20 лет Чернобыльской катастрофы: взгляд в будущее

Подождите немного. Документ загружается.

ная в составе интегрированной автоматизированной системы контроля «ИАСК», нейтронные деA

текторы которой расположены по принципу простого перекрытия по периферии полных объемов

основных скоплений ТСМ, не будет соответствовать своему назначению, поскольку фактически

не обеспечит раннего определения опасных изменений подкритичности изAза наличия местного

нейтронного фона и значительной отдаленности от предполагаемых КМЗ.

9.2. Топливо на промплощадке объекта ´Укрытиеª

В ходе аварии и работ по ликвидации ее последствий на площадке вокруг 4Aго блока ЧАЭС обA

разовался слой грунта, загрязненный выброшенной радиоактивностью. Его удалось удалить лишь

частично, а активный грунт был покрыт чистыми материалами. В результате образовался своеобA

разный «сандвич», в котором материалы располагались в следующем порядке (из глубины – к поA

верхности): первоначальный грунт (доаварийный) – активный слой – материалы покрытия.

Изучение активного слоя представляется важным по нескольким причинам:

– в нем может содержаться значительное количество топлива;

– перемещение активного слоя под действием природных факторов может привести к заA

грязнению грунтовых вод;

– преобразование ОУ в экологически безопасную систему потребует проведения работ на

промплощадке объекта, при которых будет затронут активный слой, поэтому необходимо иметь

о нем максимально полную информацию.

Как показывает анализ новых данных, толщина активного слоя в локальной зоне лежит преA

имущественно в пределах 10–30 см, а его объем оценивается (по порядку величины) в 15 000 м

Используя данные исследований с помощью скважин, предлагается принять, что количество

топлива в локальной зоне составляет (0,75 ± 0,25) т.

9.3. Вода, находящаяся в помещениях объекта ´Укрытиеª

Одним из основных источников радиационной опасности в объекте является вода. Вода влиA

яет на состояние ядерной безопасности, приводя к изменению размножающихся систем «ТСМ +

вода». Вода при взаимодействии с ТСМ растворяет и переносит радионуклиды, которые в итоге

могут попасть в окружающую среду.

«Горячие» частицы аэрозольноAконденсационного типа в значительной степени определяют

уровень поверхностного загрязнения внутренних помещений ОУ, причем наибольший вклад в акA

тивность в настоящее время вносят изотопы

137

Cs и

125

Sb. В результате растворения этих частиц

происходит загрязнение воды изотопами цезия. Основным источником загрязнения «блочной»

воды делящимися элементами и

Sr являются окисленные топливные частицы (U

). ХимичесA

кая устойчивость окисленных частиц по отношению к воде ниже, чем исходного топлива (UO

Атмосферные осадки, техногенные растворы и конденсат в процессе движения от верхних

отметок к нижним выщелачивают наиболее растворимые компоненты бетона – карбонаты, биA

карбонаты, хлориды и сульфаты щелочных металлов. Тяжелые металлы переходят в раствор за

счет коррозии металлоконструкций. В результате этих процессов и происходит формирование

радионуклидного, химического и фазового состава «блочной воды». Усредненный радионуклидA

ный состав и активность основных водных скоплений и потоков ОУ приведен в таблице 9.1.3.

Часть этой активности концентрируется в илистых отложениях и по мере высыхания в летнеA

осенний период представляет угрозу как источник аэрозолей.

Таблица 9.1.3

Средние концентрации радионуклидов и урана в основных скоплениях ЖРО ОУ

Номер точA

ки

Отметка, м

Номер

помещения

Объем, м

Концентрация компонента, Бк/л

137

Σ Pu

241

ΣU, мг/л

6 +2,20 012/16

60 м

6,2 ⋅ 10

9,9 ⋅ 10

4000

1,7 ⋅ 10

– +6,00 219/2

10 м

4,0 ⋅ 10

1,0 ⋅ 10

– – 1,1

17 –0,65 017/2

7 м

5,0 ⋅ 10

1,0 ⋅ 10

– – 8,9

18 –0,65 013/2

20 м

4,0 ⋅ 10

0,8 ⋅ 10

– – 1,1

30 –2,60 001/3

270 м

5,2 ⋅ 10

1,0 ⋅ 10

360

4,0 ⋅ 10

3,6

31 –0,65 012/5

20 м

6,1 ⋅ 10

8,9 ⋅ 10

3100

1,3 ⋅ 10

32 –0,65 012/7

10 м

1,3 ⋅ 10

2,2 ⋅ 10

4200

2,8 ⋅ 10

110

111 –6,00 0005

5 м

6,8 ⋅ 10

1,0 ⋅ 10

1600

2,0 ⋅ 10

5,7

140

Исследования фазового распределения активности показали, что значительная доля активA

