Содержание материала

К особенностям реактора РБМК-1000, способствующим крайне тяжелым радиационным последствиям аварии, относятся: возможность проявления положительного парового коэффициента реактивности, определяющего поведение нейтронной мощности при авариях; высокая чувствительность нейтронного поля к возмущениям реактивности, требующая сложной системы управления для стабилизации распределения энерговыделения в активной зоне; большое количество тепловой энергии, аккумулированной в металлоконструкциях, твэлах и графитовой кладке реактора; несовершенство системы аварийной остановки реактора; отсутствие защитной оболочки (контейнмента) [1,8].
Оценки радионуклидного состава аварийных выбросов ЧАЭС представлены в табл. 3.2.

Таблица 3.2
Радионуклидный состав аварийных выбросов ЧАЭС

В целом по большинству радионуклидов оценки 1986 г. удовлетворительно согласуются с более поздними, за исключением выбросов йода и цезия. Согласно современным данным, в атмосферу было выброшено 50-60 % накопленного количества 131I, что в 2,5-3 раза выше первоначальных оценок. Уточненные значения выбросов 134Cs и 137Cs оцениваются в 23-43 % от их содержания в активной зоне, что в 2-4 раза выше по сравнению с данными 1986 г. [9]. Получение точных и полных данных о радиоактивных выбросах ЧАЭС было весьма затруднено из-за невозможности прямых измерений на разрушенном блоке; сложного характера физико-химических процессов формирования выброса, определяемого как внутренними процессами хода аварии, так и внешними воздействиями (засыпкой верхней части реактора); изменяющихся метеоусловий в регионе ЧАЭС в течение относительно длительного периода действия источника выбросов; сложной радиационной обстановки в помещениях IV блока ЧАЭС, на площадке и в ближней зоне.
Оценки выбросов радионуклидов были получены расчетным путем с использованием моделей переноса примесей в атмосфере [ 1]. В качестве исходной информации использовались результаты исследований радионуклидного состава проб аэрозолей, отбиравшихся над аварийным блоком с 26.04.1986г.; аэрогамма-съемки района ЧАЭС; анализа проб выпадений, метеонаблюдений в районах перемещения загрязненных воздушных масс (в основном использовались данные о радиоактивном загрязнении природных сред на территории СССР). Суммарный выброс продуктов деления (без инертных радиоактивных газов) был оценен равным 1,85х1018 Бк (50 МКи) (по данным, приведенным к 06.05.86 г. с учетом радиоактивного распада). Точность результатов расчетов принята как 50 % [1]. В этой сумме не учитывались инертные радиоактивные газы; было предположено, что их выброс достиг 100 % накопленного количества.
Радиоактивные выбросы аварийного блока представляли собой растянутый во времени процесс, состоящий из нескольких стадий [1,10].
На первой стадии (в начале аварии) произошел механический выброс диспергированного топлива, определявшийся процессами взрывного типа. Состав радионуклидов на этой стадии примерно соответствовал составу продуктов деления и активации в облученном топливе. До некоторой степени он был обогащен летучими радионуклидами 1, Те, Cs, инертными газами. Имело место и повышение температуры до 1800-2000 К.
Вторая стадия продолжалась с 26 апреля по 2 мая 1986 г., когда выбросы радионуклидов были связаны с горением графитовой кладки реактора. Интенсивность выбросов в несколько раз уменьшилась и продолжала снижаться. В этот период состав выбросов также был близок к его составу в топливе. Вынос остатков мелкодиспергированного топлива из разрушенного реактора осуществлялся потоком горячего воздуха, а также вместе с графитовой пылью, которая образовалась в результате взрыва, и продуктами горения графита.
Третья стадия выброса (2-5 мая 1986 г.) характеризуется быстрым нарастанием мощности выброса радиоактивных веществ. В ее начальной стадии отмечается преимущественный выход летучих компонентов, в частности йода, а затем состав радионуклидов вновь приблизился к его составу в облученном топливе. Особенности третьей стадии определялись постепенным нагревом топлива в активной зоне за счет остаточного тепловыделения. Температура к концу этой стадии поднялась до 2500-2800 К.
На последней, четвертой, стадии произошел быстрый спад радиоактивных выбросов - почти в 100 раз в течение суток с 5 на 6 мая.
Многостадийный процесс выброса веществ сопровождался сложными физико-химическими превращениями. На начальной стадии аварии существенное влияние на формирование выброса оказывали следующие процессы: быстрый разогрев и фрагментация топлива, частичное плавление топлива, взаимодействие расплава с водой и конструкционными материалами, дополнительная фрагментация частиц топлива в процессе выброса. Эти физические процессы ответственны за образование и выброс крупных фракций “горячих” частиц, а также за выброс значительного количества инертных газов и летучих продуктов деления.
Последующие стадии аварии характеризуются более сложными физико-химическими процессами. Наряду с физическими процессами (горение графита, разогрев топлива, плавление конструкционных материалов, выделение из топлива газов и летучих продуктов деления, сорбция-десорбция, вынос аэрозолей потоком горячего воздуха и т.п.) существенную роль в формировании радиоактивных выбросов играли разнообразные химические превращения. В них участвовали топливо, продукты деления и нейтронной активации, графит, конструкционные материалы, кислород и азот воздуха, а также различные вещества, содержащиеся в сброшенных на реактор материалах (песок и глина - 1800 т, свинец - 2400 т, доломит - 600 т, соединения бора - 40 т) [11].
Вследствие отмеченных выше особенностей, а также метеорологических условий, картина загрязнения окружающей среды имела весьма сложный характер [12, 13]. В ближней зоне во многих местах радионуклидный состав выпадений приближался к его составу в топливе. За пределами этой зоны наблюдалось существенное фракционирование радионуклидов, в частности, значительное обогащение выпадений 131I и 137Cs. Вблизи площадки АЭС отмечены высокие уровни загрязнения плутонием, стронцием и другими нелетучими радионуклидами. В ближней зоне произошло также выпадение основной части “горячих” частиц. По результатам изучения частиц, выделенных из почвы, и образцов из помещений аварийного блока можно выделить две формы топливного выброса, отличающиеся по размеру частиц и радионуклидному составу [14, 13].
Первая форма представлена относительно крупными аэрозолями со средним медианным размером 40-50 мкм. Радионуклидный состав в этих частицах относительно близок к их составу в топливе. В них идентифицированы Ва, Се, Zr, Nb и др. Распределение размеров частиц подчиняется логарифмически нормальному закону. Медианное значение диаметра частиц уменьшается с ростом расстояния от аварийного блока. Среди крупных частиц присутствовали также так называемые “рутениевые частицы”; их активность в первые недели после аварии определялась в основном l03Ru, а в дальнейшем - 106Ru, находившимися в металлической матрице (Ru, Мо с примесью других металлов). Доля “рутениевых частиц” в ближних выпадениях не превышала 10 %.
Вторая форма топливного выброса представлена более мелкой фракцией частиц с медианным диаметром 0,4-1,3 мкм. Распределение частиц по размерам также подчиняется приближенно логнормальному закону. Радионуклидный состав сильно варьирует от частицы к частице. Имеются данные о значительном изменении первоначальной топливной структуры. Стехиометрический состав урановой матрицы в некоторых частицах близок к UO3. В составе частиц обнаруживаются Fe, Zr, силикатные соединения. В спектрах γ-излучения регулярно идентифицируется “Со. Все это позволяет предполагать, что данная форма образовалась при плавлении части топлива в технологических каналах. В этой группе частиц также обнаружены “рутениевые” частицы, среди них - почти чистые рутениевые частицы. Активность отдельных “горячих” частиц лежит в широком диапазоне значений от десятков до тысяч Беккерелей. “Горячие” частицы чернобыльского происхождения были обнаружены не только на территории ближней зоны ЧАЭС, но и далеко за пределами Советского Союза [8]. Например, в Швеции наблюдались “рутениевые” частицы, а также частицы, в основном состоявшие из Ва и La. Частицы имели шарообразную форму и диаметр 2-3 мкм.
При определении количества и состава выброса радиоактивных веществ использовались:

  1. данные о динамике выброса, полученные во время активной стадии аварии и после нее (точность определения выброса таким путем, как уже отмечалось, оказалась весьма низкой);
  2. данные систематических наблюдений о радиоактивном загрязнении почвы;

оценка количества и состава топлива, оставшегося в пределах “Укрытия”.
Имеет место большая неопределенность оценок суммарной активности выброса из аварийного блока 13Ч. Эта величина оценена в 2,7 1017 Бк (7,3 МКи) или 20± 10% активности в топливе (с пересчетом на 6.05.1986г.) [1]. Согласно современным оценкам, активность выброшенного 131I составила (1,2-1,7)х1018 Бк или 50-60 % активности в топливе (см. табл. 3.2). Особый интерес представляет оценка полного выброса долгоживущего 137Cs, определяющего в настоящее время радиоэкологическую обстановку на большей части территории Чернобыльского следа. На основании данных о радиоактивном загрязнении территории СССР, была оценена активность полного выброса цезия-137 - 3,7х1016 Бк (1 МКи), или 13+7% его количества в топливе [1].
Одной из главных задач, поставленных при ликвидации последствий Чернобыльской аварии, являлось обеспечение ядерной и радиационной безопасности хранения ядерного топлива, оставшегося в развалинах IV блока ЧАЭС [15]. Для решения этой задачи было создано специальное сооружение, часто называемое “Саркофагом”, а в технической литературе - “Укрытием” IV блока ЧАЭС. Строительство “Укрытия” было завершено в ноябре 1986 г. Сложные условия, в которых строилось “Укрытие”, не позволили сделать действительно герметичную конструкцию. Суммарная площадь щелей в кровле и стенах оценивается в 1000 м2 [6]. Эти щели, а также технологические люки в кровле вместе с вытяжной вентиляцией через венттрубу являются каналами, по которым радиоактивная пыль и газы потоками воздуха могут выноситься из под оболочки “Укрытия” в окружающую среду. Вынос радионуклидов из объекта “Укрытие” весьма мал (около 3,7 ГБк год'1) и не оказывает значительного влияния на формирование радиологической обстановки вокруг промплощадки АЭС. По оценкам объект “Укрытие” должен простоять 20-30 лет. В настоящее время прорабатываются предложения по долговременному захоронению топлива, сосредоточенного в “Укрытии”, в частности, предлагается создание объекта, обеспечивающего изоляцию радиоактивных отходов на сотни лет.