (МНТЦ) с 1988 по 1992 г были получены данные о скоплениях топливосодержащих масс (ТСМ), их расположению и количества топлива в них. При этом использовались, как прямые методы визуальной разведки и обмеров, так и косвенные по результатам бурения и анализу конструктивных особенностей 4-го блока.

В то же время проводились косвенные, экспертные оценки количеств топлива в 4-ом блоке, в частности в конце 1989 года в (КЭ) были завершены работы Огородника С.С. и Попова В.Д., проводимые под руководством Борового А.А., по определению количества ядерного топлива, находящегося в ЛТСМ теплометрическим методом. Было сделано заключение, что в помещениях парораспределительного коридора (ПРК) на отметке 6,00 находится ±11 тонн ядерного топлива, а в подаппаратном помещении 305/2 - 75 +25 т.

Для помещений бассейна барботера использовался визуальный метод оценки объемов ЛТСМ. Методом экспертных оценок было определено общее количество ядерного топлива содержащегося в ЛТСМ — 135 ±30 т. Эта цифра и вошла в «Техническое обоснование ядерной безопасности».

Результаты полученные при прямом обследовании скоплений ЛТСМ, совместно с анализом результатов исследования топливосодержащих проб ЛТСМ, проводимых комплексной экспедицией, (г. Чернобыль), в РНЦ «Курчатовский институт», (г. Москва), в Радиевом институте (г. Санкт-Петербург), дали результат по количеству топлива в ЛТСМ в несколько раз меньше, чем тот, что получен теплометрическим методом [16]. По результатам прямых измерений обьемов ЛТСМ в местах их скоплений ядерного топлива в них оказалось не более 27,8+5 тонн по 1Ю2.

Продолжение работ по уточнению объемов ЛТСМ в местах их скоплений привело к их сокращению. В результате, количество 1Ю2, находящегося в ЛТСМ, уменьшилось до 22,8 - 32 т., а более точный учет газовых пустот, пористости и включений в ЛТСМ металлоконструкций может привести к их дальнейшему уменьшению.

В то же время продолжали появляться работы по косвенным оценкам количества топлива находящегося в ЛТСМ.

Таким образом дискуссия по оценке количества топлива в обнаруженных скоплениях ЛТСМ 4-го блока продолжается.В основу предлагаемого фрагмента базы данных положен препринт «Результаты дополнительных исследований мест скопления лавообразных топливосодержащих масс на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС», А.И. Киселева, А.И. Сурина и К.П. Чечерова.

ИАЭ-5783/3 1994 г.

На момент аварии в активной зоне (АЗ) реактора находилось 1659 тепловыделяющих сборок (ТВС). Масса урана в одной ТВС ~ 114,7 кг. Таким образом на момент аварии в активной зоне (АЗ) реактора находилось примерно: 114,7 х 1659 = 190287,3 кг. урана. Ядерное топливо в твэлах состоит из таблеток диоксида урана (1Ю2). Масса 1Ю2 в одном ТВЭЛе ~ 3,6145 кг. Топливная кассета состоит из двух сборок, по 18 ТВЭЛов в каждой. Таким образом ядерного топлива в виде 1Ю2 в АЗ реактора на момент аварии находилось примерно: 3,6145 х 1 8 х 2 х 1659 = 215872 кг 1Ю Точное количество ЯТ в активной зоне может быть восстановлено суммированием массы 1Ю2 каждой ТВС по данным сертификатов хранящихся в ОЯБ.

По результатам работ выполненных на 4- ом блоке в 1988 - 1994 гг. сотрудниками КЭ при ИАЭ, а впоследствии МНТЦ «Укрытие» установлены следующие изменения с конструкциями реактора:

- корпус реактора (схема «КЖ») разорвана по нижней гофре компенсатора;

- дно реактора (схема «ОР»), срезав мембранные кольца, соединявшие его с водяным баком биологической защиты (схема «Л»), и смяв крестообразную опору, опустилось в подаппаратное помещение 305/2 на 3.85 метра;

- юго-восточный сектор схемы «ОР», порядка в 105 град, отсутствует;

часть ядерного топлива АЗ, конструкционного материала схемы «ОР» и строительных конструкций превратились в лавообразную топливосодержащую массу (ЛТСМ) которая растеклась по помещениям 4-го блока;

Рис. 4.2. Схема «Е» с отходящими от нее трубами пароводяных коммуникаций (ПВК).

- верхняя крышка реактора (схема «Е») была сорвана со своего штатного места, подброшена взрывом и в перевернутом виде стоит под углом около 15 град к вертикали, опираясь одной стороной на схему «Д», а другой на бетонные плиты зажатые между ними (рис.4.2);

- практически вся активная зона, содержащая на момент аварии ТВС, вместе с графитовой кладкой и большей частью корпуса реактора (схема «КЖ») вылетела из шахты реактора;

- внутрь шахты реактора, на место активной зоны, упали три железобетонные плиты, судя по толщине, части стен боксов барабан- сепараторов, вместе с металлической облицовкой, металлическая колонна из центрального зала, незначительная часть графитовых блоков и частей ТВС;

ков; сверху шахта реактора закрыта схемой «Е» с отходящими от нее спутанными трубами пароводяных коммуникаций (ПВК), вперемежку с бетонными блоками и деформированными металлоконструкциями (рис. 4.3).

Рис. 4.3. Разрушенные части графитовых блоков и кладки реактора.

При обследовании подаппаратного помещения305/2 были обнаружены следующие последствия воздействия взрывной волны:

- металлическая облицовка на стенах помещения вдавлена, выпирают металлические «стульчики» к которым она была приварена, смят находившейся под ней 300 мм. слой теплоизоляции;

- откатная защитная дверь южного проема сорвана со своих направляющих и отброшена к противоположной стене, защитная дверь северного проема развернута;

- стена между пом. 305/2 и пом. 304/3 толщиной 800 мм сломана у пола и вдавлена в пом. 304/3 на 10-15 см;

- имеются вмятины и трещина в нижней юго-восточной части на внутренней обечайке схемы «Л»;

- перекрытия пом. 617 и 707, находящихся над боксами нижних водяных коммуникаций (НВК), рухнули вниз;

- в пом. 210/6 аварийные клапаны 3 и 4 и металлическая облицовка потолка в зоне их расположения провисли примерно на 20 см, простукивание облицовки в районе провисания показало, что там пустота.

При очистке крыши 3-го блока в 1986 году, на ней была обнаружена нижняя часть технологического канала Ж-887 с находившейся в нем ТВС.

Этот канал стоял в ячейке 25-17, то есть в зоне ныне не существующего основания реактора. ТВЭЛы периферийного ряда в этой ТВС сохранились, а ТВЭЛы внутреннего ряда отсутствовали, их место в ТВС было занято крошкой топлива и материала оболочек. Исследования показали, что температура ТВЭЛов при аварии находилась в интервале 1200 - 1850 °С.

Следов высокой температуры в шахте реактора, в том месте где находилась активная зона, не было обнаружено. Свидетельством этому может служить состояние бетонных плит, упавших в шахту реактора. Исследование образцов бетона из этих плит полученных при бурении скважин показало, что бетон не подвергался воздействию высоких температур. Внутри шахты реактора на стенках схемы «Л» нет копоти и сажи, краска не имеет следов высокой температуры.

Последствия температурного воздействия обнаружены в юго-восточной части подаппаратного помещения 305/2 ниже кромки схемы «Л»: отсутствует юго-восточный сектор (примерно 105 град) схемы «ОР»; отсутствует металлическая облицовка на бетонной опоре схемы «Л» в юго-восточной части помещения; на отметке 11,5 - 13 метров на бетонной опоре схемы «Л» отсутствует не только металлическая облицовка, но и в самой стене имеется прожег в виде «грота»; южная металлическая колонна (марка «С-4») проплавлена недалеко от основания, примерно на отметке 12 м со стороны реактора; в юго-восточной части пом. 305/2 на полу лежат сильно обгоревшие графитовые блоки, в других местах графита со следами горения не обнаружено; трубы НВК на отметке 11,5 м. имеют прожоги, а щебенка, которая высыпалась из разрушенного при аварии компенсаторного зазора, оплавилась, образовав стекловидную корку.

Для выяснения состояния топлива, находившегося в южном бассейне выдержки, в него были пробурены скважины. Перископические обследования бассейна через эти скважины дали следующие результат: бассейн обезвожен, кассеты с ТВС, которые находились в зоне видимости, находятся на своих штатных местах. Измерение МЭД в скважине выходящей в район расположения ТВС показало результат до 5000 Р/час.

В результате исследований проводимых КЭ при ИАЭ с 1988 по 1991 г по выявлению мест расположения скоплений ЛТСМ их оконтуриванию и определению их объемов, а также анализу проб, установлено, что ЛТСМ распространялись тремя потоками. Эти потоки имеют характерные различия (рис. 4.4, 4.6, таблица 4.1):

- по концентрации 1Ю2 в ЛТСМ (I- ый поток 8 - 10%, II- ой поток 5 III-ий поток 3 - 5%);

- по цвету ЛТСМ (коричневые, черные);

- по содержанию магния и железа;

- по содержанию урана в циркон-урано-кислородной фазе;

. - по скорости генерации нейтронов.

