Физико-Химические процессы в ядерном реакторе РБМК-1000

Принцип АЭС

Физико-Химические процессы в ядерном реакторе РБМК-1000

Ядерный источник энергии

Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении:

где с = 300 000 000 м/с - скорость света;
таким образом тело человек массой 70 кг содержит в себе энергию

 

Такое количество энергии реакторная установка РБМК-1000 выработает только за две тысячи лет работы. Главная проблема научится превращать массу в полезную энергию. Первый шаг для решения этой проблемы человечество сделало освоив военное и мирное использование энергии деления ядер. В самом первом приближении процессы, происходящие в ядерном реакторе, можно описать как непрерывное деление ядер. При этом масса целого ядра до деления больше массы получившихся осколков. Разница составляет примерно 0.1 % массы разделившегося ядра. Разумеется до полного превращения массы в энергию еще очень далеко, но уже такое, не обнаруживаемое обычными весами, изменение массы топлива в реакторе позволяет получать гигантское количество энергии. Изменение массы топлива за год непрерывной работы в реакторе РБМК-1000 составляет приблизительно 0.3 г, но выделившаяся при этом энергия такая же, как при сжигании 3000000 (три миллиона) тон угля.

Реактор
РБМК это Реактор Большой Мощности Канальный, цифра 1000 это 1000 МВт электрической энергии которые получаются после преобразования.
В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр составленный из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около 12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде кольцевого бака с водой. Этот цилиндр пронизывают 1693 топливных канала, представляющих собой трубки из сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. В топливном канале устанавливается тепловыделяющая сборка (ТВС). ТВС в РБМК состоят из двух частей верхний и нижней, каждая из которых содержит 18 твэлов стержневого типа из таблеток спеченной двуокиси урана (UO₂), заключенных в оболочки из циркониевого сплава. Высота столбика таблеток 3.5 м, диаметр твэла 13.5 мм.
Теплоноситель, вода, движется в каналах с низу в верх, омывая ТВС и снимая тепловую энергию. Подвод теплоносителя осуществляется к каждому каналу, существует возможность регулировать расход воды через канал. В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. В каналы с большей мощностью подается большее количество воды. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 14.5 %. Одним из преимуществ РБМК пред ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). При перегрузки канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней
создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.

 

Тепловой контур

Очень важную роль в процессах происходящих на АЭС играет тепловая энергия. Тепловая энергия - это энергия хаотического движения молекул или атомов в жидкостях и газах и колебательного движения молекул или атомов в твердом теле. Чем выше скорость этого движения тем большей тепловой энергией обладает тело.

Процесс передачи энергии в результате обмена хаотическим движением молекул, атомов или микрочастиц называется теплообменом.

Способы теплообмена:

Как правило в промышленных энергоустановках процесс преобразования энергии источника в тепловую происходит в одном месте (котел для ТЭС, реактор для АЭС), а процесс преобразования тепловой энергии в механическую и далее в электрическую в другом, следовательно возникает проблема перемещения тепловой энергии в пространстве. Как можно передать тепловую энергию из одной точки пространства в другую?

Теплопроводность

Теплопроводность представляет собой процесс передачи теплоты в сплошной среде посредством хаотического движения микро частиц.
 

Конвективный теплообмен

Конвективный теплообмен - перенос теплоты при перемешивании более нагретых частиц среды с менее нагретыми.

Ядерные реакции

Ядерная реакция - это процесс превращения ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами или с другими ядрами.

Первые ядерные реакции происходили при бомбардировки заряженными частицами (ядрами гелия, протонами) различных элементов. При этом, энергия затраченная на разгон налетающих частиц значительно превосходила энергию, полученную в результате реакции. Разгон частиц необходим для преодоления сил электрического сопротивления (положительно заряженное ядро отталкивает положительно заряженные ядра, альфа-частицы и протоны). Если в качестве налетающей частицы использовать нейтрон, который не имеет заряда, то необходимость в разгоне пропадает. Поэтому в настоящие время в ядерных реакторах определяющими реакциями являются ядерные реакции нейтронов с ядрами веществ находящихся в активной зоне. Рассмотрим самые важные из них:

Реакция деления.

Механизм деления, проще всего представить с помощью капельной модели ядра. В каплю “ядерной жидкости” попадает нейтрон. Под действием внесенной энергии в капле возникают колебания формы, от сферической до форы двух грушеобразных частей с перешейком между ними если внесенной неторном энергии достаточно, то перешеек рвется - ядро разваливается на два осколка.