ности ЖРО сосредоточена на мелкодисперсных частицах и коллоидах. Частицы твердой фазы,

попадая в водные скопления на нижних отметках блока, осаждаются и образуют донные отлоA

жения.

Например, объём донных отложений в помещении 001/3 достигает 100 м

с суммарной масA

сой около 150 т, при этом валовое количество

239

Pu составляет 430 г, а

235

U – 860 г [8].

В результате неорганизованных протечек воды на нижних отметках блока Б и ВСРО обраA

зуются скопления среднеактивных ЖРО, утекающих за пределы ОУ по двум основным направA

лениям – северному и югоAвосточному [9].

Экспериментальные исследования показали, что из северной части ОУ в помещения ВСРО

3Aго блока уходит от 300 до 900 м

/год среднеактивных ЖРО [9]. Направления и интенсивность

утечки ЖРО из югоAвосточной части ОУ в настоящее время исследуются.

Большая часть ЖРО, образовавшихся в северной части блока Б, аккумулируется в помещеA

нии 001/3. Максимальная суммарная объемная активность

137

Cs и

Sr в этом наиболее крупном

водном скоплении в 2005 г. достигла величины 1,8⋅10

Бк/м

240

Pu+

239

Pu+

238

Pu – 3,0⋅10

Бк/м

максимальная концентрация урана составила 28 г/м

Радионуклидный и химический состав этого водного скопления формируется в результате

поступления низкоактивных протечек со стороны каскадной стены и высокоактивных протечек

из северной части бассейнаAбарботера. Поэтому, было бы целесообразно организовать локальную

очистку высокоактивных ЖРО до их поступления в помещение 001/3.

9.4. Радиоактивные аэрозоли объекта ´Укрытиеª

Воздушная миграция радионуклидов из ОУ является одним из основных источников загрязA

нения внешней среды при нормальной эксплуатации и, особенно, при авариях.

Основными путями выхода радиоактивных аэрозолей из ОУ в окружающую среду служат:

• вентиляционная труба 2 (ВТA2), в которую проложен канал из развала ЦЗ (так называемая

вентиляционная система «Байпас»);

• неплотности (щели, технологические проемы, люки) внешних конструкций ОУ, площадь

которых для верхней оценки выбросов в расчетах принята 120 м2.

Анализ результатов многолетних наблюдений показывает [10], что интенсивность выброса раA

диоактивных аэрозолей из ОУ определяется действием суммы природных и техногенных факторов.

На рис. 9.4.1 представлена динамика неорганизованного выброса радиоаэрозолей через отA

верстия и проемы на верхних отметках ОУ с 1992 г. по октябрь 2005 г. В качестве комментария

представленных данных можно отметить следующее:

Рис. 9.4.1. Динамика выброса радиоаэрозолей через щели в кровле ОУ, по данным аккумулирующих

планшетов

1. В период 1992–1996 гг. наблюдался спад выброса активности, сменившийся периодом неA

значительных колебаний.

2. В 1998 г. наблюдалось возрастание активности выбросов, что обусловлено проведением

работ по укреплению ВТ.

1992

500

1000

1500

2000

2500

3000

МБк

1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005

141

3. Некоторое повышение радиозольной активности в 2001 г. объясняется сочетанием неблаA

гоприятных метеоусловий (сухое жаркое и ветреное лето) с проведением ремонтных работ на

легкой кровле.

4. Аэрозольный выброс из ОУ составляет несколько процентов от допустимого для нормальA

но функционирующего энергоблока – «миллионника».