Первый поток из юго-западной части пом. 305/2 на отм. 10,0, опускается вниз через паросбросной клапан 4 в помещение ПРК 210/7 на отм. 6.00.

Далее через 5 паросбросных труб он протекает в помещения бассейнабарботера на отм. 2,20 (пом.012/15) и через 1 паросбросную трубу на отм.— 0,65 в пом.012/7. В этом потоке максимальная концентрация 1Юг 8 - 10% и минимальная концентрация железа 0,5%.

Второй поток из юго-восточной части пом. 305/2 на отм. 10,0 и через два паросбросных клапана опускается в пом. 210/6 ПРК на отм. 6,00. Концентрация 1Ю2 в этом потоке 5-7%, а железа 8 - 10%. Особенность этого потока заключается в том, что через два паросбросных клапана с внутренним диаметром каждого более одного метра вытекло в два раза меньше ЛТСМ по объему, чем через один клапан в первом потоке.

Третий поток из юго-восточной части пом. 305/2 на отм. 10,0 протекает через пролом стены между пом. 305/2 и пом. 304/3 на отм. 9.30, распространившись по этому помещению он потек по коридору обслуживания пом.

301/5, на отм. 9.30, частично залил пол в пом. 303/3 и потек в другой коридор обслуживания в пом. 301/6 на отм. 9.00. В этом помещении в полу имелись проходки в пом. 217/2 на отм. 6,00, через них ЛТСМ пролилась вниз и застыла, образовав «сталактиты», «натек», «каплю» и «слоновью ногу». Концентрация 1Юг в этом потоке меньше чем в остальных - 3-5 %, а магния почти в 2,5 -3 раза больше, чем в первых двух потоках.

Рис. 4.4. Потоки застывших лавообразных топливосодержащих масс (ЛТСМ).

ЛТСМ в помещениях бассейна-барботера были обнаружены в 1986 году. Первые исследователи приняли их за кучи глины по внешнему виду, а уровень мощности дозы, в то время, был везде высокий. В первые дни аварии считалось, что наибольшую опасность представляет наличие воды в бассейнебарботере. Предполагалось, что проплавление перекрытий и попадание расплавленных топливных масс в воду может вызвать паровой взрыв с выбросом высокоактивных аэрозолей. Предпринимались срочные усилия по откачке воды из бассейна-барботера и 6 мая 1986 года заслонки открыли и вода была слита.

Результаты дальнейших обследований помещений бассейна-барботера и мест скоплений ЛТСМ дают основание предполагать, что расплавы ЛТСМ попадали в воду. Это подтверждается наличием только в этих помещениях пемзообразных ЛТСМ, плотность которых 0,14 - 0,18 г/см. Скопления ЛТСМ, «кучи», покрыты сверху коркой «пемзы», толщина которой достигает более 100 мм. Куски «пемзы» находятся в разных местах помещений бассейна-барботера. Некоторые куски лежат на горизонтальных поверхностях металлоконструкций и труб на высоте более одного метра. «Пемза» отнесена от места скопления ЛТСМ на 60 метров. Это можно объяснить наличием воды, которая и разнесла плавающую «пемзу» по разным углам, до сливных люков, которые расположены по оси Т. Расположение скопления ЛТСМ на 1 этаже бассейна-барботера (отм.-0,65) находится в пом. 012/7 в районе оси И. Следует отметить, что в нижних помещениях постоянно скапливалась вода. Скопления ЛТСМ очень не прочное, расползается под воздействием пробоотборника. Границы скопления ЛТСМ и ее профиль уточнены в 1993 году. Максимальная толщина ЛТСМ 0.7 м верхний слой ~ 10 см - пемзообразный. Нижний - плотная темнокоричневая керамика. В одной паросбросной трубе предполагается наличие ЛТСМ. Диаметр ПТ на этой отметке - 280 мм. Помещение залито «свежим» бетоном 1986 года, в районе скопления ЛТСМ, слоем ~ 0.2 м. Объем ЛТСМ = 1.4 м 3.

Расположение скопления ЛТСМ на втором этаже бассейна-барботера (отм. 2.20) находится в пом. 012/15. По объему это скопление ЛТСМ превосходит скопление на первом этаже в 5 раз. Из-за большого у- фона до 2000 Р/ч и характера расположения, это скопление вначале было обследовано недостаточно точно и оценки объема оказались завышенными.

«Куча» ЛТСМ покрыта сверху коркой «пемзы» толщиной более мм. Но в отличии от 1-го этажа разброс кусков «пемзы» незначительный.

В 1993 году были уточнены границы скопления ЛТСМ и ее толщина.

По полученным результатам измерений количество топлива уменьшилось по сравнению с ранее опубликованными результатами. Следует отметить, что в ряде паросбросных труб виброаккустическим методом обнаружено заполнение, предположительно ЛТСМ, но поверхность труб не покрылась окисной пленкой, как этого следовало бы ожидать, учитывая что температура плавления ЛТСМ составляет 1200°С, а трубы имеют естественный металлический блеск.

Максимальная толщина слоя ЛТСМ - 0,9 м. ЛТСМ имеют несколько гребней с провалами между ними около 0,1 м. Открытая поверхность ЛТСМ покрыта пемзообразным слоем толщиной ~ 0,1 м. В пяти паросбросных трубах предполагается наличие ТСМ. Помещение залито «свежим» бетоном года, в районе скопления ЛТСМ, слоем ~ 0.4 м. Края у этого скопления ЛТСМ крутые, как у жидкости не смачивающей поверхность. Поэтому предполагать, что под бетоном, в этом районе, ЛТСМ распространились на большую площадь нет оснований. Объем ЛТСМ составляет около 12 м.

ЛТСМ попадали в ПРК из пом. 305/2 двумя потоками, через паросбросные клапана. Вместе с ЛТСМ в ПРК поступал расплавленный металл. В помещении 210/7 ЛТСМ попали вместе с расплавленным металлом через паросбросной клапан. ЛТСМ заполнила южную часть помещения. Максимальная толщина слоя ЛТСМ 0,5 метра. В застывших струях ЛТСМ, которые вытекали из патрубков клапана, имеются и застывшие струи металла. В тоже время в застывших струях ЛТСМ есть металлические цепи, на которых нет следов оплавления.

Керн из наклонной скважины 3-9-У, взятый из пола пом. 210/7 по оси К+500 содержал бетон и высокоактивный металл толщиной 50 мм, без ЛТСМ.

Дополнительное обследование скоплений ЛТСМ в этом помещении дало следующие результаты:

- вместо наплыва металла толщиной в 0.5 метра, оказалось что это ЛТСМ, верхний слой которого содержал большое количество металлических глобулей, которые, вероятно, из за большой влажности сильно кородировали. Но самое главное то, что под поверхностями максимальной высоты оказались пустоты, объемом до 0.5 м". Толщина корки ЛТСМ закрывающей эти пустоты составила около одного сантиметра. Из-под ЛТСМ виден застывший металл на полу помещения толщиной ~ 5 см. Уровень ЛТСМ у торцов конденсаторных батарей (КБ) в районе оси И достигает 0.5 м, а у противоположных торцов батареи с южной стороны не более 0.05 м. С севера ЛТСМ прилиты «свежим» бетоном 1986 года поступавшим из паросбросных клапанов 1-3 и застывший волнами. Объем ЛТСМ на полу пом. 210/7 и в паросбросном клапане = 15 м В помещении ПРК 210/6 ЛТСМ попали вместе с большим количеством металла, через два паросбросных клапана. Вероятно, вязкость этого потока ЛТСМ была ниже чем в пом. 210/7 и этим обстоятельством можно объяснить то, что толщина слоя не превышает 250 мм. Паросбросные трубы, идущие в бассейн-барботер выступают над полом на 350 мм. Можно предположить, что сначала лился только металл. Подтверждением этому может служить то, что его обнаружено большое количество: керн взятый с пола на оси Л+1000 представляет собой металл значительной толщины, без ЛТСМ, МЭД - 200 Р/ч; в зоне оси Л, в бассейне-барботере 4 паросбросных трубы диаметром 425 мм заполнены высокоактивным металлом; через два люка в стене на оси Л металл залил пол соседнего помещения ПРК 210/5; на стене напротив патрубка клапана выжжено пятно.

Выжженное на стене пятно показывает, что паросбросные клапаны опустились от своего штатного положения почти на 0.3 м. до того как из них потек раскаленный металл. Вместе с клапанами опустилась и металлическая облицовка потолка. Виброакустический метод обследования потолка показал, что за металлическим листом пустота. Это позволяет утверждать, что плита парекрытия пом. 305/2 не проломлена, как предполагалось ранее.