После деления урана, как правило, образуются два осколка с соотношением масс 2 к 3 и несколько нейтронов.

В принципе, если нейтрон обладает достаточно большой энергией, то разделится может любое ядро. В большинстве ядерных реакторов главным делящимся изотопом является изотоп урана ²³⁵U. При делении урана образуются два ядра-осколка и два или три нейтрона (в среднем около 2.5 нейтрона на один акт деления). При делении одного ядра выделяется приблизительно 3.15´ 10^-13Дж энергии.

Реакция рассеяния.

При взаимодействии нейтрона с ядром возможен случай, когда составное ядро не образуется. Происходит столкновение и разлет в разные стороны нейтрона и ядра. В этом случае говорят об упругом рассеянии. Нейтрон, ударившись о ядро, снижает свою скорость и изменяет направление движения, этот процесс называют замедлением.

Чем легче ядро, с которым столкнулся нейтрон, тем больше снижение скорости.

Неупругое рассеяние - это процесс когда, после столкновения с нейтроном, образуется составное ядро, но из него почти мгновенно вылетают нейтрон, и гамма квант. В этом случае кинетическая энергия нейтрона уменьшается на величину энергии гамма кванта и энергии полученной ядром. Нейтрон замедляется.

Условиях, при которых реакция деления будет самоподдерживающееся: для этого необходимо, чтобы хотя бы один из нейтронов, полученный в результате первого акта деления, взывал второй акт деления. Нейтроны, вызвавшие первые акты деления, называют нейтронами первого поколения, вторые - второго поколения.

_________________

Коэффициент размножения (К_эф) - это отношение количества нейтронов второго поколения к количеству нейтронов первого поколения

 

При К_эф < 1 реакция деления затухает.

При К_эф = 1 реакция деления происходит на постоянной мощности (нормальный режим работы реактора).

При К_эф > 1 реакция деления разгоняется (увеличение мощности).

Для осуществления преобразования ядерной энергии в электрическую, необходимо поддерживать в реакторе К_эф = 1.

 

Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602 ´ 10^-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы:

тепловые - энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения среды Е < 0.5 эВ.

замедляющиеся - энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ.

быстрые - E > 2000 эВ.

Основным топливом в ядерных реакторах является уран.

В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана ²³⁸U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром ²³⁸U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции.

Для изотопа урана ²³⁵U деление возможно нейтронами любых энергий, однако, вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

Цепная реакция деления.

Рассмотрим реакцию деления в смеси изотопов урана ²³⁸U и ²³⁵U.

В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ, до 10 МэВ. Средняя энергия около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы ²³⁸U, но как было сказано выше, на 1 нейтрон вызвавший деление ²³⁸U, придется четыре захваченных без деления, а в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона, следовательно, коэффициент размножения К_эф = 5/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа ²³⁸U осуществить цепную реакцию невозможно.

Нейтроны рожденные при делении с энергией 2 МэВ, в результате рассеяния потеряют свою энергию (замедлятся), чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа ²³⁵U, однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер ²³⁸U очень сильно возрастает. Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления ²³⁵U максимальна, сможет замедлится лишь малая часть нейтронов.

В естественном уране количество изотопа ²³⁵U составляет 0.7 % остальное ²³⁸U и для осуществления реакции необходимо произвести обогащение, увеличить концентрацию изотопа ²³⁵U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами ²³⁵U чаще, чем с ядрами ²³⁸U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах.

Другим способом осуществления реакции деления в уране является использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он сбросит часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления ²³⁵U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшем обогащением по ²³⁵U.

Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами, называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют:

Воду Н₂О - реакторы типа ВВЭР, PWR;

Тяжелую воду D₂O - реакторы типа CANDU;

Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

В реакторе РБМК в качестве замедлителя используют графит. Нейтроны в них теряют свою энергию (замедляются) при столкновении с ядрами углерода. Причем количество столкновений необходимое для замедления быстрого нейтрона до теплового составляет для углерода около 114.

 

Последовательность событий

Чернобыльская Атомная Электростанция расположена на севере Украины, в месте впадения реки Припять в Днепр. Строительство начато в 1976 году. Всего было построено 4 блока по 1000 МВт каждый. Авария на четвертом блоке ЧАЭС 26 апреля 1986 года произошла не во время нормального функционирования реактора.