Для радиоаэрозолей в выбросах из ОУ характерен широкий диапазон размеров. Однако наиA

более часто в выбросы воздушных потоков поступают частицы с АМАД 2–6 мкм. Аэрозоли такоA

го размера имеют невысокую скорость гравитационного осаждения. К примеру, чтобы за счет граA

витации частицам с диаметром 10 мкм опуститься с высоты 50 м, потребуется почти 1 ч. За это

время они будут унесены от ЧАЭС на многие километры. Поэтому их влияние на радиационную

обстановку в локальной зоне ОУ минимально.

Контроль загрязнения приземного слоя воздуха локальной зоны ОУ выполнялся при помоA

щи трех аспирационных установок, расположенных по ее периметру.

Уровень загрязнения воздуха в конкретной точке локальной зоны определяется суммой приA

родных и техногенных факторов:

• интенсивностью выноса радиоактивных аэрозолей из ОУ;

• интенсивностью и периодичностью выпадения атмосферных осадков;

• метеоусловиями (температура, влажность, направление и скорость ветра);

• характером и интенсивностью выполняемых в локальной зоне работ.

Рис. 9.4.2. Среднегодовая объемная активность приземного воздуха локальной зоны ОУ, по данным

аспирационных установок

Из данных, представленных на рисунке 9.4.2, следует, что:

1. На протяжении 1992–1996 гг. происходил интенсивный спад среднегодовой объемной акA

тивности приземного слоя воздуха локальной зоны ОУ.

2. С 1996 г. и по настоящее время значение среднегодовой объёмной активности локальной

зоны стабилизировалось и составляет около 10

–2

Бк/м

Максимальный уровень загрязнения воздуха, который наблюдался в 2005 г., составил:

1,4⋅10

–3

Бк/м

для суммы альфаAизлучателей; 8,5⋅10

–2

Бк/м

для суммы бетаAизлучателей.

С целью уменьшения концентрации аэрозолей в ОУ и их выноса в атмосферу в конце 1989 г.

была введена в эксплуатацию стационарная система пылеподавления (СПП). За это время нанеA

сено более 1000 т пылеподавляющих составов, что позволило значительно уменьшить и стабилиA

зировать вынос аэрозолей из ОУ.

Применение пылеподавляющих составов с высокой концентрацией органических компонентов

(до 23%) позволило создать на орошаемых поверхностях защитную полимерную пленку с высокими

прочностными характеристиками. До нанесения покрытия величина снимаемой бетаAактивности с

поверхностей, расположенных в районе западной опоры балки «Мамонт», составляла 12 000–

30 000 част/см

⋅мин. После нанесения покрытия эта величина составила 150–1200 част/см

⋅мин. ТаA

ким образом, создание прочной полимерной пленки в зонах проведения стабилизационных мероA

приятий снизило интенсивность образования радиоактивных аэрозолей при выполнении работ.

9.5. Контроль загрязнения и уровней грунтовых вод

Систематический контроль загрязнения грунтовых вод в локальной зоне промплощадки ОУ

начат в 1992 г. Для этого ежемесячно проводится отбор и радиохимический анализ проб воды из

1992

⋅10

–2

4⋅10

–2

6⋅10

–2

8⋅10

–2

–1

Бк/м

1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005

142

скважин 1ГA6Г, расположенных в северной части локальной зоны ниже по потоку относительно

ОУ. Кроме того, 2 раза в месяц измеряются уровни грунтовых вод (УГВ).

Характер изменений концентрации стронция на протяжении 2003–2005 гг., а также резульA

таты гаммаAкаротажа и определения в воде из скважины 4Г объемной концентрации

238

Pu,

239+240

Pu,

241

Am и

244

Cm и изотопного состава урана в совокупности не позволяют однозначно утA

верждать, что утечка ЖРО из ОУ в геологическую среду происходит (или происходила ранее).

Средний УГВ в локальной зоне в 2005 г. находился в пределах от 110,20 до 110,87 м. Причем,

максимальный с начала года уровень в июне превысил ранее зафиксированный максимум

(110,61 м в июне 2001 г.) за весь период наблюдений, начиная с 1998 г. Кроме того, в последние

годы наблюдается тенденция к повышению УГВ. При этом нарушается соответствие между диA

намикой среднегодового УГВ и количеством атмосферных осадков, наблюдавшееся ранее.