Скопления ЛТСМ имеют толщины около 250 мм., но, как правило под тонкой коркой в 5 - 10 мм. находятся газовые пустоты. Объем ЛТСМ на полу пом. 210/6 и в 2-х паросбросных клапанах: V = 14 м В помещение ПРК 210/5 через два люка в стене на уровне пола в районе оси Л из пом. 210/6 протекал расплавленный металл. Вероятно на полу была вода, это можно предположить, потому что поверхность стены, конденсаторной батареи и даже потолок покрыты коркой мелких брызг застывшего металла. На юг металл проник почти до оси К, на север граница его распространения не известна, так как эта часть помещения залита бетоном в году.

Из пом. 301/5 (отм. +9,30) ЛТСМ потекла в другой коридор обслуживания, пом.301/6 (отм. +9,00), который в 1986 году был полностью залит бетоном. В полу этого коридора имелись трубные проходки, протекшие через эти проходки ЛТСМ, образовали в пом. 217/2 (отм. +6,00) «слоновью ногу», «сталактиты»,' «натек», «каплю».

Рис. 4.5. Скопление лавообразных топливосодержащих масс (ЛТСМ) «слоновья нога».

Если подошва «слоновьей ноги» (рис. 4.5) находится на полу пом.

217/2, и доступна для наблюдений, то основания «сталактитов» залиты «свежим» бетоном 1986 года, а «натек» на стене видимо не достигает пола. Объем ЛТСМ = 2.5 м.

Из помещения 304/3 ЛТСМ протекла в коридор обслуживания 301/ (отм. +9,30). Здесь только небольшой участок скоплений ЛТСМ не залит бетоном в 1986 году, который поступал в этот коридор с двух сторон.

Границы растекания ЛТСМ под бетоном установлены с помощью бурения. В том месте, где ЛТСМ не залита бетоном неоднократно проверялась твердость и прочность пола, методом прямого вертикального сверления, деструктирования бетона пола не обнаружено. В коридоре много сажи и копоти.

Изоляция электрокабелей, проложенных вдоль стен, сильно обгорела.

Ударная волна взрыва проникла и сюда. Свидетельством этому, может служить сорванная с петель тяжелая защитная дверь пом. 303/3. В это помещение из коридора попала ЛТСМ, которое в дальнейшем было залито бетоном. Толщина ЛТСМ в среднем составляет 0.2 м, лишь в пристеночной области образует как бы валики высотой не более 0.25 м.

Из пом. 301/5 ЛТСМ растеклись по помещению 301/6, в основном в южную сторону. В связи с тем, что это помещение полностью залито «свежим» бетоном, границы распространения ЛТСМ приходится устанавливать по косвенным признакам. Протечки ЛТСМ на отм. +6.0 м (в пом.217/2) позволяют утверждать, что южная часть пом. 301/6 покрыта слоем ЛТСМ. Это подтверждается и результатами термографических исследований потолка пом. 217/2, температура которого свидетельствует о наличии топлива над ним. Северную границу распространения ЛТСМ предполагалось уточнить в ходе дальнейших исследований с помощью бурения. Объем ЛТСМ в помещениях 301/5, 303/3 и 301/6: V = 23 м 3.

"Слоновья нога" Рис. 4.6. Схема распространения основных потоков ЛТСМ.

Третий поток ЛТСМ начался из юго-восточной части подаппаратного помещения 305/2 (отметка бетонного пола +9,70) через пролом стены шахты реактора в пом. 304/3 (отм. +9.30). Стена при взрыве реактора была срезана в месте соединения с полом пом. 305/2, треснула и отошла в сторону пом. 304/ под углом. Весь пол покрыт ЛТСМ.

Скважина 3-9-Ф пробуренная в направлении этой стены на отм. +9. м. в своих кернах с глубины 16,05 имела ЛТСМ. Электрошкаф, стоящий у этой стены, был сорван со штатного места установки и опрокинут. Поток ЛТСМ был видимо очень бурным, так как металлическое ограждение находившееся в пом. 304/3, было также сорвано с места, деформировано и вынесено к проему двери. ЛТСМ запившее помещение по своей структуре высокопористое и включает много газовых пустот. Были проведены обмеры толщины слоев ЛТСМ и проверка целостности пола под слоем ЛТСМ методом прямого вертикального сверления. Средняя толщина слоя ЛТСМ 0,5 метра.

Бетон пола под ЛТСМ не деструктирован и сохранил свою твердость и прочность. В пом. 304/3 бетон 1986 года попал только возле двери. На стенах и потолке много сажи и копоти. Следует отметить, что при регулярных осмотрах этого помещения, проводимых не реже нескольких раз в год, ни разу не было зафиксировано в нем наличия воды. Помещение очень сухое и запыленное. Объем ЛТСМ = 31,5 м 3.

Таблица 4.1. Сводная таблица объемов ЛТСМ в помещениях объекта «Укрытие»

пом.305/2, юго-запад, отм. 9. пом.012/7, отм.-0. В соответствии с предлагаемой моделью распространения ЛТСМ, в эту часть помещения они попали растекаясь из юго-восточного квадранта подаппаратного помещения. ЛТСМ завалены фрагментами конструкции разрушенного реактора и залиты «свежим» бетоном 1986 года.

Пол подаппаратного помещения 305/2 разделен крестообразным фундаментом под опору реактора высотой в один метр. Этот фундамент служит преградой для свободного перетекания расплавов из одной части помещения в другую. Возможно поэтому, в северной части пом. 305/2, по результатам уизмерений в скважинах, топливных скоплений не обнаружено.

В юго-западной части помещения в зоне между осями Л и К топливных скоплений нет. Подтверждением этому может служить тот факт, что в этой зоне расположен паросбросной клапан, через который в нижерасположенное помещение протек в 1986 году только чистый бетон. В другой клапан, расположенный между осями К и И проливалась самая обогащенная топливом ЛТСМ вместе с расплавленным металлом. Учитывая что через этот клапан протекло примерно треть из обнаруженных объемов ЛТСМ можно предположить, что это был достаточно «стабильный» канал, который с одной стороны был ограничен железобетонным крестом, а с другой стороны насыпью из щебня компенсаторной засыпки. Границы распространения ТСМ установлены по результатам бурения исследовательских скважин на отметках +9.00 и +10.00 м.

Анализ результатов бурения скважин 3.9.Ч, 3.9.П, 3.9.Л, 3.9.А, 3.9.68, 3.9.Ж, 3.9.К, 3.9.Е, 3.9.В показал что бетон пола пом.305/2, в упомянутом квадранте, не деструктирован и прожогов не имеет. Анализ результатов бурения скважин на отм. 10.00 м 3.10.63, 3.10.В, 3.10.Б, 3.10.62, 3.10.А, 3.10.Е, 3.10.Д, 3.10.И, позволил получить данные, по которым была оценена площадь распространения и толщина ТСМ. Объем ЛТСМ в юго - западном квадранте пом. 305/2= 13 м 3.

Помещение 305/2, юго-восточная часть, отметка 9.70. Эта часть помещения 305/2 является источником истечения всех трех лавовых потоков ТСМ и для исследования является самой сложной.

Анализ результатов бурения скважин 3.9.П, 3.9.Л, 3.9.68, 3.9.Ж, 3.9.К, 3.9.Е, Ю.9.Б, показал что бетон пола пом.305/2, в упомянутом квадранте частично деструктирован. Провисание паросбросных клапанов в ПРК (около см) под этим квадрантом, создало впечатление, что плита перекрытия была проломлена ударной волной, но простукивание провисшей облицовки, показало что там пустота.

В то же время ссылки в некоторых работах о возможности проплавления перекрытия шахты реактора на 1,5 метра, не подтверждаются составом кернов из скважины Ю-9-Б, которая на отметке 8,8 м. прошла через весь юговосточный сектор. Керны до глубины 17,24 м. состояли из целого бетона, и только с глубины 17,24 до 19,7 м. - и з деструктированного бетона-. Максимальная МЭД от керна с деструктированным бетоном не превышал 75 Р/ч, что свидетельствует об отсутствии в нем ЛТСМ. ЛТСМ в юго-восточной части пом. 305/2 залиты бетоном в 1986 г. Высота заливки бетоном не превышает отм. +11-11,5 м, т.е. толщина слоя ЛТСМ + бетон - не более- 1,8 м.

Вынос ЛТСМ из пом. 305/2 через южные откатные ворота и пом. 308/ и 318/2, предполагаемый в одном из вариантов в 1986 г., не подтвердился. Вопервых - пом. 305/2 имеет порог высотой в 0,5 метра, во-вторых - наклонная скважина Ю-12-81 пробуренная в полу пом. 308/2 перед входом в помещение в своих кернах имела только бетон. Из юго - восточной части пом. 305/2 выходят кроме потока через два паросбросных клапана в юго-восточном квадранте еще два устойчивых потока ЛТСМ, через клапан в юго - западной части и пролом в стене в пом. 304/3. Причины такого распространения ЛТСМ на данный момент не установлены.