Это случилось во время эксперимента по изучению резервов безопасности реактора в различных ситуациях. Эксперимент намечалось проводить при пониженной мощности реактора. Эксперимент совпал с плановым гашением реактора. Обычно реакторы не только вырабатывают электроэнергию, но и потребляют ее для работы насосов системы охлаждения. Эта энергия берется из обычной электросети. Если же нормальное электроснабжение нарушается, то возможно переключение части вырабатываемой атомным реактором электроэнергии на нужды системы охлаждения реактора. Однако если действующий реактор не вырабатывает электроэнергию, такое происходит в процессе гашения реактора, то необходим внешний автономный источник питания - генератор. На запуск генератора требуется некоторое время, поэтому он не может обеспечить реактор необходимой электроэнергией сразу. Во время эксперимента на четвертом блоке ЧАЭС намеревались показать, что мощности электрического тока, вырабатываемого вращающимися по инерции турбинами после гашения реактора, достаточно для питания насосов охлаждения до включения дизельных генераторов. Ожидалось, что насосы обеспечат циркуляцию охладителя, достаточную для обеспечения безопасности реактора.

Много различных отчетов, объясняющих причины аварии, было опубликовано с тех пор. Но в этих отчетах много неувязок. Многие исследователи толковали некоторые данные каждый по-своему. С течением времени появилось еще больше различных толкований. Кроме того, некоторые авторы были лично заинтересованы в этом деле. Однако в большинстве отчетов сходна последовательность событий, которые привели к аварии.

 

 

25.04.1986. 01:06 Началось запланированное гашение реактора. Постепенное снижение тепловой мощности реактора. (При нормальной работе тепловая мощность реактора составляет 3200 МВт). 03:47 Снижение мощности реактора прервано на 1600 МВт. 14:00 Аварийная система охлаждения была отключена. Это входило в программу эксперимента. Это было сделано, чтобы препятствовать прерыванию эксперимента. Это действие непосредственно не привело к аварии, но если бы аварийная система охлаждения не была отключена, возможно, последствия не были бы такими тяжелыми. 14:00 Намечалось дальнейшее снижение мощности. Однако диспетчер электросети Киева попросил оператора реактора продолжить выработку электроэнергии, чтобы удовлетворить потребности города в электроэнергии. Поэтому мощность реактора была оставлена на 1600 МВт. Эксперимент был задержан, а сначала его намеревались провести в течение одной смены. 23:10 Было рекомендовано продолжить снижение мощности. 24:00 Конец смены.

 

 