9.6. Радиационные параметры объекта ´Укрытиеª

9.6.1. Общая характеристика радиационного состояния помещений ОУ

МЭД во внутренних помещениях и на кровлях ОУ лежит в очень широких пределах, что

определяется пространственным расположением ТСМ в помещениях и содержанием в ТСМ ураA

на и продуктов его деления.

К настоящему времени распределение помещений ОУ по величине МЭД выглядит следуюA

щим образом (таблица 9.6.1, составленная на основании «Положения о зональности…»).

Таблица 9.6.1

Распределение обследованных помещений ОУ по уровню МЭД

Из таблицы следует, что в большинстве доступных помещений реакторного блока Б средняя

величина МЭД гаммаAизлучения не превышает 1 Р/час. Так, внутри более 60 из них МЭД ниже

0,5 Р/час. Исключение составляют те помещения, в которые попали ТСМ. Для данных помещеA

ний характерно наличие неоднородного, с высокими градиентами МЭД, гаммаAполя.

9.6.2. Радиационная обстановка на кровлях ОУ

После сооружения ОУ радиационная обстановка на его кровлях определяялась в основном

гаммаAизлучением, проникающим из внутренних помещений и от загрязненных конструкций. Со

временем произошло значительное уменьшение МЭД в результате естественного распада излуA

чателей и большого комплекса дезактивационных работ, проведенных на кровлях, и колеблется

в пределах 0,108 Р/час.

9.6.3. Радиационная обстановка на промплощадке

МЭД на территории вблизи ОУ определяется двумя показателями: гаммаAизлучением самоA

го ОУ и излучением радиоактивно загрязненных грунтов и объектов, расположенных на промA

площадке ОУ.

Наиболее загрязненной является территория в непосредственной близости от 4Aго блока

ЧАЭС, так называемая локальная зона ОУ.

Загрязнение территории имеет неоднородный характер. Анализ картограмм МЭД дает осноA

Радиационная обстановка, Р/час

Блоки

Блок «Б» Блок «В» Блок ВСРО

Блок «Г»

(А–Б)

Блок «Г»

(Б–Г)

до 0,5 66 17 59 59 140

0,5–1 13 1

1–5 70 6 1

5–10 7 1

10–50 14

50–100 7

100–500 4

> 500 7

Недоступные помещения 126 4 28 7

143

вание предполагать, что существует заметный вклад излучения со стороны ОУ из района лестA

ничноAлифтового блока.

Влияние ОУ на объемное распределение МЭД над промплощадкой хорошо иллюстрирует

рис. 9.6.1. В результате выполненных измерений по определению распределения мощность эксA

позиционной дозы в зоне сооружения конфайнмента, было исследовано воздушное пространA

ство, объемом, более чем 4 млн м

[11]. Хорошо видно, что интенсивность гаммаAполя возрастает

в восточном направлении (при приближении к ОУ) и возрастает вверх.

Резкое возрастание в направлении блока наблюдается в районе ряда А. Можно предполоA

жить, что причиной указанной аномалии могут быть локальные интенсивные источники гаммаA

излучения, находящиеся на крыше машинного зала и деаэраторной этажерки, поэтому до начала

строительства конфайнмента эти источники было бы целесообразно или извлечь, либо экраниA

ровать.

144

Рис. 9.6.1. Модель гаммаAполя в зоне возведения НБК (июнь 2004 г.):

а – сечение по оси 54 + 120 м; б – сечение по оси 54 + 156 м; в – сечение по оси 54 + 226 м

9.7. Состояние строительных конструкций

Строительные конструкции ОУ – это сочетание «старых» конструкций разрушенного энерA

гоблока № 4 и «новых» конструкций, сооруженных после аварии.

Благодаря такому сочетанию создано уникальное пространственное сооружение, строительA

ные конструкции которого выполняют чрезвычайно важную функцию защитных инженерных

барьеров на путях выхода радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в окружающую

среду.

Основу таких барьеров составляют внешние ограждающие конструкции, сооруженные посA

ле аварии.