Объем ЛТСМ в юго-восточном квадранте пом. 305/2 = 55 м.

Количество 1Ю2 в ЛТСМ при плотности 2.2 - 2.3 г/см3 и процентном содержании топлива 8 - 10% для первого потока, 5 - 7% для второго и 3 - 5% для третьего составит 22.6 - 32 т.

Представленные данные дают новое, более конкретизированное (дифференцированное) представление о расположении и объемах ЛТСМ, как по каждому помещению в отдельности так и по блоку в целом (ниже шахты реактора).

Обобщение результатов работ по разведке скоплений ЛТСМ показывает, что распределение ЛТСМ по потокам достаточно неравномерное, причины такого явления требуют дальнейших исследований.

Из всех приведенных оценок, самая неопределенная по пом. 305/2. Все эти оценки можно будет уточнить после бурения исследовательских скважин, для уточнения границ распространения и толщины слоя ЛТСМ.

Оценки даны по обнаруженным местам расположения ЛТСМ, но нельзя исключить возможность обнаружения новых скоплений. На это указывает натек ЛТСМ на схеме «ОР», источник его появления так и не выяснен. Возможно, он находится на более высоких отметках, например под завалом в ЦЗ, где в 1986 г. был зарегистрирован процесс горения — т.е. наличие высокотемпературных процессов.

Также требуют уточнения границы распространения ТСМ под «свежим» бетоном в помещениях ПРК, бассейна-барботера и в пом. 306/1.

Абсолютно не исследовано пом. 307/2, но тепловые и у-измерения указывают, что в нем (по крайней мере, в южной половине) находится источник тепла и у-излучения, а, следовательно могут быть и ЛТСМ.

Приведенные в настоящей работе оценки объемов лавообразных ТСМ могут оказаться завышенными, т. к. в лавах может находиться до 20-30 м переплавленного металла «ОР» и других металлоконструкций, не учитывались также объемы оборудования, залитого ЛТСМ. Тем не менее полученные результаты позволяют (даже при сделанных оговорках) уже сейчас по-новому взглянуть на процесс развития аварии и определить дальнейшие направления работ.

На основании данных о расположении и объемах ЛТСМ может быть рассмотрен вопрос о возможностях их извлечения, упаковки и захоронения.

Расположенное на первом этаже бассейна-барботера (отм. -0.65 м) наименьшее по объему (~ 1.8 м3) скопление ЛТСМ может быть выбрано первоочередным объектом отработки и испытания технологии удаления ЛТСМ.

Разработка технологичных подходов к открыто лежащим скоплениям ЛТСМ (1,2 этажи бассейна-барботера, ПРК, «слоновья нога», пом. 304/3, это ~ 90 м или 50% обнаруженных ЛТСМ) и их удаление явилось бы принципиально новым шагом в направлении практического преобразования «Укрытия»

в безопасный объект.

До начала работ по удалению скоплений ЛТСМ, целесообразно провести комплекс работ по гарантированному обеспечению ядерной безопасности обнаруженных скоплений топлива. С этой целью, основные скопления ЛТСМ должны быть обработаны нейтронопоглощающими материалами в виде растворов, порошков, стержней или листов, т. е. в условиях реального сокращения экспериментальных работ по исследованию состояния ядерного топлива на 4-ом блоке желательно заменить теоретические исследования и экспертный анализ практическим преобразованием ЛТСМ в ядерно - безопасные скопления.

Выполнение предлагаемых работ явилось бы реальными шагами по превращению объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему и уменьшению его опасности в глазах общественности.

Содержание урана в лаве по различным измерениям составляет от 2, до 15 %. В шахте разрушенного реактора, бывшего центрального зала и других помещениях находится до 20 т урансодержащей пыли. Предполагается, что около 100 т топлива находится в развале между блоком и стенкой саркофага, куда сваливались высокоактивные материалы в процессе очистки кровли 3-го энергоблока, машзала и промплощадки. Не исключена возможность, что в помещениях 4-го энергоблока будет найдено еще какое-то количество урана, но вряд ли эта величина будет исчисляться десятками тонн.

В соответствии с метеорологическими условиями переноса воздушных масс вышедшие за пределы реактора радионуклиды распространились на площади водосбора и акватории Днепра, его водохранилищ и притоков Днепровско-Бугского бассейна.

Уже в первые дни после аварии радиоактивные аэрозоли поступили в водоемы а затем дождем смывались с загрязненных водосборов. Уровни радиоактивного загрязнения природных вод определялись расстоянием от ЧАЭС и интенсивностью выпадения аэрозолей, смывом с территории водосбора в днепровских водохранилищах - временем «добегания» загрязненных масс воды. Поступившие в водоемы радионуклиды включились в абиотические (водные взвеси, донные отложения) и биотические компоненты (гидробионты различных трофических уровней). При распаде короткоживущих радионуклидов определилась гидроэкологическая значимость наиболее биологически опасных долгоживущих нуклидов стронция 9 0 Зг и цезия 1 3 7 Сз. По данным Госкомгеологии Украины 130 тыс. км2 площади Украины, или 20 % всей ее варийных фонов и выше).

В целом на территории Украины рассеяно от 1,04-1016 до 1,1-1016 Бк радионуклидов, из которых 90 % Сз. На площади в 40 тыс. км в Киевской, Житомирской и Ривненской областях сосредоточена четверть всего выброшенного реактором 1 3 7 Сз. В настоящее время главную радиоэкологическую опасность представляют 90 8г, | 3 7 С5 и изотопы плутония. Из них наиболее опасен 50 8г, поскольку для него не существует эффективных геохимических барьеров. Он с трудом удерживается грунтами и биотой и в очень малой степени почвенным гумусом. Поэтому адсорбционный фронт стронций в зоне аэрации движется с заметной скоростью, и проникнув в грунтовые воды через некоторое время будет вынесен в поверхностные водоемы и реку Днепр.

Цезий довольно прочно удерживается глинистыми минералами, гумусом и биотой, и размах его миграции невелик. О плутонии есть время подумать, поскольку он представляет опасность только респирационном аспекте, его ПДК в воздухе около 1-1 О*'7 Ки/л. А для того, чтобы его накопилось достаточное количество на поливных землях Украины должно пройти много лет.

Радиоактивное загрязнение донных отложений Киевского водохранилища достигло максимума к середине лета 1986 г., когда характерные концентрации | 3 7 Сз на различных участках находились в пределах 185 - 29600 Бк/кг при естественной влажности. Максимальное содержание цезия Сз в представителях ихтиофауны наблюдалось в зимний период 1987 - 1988 гг. - (3, - 29)-103 Бк/кг сырой массы. Радиоактивные илы постепенно движутся по каскаду. Уже сейчас удельные запасы 1 3 7 Сз в донных отложениях Киевского и Каневского водохранилищ сравнялись. В Кременчугском водохранилище прирост запасов 1 3 Сз происходит со скоростью около 40 % в год, и в настоящее время составляет примерно 1,1 -1013 Бк. В Каховском водохранилище радиогеохимический режим практически установился. Сюда попадает наиболее мелкая коллоидная взвесь, и поэтому существенного увеличения запасов Сз в илах не происходит (за 5 лет увеличение всего на 10 %). Однако, если Сз для поливного земледелия не будет представлять существенной опасности, то Зг, находясь растворенном состоянии (от 0,15 до 0,4 Бк/л по всему каскаду), будет постепенно накапливаться в почвах и соответственно переходить в сельскохозяйственные продукты.

К началу 1990 г. концентрация радионуклидов в воде и донных отложениях Киевского водохранилища сравнительно стабилизировалась и наметилась тенденция к снижению их содержания в рыбах, продолжался вынос этих веществ с водными массами и взвесями в нижележащие водохранилища.

Поэтому первостепенной проблемой является удерживание 5г в природных «депо», таких как левобережная пойма р. Припять, где его находится около 3,7-101 Бк, многочисленные пункты временного захоронения и локализации радиоактивных отходов в 30-ти километровой зоне (около 800), в том числе сваленный и замытый песком «рыжий» лес и другие более мелкие источники.

Пойму необходимо держать сухой, не допускать залив ее паводковыми водами, а сделать это очень тяжело и трудно. Многочисленные временные радиоактивные могильники необходимо преобразовать в долговременные, и эта задача не менее трудная, тем более, что большинство из них не имеют паспортов, а о некоторых узнают случайно.

От правильности и разумности принимаемых решений во многом зависят темпы научно-технического прогресса и его экологическая цена, благосостояние и уровень жизни народов, будущее нашей планеты, здоровье нас и наших потомков, наконец, сама возможность сохранения и развития жизни на Земле. Но для принятия правильных решений необходимы не только трезвый ум, свободный от предрассудков и догм прошлого, не только новое политическое мышление, высочайшая ответственность за судьбы мира, но и прежде всего глубокие знания природы ядерных сил, понимание свойств и возможностей, достоинств и недостатков атомной и термоядерной энергии, особенностей действия ионизирующей радиации, радиоактивных изотопов на живую материю. Полнота информации - одна из гарантий правильности принимаемых решений. И очень горько сознавать, что львиная доля этих работ достанется нашим потомкам.