26.04.1986. 00:05 Мощность реактора была уменьшена до 720 МВт. Продолжалось снижение мощности. Теперь доказано, что безопасное управление реактором в той ситуации было возможно на 700 МВт, т.к. иначе "пустотный" коэффициент реактора становится положительным.
00:28 Мощность реактора снижена до 500 МВт. Управление было переключено на авторегулирующуюся систему. Но тут либо оператор не дал сигнал удержания реактора на заданной мощности, либо система не отреагировала на этот сигнал, но внезапно мощность реактора упала до 30 МВт. 00:32 (примерно) В ответ оператор стал поднимать управляющие стержни, пытаясь восстановить мощность реактора. В соответствии с Требованиями по технике безопасности оператор должен был согласовать свои действия с главным инженером, если эффективное число поднимаемых стержней больше 26. Как показывают сегодняшние расчеты, в тот момент требовалось поднять меньшее число управляющих стержней. 01:00 Мощность реактора возросла до 200 МВт. 01:03 Был подключен дополнительный насос к левому циклу охлаждающей системы, чтобы увеличить циркуляцию воды через реактор. Это входило в планы эксперимента. 01:07 Был подключен дополнительный насос к правому циклу охлаждающей системы (тоже по плану эксперимента). Подключение дополнительных насосов вызвало ускорение охлаждения реактора. Это также привело к уменьшению уровня воды в пароразделителе. 01:15 Автоматическая система управления пароразделителем была отключена оператором, чтобы продолжить действия с реактором. 01:18 Оператор увеличил ток воды, пытаясь решить проблемы в системе охлаждения. 01:19 Еще несколько управляющих стержней выдвинуто, чтобы увеличить мощность реактора и поднять температуру и давление в пароразделителе. Правила эксплуатации требовали, чтобы как минимум 15 управляющих стержней все время оставались в активной зоне реактора. Предполагается, что в тот момент в активной зоне уже оставалось всего 8 управляющих стержней. Однако в активной зоне оставались автоматически управляемые стержни, это позволяло увеличить эффективное число управляющих стержней в активной зоне реактора. 01:21:40 Оператор уменьшил ток воды через реактор до нормального, чтобы восстановить уровень воды в пароразделителе, при этом уменьшилось охлаждение активной зоны реактора. 01:22:10 В активной зоне начал образовываться пар (закипела охлаждающая реактор вода). 01:22:45 Данные, полученные оператором, сигнализировали об опасности, но создавали впечатление, что реактор все еще оставался в устойчивом состоянии. 01:23:04 Закрыли клапаны турбин. Турбины все еще вращались по инерции. Это, собственно, и было началом эксперимента. 01:23:10 Автоматически управляемые стержни были удалены из активной зоны. Стержни поднимались примерно 10 сек. Это была нормальная реакция, чтобы скомпенсировать уменьшение реактивности, последовавшее за закрытием клапанов турбины. Обычно уменьшение реактивности вызывается увеличением давления в охлаждающей системе. Это должно было привести к уменьшению пара в активной зоне. Однако ожидаемого уменьшения пара не последовало, т.к. ток воды через активную зону был мал. 01:23:21 Парообразование достигло такой точки, когда из-за собственного положительного "пустотного" коэффициента дальнейшее парообразование приводит к быстрому увеличению тепловой мощности реактора. 01:23:35 Началось неконтролируемое образование пара в активной зоне. 01:23:40 Оператор нажал кнопку "Авария" (AZ-5). Управляющие стержни начали входить сверху активной зоны. При этом центр реактивности переместился вниз активной зоны. 01:23:44 Мощность реактора резко увеличилась и примерно в 100 раз превысила проектную. 01:23:45 ТВЭЛы начали разрушаться. В топливных каналах создалось высокое давление. 01:23:49 Топливные каналы стали разрушаться. 01:24 Последовало два взрыва. Первый - из-за гремучей смеси, образовавшейся в результате разложения водяного пара. Второй был вызван расширением паров топлива. Взрывы выбросили сваи крыши четвертого блока. В реактор проник воздух. Воздух реагировал с графитовыми стержнями, образуя оксид углерода II (угарный газ). Этот газ вспыхнул, начался пожар. Кровля машинного зала сделана из материалов, которые легко воспламеняются. (Из тех самых, которые использовались на ткацкой фабрике в Бухаре, которая полностью сгорела в начале 70-х годов. И хотя некоторые работники после случая в Бухаре были отданы под суд, эти же материалы использовались при строительстве АЭС.)
8 из 140 тонн ядерного топлива, содержащих плутоний и другие чрезвычайно радиоактивные материалы (продукты деления), а также осколки графитового замедлителя, тоже радиоактивные, были выброшены взрывом в атмосферу. Кроме того, пары радиоактивных изотопов йода и цезия были выброшены не только во время взрыва, но и распространялись во время пожара. В результате аварии была полностью разрушена активная зона реактора, повреждено реакторное отделение, деаэраторная этажерка, машинный зал и ряд других сооружений.
Были уничтожены барьеры и системы безопасности, защищающие окружающую среду от радионуклидов, содержащихся в облученном топливе, и произошел выброс активности из реактора. Этот выброс на уровне миллионов кюри в сутки, продолжался в течение 10 дней с 26.04.86. по 06.05.86., после чего упал в тысячи раз и в дальнейшем постепенно уменьшался. По характеру протекания процессов разрушения 4-го блока и по масштабам последствий указанная авария имела категорию запроектной и относилась к 7-ому уровню (тяжелые аварии) по международной шкале ядерных событий INES. Уже через час радиационная обстановка в городе была ясна. Никаких мер на случай аварийной ситуации там предусмотрено не было: люди не знали, что делать. По всем инструкциям и приказам, которые существуют уже 25 лет, решение о выводе населения из опасной зоны должны были принимать местные руководители. К моменту приезда Правительственной комиссии можно было вывести из зоны всех людей даже пешком. Но никто не взял на себя ответственность (шведы сначала вывезли людей из зоны своей станции, а только потом начали выяснять, что выброс произошел не у них). На работах в опасных зонах (в том числе в 800 метрах от реактора) находились солдаты без индивидуальных средств защиты, в частности, при разгрузке свинца. Потом выяснилось, что такой одежды у них нет. В подобном положении оказались и вертолетчики. И офицерский состав, в том числе и маршалы, и генералы напрасно бравировали, появляясь вблизи реактора в обычной форме. В данном случае необходима была разумность, а не ложное понятие смелости. Водители при эвакуации Припяти и при работах по обвалованию реки также работали без индивидуальных средств защиты. Не может служить оправданием, что доза облучения составляла годовую норму - в основном это были молодые люди, а следовательно, это скажется на потомстве. Точно также принятие для армейских подразделений боевых норм - это крайняя мера в случае военных действий и при проходе через зону поражения от ядерного оружия. Такой приказ был вызван как раз отсутствием в данный момент средств индивидуальной защиты, которые на первом этапе аварии были только у спецподразделений. Вся система гражданской обороны оказалась полностью парализованной. Не оказалось даже работающих дозиметров. Остается только восхищаться работой и мужеством пожарного подразделения. Они предотвратили развитие аварии на первом этапе. Но даже подразделения, находящиеся в Припяти, не имели соответствующего обмундирования для работы в зоне повышенной радиации. Как всегда достижение цели обошлось ценой многих и многих жизней.