Послеаварийное состояние «старых» конструкций разрушенного энергоблока № 4 характеA

ризуется значительными повреждениями сохранившихся элементов и узлов, их перегрузкой

вследствие упавших на них разрушенных конструкций, оборудования, а также материалов, котоA

рые использовались во время ликвидации аварии. Оголенная арматура железобетонных констA

рукций и металлоконструкции подвергаются коррозии. Наличие таких серьезных дефектов треA

бует постоянного наблюдения за состоянием этих конструкций и проведения при необходимосA

ти стабилизационных мероприятий.

Сооруженные после аварии «новые» конструкции (защитноAразделительные стены и металA

локонструкции покрытия) были запроектированы в соответствии с действующими в тот период

строительными нормами. Однако для этой группы конструкций также существуют проблемы

обеспечения их надежности и долговечности.

Поэтому сразу же после окончания сооружения ОУ начались исследования состояния его

строительных конструкций. На протяжении 1988–1989 гг. были реализованы проекты по усилеA

нию аварийных конструкций обнаруженных критических зон.

Дальнейшие регулярные натурные обследования позволили обнаружить еще ряд дефектов,

которые необходимо было устранить для решения проблемы повышения надежности конструкA

ций, которые влияют на безопасность ОУ.

В 1998 г. был выполнен ремонт несущего каркаса вентиляционной трубы, в котором было

выявлено 30 дефектов (рис. 9.7.1).

Рис. 9.7.1. Дефекты несущего каркаса вентиляционной трубы ВТA2

Исполнителем работ было КСМП «Укрэнергострой», а руководство работами осуществлялось

персоналом ОУ. Экспертами США и Канады оказывались помощь и предоставлялись консультаA

ции, осуществлялся общий надзор за исполнением проекта. Таким образом, ремонт вентиляционA

ной трубы был первым международным проектом, обеспечившим повышение безопасности ОУ.

145

Следует отметить, что проведенные обследования и перечисленные мероприятия по усилеA

нию конструкций позволили обеспечить безаварийную эксплуатацию ОУ до настоящего моA

мента.

Начиная с 1998 г. дальнейшие работы по обследованию состояния строительных конструкA

ций и их стабилизации выполняются в соответствии с Планом осуществления мероприятий на

ОУ (ПОМ).

В рамках ПОМ эти работы приобрели более системный и масштабный характер. Этому соA

действовали систематизация всей предыдущей информации о состоянии конструкций, получеA

ние новых данных натурных обследований и разработка компьютерных моделей для оценки наA

дежности конструкций, оказывающих влияние на безопасность ОУ.

9.8. Стратегия преобразования ОУ в экологически безопасную систему

и план осуществления мероприятий на ОУ

Для определения основных принципов, цели и стратегических направлений деятельности по

преобразованию ОУ в экологически безопасную систему согласно Постановлению Кабинета МиA

нистров Украины № 1561 от 28 декабря 1996 г. была разработана Стратегия преобразования ОУ.

С учетом основных результатов выполнения первой фазы ПОМ на ОУ, Стратегия была переA

смотрена и одобрена решением Межведомственной комиссии по комплексному решению пробA

лем ЧАЭС № 2 от 12 марта 2001 г.

Стратегией определены главные направления и этапы преобразования ОУ:

Этап 1 – стабилизация состояния существующего объекта, повышение эксплуатационной

надежности и долговечности конструкций и систем, обеспечивающих стабилизацию и контроль

показателей безопасности ОУ;

Этап 2 – создание дополнительных ограждающих барьеров, в первую очередь конфайнменA

та, обеспечивающих необходимые условия для технической деятельности на этапе 3 и безопасA

ность персонала, населения и окружающей среды, подготовительные инженерноAтехнические раA

боты, направленные на разработку технологий извлечения из ОУ топливосодержащих материаA

лов на этапе 3, создание инфраструктуры для обращения с РАО ОУ;

Этап 3 – извлечение из ОУ ТСМ и долгосуществующих РАО, их кондиционирование с

дальнейшим хранением и захоронением в хранилищах радиоактивных отходов, согласно дейA

ствующим стандартам, снятие с эксплуатации ОУ.

ОУ не отвечает требованиям, которые предъявляются к хранилищам долгосуществующих

РАО. Создание надежных технических барьеров для постоянной изоляции (консервации) ТСМ

внутри объекта связано с крупными изменениями в природных системах и непредвиденными поA

следствиями, в частности, изAза геологических условий территории, на которой расположен ОУ.

Поэтому преобразование ОУ в экологически безопасную систему должно предусматривать извлеA

чение ТСМ и ВАО из объекта, их перевод в безопасное состояние, промежуточное контролируеA

мое хранение и захоронение в глубинных хранилищах (в стабильных геологических формациях).

Наиболее важной предпосылкой решения этой проблемы является скорейшее создание необA

ходимой инфраструктуры и надежных хранилищ для хранения ТСМ, удаляемых из ОУ, как долA

госуществующих ядерноопасных радиоактивных отходов, и дальнейшее их захоронение.

Срок извлечения ТСМ из ОУ должен быть согласован с программой снятия с эксплуатации

ЧАЭС и Комплексной программой обращения с РАО. Эти программы должны предусматривать

накопление средств, внедрение технологий и оборудования для извлечения ТСМ и ВАО, изгоA

товление контейнеров и переоборудование или строительство помещений, предназначенных для

хранения ТСМ и ВАО, до начала их извлечения. Извлечение ТСМ и ВАО планируется начать

ориентировочно через 30–50 лет, а завершено должно быть до окончания срока службы конA

файнмента.

План осуществления мероприятий на ОУ. Цели и задачи

Целью проекта ПОМ является реализация первоочередных мероприятий по преобразоваA

нию существующего ОУ в экологически безопасную систему. Финансирование работ по ПОМ

осуществляется из Чернобыльского фонда «Укрытие» (ЧФУ) и из Госбюджета Украины.

Оригинальный бюджет и график ПОМ были разработаны в 1997 г. в форме отчета TACIS

«План осуществления мероприятий «Укрытия»» и были основой для договоренности между

странами GA7 и Украины относительно выполнения указанных в отчете объемов работ при подA

держке международного сообщества. В отчете подан предварительный график реализации (начиA

нается 01.01.1997, общий срок – 8 лет и 8 месяцев) и определен бюджет – 758 млн долл. США.

146

Решение относительно реализации ПОМ было принято GA7 в Денвере в июне 1997 г.

Ключевыми направлениями реализации ПОМ являются: стабилизация и подготовительные

работы; безопасность и дополнительные системы; сооружение нового безопасного конфайнмента.

Весь комплекс работ ПОМ разбит на 22 задачи с точки зрения защиты персонала, радиологиA

ческой безопасности и безопасности окружающей среды. Основные объемы работ ПОМ предусматA

ривают проектирование, строительство и ввод в эксплуатацию объектов, систем и оборудования.

В ПОМ для управления проектом и дальнейшей его реализации предусмотрены три ключе

вых программных этапа:

• подтверждение решений по стабилизации (П1);

• решение относительно стратегии оптимальной локализующей оболочки (П10);

• решение по стратегии ТСМ, которое определит оптимальный способ и время извлечения

ТСМ с обоснованием анализа затрат и возможности реализации (П8).

В 2002 г. закончен этап предпроектных исследований в рамках ПОМ на ОУ и осуществлен

переход стадии проектирования и выполнения физических объемов работ по ПОМ.

9.9. Стабилизация строительных конструкций

Цель стабилизации строительных конструкций – снижение вероятности потенциальных

аварий, связанных с разрушением строительных конструкций, выполняющих функцию удержаA

ния радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в пределах существующего ОУ.

Достижение поставленной цели осуществляется путем разработки и реализации комплекса

мер, которые обеспечат приемлемые показатели надежности строительных конструкций, важных

для безопасности ОУ.

На протяжении 2002–2003 гг. консорциумом КСК в составе украинских организаций, таких,

как Киевский институт «Энергопроект», НаучноAисследовательский институт строительных

конструкций и Институт проблем безопасности атомных электростанций, был разработан и соA

гласован с регулирующими органами Украины рабочий проект, предусматривающий выполнеA

ние стабилизационных мероприятий для конструкций и узлов.

Начиная с конца 2004 г. этот проект реализуется строительными организациями Украины и

России, объединенными в консорциум «Стабилизация».

Перед этим были развернуты работы по строительству объектов инфраструктуры, жизненно

необходимых для осуществления стабилизации. Из числа стабилизационных мероприятий наиA

более масштабным является стабилизация западного фрагмента ОУ.

Идея стабилизации этого фрагмента состоит в сооружении западнее контрфорсной стены двух

пространственных металлических башен, установленных на массивные железобетонные фундаA

менты и соединенных между собой пространственными блокAфермами в трех уровнях (рис. 9.9.1).

Рис. 9.9.1. Стабилизация западного фрагмента ОУ. Схема металлоконструкций усиления

147

Такое решение позволяет снять нагрузку с поврежденных каркаса и стены западного фрагA

мента и перенести ее на вновь возведенные конструкции башен.

Кроме этого, посредством системы специальных упоров, размещенных в трех уровнях, обесA

печивается восприятие новыми конструкциями горизонтальных нагрузок от западного фрагменA

та в направлении «востокAзапад» при сейсмическом воздействии. Таким образом, создаются

условия для фиксации существующего положения стены по оси 50 и прилегающего к ней каркаA

са и воспрепятствования дальнейшему их смещению в западном направлении, что может привесA

ти к обрушению.

Выполнение запланированного объема строительноAмонтажных работ по стабилизации

строительных конструкций в радиационноAопасных условиях ОУ является довольно сложной

инженерной задачей. Прежде всего, это относится к проблеме обеспечения безопасности персоA

нала, который привлекается для выполнения этих работ, а также поддержание необходимого и

достаточного уровня радиационной и экологической безопасности самого объекта. Для решения

этой задачи были разработаны документы, которые обосновывают безопасность реализации стаA

билизационных мероприятий.

С целью обеспечения противорадиационной защиты персонала разработан и обоснован комA

плекс организационных, радиационноAгигиенических и технических мероприятий.

В процессе выполнения стабилизации ожидается образование около 350 т твердых радиоакA

тивных отходов (ТРО), главным образом низкоактивных.

Захоронение ТРО осуществляется в приповерхностном хранилище «Буряковка», которое

находится в Зоне отчуждения. В случае выявления ВАО, они передаются на временное хранение

в хранилище на промплощадке ЧАЭС.

Анализ уже выполненных и запланированных работ по стабилизации свидетельствует о том,

что основным видом дополнительных воздействий на окружающую среду являются выбросы раA

диоактивных веществ в атмосферу со следующим их перераспределением в компонентах окружаA

ющей среды.

Выполненные оценки воздействий на окружающую среду показали, что при нормальных

условиях выполнения работ привнесенное дополнительное количество радиоактивных веA

ществ будет составлять доли процента от существующего загрязнения территории Зоны отA

чуждения.

Анализ воздействий, связанных с потенциальными авариями, которые могут возникнуть в

процессе осуществления деятельности по стабилизации, показал, что максимальное дополниA

тельное загрязнение почвы будет наблюдаться на расстоянии 1 км, но не превысит 130 кБк/м

или 2% от существующего уровня загрязнения. На границе Зоны отчуждения величина дополA

нительного загрязнения в результате аварии составит примерно 4% от существующего уровня.

Индивидуальная эффективная доза потенциального облучения населения за пределами Зоны

отчуждения не превысит 1 мЗв, что ниже границы оправданности для принятия неотложных

контрмер.

Учитывая статус и радиологические характеристики территории, которая может претерпеть

дополнительное загрязнение вследствие потенциальной аварии при выполнении работ по стабиA

лизации, а также учитывая то, что вероятность такого события на несколько порядков меньше веA

роятности обрушения ОУ в случае, если его не усиливать, то выполнение стабилизационных меA

роприятий является оправданным.

СтроительноAмонтажные работы по стабилизации ОУ планируется завершить до конца

2006 г. Коллективная доза облучения персонала ожидается на уровне около 40 чел.AЗв.

9.10. Создание Нового безопасного конфайнмента (НБК)

9.10.1. Цель создания и функции

Создание НБК является основным этапом подготовки к преобразованию ОУ в экологичесA

ки безопасную систему.

В соответствии с Законом Украины «Об общих положениях дальнейшей эксплуатации и

снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразовании разрушенного четвертого энерA

гоблока этой АЭС в экологически безопасную систему», сооружение НБК должно обеспечить

достижение следующих целей:

– обеспечение защиты персонала, населения и окружающей среды от влияния источников

ядерной и радиационной опасности, связанных с существованием ОУ;

– создание условий для осуществления практической деятельности по преобразованию ОУ

148

в экологически безопасную систему, в частности для извлечения остатков ядерного топлива и

топливосодержащих материалов, выполнение работ по демонтажу/усилению нестабильных

конструкций ОУ и обращение с РАО.

Достижение указанных целей должно реализовываться путем предоставления сооружению

НБК, его системам и элементам свойств для выполнения определенных функций.

Поскольку защита человека и окружающей среды достигается, прежде всего, благодаря преA

дотвращению распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений за пределы

НБК, то одной из основных является функция локализации.

Эта функция должна выполняться при условиях нормальной эксплуатации, нарушениях

нормальной эксплуатации, аварийных ситуаций и аварий и должна обеспечиваться:

– целостностью ограждающих конструкций НБК в течение продолжительного периода эксA

плуатации (не меньше 100 лет);

– предотвращением обрушения нестабильных конструкций ОУ путем их демонтажа или

усиления на период, определенный условиями безопасной эксплуатации НБК;

– ограничением поступления атмосферных осадков внутрь сооружения;

– защитой гидрогеологической среды от загрязнения радиоактивными веществами, находяA

щимися в НБК;

– ограничением распространения радиоактивных веществ внутри НБК.

Другими функциями НБК являются функции технологического обеспечения и физической

защиты.

Функция технологического обеспечения реализуется с помощью расположения и функциоA

нирования систем и элементов, а также создания соответствующих условий, необходимых для:

– нормальной эксплуатации НБК;

– демонтажа/усиления нестабильных конструкций ОУ;

– обращения с РАО;

– будущего извлечения ТСМ.

Функция физической защиты заключается в физической защите ядерных и радиоактивных

материалов, находящихся на ОУ.

Но наиболее системно и детально эта идея начала обрабатываться, начиная с 1998 г., при выA

полнении ПОМ.

Международным консорциумом «Чернобыль» в составе Washington Group International, Inc

(США), BNFL Engineering Ltd (Великобритания) и украинских организаций: Киевского инстиA

тута «Энергопроект» (КИЭП), НаучноAисследовательского института строительных конструкA

ций (НИИСК) и Института проблем безопасности атомных электростанций (ИПБ АЭС) был

выполнен всесторонний анализ всех предыдущих технических решений, сформулированы конA

цептуальные проектные критерии и требования к НБК, предложена стратегия его создания.

После анализа всех вариантов при участии независимых украинских экспертов и МеждународA

ной консультативной группы преимущество было отдано варианту «Арка».

В 2003 г. Международным Консорциумом в составе Bechtel International Systems (США),

Electricite de France (Франция) и Battelle Memorial Institute (США) при участии КИЭП,

НИИСК и ИПБ АЭС был разработан КП НБК, основные технические решения которого и обосA

нование безопасности приводятся ниже.

9.10.2. Конструктивные решения НБК

В соответствии с целью создания и выполняемыми функциями НБК в концептуальном проA

екте определены его основные объекты:

• основное сооружение в виде защитной конструктивной оболочки;

• технологический корпус, который располагается с западной стороны НБК;

• вспомогательные сооружения и здания (канализационная насосная станция, контрольноA

пропускные пункты для персонала и автотранспорта и т. п.).

Защитная оболочка выполнена в виде металлической конструкции арочного типа с торцевыA

ми стенами. Арочная конструкция будет накрывать основную часть ОУ, за исключением небольA

ших участков деаэраторной этажерки и машинного зала, которые будут выступать снаружи через

западную торцевую стену.

Геометрические размеры оболочки составляют: пролет – 257,44 м, ширина – 150 м, высота –

108,39 м. Общий вид НБК приведен на рис. 9.10.1.

Проектный срок эксплуатации НБК (не менее 100 лет) достигается за счет:

• учета при проектировании экстремальных нагрузок и влияний согласно требованиям дейA

ствующих нормативных документов;

149