Глава 5. Источники образования радиоактивных отходов В начале развития атомной промышленности, в том числе и АЭС, предполагалось, что водные просторы, особенно моря и океаны, являются неограниченной средой для разбавления и захоронения радиоактивных отходов. Но оказалось, что у северо-западного побережья США, около устья р.

Колумбия, куда сливались радиоактивные отходы заводов и радиохимических лабораторий, появились зоны с повышенным уровнем радиоактивности. Позже выявилось, что и в Мировом океане появились целые регионы с повышенным уровнем радиоактивности. Оказалось, что возможности морей и океанов ограничены и не могут быть естественными хранилищами радиоактивных отходов.

Загрязненность радионуклидами внешней среды и образование различных радиоактивных отходов происходит в результате практической деятельности человека при: эксплуатации предприятий по добыче и переработке урановых руд; эксплуатации предприятий по производству естественного и обогащенного урана; эксплуатации предприятий по производству и изготовлению тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ); эксплуатации и снятии с эксплуатации атомных электростанций (АЭС), атомных станций теплоснабжения (АСТ) и атомных теплоэлектроцентралей (АТЭЦ); эксплуатации предприятий по переработке и регенерации отработавшего ядерного топлива; эксплуатации и снятии с эксплуатации морских судов с ядерными энергетическими установками и баз их обслуживания; эксплуатации исследовательских атомных реакторов; эксплуатации предприятий по изготовлению изотопных источников; использовании изотопной продукции в промышленности, науке, медицине, сельском хозяйстве; в процессе дезактивации объектов и реабилитации территорий, загрязненных радионуклидами в результате аварий; проведении ядерных взрывов;

В процессе эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и предприятий ядерного топливного цикла (ЯТЦ) источниками РАО являются радиоактивные вещества образуются при делении ядер " V, " {], Ри а также в результате активации нейтронами различных материалов, находящихся в активной зоне, как продукты реакций (п, у), (и, а) и (п,р).

Каждое предприятие в смысле загрязненности имеет свои особенности.

В таблице 5.1 представлены основные виды образующихся радионуклидов и их количества на АЭС, оснащенных реакторами типа ВВЭР и РБМК.

Смесь продуктов деления состоит в основном из 35 химических элементов, большинство из которых составляют короткоживущие радионуклиды.

Через 10 лет активность определяется в основном 9 0 8г и ' 3 7 Сз, но опасность для окружающей среды от а-излучателей сохраняется тысячелетиями.

Основными производителями радиоактивных отходов в Украине являются атомные электростанции, предприятия по добыче и переработке урановой руды, научные центры, предприятия и организации, использующие радиоактивные вещества или источники ионизирующего излучения. Доля радиоактивных отходов образовавшихся в результате аварии на Чернобыльской АЭС достигает 95% от всего количества РАО в Украине.

Деятельность производств по добыче и переработке урановых руд приводит к образованию больших количеств низкоактивных шахтных вод и твердых отходов. Подобные твердые отходы, активность которых в 10 и более раз превышает естественный радиоактивный фон, хранятся в специальных или приспособленных природных открытых сооружениях - «хвостохранилищах».

Таблица 5.1. Основные виды радионуклидов образующихся на АЭС с реакторами типа Суммарная активность продуктов деления 24969, При разработке урановых месторождений подземным способом на каждую тонну добываемой руды приходится 0,3 тонны пустых пород и забалансовых руд. Кроме того, в каждой тонне добытой руды может находится до 30% пустых пород из-за ее разубоживания. Такие породы обычно частично удаляются при радиометрической сортировке руды (с выделением хвостов).

Загрязненность горнорудных предприятий обусловлена ураном, радием и дочерними продуктами его распада, включая радиоактивный инертный газ радон. То же можно сказать и о химико-металлургическом производстве урана, где он выявляется уже в весьма концентрированном виде. Предприятия по изготовлению тепловыделяющих элементов имеют дело с ураном различных обогащений по 235И вплоть до 90%. Процесс производства композиционного состава ядерного топлива, снаряжение им ТВЭЛов, переработка отходов производства сопровождаются загрязнением производственных поверхностей, персонала, воздушной среды, несмотря на принимаемые защитные меры (боксы, фильтры, укрытия и т. п.).

На предприятиях по регенерации отработанного топлива источниками РАО являются: высокоактивные жидкие отходы, содержащие 98% радионуклидов и составляющие 0,1 % от объема всех образующихся жидких РАО (растворы после экстракционного отделения урана, плутония, актиноидов и некоторых продуктов деления); среднеактивные жидкие отходы содержащие около 2 % радионуклидов и составляющие 1,6 % от объема; низкоактивные жидкие отходы содержащие около 0,01 % радионуклидов и составляющие основную массу (98,3 %) от объема всех образующихся на предприятии РАО.

Ядерные реакторы АЭС, АСТ, АТЭЦ в процессе эксплуатации также являются источниками загрязнения внешней среды радиоактивными продуктами деления и наведенной активностью стабильных нуклидов воздуха, воды, технологических коммуникаций под действием мощных нейтронных потоков на них в активной зоне реактора. Загрязнение обусловливается как и короткоживущими радионуклидами, так и радионуклидами с большим периодом полураспада. Уровень загрязнений зависит от герметичности ТВЭЛов, технологических коммуникаций, их коррозионной стойкости.

На рисунке 5.1 показана схема размещения крупнейших предприятий и организаций производителей отходов и предприятий по обращению с РАО.

(^] - Атомные электростанции • - Областные центры (р - Научные центры с ЯУ Рис. 5.1. Схема размещения основных предприятий и организаций производителей отходов, Наиболее радиационно-опасными источниками загрязнений производственных помещений, персонала и окружающей среды, являются технологические процессы радиохимической переработки ядерного топлива при извлечении из него урана, плутония, нептуния и других наиболее ценных радионуклидов.

Радиоактивные отходы, образующиеся в результате эксплуатации исследовательских атомных реакторов, использования радионуклидов в медицине, промышленности, сельском хозяйстве собираются и транспортируются на специально созданные региональные спецкомбинаты с пунктами захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО). В Украине шесть таких межобластных (региональных) спецкомбинатов - (Киевский, Одесский, Донецкий, Днепропетровский, Львовский, Харьковский), для каждого из которых определен регион обслуживания, все они входят в структуру Украинского государственного объединения (УкрГО) «Радон».

Технологическое оснащение большинства спецкомбинатов не соответствует современным требованиям, исчерпаны или крайне ограничены мощности хранилищ, ряду спецкомбинатов требуются новые площади для захоронения отходов.

Необходимо отметить, что система контроля за продвижением радиоизотопной продукции несовершенна, в связи с чем не все отработавшие источники ионизирующих излучений поступают на пункты захоронения: имеются случаи бесконтрольного их сброса в окружающую среду.

Рассмотрим вкратце образование радиоактивных отходов на АЭС. Источниками радиоактивного загрязнения на АЭС являются:

Газообразные радиоактивные отходы - по отношению к газообразным радиоактивным отходам термин «отходы» в Украине не применяется, а используется термин «выбросы» - газо-аэрозольные выбросы (ИРГ, Ц Н, С, аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89 8г, 90 8г и цезия - 1 3 4 Сз, 3 7 Сз и др.).

Жидкие радиоактивные отходы (контурная вода, конденсат турбин с подсосами охлаждающей воды в конденсаторы, протечки технической воды, воды от отмывки помещений и оборудования, растворы от дезактивации оборудования, пульпы перлита и ионообменных смол).

Жидкие радиоактивные отходы подразделяются на: трапные воды; кубовые остатки после переработки трапных вод; отработанная пульпа фильтроперлита - намывных механических фильтров очистки теплоносителя контура многократной принудительной циркуляции; организованные протечки;

неорганизованные протечки; ионообменные смолы установок спецводоочистки.

Твердые радиоактивные отходы (вышедшее из строя оборудование, строительный мусор, не подлежащая дезактивации спецодежда, ветошь, отработавшие источники ионизирующих излучений, пластикат и пр.). Твердые радиоактивные отходы делятся на: прессуемые (одежда, резина, пластикаты, теплоизоляция, бумага, фильтры); непрессуемые (дерево, фильтры-рамки, трубопроводы, стекло, инструменты, трубы/вентили, бетонные блоки); сжигаемые (бумага, дерево), металлические.

Радиоактивные вещества образуются на АЭС в активной зоне реактора в результате ядерной реакции деления ядер М, \} и Ри. Это главный источник образования радиоактивных веществ на АЭС. Кроме этого, они образуются и в результате реакций активации потоком нейтронов различных материалов находящихся в активной зоне реактора при работе его на мощности как продукты реакций (и, у), (п, а) и (п,р).

Активность продуктов деления ядерного топлива чрезвычайно велика и становится тем больше, чем дольше работал реактор на мощности.

Большая часть образующихся радионуклидов имеет короткий период полураспада, поэтому после остановки реактора они достаточно быстро распадаются. Однако многие продукты деления имеют период полураспада от нескольких часов до десятков, сотен и более лет, что и обуславливает радиационную опасность ядерного реактора.

При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря целому ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода (рис.

5.2). Каждый физический барьер проектируется и изготавливается с учетом специальных норм и правил для обеспечения его повышенной надежности.

1-ый барьер: топливная 2-ой барьер: 3-ий барьер: 4-ый барьер:

матрица (таблетка).т Оболочка ТВЭЛ Корпус реактора. Защитная оболочка.

Рис. 5. 2. Физические барьеры безопасности и их взаимное расположение.

При ведении технологического процесса уровень защиты физических барьеров обеспечивается за счет поддержания рабочих параметров АЭС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения. На эффективность уровней защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности реакторной установки, то есть свойств, определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологического процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений.

В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (например, визуальный контроль тепловыделяющих сборок перед их загрузкой в активную зону) или косвенными методами (например, измерение активности теплоносителя и воздушной среды в объеме защитной оболочки).

Принцип глубоко эшелонированной защиты распространяется не только на элементы, оборудование и инженерно-технические системы, влияющие на безопасность АЭС, но также на деятельность человека (например, на организацию эксплуатации, административный контроль, подготовку и аттестацию персонала).

Первым защитным барьером является, собственно, сам способ приготовления топлива - спекание двуокиси урана 1Ю2 в таблетки топливной композиции. Спеченная топливная композиция представляет собой очень прочный, твердый материал, структура которого хорошо удерживает образующиеся продукты деления. Свыше 99,9% от общей их активности сосредоточено именно в топливных таблетках двуокиси урана работающего реактора.

В результате деления и захвата нейтронов в топливе накапливаются радиоактивные продукты, при этом изменяются состав, физико-химические и механические свойства топливной композиции.

Работа ТВЭЛов характеризуется высокими тепловыми нагрузками (примерно 450 Вт/см) и значительными температурными перепадами по поперечному сечению топлива, которые могут составлять несколько сот градусов. Несмотря на то что в процессе деления образуется большое количество радиоактивных продуктов, диоксид урана при нормальных рабочих температурах удерживает более 98% этих продуктов. Около 1 - 2% продуктов, в основном газообразные и летучие - криптон, ксенон и йод, диффундируют в газовый объем между топливной композицией и оболочкой, при этом герметичная оболочка препятствует их выходу в теплоноситель.

Поведение топлива как барьера, удерживающего продукты деления, зависит от температуры и выгорания. При температурах ниже 1000°С диоксид урана удерживает все, даже газовые продукты деления. С ростом температуры и выгорания картина существенно меняется. Продукты деления становятся более подвижными. Этот процесс имеет диффузионную природу, и скорость выхода продуктов деления из топлива определяется законом: ехр(-Е/кТ), где Е - энергия активации; Г-температура; к- постоянная Больцмана. При температуре выше 1600°С большая доля газов выходит из топлива под оболочку, заметно возрастает также выход йода и других летучих нуклидов. Чтобы топливо выполняло свои «барьерные» функции, важно, чтобы взаимодействие топлива с теплоносителем было минимальным.

Один из важнейших критериев, характеризующих условия работы топливной композиции, - это достижение температуры плавления. Этот параметр особенно важен при быстром повышении мощности, когда температура оболочки повышается еще незначительно. Плавление топлива должно рассматриваться как потеря барьерных функций не только топливом, но и ТВЭЛом в целом.

Вторым защитным барьером на пути выхода радионуклидов является герметическая металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ).

В зазор между топливной композицией и оболочкой ТВЭЛов поступает только часть продуктов деления, в основном газообразных и летучих, а также те из них, которые образовались в поверхностном слое топливной композиции (0,25+0,5% образовавшихся в топливной композиции). Оболочка ТВЭЛа обеспечивает его целостность, механическую прочность, препятствует попаданию продуктов деления в первый контур. Основное требование к оболочке - обеспечить прочность и герметичность во всем спектре нормальных и аварийных воздействий в течение многолетнего «жизненного цикла» и радиационную стойкость при длительном облучении.

Герметичность оболочек должна сохраняться в течение всего срока работы ТВЭЛа и последующего хранения отработавшего топлива.

Оболочка удерживает поступающие газообразные продукты деления.

Если температура топливной композиции не превышает 1200°С, то ее структура при работе реактора не меняется. Но при температурах более 1200°С, структура топливной композиции может изменяться и в этом случае в таблетках топливной композиции двуокиси урана \]Ог образуется зона структурных изменений, для которой характерен повышенный выход продуктов деления под оболочку ТВЭЛа не только с поверхностного слоя топлива, но и из внутренних его слоев. В том случае, когда второй защитный барьер - оболочка ТВЭЛа - теряет герметичность, в оболочке образуются дефекты (отверстия, трещины, разрывы) радионуклиды поступают в теплоноситель, циркулирующий через активную зону реактора по системе трубопроводов 1-го контура.

При достаточно большом дефекте в теплоноситель могут поступать не только газообразные и летучие продукты деления, но и твердые, а в некоторых случаях и топливная композиция, т. е. 1Ю2. Продукты деления после того, как они вышли из топливной композиции (из ОСЬ), еще под оболочкой ТВЭЛа могут химически взаимодействовать друг с другом и с материалом оболочки, образуя различные химические соединения (например, Сз1, 2г1 и др.), в том числе менее летучие, чем каждый из них в отдельности.

Таким образом процесс потери герметичности оболочки тепловыделяющего элемента можно разделить на две стадии. Первая, когда имеют место микротрещины и из под оболочки выходят только газообразные продукты деления а величина выхода их зависит от температурных нагрузок и вторая, когда дефект становится достаточно большим, чтобы обусловить выход твердых веществ или собственно топливной композиции. Как видно, процесс образования и поступления в теплоноситель продуктов деления - сложный физико-химический процесс, протекающий в несколько этапов: деление ядер горючего (собственно образование продуктов деления), выход их из топливной композиции под оболочку ТВЭЛа и выход из-под оболочки через дефект в ней в теплоноситель. В кипящих реакторах выход продуктов деления в теплоноситель зависит от того, в каком месте ТВЭЛа образовался дефект в оболочке - там, где он охлаждается водой или пароводяной смесью.

На АЭС с реакторами канального типа (РБМК) системы контроля герметичности оболочек (КТО), позволяют своевременно обнаружить возникновение микротрещины ТВЭЛа и выгрузить отдельную дефектную ТВС. На АЭС с корпусными реакторами (ВВЭР) контроль герметичности оболочек ТВЭЛов осуществляется по содержанию продуктов деления в теплоносителе.

Таблица 5 2 Значения удельной активности продуктов деленияв теплоносителе АЭС Радионуклид Удельная активность, Ки/кг 4-10~ В соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности АЭС (ОПБ-88) допустимое количество ТВЭЛов одновременно эксплуатируемых в активной зоне реактора не должно превышать: ТВЭЛов имеющие газовые неплотности - 1 % и ТВЭЛов с дефектами в оболочках, приводящие к контакту топлива с теплоносителем, когда наблюдается выход твердых продуктов деления - 0,1%. Такой же норматив принят на зарубежных АЭС. При превышении этих пределов реактор должен быть остановлен.

Источником образования радиоактивных веществ на АЭС, кроме ядерной реакции деления, также служит процесс активации. Некоторое представление о количества радионуклидов, образующихся в теплоносителе реактора РБМК мощностью 1 Гвт (эл.) в течение года, может дать таблица 5.2.

Теплоноситель и переносимые им примеси, в первую очередь продукты коррозии металла трубопроводов первого контура, попадая в активную зону, подвергаются мощному облучению потоком нейтронов и становятся радиоактивными. Так, если теплоноситель вода, то при захвате нейтрона с испусканием протона ядром | 6 О образуется радиоактивный изотоп ' N. Кроме того, в воде всегда присутствует воздух, а следовательно, газ аргон, который, активируясь, образует радиоактивный изотоп Аг. В воде обычно всегда присутствуют продукты коррозии конструктивных элементов реактора трубопроводов контура. В результате их активации образуются радионуклиды °Со, 5 9 Ре, В активной зоне реактора есть еще другой источник продуктов деления - это поверхностное загрязнение оболочек ТВЭЛов топливной композиции, которое происходит при их изготовлении. Несмотря на то что поверхность ТВЭЛов подвергается тщательной очистке, малое количество 1Ю2 (примерно 5-1СГ9 г/см2) все же остается на оболочке. Это очень маломощный источник продуктов деления, но так как он постоянно находится в прямом контакте с теплоносителем, то не учитывать его нельзя. Именно этот источник определяет присутствие продуктов деления в теплоносителе в начальный период эксплуатации реактора.

Не все радионуклиды имеют одинаковое значение с точки зрения радиационной безопасности и защиты окружающей среды.

Так, изотоп 161Ч, являясь мощным у-излучателем, имеет очень малый период полураспада ( Т ^ = 7,11 сек) и не успевает распространиться за пределы АЭС, но его наличие в основном обуславливает необходимость биологической защиты реактора и трубопроводов первого контура при работе на мощности.

Третий защитный барьер — это полностью замкнутая система трубопроводов технологического контура, не допускающая поступления радионуклидов в помещения АЭС. Весьма сложен физико-химический процесс - процесс переноса продуктов деления по технологическому контуру - третьему защитному барьеру на АЭС. Этот процесс может сопровождаться различными химическими превращениями продуктов деления, сорбцией их на микрочастицах продуктов коррозии, осаждением на внутренних поверхностях оборудования и трубопроводов контура. Более того, этот процесс существенно различен на АЭС, работающих по одноконтурной и двухконтурной (трехконтурной) схемам. В первую очередь это различие касается газообразных продуктов деления.

На АЭС, работающих по двухконтурной схеме, например на АЭС с ВВЭР, Р\УК. первый контур замкнут и поступающие в теплоноситель (контурную воду) из дефектных ТВЭЛов продукты деления многократно переносятся им по контуру, и поскольку процесс поступления продуктов деления продолжается непрерывно, то в теплоносителе происходит накопление их.

Если какой-либо продукт деления не имел бы радиоактивных предшественников и не образовывал бы дочерних радиоактивных нуклидов, то процесс его накопления продолжался бы до тех пор, пока не установилось бы радиоактивное равновесие, обусловленное его распадом и выведением на фильтрах внутриконтурной очистки, что и определяет убыль его активности в теплоносителе. Кроме того, некоторая доля этого радионуклида участвовала бы в обменном процессе осаждения - смыва на поверхностях оборудования контура.

Если бы этот радионуклид был газообразным, то происходило бы его накопление в газовом объеме компенсатора объема, откуда бы он удалялся через системы очистки продувочной воды. Однако большинство продуктов деления - участники цепочек радиоактивных превращений, поэтому при циркуляции с теплоносителем по контуру они претерпевают радиоактивные превращения.

Процесс переноса продуктов деления в технологическом контуре АЭС, работающей по одноконтурной схеме, например с РБМК, т. е. в контуре многократной принудительной циркуляции, который состоит из водяной, паровой и конденсатной частей, выглядит по-другому, ибо этот контур для газообразных продуктов деления разомкнут. Вследствие этого распределение продуктов деления по контуру имеет свои особенности. Удельная (объемная) активность радионуклидов продуктов деления изменяется скачками при переходе от одного участка контура к другому. «Размер» скачка зависит от агрегатного состояния теплоносителя и физико-химических свойств радионуклида. Подавляющая доля газообразных продуктов деления через очень короткий интервал времени после их образования удаляется из теплоносителя.

Действительно, в теплоноситель (воду или пароводяную смесь), пока он движется в пределах активной зоны, из негерметичных ТВЭЛов поступают продукты деления, но когда пароводяная смесь приходит в барабан-сепаратор и разделяется на пар и воду, то удельная (объемная) активность той и другой фазы теплоносителя оказывается сразу же существенно различной, другим оказывается и ее нуклидный состав. Радионуклиды вследствие своей химической природы по-разному растворяются в паре и воде и поэтому некоторые из них движутся по контуру в основном с паром, а другие - с водой. Газообразные продукты деления в основном уносятся с паром, не газообразные - с водой.

При конденсации сработанного пара в конденсаторах турбин не все радионуклиды и в неравной мере переходят в конденсат, часть их остается в газовой фазе и отсасывается эжекторными насосами. Этот же процесс повторяется в деаэраторах - устройствах, предназначенных специально для дегазации теплоносителя.

Накоплению радиоактивных продуктов в теплоносителе препятствует система постоянной очистки, так называемая система байпасной очистки первого контура. Байпасная специальная система водоочистки (СВО), работает непрерывно. Специальная система водоочистки имеет двойное назначение выведение примесей, которые могли бы образовывать отложения, и непрерывная дезактивация вод реакторного контура. После исчерпания обменной емкости ионообменных фильтров установок СВО производится их регенерация. В результате периодически получается большое количество радиоактивных вод, т. е. жидких радиоактивных отходов (ЖРО).

Несмотря на работу установок СВО, все же имеют место отложения радиоактивных примесей на отдельных участках контуров, например в ГЦН.

Это затрудняет ремонт оборудования АЭС, для производства которого необходима предварительная дезактивация. Получающиеся при этом отмывочные воды, к числу которых относятся радиоактивные воды опорожнения реактора, низкоактивные трапные воды (в результате внешней обмывки здания и агрегатов) и прачечные воды также являются источником ЖРО.

При нарушениях герметичности задвижек, клапанов, появлении свищей на трубопроводах и т.п. системы первого контура, радиоактивные вещества с протечками могут попасть в помещения АЭС и в результате выхода радионуклидов, загрязнять воздух и образовывать загрязненные радионуклидами трапные воды. В этом случае их выходу в окружающую среду препятствует очередной четвертый защитный барьер.

Четвертый защитный барьер - защитная оболочка, которая является локализующей системой безопасности особенно в аварийных ситуациях, связанных с потерей теплоносителя первого контура Для АЭС с блоками РБМК, не имеющих защитной оболочки, такой системой являются герметичные помещения и боксы.

Защитная оболочка (ЗО) оснащена рядом вспомогательных систем.

Системы защитной оболочки предназначены для выполнения следующих основных функций: выдерживать повышенное давление внутри защитной оболочки во всем спектре нарушений системы первого контура в авариях с потерей теплоносителя (АПТ); во взаимодействии с системой аварийного охлаждения зоны (САОЗ) ограничивать выделяющуюся при АПТ энергию для предотвращения повышения давления в защитной оболочке сверх проектных пределов; ограничивать выход радиоактивных веществ во время и после АПТ допустимыми пределами; уменьшать давление и температуру в защитной оболочке после АПТ.

САОЗ охлаждает активную зону, а специальные системы (вентиляционные, спринклерные, барботажные) отводят энергию из защитной оболочки (или аккумулируют ее), снижая в ней давление и температуру. В оболочке образуется также водород вследствие термохимических реакций и радиолиза воды, поэтому должна быть предусмотрена система контроля состава атмосферы защитной оболочки для предотвращения накопления взрывоопасной смеси в оболочке.

Система защитной оболочки как барьер безопасности должна выполнить свои функции в аварийных условиях с учетом возможных механических, тепловых и химических воздействий, являющихся следствием истечения теплоносителя и расплавления активной зоны. Избыточное давление, на которое ориентируют системы защитной оболочки, составляет несколько сот килопаскалей и зависит от энергии, выделяющейся при аварии, и объема заключенного под оболочкой. Проектный уровень негерметичности защитной оболочки не должен превышать, как правило, 0,1 - 1% объема в сутки.

Давление в защитной оболочке, возникающее после истечения теплоносителя, является одной из основных причин выхода радиоактивных продуктов за пределы этого последнего барьера. Поэтому снижение давления с помощью систем, обеспечивающих конденсацию пара, выделившегося в процессе аварии, или вентиляцию, существенно облегчает удержание радиоактивных продуктов в пределах последнего барьера. Защитная оболочка оснащается специальными фильтрами очистки атмосферы внутри ее от йода, цезия и других продуктов Локализующие устройства защитной оболочки (клапаны, системы отвода тепла, системы снижения давления) должны обладать достаточной мощностью, производительностью и иметь достаточное резервирование, чтобы выполнить свои функции при несрабатывании или выходе из строя любого активного компонента.

Системы защитной оболочки должны позволять периодически в течение всего срока эксплуатации производить проверку плотности защитной оболочки и надежности функционирования всех систем.

Все газообразные радионуклиды собираются системами вентиляции станции и направляются на специальные установки очистки, и только после очистки до допустимых уровней содержания радионуклидов они могут поступать в окружающую среду.

Загрязненные трапные воды также собираются, очищаются и возвращаются в технологический цикл, или очищенные до нормативно безопасных уровней сбрасываются во внешнюю среду.

Радиоактивные продукты деления и активации могут попасть в окружающую АЭС среду разными путями, с газо-аэрозольными и с жидкими отходами, но источник их один и тот же - основной технологический контур АЭС. Другими источниками радиоактивных отходов являются также газовый контур, контур охлаждения СУЗ на АЭС с блоками РБМК.

В режиме нормальной работы АЭС наиболее радиационно-опасными продуктами деления надо считать радионуклиды Кг и Хе, I, 5г и Сз. В некоторых случаях к числу радиационно значимых радионуклидов продуктов деления следует также относить радионуклиды Ни, Се и некоторые другие. Нельзя также забывать, что в процессе деления ядерного горючего образуется тритий (продукт тройного деления ядер урана) [17].

Глава 6. Обращение с радиоактивными отходами Стратегическая задача при обращении с РАО независимо от их происхождения - исключение возможности загрязнения окружающей среды радионуклидами, входящими в состав отходов, на весь период их потенциальной опасности.

Техническая политика любого государства предусматривает необходимость комплексного решения проблемы обращения с РАО на действующих, проектируемых и строящихся объектах, начиная с нормирования их обработки и кончая надежной изоляцией от биосферы при соответствующей системе контроля. При обращении с отходами обязательно нужно выполнять существующие нормы и правила по защите населения и охране окружающей среды.

В последующих разделах будут рассмотрены методы переработки газообразных, жидких и твердых РАО, способы их хранения и захоронения.

Радиоактивные отходы (РАО) - неиспользуемые жидкие и твердые вещества или предметы, образующиеся в результате деятельности предприятия, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные действующими нормативными документами.

Любая деятельность в области обращения с радиоактивными отходами в Украине регулируется Законом Украины «Об обращении с радиоактивными отходами». В соответствии с данным Законом обращение с радиоактивными отходами - деятельность, связанная со сбором, переработкой, транспортировкой, хранением и захоронением радиоактивных отходов.

Требования к захоронению РАО изложены (все же в недостаточной степени) в Законе Украины «Об обращении с РАО», НД 306.604-95 «Захоронение радиоактивных отходов в приповерхностных хранилищах», СПОРО-88.

Требования к захоронению РАО, изложенные в СПАС-88 и ПРБ-АС-89, требуют пересмотра, поскольку они противоречат нынешнему законодательству Украины.

На настоящее время требования к упаковкам РАО, передаваемым на захоронение, еще находятся в стадии разработки.

Сбор радиоактивных отходов осуществляется силами и средствами предприятия, в котором образуются радиоактивные отходы, отдельно от обычного мусора и строго раздельно с учетом:

- физического состояния (твердые, жидкие);

- происхождения (органические, неорганические, биологические);

- периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (до суток, более 15 суток);

- взрыво- и огнеопасности (опасные, безопасные).

Система обращения с радиоактивными отходами должна включать в себя сбор отходов, временное их хранение, переработку, удаление и захоронение. Должны быть назначены лица ответственные за сбор и передачу на захоронение радиоактивных отходов в предприятии, которые обязаны вести учет радиоактивных отходов. На каждую партию радиоактивных отходов, передаваемых на захоронение, должен быть оформлен паспорт.

Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми. Размер и конструкция контейнеров определяется типом и количеством радиоактивных отходов, видом и энергией излучений радионуклидов. Внутренние поверхности контейнеров дл-я многократного использования должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из слабо сорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и специальными растворами, и иметь достаточную механическую прочность Контейнеры должны закрываться крышками. Конструкция контейнеров должна быть такой, чтобы была возможна их механизированная погрузка и выгрузка. Мощность дозы излучения на расстоянии 1 метр от сборника с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч.

Транспортировка, переработка и захоронение радиоактивных отходов производится пунктами захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или специализированными комбинатами. Хранение РАО играет важную роль обращении с отходами.

Хранение радиоактивных отходов - подразумевает размещение РАО в объекте и в пригодном месте в котором обеспечивается изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и радиационный мониторинг, с возможностью последующего извлечения, переработки, транспортировки и захоронения Захоронение радиоактивных отходов - размещение РАО в объекте, в пригодном месте в постоянном хранилище предназначенное для обращения с РАО без намерения их дальнейшего использования и извлечения их будущем.

На АЭС хранение жидких и твердых РАО осуществляется соответственно в хранилищах жидких отходов (ХЖО) и хранилищах твердых отходов (ХТО). Хранение РАО может осуществляться как по месту образования РАО, так и по месту переработки и захоронения РАО.

Хранилища радиоактивных отходов сооружают, как правило, на территории АЭС не ближе 500 м от открытых водоемов, при этом местность не должна быть заболоченной и уровень грунтовых вод должен быть низким.

Вокруг пункта захоронения предусматривают санитарно-защитную зону Захоронение РАО во временных ПЗРО, как правило, запрещается. Но в отдельных случаях допускается захоронение РАО во временных могильниках.

Таким примером может быть захоронение РАО в процессе ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году. Пункты временной локализации и захоронения РАО (ПВЛРО и ПЗРО) создавались в 1986 - гг. войсками гражданской обороны при проведении дезактивационных работ вокруг 4-го блока ЧАЭС и прилегающей к нему территории. Эти захоронения сооружались без проектной документации, не имеют достаточных инженерных защитных сооружений и перекрытий, создавались без учета гидрогеологических условий на их территориях. Для каждого ПВЛРО и ПЗРО невозможно выделить собственную санитарно-защитную зону, т.к. вся территория зоны отчуждения попадает под определение, изложенное в ОСП-72/87. Зоны наблюдения в ее дословном понимании здесь не существует вообще. Извлечение РАО из временных могильников зоны отчуждения ЧАЭС, их переработка и захоронение являются актуальной проблемой и в настоящее время и в будущем. Степень радиационной опасности при сборе, транспортировке, переработке и захоронение радиоактивных отходов зависит от следующих основных факторов:

- величины активности;

- вида и энергии излучения;

- степени токсичности радиоактивных веществ содержащихся в отходах;

- периода полураспада радионуклидов;

- физического состояния отходов (жидкие, твердые);

- вида и состояния тары.

ТРО и ЖРО, содержащие короткоживущие нуклиды с периодом полураспада до 15 суток, выдерживают в течение времени, обеспечивающего снижение активности до безопасных уровней, а затем удаляют как обычный мусор на организованные свалки, а ЖРО - в хозяйственно-бытовую канализацию при обязательном радиационном контроле.

Отработавшее ядерное топливо АЭС, которое не подлежит переработке, после соответствующей выдержки хранится в специальных хранилищах отработанного ядерного топлива (ХОЯТ) оборудованных техническими средствами извлечения топлива из этого хранилища.

На протяжении всего времени хранения или захоронения РАО регулярно осуществляется контроль та их состоянием, радиационной обстановкой в хранилищах и окружающей природной среде.

В необходимых случаях для учреждений устанавливаются допустимые сбросы радиоактивных веществ в поверхностные водоемы.

В хозяйственно-бытовую канализацию допускается сброс радиоактивных сточных вод с концентрацией, превышающей ДКв для воды не более чем в 10 раз, если обеспечивается их десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленного допустимого уровня. При малых количествах жидких радиоактивных отходов (менее 200 л), а также при невозможности их разбавления, отходы должны собираться в специальные емкости для последующего удаления и захоронения.

При удалении сточных вод непосредственно из учреждений или общегородской канализации в открытые водоемы концентрация радиоактивных веществ в сточных водах у места спуска их в водоем не должна превышать допустимой концентрации ДК В для воды.

Запрещается удаление жидких радиоактивных отходов в поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения.

Проекты действующих АЭС Украины разрабатывались в 70-х годах, когда вопросу обращения с РАО не уделялось должного внимания. Проектами АЭС были предусмотрены контейнеры для обращения с РАО всех групп активности, но реальное воплощение получили только контейнеры и оборудование для высоко- и частично среднеактивных отходов. Разработчики документации и заводы по изготовлению контейнеров находились в России, что и определило отсутствие опыта и готовности украинских заводов к изготовлению контейнеров после распада Союза. В сложившейся ситуации, одним из первых шагов на пути создания стратегии контейнерного парка Украины, был анализ технологий обращения с твердыми отходами на АЭС, анализ существующего контейнерного парка АЭС, анализ проектируемых на АЭС установок по обращению с РАО, анализ зарубежного опыта по применению различного типа контейнеров и, исходя из этого, оценка потребностей АЭС в различных типах контейнеров.

В отчете Института поддержки эксплуатации АЭС «Требования и рекомендации по выбору первоочередных типов контейнеров для сбора хранения и переработки РАО АЭС Украины», ИПЭ АЭС, НАЭК «Энергоатом», Киев, 2000 г. [17] отмечено, что обращение с РАО, образующимися при эксплуатации АЭС, осуществляется на основе временных разрешений на эксплуатацию энергоблоков АЭС. Приведенные ниже данные по динамике образования и количеству РАО на АЭС Украины взяты из вышеуказанного отчета, как наиболее достоверные. Годовой прирост объемов РАО на АЭС Украины, в среднем, составляет 4-6% для ТРО и 11-13% для ЖРО от проектных объемов хранилищ.

Наиболее неблагоприятная ситуация с ТРО сложилась на ЮжноУкраинской АЭС (10% свободного объема хранилищ ТРО 1 гр.) и по ЖРО на Ровенской АЭС (22% свободного объема хранилищ) и если не принимать соответствующих мер эти станции смогут проработать не более 1-2 года.

На АЭС Украины практически отсутствует полный технологический цикл обращения с РАО. Станции очень бедно оснащены установками по переработке РАО.