Разрушения 4-го блока после аварии

После двух взрывов, произошедших в ночь на 26.04.86 г. на 4-ом блоке ЧАЭС часть конструкций реакторного блока, деаэраторной этажерки, машинного зала и других зданий оказались разрушенными. Главные повреждения зданий, которые удалось обнаружить при внешнем осмотре и при проникновении в доступные (по уровню радиации и степени разрушения) помещения, сводились к следующему:

Реакторный блок:

Активная зона разрушена полностью. Ее фрагменты выброшены взрывом в развал здания, на крыши соседних зданий, площадки вентиляционной трубы, разбросаны по прилегающей территории. Верхняя плита биологической защиты (схема "Е") сорвана с места и стоит поперек шахты реактора. Стены и перекрытия центрального зала реактора разрушены, смещены перекрытия и разрушены стены помещений барабан - сепараторов. Сорвана и обрушилась вниз погрузо-разгрузочная машина. Помещение северных главных циркуляционных насосов (ГЦН) разрушены полностью, помещение южных ГЦН - частично.

Деаэраторная этажерка:

Разрушены два верхних этажа, колонны каркаса смещены в сторону машинного зала.

Машинный зал:

В результате пожара и падения обломков во многих местах разрушена кровля, взрывной волной деформированы несколько строительных ферм, смещены колонны каркаса по оси "А".

Блок вспомогательных систем реакторного отделения (ВСРО):

Имеет локальные разрушения.

Система аварийного охлаждения реактора (САОР):

Разрушена полностью и завалена строительными конструкциями.

После взрыва территория, непосредственно прилегающая к разрушенному блоку, была загрязнена разбросанными фрагментами активной зоны: обломками ТВЭЛов, кирпичами графитовой кладки, элементами конструкций. Они попали на крышу и внутрь машинного зала, деаэраторной этажерки, на крышу третьего блока, металлические опоры трубы и т.п.1

«Укрытие» («Саркофаг»)

15 мая 1986 г. было принято Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР, в котором основные работы по ликвидации последствий аварии поручались Минсредмашу. Главной задачей было сооружение объекта "Укрытие" ("Саркофаг") четвертого энергоблока ЧАЭС. Буквально в считанные дни, практически на пустом месте, появилась мощная организация УС-605, включающая в себя шесть строительных районов, возводивших различные элементы "Укрытия", монтажный и бетонный заводы, управления механизации, автотранспорта, энергоснабжения, производственно-технической комплектации, санитарно-бытового обслуживания, рабочего снабжения (включая столовые), а также обслуживания баз проживания персонала. В составе УС-605 был организован отдел дозиметрического контроля (ОДК). Подразделения УС-605 дислоцировались непосредственно на территории ЧАЭС, в г.Чернобыле, в г.Иванполе и на станции Тетерев Киевской области. Базы проживания и вспомогательные службы размещались на расстоянии 50 - 100 км от места проведения работ. С учетом сложной радиационной обстановки и необходимости соблюдения требований, норм и правил радиационной безопасности был установлен вахтовый метод работы персонала с продолжительностью вахты 2 месяца. Численность одной вахты достигала 10000 человек. Персонал на территории ЧАЭС работал круглосуточно в 4 смены. Весь персонал УС-605 комплектовался из специалистов предприятий и организаций Минсредмаша, а также военнослужащих (солдат, сержантов, офицеров), призванных из запаса для прохождения военных сборов и направленных в Чернобыль (так называемых "партизан"). Задача захоронения разрушенного энергоблока, стоявшая перед УС-605, была сложна и уникальна, поскольку не имела аналогов в мировой инженерной практике. Сложность создания подобного сооружения, кроме значительных разрушений, существенно усугублялась тяжелой радиационной обстановкой в зоне разрушенного блока, что делало его труднодоступным и крайне ограничивало использование обычных инженерных решений. При сооружении "Укрытия" реализация проектных решений в столь сложной радиационной обстановке стала возможной благодаря комплексу специально разработанных организационно- технических мероприятий, в том числе использование специальной техники с дистанционным управлением. Однако сказывалось отсутствие опыта. Один дорогостоящий робот так и остался на стене "Саркофага", не выполнив своего задания: электроника вышла из строя из-за радиации.

В ноябре 1986 года "Укрытие" было сооружено, а УС-605 - расформировано. Cооружение "Укрытия" было осуществлено за рекордно короткий срок. Однако, выигрыш во времени и стоимости строительства повлек за собой и ряд существенных трудностей.

_______________________

При создании "Укрытия" рассматривались две группы проектов и предпочтение было отдано той, в которой предлагалось максимальным образом использовать конструкции разрушенного блока. Это позволяло во много раз выиграть в стоимости и в сроках строительства. Действительно, от момента принятия решения о возведении "Укрытия" до завершения его строительства прошло полгода, для сооружения таких масштабов и такой сложности - случай беспрецедентный. Однако, платой за выигрыш стала не только огромная коллективная доза, полученная строителями, но и принципиальные недостатки самого объекта. Необходимость возводить новые конструкции в непосредственной близости от разрушенного блока в огромных радиационных полях заставляли строителей использовать дистанционную технику - краны "Демаг", бетоные насосы дистанционного управления - "Путцмайстеры" и т.п. Для соединения многих ответственных конструкций невозможно было использовать сварку, а дистанционный монтаж не позволял пригонять точно друг к другу большие металлические конструкции.

Это явилось причиной первого из крупных недостатков "Укрытия" - негерметичности, большого количества щелей (их общая площадь, по последующим подсчетам, оценивалась как 1000 м² ).

Радиационные поля не дали возможности по всем правилам оценить прочность многих из опор - старых конструкций, подвергшихся действию взрыва и пожара. А на эти конструкции опирались главные несущие балки возводимого сооружения.

Применение дистанционных методов бетонирования привело к тому, что большие массы бетона не попали в назначенное место. Они протекли в разрушенное здание, затруднили или сделали вообще невозможным проход во многие помещения и их разведку, существует неуверенность в надежном бетонировании опор.

Под слоем бетона остались сотни тонн ядерного топлива. Сейчас никому неизвестно, что происходит с ним. Есть предположения, что там может возникнуть цепная реакция, тогда возможен тепловой взрыв. На исследования происходящих процессов как всегда нет денег. Кроме того, до сих пор часть сведений утаивается.

 

Строительство "Укрытия".

Первыми шагами при строительстве «Укрытия» было создание перегородок и стен, отделяющих поврежденный 4-й блок от 3-го блока. В машинном зале между энергоблоками была возведена монолитная стена толщиной 2.3 м до отм.+19.0, а выше толщиной 1.4 м. В деаэраторной этажерке разделительные стены выполнены монолитными железобетонными, толщиной 1 м по оси "Б" между "41"-"35" и по оси "41" между "Б"-"В" В реакторном блоке разделительная стена до отм. +12.0 м между осями "Т"-"Л" выполнена путем заполнения бетоном транспортного коридора между осями "41"-"42".[1] В других местах использованы существующие стены и перегородки с соответствующей заделкой проемов,отверстий,щелей и т.п.

Более поздние проверки выяснили, что на верхних этажах перегородка между 3-им и 4-ым блоками не является герметичной и между ними существует воздухообмен.

По периметру 4-го энергоблока сначала были выполнены "пионерные" защитные стены из железобетона высотой:

- около 6 метров - со стороны завала /северная сторона блока/;

- около 8 метров - с южной и западной сторон;

"Пионерные" защитные стены были предназначены для обеспечения безопасности производства строительно-монтажных работ по сооружению "Укрытия".

Северная каскадная стена была выполнена из бетона в виде уступов высотой около 12 метров. Опалубка уступов изготовлялась из металлических щитов. Каждый последующий уступ выполнялся с возможно большим приближением к разрушенному блоку. Внутри уступов укладывались изношенные и поврежденные металлоконструкции, а также контейнеры с высокоактивными отходами.

Сохранившаяся западная стена, снаружи, закрыта стеной с контрфорсами высотой до 50 метров (по оси "51").

Для создания покрытия над центральным залом реактора и деаэраторной этажеркой необходимо было найти опоры для установки новых несущих конструкций. Причем, расстояния между опорами не должны были превышать предельных размеров, обеспечивающих монтаж покрытия подъемным краном "Демаг". После исследований сохранившихся конструкций были приняты следующие решения по устройству покрытия над центральным залом реактора и деаэраторной этажеркой.

Для сооружения кровли поверх центрального зала и деаэраторной этажерки было необходимо создать опоры для новых конструкций. Были уложены балки Б1и Б2 и балка “Мамонт” на которые опиралась металлическая крыша. Над центральным залом был сделан трубный накат.

 

	Рис. Балка-«Мамонт»

Медицинские аспекты

Министерство здравоохранения Украины подвело итоги: свыше 125 тысяч умерших к 1994 году, только в прошлом году с влиянием аварии на ЧАЭС связаны 532 смерти ликвидаторов; тысячи кв.км. загрязненных земель. Через тринадцать лет после аварии проявляется воздействие эффектов облучения, которое наложилось на общее ухудшение демографической ситуации и состояние здоровья населения пострадавших государств. Уже сегодня свыше 60% лиц, которые были в то время детьми и подростками и проживали на загрязненной территории, составляют группу риска заболеть раком щитовидной железы. Действие комплексных факторов, характерных для Чернобыльской катастрофы, привело к росту заболеваемости детей, особенно болезнями крови, нервной системы, органов пищеварения и дыхательных путей. Значительно чаще взрослые и дети болеют теперь инфекционными болезнями, анемией, более распространенной стала патология всех жизненно важных органов. Авария на Чернобыльской АЭС чаще вызывает онкологические заболевания у мужчин. По его словам, до 90% радионуклеидов выводятся из организма человека в основном через мочеиспускательные каналы, вызывая онкологические заболевания мочевого пузыря. За последние 10 лет на Украине количество таких заболеваний выросло более чем в 1,5 раза. Есть все основания утверждать, что у тех, кто проживает в загрязненных после аварии зонах, происходит постепенное, а нередко и активное ослабление иммунной системы, по существу, люди становятся беззащитными перед болезнями. Пристального внимания требуют сейчас лица, принимавшие непосредственное участие в ликвидации аварии. Сегодня их насчитывается свыше 432 тысяч человек. За годы наблюдения общая их заболеваемость возросла до 1400%. Утешаться остается лишь тем, что результаты воздействия аварии на население, могли бы быть намного хуже, если бы не активная работа ученых и специалистов. За последнее время разработано около ста методических, нормативных и инструктивных документов. Но на их реализацию не хватает средств...

 

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

· «ЧЕРНОБЫЛЬСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ» - сайт в Internet Александра Авраменко (http://histomed.kiev.ua/agapit/ag2/ag02-54r.html)

· Фонд «Эхо Чернобыля» - сайт в Internet  (http://chernobyl.araxinfo.com) 

· ИБРАЭ – Чернобыльская авария - сайт в Internet (http://www.ibrae.ac.ru/russian)

· «Домашняя страничка Геннадия Панова» – сайт в Internet (http://chernobyl.onego.ru)

· Официальный информационный сервер МЧС Украины (http://www.mns.gov.ua)

· Использованы материалы российского национального доклада “10 ЛЕТ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ КАТАСТРОФЫ. Итоги и проблемы преодоления ее последствий в России”, подготовленного в 1996г. ИБРАЭ РАН (http://www.ibrae.ac.ru/russian/10let.html)

· Концерн “Росэнергоатом” (http://www.rosatom.ru)

· "Функционирование АЭС (на примере РБМК-1000)" – сайт в Internet (http://petuhoff.chat.ru/rbmk/index.htm)

 

 

1 где q ₅ - вероятность поглощения нейтронов в ²³⁵U

 

1 см. приложение

[1] см. приложение

Принцип АЭС

Физико-Химические процессы в ядерном реакторе РБМК-1000

Ядерный источник энергии

Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении: