VIVOS VOCO: Журнал "Природа" в 1990 г. о Чернобыльской катастрофе

Идея подготовить подборку материалов, предлагаемую вниманию читателей, возникла давно, но в твердое намерение превратилась лишь после I Международной рабочей встречи по тяжелым авариям на АЭС, организованной Институтом проблем безопасного развития атомной энергетики АН СССР по инициативе Ядерных обществ СССР и США. Около недели 80 ведущих специалистов из разных стран обсуждали причины и ход аварии на Чернобыльской АЭС, меры по преодолению ее последствий и прогнозы на будущее. Из долгих и напряженных споров (советские участники порой были в них даже откровеннее зарубежных) стало ясно, насколько сложные научные и технические проблемы возникали в ходе работ, получивших хотя и неудачное, но уже закрепившееся название "ликвидация последствий аварии". И то, что на некоторые вопросы найти окончательные ответы пока не удалось, перестало удивлять или расцениваться как нежелание ученых сказать правду.
В последнее время в нашем обществе набирают силу антисциентистские настроения, а то и откровенные попытки обвинить науку и ученых в большинстве сегодняшних бед. Одним из поводов к этому стала чернобыльская катастрофа, после которой многие взяли на вооружение лозунг: "Наука привела к Чернобылю и должна ответить за это". Но, хотелось бы возразить, ведь именно наука помогла и помогает бороться с его последствиями, а эта сторона дела, в сущности, остается вне поля зрения общественности. Если в первые месяцы после аварии пресса изобиловала по необходимости краткими и не всегда вразумительными заметками о действительно героических усилиях эксплуатационного персонала, военных, строителей, ученых по уменьшению масштабов бедствия, то через пару лет, когда напряжение спало и, главное, сквозь завесу секретности прорвалась правда о положении в зараженных радиацией районах, эта тема стала совсем непопулярной, а всякое упоминание об ученых-ядерщиках в связи с Чернобылем приобрело почти ругательный характер. Но чтобы выработать объективное отношение к науке после катастрофы на Чернобыльской АЭС, нужно знать не только причины аварии, но и роль науки в ликвидации ее последствий. Казалось, статей нескольких участников работ на ЧАЭС будет достаточно, чтобы досадный пробел заполнился и все встало на свои места.
Однако проблема "наука и Чернобыль" оказалась слишком сложной, многоплановой и противоречивой, чтобы решить ее с такой легкостью. Детальный анализ и самой аварии, и мер по борьбе с нею еще не завершен. И хотя одного описания проделанных работ уже хватает, чтобы понять неправомерность огульной критики принятых тогда решений, которую задним числом позволяют себе даже неспециалисты, окончательные и подробные выводы впереди. Так что пока лучше не расставлять оценки, а просто рассказать о научной работе, которая шла в Чернобыле четыре года после взрыва. Из множества важных вопросов для подобного обсуждения мы выбрали три самых крупных в области физики: нынешнее понимание аварии, борьба с угрозой попадания ядерного топлива в грунт, настоящее и будущее Саркофага. А открывает подборку более широкий обзор задач, возникших перед учеными после аварии, который дан в беседе председателя Межведомственного координационного совета при АН СССР по проблемам, связанным с ликвидацией последствий аварии на Чернобыльской АЭС, академика С.Т. Беляева с нашим корреспондентом Г.М. Львовским.

Ликвидация последствий
чернобыльской катастрофы

Спартак Тимофеевич Беляев,
академик, заместитель директора Института атомной энергии им. И.В. Курчатова,
директор отделения ядерной физики этого института.

— Спартак Тимофеевич, как известно, сразу же после аварии в Чернобыль прибыли не только руководители высокого ранга и военные, но и ученые. Какова была роль науки в проведении работ на разрушенном блоке, какую долю ответственности она несет за решения (правильные или не вполне), принятые там после 26 апреля!

- Не согласен с самой постановкой вопроса.
Во-первых, надо отделить науку от принятия решений. Истинная наука производит знания, устанавливает факты и отвечает только за их достоверность, но никогда никаких решений не принимает. И лишь в силу социального невежества нашего общества на науку и ученых вешают все огрехи. Но в чрезвычайной ситуации Чернобыля трудно отделить науку от принятия решений - многие действия там одновременно преследовали и научно-технические, и политические цели.
Во-вторых, следует избегать еще одной путаницы: есть наука, а есть люди в науке. Люди в науке имеют свои интересы - научные и политические, групповые и личные - и могут по-разному использовать те данные, достоверные или не очень, которыми располагают. Поэтому нужно различать, что есть наука, а что делается людьми науки.
К примеру, сейчас очень сложное положение с научной или даже околонаучной информацией о Чернобыле - реальные данные тонут в море домыслов, искаженных слухов. Конечно, то, что эту информацию так долго закрывали, - беда номер один. Но надо понимать, что хотя ее и скрывали от населения, ее никогда не скрывали от людей, которым она была нужна для принятия решений, от специалистов, которые могли дать независимые оценки, предложить альтернативные варианты. С первых дней после аварии под руководством В.А. Легасова в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова ежедневно собиралась рабочая группа - своего рода мозговой центр, где проводился анализ ситуации и поиск возможных решений. И какая бы проблема перед нами ни возникала, мы всегда старались привлечь к ее решению как можно более широкий круг специалистов, рассматривали все методы, которые предлагались, приветствовали любые обращения к нам. Мы никого не отталкивали, никогда не говорили "не надо". Давали возможность поехать в Чернобыль, присмотреться на месте, попробовать. У кого-то получалось, у кого-то нет. Фактически там сейчас остались работать те, чьи предложения оказались лучше, кто выиграл это неявное соревнование.

- Но из-за того, что эти проблемы обсуждали только специалисты, остальные узнавали о ходе работ главным образом из отрывочных и не всегда объективных сообщений газет и телевидения. Не могли бы вы подробнее рассказать об этих работах!

- С самого начала возникло множество вопросов.
Первый: не продолжается ли в разрушенном реакторе цепная реакция? Быстро стало очевидным, что она прекратилась - по отсутствию в спектрах воздушных радиоактивных выбросов g-линий короткоживущих изотопов, постоянно рождающихся при цепной реакции. Надо сказать, что, несмотря на очевидность такого вывода для специалистов, этот вопрос затем неоднократно задавали вновь.
Второй вопрос: где топливо и сколько его выброшено? Надо представлять обстановку - разрушенный блок, раскрытый реактор, все завалено обломками, остатки графита и топливных элементов на крышах. Высокие радиационные поля - даже на высоте 50-100 м в вертолете над развалом можно находиться считанные минуты. Возникали самые разные спекуляции на тему о том, сколько топлива выброшено - говорили, что половина или больше. А тут еще весьма уважаемая организация после замеров следов плутония в почве оценила выброс в 30% (потом все объяснилось грубыми ошибками при радиохимическом анализе). Для ведения работ на площадке станции необходимо было установить нахождение хотя бы самых крупных масс топлива - концентрированных источников радиации. Измерение g-поля обычными дозиметрами дает лишь усредненную картину. Напомню, что пробег g-квантов в воздухе составляет сотни метров, так что поля разных источников, расположенных на меньших расстояниях, сильно перекрываются. Обнаружить такие источники можно лишь при детальной съемке поля, что в трудных условиях Чернобыля было нереально. Грубые же измерения полей часто приводили к ложным обнаружениям топливных масс. Так, в первые недели считали, что чуть ли не основная масса топлива попала в машинный (генераторный) зал. Для "топографической" съемки были быстро сконструированы и изготовлены детекторы со свинцовыми коллиматорами. Установленные на вертолетных подвесках, они дали возможность получить карту радиоактивных источников на площадке станции, крышах зданий с разрешением порядка 10 м². Выяснилось, в частности, что топлива в машинном зале практически нет - в основном оно находится в здании реактора.
Узнать полный объем топлива в помещениях блока, измеряя у-поля, невозможно из-за неопределенности, вносимой поглощением g-квантов в самих топливных массах и завалах строительных конструкций. Возникла идея оценить количество топлива по выделяемому им теплу. (Все топливо реактора выделяло около 1 МВт.) Но как измерить это тепло? Пробовали разные методы. Сначала - самые простые. С вертолетов создавалась плоская дымовая завеса, а мы, наблюдая за поднимающимися вверх волнами, обнаруживали топливо по конвективным воздушным потокам. Замеряя температуру и скорость потоков, можно было грубо рассчитать количество топлива. Затем пробовали в разных местах установить дозиметры, температурные датчики и другие приборы. Пытались опускать их на тросе с вертолета, но они разбивались или быстро выходили из строя, поскольку попадали на совершенно неизвестную поверхность, в неконтролируемые условия. А усилия на установку приборов тратились большие. Напомню только операцию "Игла" - установку металлического стержня с гирляндой датчиков в саму воронку развала, что потребовало отменного мастерства и мужества от вертолетчиков. Явно требовалась надежная и комплексная система диагностики развала реактора. Так возник проект "Буй": комплекс приборов помещался в особый жесткий корпус пирамидальной формы, защищающий от внешних механических воздействий. С помощью вертолетов удалось в разных местах развала установить свыше десятка "буев", кабели от которых были выведены на специально оборудованный стенд. Эта система надежно проработала вплоть до сооружения Саркофага, когда ее заменила другая, более совершенная. Но изготовлению "буев" предшествовали долгие обсуждения, "мозговые штурмы". Каких только предложений не было - и использовать надувные шары с приборами, и перебросить над развалом тросы, по которым двигались бы специальные тележки с аппаратурой. Для определения химического состава выбросов пытались применять лазерное зондирование. Все варианты трудно даже вспомнить.
Одним из самых важных был вопрос о выбросах радиоактивности. Активная стадия аварии и основные выбросы прекратились через 10 дней после взрыва. Однако периодически возникали подозрения, что выбросы продолжаются и идет сильный перенос радиоактивности. Расскажу лишь об одном таком "ЧП". Самолет военных химиков, поднимаясь по спирали над разрушенным блоком до высоты 1,5 км, замерял активность в воздушном столбе над реактором. Военные считали, что этот столб смещается в сторону со скоростью ветра, перемножали его объем на концентрацию активности и скорость, переноса и получали огромную величину выброса. Мы же видели, что выбросы гораздо меньше. Спрашиваем: а почему на площадке АЭС активность не растет? Нам отвечают: перенос идет в верхних слоях воздуха, а внизу незаметен. Как понять, кто прав? Мы сделали простой расчет - прикинули, с какой скоростью поток радионуклидов из блока должен идти вверх, чтобы он успевал наполнить столб высотой 1,5 км за то время, пока ветер проносит его мимо развала. Эта скорость оказалась втрое больше скорости звука, что невозможно. В действительности радиоактивный столб воздуха ("шлейф") не сносился, а постоянно стоял над реактором. Правда, вдоль "шлейфа" медленный перенос активности шел.
Вывод о практическом отсутствии дальнейшего загрязнения мы проверили и по-другому. Для работы в районе Чернобыля был привлечен вертолет геологов с канадской детектирующей системой "Макфар". Обычно он используется для аэрогеологической разведки. На его борту стоит ЭВМ, которая одновременно проводит геодезическую и g-съемку, выдавая карту загрязнений. Автопилот ведет вертолет параллельными галсами, так что за рабочий день можно снять карту в квадрате 15X15 км. Мы выбрали 6 квадратов с разных сторон от ЧАЭС и поочередно проводили в них съемки, так что через 6 дней вертолет возвращался к прежнему квадрату. Повторили цикл 3 раза, а затем сравнили карты между собой. Оказалось, что они почти не изменились - небольшая миграция активности была, особенно там, где высокие градиенты, но ни о каком повторном загрязнении из-за новых выбросов и речи быть не могло.
Из-за высокой активности на площадке АЭС постоянно велась дезактивация, почву засыпали песком, покрывали бетоном, люди и машины приносили на нее новую радиоактивную "грязь", так что радиационная ситуация постоянно менялась. Как быстро обновлять карты заражения с учетом этих изменений? С первых же дней предлагали использовать люминофоры - скажем, разливать их по земле и по характеру свечения сразу же узнавать распределение активности. Но ведь это дорого, да и чтобы заказать их где-то и привезти, нужно немало времени. Потом возникла простая и красивая идея - воздух тоже в какой-то степени люминофор. Скажем, ионизированный азот излучает ультрафиолет. Мы тут же начали разрабатывать методику ультрафиолетовых съемок, изготовили и наладили довольно хорошую аппаратуру, а затем ночью с высоких точек снимали всю площадку. Таким образом, возникла новая аппаратура и методика исследований. Она нам потом помогла при разведке помещений внутри блока перед дезактивацией: на ультрафиолетовых снимках фиксировались пятна радиоактивной грязи. Этот пример - один из многих. Кстати, люминесценцию мы использовали в другом новом приборе для быстрого поиска в пробах грунта "горячих частиц". Обычно для этой цели применяют радиографию: на тонком слое почвы закрепляют фотопленку, через сутки ее проявляют и по темным пятнам определяют места расположения горячих частиц. Остается еще найти эти частицы в слое почвы. Мы разработали более быстрый способ: проба рассыпается по люминесцентному экрану, а горячие частицы обнаруживают по светящимся точкам на нем через микроскоп. Этот экспресс-метод позволил собрать и изучить многие сотни горячих частиц.
Сегодня работы в Чернобыле в 1986 г. воспринимаются как пожарные, спонтанные. Наверное, в значительной степени так и было. Только после возведения Саркофага началось систематическое изучение 4-го блока.

- Поскольку вначале информация о работах по ЛПА была не слишком подробной, вокруг этих работ возникало множество мифов и слухов, которые ходят и до сих пор. Хотя некоторые из связанных с ними вопросов, возможно, покажутся вам некорректными или даже неграмотными, хотелось бы все же задать их вслух и получить ответ. Прежде всего, у многих вызывает сомнение официально объявленная величина выброса - 3,5% топлива. В докладе МАГАТЭ указано, что из реактора выброшено около трети-граф и та, а поскольку топливные стержг ни насквозь пронизывали графитовую кладку, многие усматривают противоречие между этими двумя величинами. Быть может, объяснить это противоречие можно так: сколько выброшено топлива при взрыве, сказать трудно, но после очистки крыш, площадки АЭС, самого блока под Саркофаг действительно удалось собрать 96,5% топлива!

- Давайте прежде определим, что понимать под словом "выброшено". Если иметь в виду "выброшено из шахты реактора", в том числе в соседние помещения, в центральный зал, в подреакторное пространство, на ближайшие крыши - то оценить такой выброс действительно сложно. В конце концов, сейчас мы видим, что в самой шахте реактора почти ничего не осталось - можно считать, что в этом смысле выброшено все. Но говорит ли о чем-нибудь такое понятие "выброса"? Я считаю, что мы должны учитывать не ту активность, которая была собрана управляемыми бульдозерами, сброшена в завал с крыш, укрыта во временных хранилищах, залита бетоном при строительстве Саркофага, а только ту, которая осталась на землях Украины, Белоруссии, России и создает радиационный фон. Она измерена надежно, известно даже, сколько ее выпало в Европе, США, Японии, сколько рассеялось над просторами океанов. Что касается выброшенного графита, то у меня вызывает сомнение точность оценки. Я бы не строил рассуждения на одной непроверяемой цифре, принимая ее за аксиому. Графит горел много дней, и, думаю, никто не знает, сколько его было выброшено на окрестности, а сколько сгорело или лежит в центральном зале, куда мы долго не могли проникнуть.
И второе соображение. Надо различать выброс топлива и выброс радиоактивности, это не одно и то же. Мы знаем, сколько и каких радиоактивных изотопов образовалось в каждом грамме топлива. Во время взрыва часть диспергированного топлива вместе с содержащейся в нем радиоактивностью была выброшена в атмосферу. Это "топливная" компонента выбросов. Ее характерная особенность - фиксированный набор радиоактивных изотопов, связанных в урановой матрице. Типичные "топливные" нуклиды - плутоний, церий и в значительной мере стронций. Однако во время аварии топливо нагревалось до высоких температур, и при этом летучие элементы (в частности, иод и цезий) выходили из топливной матрицы в виде летучих радиоактивных выбросов. "Топливная" компонента в основном выпала в 30-километровой зоне, а летучие выбросы распространялись на большие расстояния, образуя там, где были сильные осадки, интенсивные пятна загрязнений. Когда мы говорим о выбросе 3,5%, то это относится к нуклидам топливной компоненты. Что касается летучих нуклидов, то их выбросы следует определять индивидуально.
Самым главным было определить выбросы наиболее опасных для человека нуклидов - иода, цезия, стронция и плутония. В первое время особенно важен был плутоний: по нему нормы особенно жесткие. А измерять его непросто, так как он излучает не g-кванты, а только a-частицы. Требуются предварительно сложные радиохимические реакции для его выделения, а лишь после этого - измерения на a-спектрометре. Это неделя хорошей работы для квалифицированной группы радиохимиков и спектроскопистов. Ясно, что на основании таких анализов оперативно снять карту загрязнений плутонием невозможно - во всей стране не хватит специалистов.

Выброс радионуклидов из 4-го блока на активной стадии аварии.
Заштрихованная часть гистограммы соответствует погрешности измерений.

Чтобы стало ясно, насколько это тонкая работа, приведу пример. Как-то нам присылают результаты анализов из одного очень хорошего института. Там вдруг нашли огромные количества плутония в почве. Но что удивительно: из блока примерно в равной пропорции выброшены три изотопа - ²³⁸Pu, ²³⁹Pu и ²⁴⁰Ри, а в анализе присутствует только ²³⁹Ри. Оказывается, при анализе пользовались посудой, в которой когда-то работали с этим изотопом, а концентрация плутония в пробах настолько мала, что этого оказалось достаточно, чтобы исказить результат. Случались и другие ошибки. Нам даже пришлось создать специальную бригаду, которая проверяла сомнительные результаты. И соотношение в анализе разных изотопов было надежным критерием достоверности. Скажем, в выбросе присутствовали два изотопа цезия - ¹³⁴Cs и ¹³⁷Сs, церия - ¹⁴¹Се и ¹⁴⁴Се, рутения - ¹⁰³Ru и ¹⁰⁶Ru. Отношение изотопов цезия служило своеобразными "отпечатками пальцев" чернобыльской аварии - оно сильно зависит от выгорания топлива, и анализ этого соотношения помогал выделять чернобыльские осадки на фоне глобальных выпадений от испытаний атомного оружия. Как-то раз нам сообщили из Литвы, что на Куршской косе обнаружили повышенное содержания цезия. Мы организовали экспедицию, проверили. Действительно, цезия там было несколько больше, чем вокруг (хотя и в пределах фона), но, судя по соотношению изотопов, никак не "чернобыльского". Еще более надежным критерием могло служить отношение изотопов рутения - там две очень близкие спектральные линии на большом сплошном фоне, и чтобы их разделить, нужна очень высокая квалификация и хорошая аппаратура. Если это удалось, значит, анализ проведен достаточно тщательно.
Однако карта заражения плутонием была сделана очень быстро. Помогло то, что тугоплавкий плутоний (температура кипения около 4000^oС) надежно связан с урановой матрицей, как и церий, который химически близок к плутонию, но испускает g-кванты. И все наши анализы показывали строгую корреляцию между содержанием церия и плутония - оба элемента присутствовали в одних и тех же топливных частицах. Поэтому нам удалось, измеряя g-излучение церия, построить карту распределения плутония. Конечно, коэффициент корреляции мы постоянно проверяли, делаем это и до сих пор.

- То, что из реактора было выброшено значительное количество активности, во многом связано с длительным горением графита. Но и сам этот пожар вызывает вопросы. Многие недоумевают, почему загорелся графит - ведь температура его воспламенения значительно выше тех 2000^oС, до которых, по официальным сведениям, нагрелась активная зона. Некоторые говорят, что роль катализатора сыграл цирконий и что в графитовом реакторе не стоило использовать циркониевые трубы.

- Я немного интересовался этим, хотя и не химик по образованию. В действительности у графита даже нет определенной температуры воспламенения - все зависит от среды, в которой он находится. Однозначно сказать, почему он загорелся, трудно. Я не исключаю, что в некоторых точках активной зоны были очень высокие температуры и возникли условия, при которых графит мог загореться. Быть может, как-то повлиял и цирконий. Полной картины процессов после взрыва у нас пока нет. Честно говоря, это направление анализа чернобыльской аварии несколько отстает от других. Хотя много экспериментов с графитом уже проведено и множество идей обсуждалось, восстановить происшедшее в деталях еще не удалось.

- Приходилось слышать самые разные мнения по поводу решения сбрасывать в развал реактора мешки с песком, доломитом, глиной и другими материалами. Одни считают, что это уменьшило выброс активности из блока, другие - что засыпка стала преградой на пути конвективных потоков воздуха через активную зону, поэтому остатки топлива снова начали разогреваться, и этим объясняется некоторое увеличение радиоактивных выбросов на 6-й день после аварии. С другой стороны, говорят, что основная часть сброшенных материалов вообще не попала в шахту реактора.

- Они и не могли туда попасть полностью - шахта имеет диаметр около 15 м, а сбрасывали мешки с большой высоты. Сейчас мы видим, что шахта почти пуста, и трудно сказать, что произошло с материалами, который: туда попали. На блок было три сильных воздействия - сначала взрыв, потом засыпка с вертолетов и, наконец, заливка бетоном при строительстве Саркофага, которую вели дистанционно и потому почти не могли контролировать. Сейчас очень сложно разделить результаты этих воздействий - скажем, в расплавах, содержащих окись урана и кремний. Неясна пока и причина увеличения выброса после 2 мая. Наверное, зная состояние блока в деталях, можно рассчитать такую последовательность и технологию засыпки, которая минимизировала бы выброс, но тогда мы не обладали такими знаниями, да и сегодня узнали не все.
Скажем, часто спрашивают, нужно ли было сбрасывать в развал свинец, не загрязнило ли его кипение площадку дополнительно. Но мы внутри блока пока не обнаружили свинца и не знаем, куда он попал или куда ушел, расплавившись. Когда перестраивался машинный зал, оттуда вынимали мешки, сброшенные с вертолетов сквозь крышу, но среди них не оказалось ни одного со свинцом. В подреакторных помещениях свинца тоже нет. Может быть, он лежит в центральном зале, завалы в котором еще не исследованы до конца? Нет свинца и вне блока. В конце 1986 - начале 1987 г. на Украине были. тревоги, говорили, что кое-где в почве слишком много свинца. Мы специально брали пробы, проверяли. Свинец был, но в обычных природных количествах, не больше. С тех пор сведений о загрязнении свинцом к нам не поступало.

- Сейчас, когда и неспециалистам стало ясно, что Саркофаг - не окончательное решение проблемы захоронения 4-го блока (раньше об этом как-то не задумывались или не говорили вслух), у многих возникли сомнения в достоинствах выбранного проекта или даже вообще в необходимости такого строительства. Кое-кто утверждает, что лучше было с помощью мощной землеройной техники просто засыпать блок землей, превратив его в гигантский холм.

- Я в отборе проектов не участвовал и не знаю, как он шел, но мне кажется, было сделано все, чтобы выбрать оптимальный в условиях лета 1986 г. вариант. То, что множество активных обломков, лежавших в завалах с северной стороны, нужнобыло замуровать в каскадной стене, представляется очевидным. Некоторые другие решения тоже однозначно вытекали из ситуации - скажем, крыша из трубного наката. Вначале хотели сделать свинцовую или бетонную, но расчеты показали, что стены блока не выдержат их веса.
Что же касается идеи засыпать блок грунтом, то мы сразу ее отмели. Это привело бы к полной теплоизоляции топлива, его нагреву и плавлению, так что оно могло либо собраться в массу больше критической, и тогда новый выброс, либо проникнуть в грунт и заразить грунтовые воды. Сейчас топливо выделяет гораздо меньше тепла, чем тогда, и сегодня уже можно обсуждать эту идею вновь. Но я не уверен, что такая засыпка необходима. Это радикальное решение, которое можно принимать только в том случае, если будет остановлен и 3-й блок. Хотя утверждается, что фундаменты 3-го и 4-го блоков не связаны, они находятся рядом, на одном грунте. Была замечена небольшая подвижка турбины 3-го блока после сооружения Саркофага. Что же будет с этим блоком, если мы засыпем Саркофаг огромной массой грунта?

- Как вы, Спартак Тимофеевич, оцениваете научную сторону работ по ликвидации последствий аварии?

- Наука всегда стимулируется проблемами, которые ставит перед ней жизнь, но участники этих работ испытывают удовлетворение не от научных достижений, а прежде всего от того, что они хоть в какой-то мере помогли уменьшить масштабы бедствия. Правда, теперь мы понимаем, что там родились многие новые идеи, были разработаны новые методики и приборы, ценные и с научной точки зрения. К примеру, в застывших подтеках расплавленной смеси топлива с песком или бетоном кристаллографы Радиевого института обнаружили совершенно новый тип кристаллов, новое соединение, которого до этого нигде в мире не встречали. Для рождения таких кристаллов, обладающих очень правильной формой, требуется крайне долгое и равномерное остывание. С другой стороны, это открытие дает нам новые сведения о ходе аварии - мы можем оценить характерные времена некоторых процессов.
Отделение общей и ядерной физики Института атомной энергии к реакторам практически никакого отношения не имеет и до 1986 г. конкретными проблемами атомной энергетики не занималось. Наша область - фундаментальная ядерная физика, физика твердого тела, сверхпроводимость. Почему же мы работали в Чернобыле? Там, как говорят, возникла нештатная ситуация, мы столкнулись с неизвестными явлениями и процессами, к которым нужно было подойти непредвзято, без всяких стереотипов. И оказалось, что фундаментальная наука, навыки исследователя, а не инженера, там были даже нужнее, чем специальный опыт и конкретные знания. Но мы работали с самыми разными организациями, привлекали любых специалистов, и "ведомственных", и "независимых". Всегда ценился сам человек. И, возвращаясь к началу нашей беседы, хочу еще раз подчеркнуть: и хвалить за успехи, и осуждать за неудачи нужно не науку вообще, а людей в науке, с именами которых эти успехи или неудачи связаны. А оценку нашим действиям пусть ставит будущее.

Материал подготовил Г.М. Львовский

Сегодняшнее понимание аварии

Александр Константинович Калугин,
канд. физ. -мат. наук, начальник отдела Института атомной энергии им. И.В. Курчатова.

АВАРИЯ на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС явилась одной из крупнейших катастроф современности. Не только из-за того, что погиб 31 человек и затрачены огромные средства, чтобы убрать основную часть радиоактивной "грязи" и закрыть разрушенный блок. Более 100 тыс. жителей пришлось переселить из зоны наибольшего заражения; на долгие годы выведены из хозяйственного оборота значительные земельные участки. Во всем мире возникло сомнение в надежности атомных станций. И хотя прошло уже больше 4 лет, продолжают с неослабевающей силой звучать вопросы: что же случилось в ночь на 26 апреля 1986 г.? Почему? И кто ответствен за это?

Вопросы вполне закономерны, ведь любая авария - это суровый урок, осознав который до конца, можно намного уменьшить риск подобных аварий в будущем. Чтобы ответить на них, придется вспомнить, как формировались концепции нынешних реакторов.

ПРИНЦИПЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ РЕАКТОРОВ

Ядерный реактор - это установка, в которой может идти самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Она происходит при поглощении нейтронов ядрами ²³⁵U, одного из изотопов урана. При этом высвобождаются 2-3 нейтрона и выделяется большое количество тепла. Если число нейтронов, высвобождающихся при делении урана, в точности равно числу поглощающихся нейтронов (с учетом утечки за пределы реактора), количество тепла, выделяющееся в единицу времени, т.е. тепловая мощность реактора, постоянно. Изменяя интенсивность поглощения нейтронов, можно регулировать уровень мощности.

Первые реакторы создавались исключительно для военных целей - как мощные генераторы нейтронов, которые, поглощаясь в природном уране, дают плутоний для ядерного оружия, или компактные источники пара для вращения турбогенератора подводной лодки. Реакторы первого типа представляют собой огромные графитовые цилиндры *, пронизанные трубами, содержащими урановое топливо в металлической оболочке. По трубам циркулирует жидкость или газ, охлаждающие топливные стержни.

* Иногда, как, например, в канадских реакторах CANDU, вместо графита используется тяжелая вода.

Если сначала тепло, выделяющееся в реакторе, никак не использовалось, то со временем часть его стали применять для производства пара и выработки электроэнергии (Колдер-Холл в Англии, Сибирская АЭС в СССР). По мере совершенствования конструкционных материалов удавалось получать все более высокие давление и температуру пара и повышать КПД установки. Так появились реакторы Белоярской АЭС, где температура пара достигала 450°С, а позднее - реакторы РБМК, установленные, в частности, на Чернобыльской АЭС. Реакторы второго типа представляют собой толстостенный герметичный сосуд из нержавеющей стали, в который вода подается и из которого отводится по небольшому числу труб; поскольку корпус выдерживает высокое давление(более 100 атм), воду можно нагревать до температуры свыше 300°С. Нагретая вода поступает в парогенератор, где за счет своего тепла испаряет воду второго контура, подключенного к турбогенератору. Логическим развитием реактора этого типа стали корпусные реакторы (PWR, ВВЭР), получившие наиболее широкое развитие во всем мире.

Следует подчеркнуть, что от военного реактора до АЭС, как говорится, дистанция огромного размера. Если в первом случае затраты не имеют особого значения, то стоимость электроэнергии на атомной станции должна быть не выше, чем, скажем, на угольной, в противном случае она просто не нужна. Можно, конечно, манипулируя нашими не очень обоснованными ценами, доказывать, как это делают многие публицисты, принципиальную неэкономичность атомной энергетики, которая якобы и существует только из-за амбициозности заправил отечественного военно-промышленного комплекса. Но предполагать нечто подобное, например, для Франции, производящей на АЭС более 70% электроэнергии, по меньшей мере нелогично.

Именно по этой причине основные усилия атомщиков в 50-60-е годы были направлены на повышение экономичности атомных станций. А ведь далеко не очевидно, что реактор, идеально подходящий для производства плутония, окажется столь же хорошим на АЭС. Да и строгую дисциплину на военном предприятии поддерживать гораздо легче, чем на гражданском. Многолетний опыт безаварийной эксплуатации военных реакторов в СССР породил глубоко укоренившуюся философию: достаточно написать правильную инструкцию по управлению реактором - и безопасность обеспечена. Ведь само собой разумеется, что инструкцию обязательно выполнят. Оказалось, что далеко не разумеется. И первый важнейший урок Чернобыля: безопасность АЭС не может основываться на инструкциях. Если при заданных отклонениях какого-то параметра реактор необходимо "заглушить", это должно происходить автоматически, без вмешательства оператора. Более того, нужно предпринять меры, чтобы такая автоматическая защита не могла быть произвольно отключена.

Но после Чернобыля возникла совершенно новая философия безопасности. Теперь в концепции новых реакторов безопасность встраивается изначально. Техника, даже многократно дублированная, тоже может отказывать. Однако можно сконструировать реактор так, чтобы если, например, в нем начала неуправляемо возрастать мощность, его внутренние свойства без вмешательства извне изменялись, приводя к затуханию реакции деления.

Второй важнейший концептуальный урок Чернобыля характерен, к сожалению, только для нашей страны, из него до сих пор не сделано надлежащих выводов.

Первый реактор в нашей стране был создан в фантастически короткие сроки, да еще в условиях послевоенной разрухи, и проработал без малого 40 лет. Это привело к опасному убеждению, что можно создавать большие атомные энергоустановки без серьезного научно-технического обоснования. Во всем мире, например, принято отрабатывать новые реакторные концепции на небольших прототипах. Мы же сразу построили РБМК-1000 мощностью миллион киловатт! Все научные и опытно-конструкторские работы по созданию корпусного реактора ВВЭР-1000 обошлись в несколько десятков миллионов рублей. Для сравнения приведем только одну цифру: комиссия США по ядерному регулированию тратит на научные исследования по повышению безопасности реакторов около 500 млн долл. ежегодно. После Чернобыля была сформулирована широкая программа исследований по безопасности АЭС, выполнение которой позволило бы существенно уменьшить последствия даже очень маловероятных аварий и практически исключить риск для населения, проживающего вне санитарно-защитных зон АЭС. Был подготовлен проект постановления правительства, требующий согласования 50 (!) министерств и ведомств. Материалы уже два года безрезультатно блуждают по многочисленным кабинетам.

Таким образом, опыт развития атомной энергетики позволяет сделать два основных вывода: во-первых, безопасность АЭС должна базироваться не только на инструкциях, но и на технических средствах, а еще лучше - на внутренних свойствах реактора; во-вторых, безопасность стоит денег.

КОНТРОЛЬ ЗА БЕЗОПАСНОСТЬЮ АЭС

Особое значение контроля за безопасностью различных сооружений и установок было осознано давно. В старое доброе время, когда испытывался на прочность вновь построенный мост, его нагружали трехкратной нагрузкой, а инженер - автор проекта и руководитель строительства стояли под мостом во время испытаний. Подход простой и убедительный, хотя неоднократно бывали случаи, когда впоследствии мосты обрушивались при ураганном ветре или землетрясении.

Представим себе, что разработан проект атомной станции. Его обязательной частью является специальный документ - "Техническое обоснование безопасности" (ТОБ), где показано, что ни одно из рассмотренных событий (например, разрыв трубы метрового диаметра, подающей воду в половину каналов реактора, совпавший с отказом любой из систем безопасности, а также с выходом из строя всех источников электроснабжения * не приведет к недопустимому выбросу активности. Этот документ поступает на рассмотрение в Государственный комитет по надзору за безопасностью ведения работ в атомной энергетике и промышленности (ГАЭН **), и пока он не получит одобрения, строительство АЭС не начинается. ТОБ прежде всего проверяется с формальной стороны: все ли ситуации рассмотрены, учтены ли требуемые нормами наложения событий и, главное, что получается в результате рассмотрения. Но как все-таки убедиться, что все рассчитано правильно? Не устраивать же на реакторе настоящую аварию, да еще (по аналогии с мостом) посадив за пульт управления генерального конструктора!

* Современные нормы безопасности АЭС требуют рассматривать именно такое наложение событий. Для РБМК анализируется около 50 различных нарушений нормальной работы.
** Летом прошлого года ГАЭН объединен с аналогичным комитетом по надзору за безопасностью в других отраслях промышленности. На этот раз наши парламентарии явно перестарались в стремлении сократить количество чиновников. Во всем мире атомную промышленность - в силу специфики - контролируют, специальные организации.

На самом деле все аварии моделируются по частям. В одном эксперименте моделируется разрыв трубы и измеряют, как быстро из канала уйдет вода, в другом проверяют, как при этом меняется мощность реактора и с какой скоростью срабатывает аварийная защита, в третьем - как ведет себя топливо при перегреве и сколько из него выходит радиоактивных газов, в четвертом - насколько надеж.;о радиоактивный пар конденсируется в специальных герметичных емкостях. Для каждого звена создается расчетная модель, которая должна правильно описывать совокупность экспериментов, а потом все они объединяются в надежно проверенную расчетную модель станции в целом. Правильность стыковки расчетов и экспериментов на каждом этапе и модели в целом оценивают сотрудники научно-технического центра ГАЭН (т.е. специалисты, а не чиновники) с привлечением независимых экспертов, в том числе зарубежных, как это делалось для Горьковской ACT. Эксперименты, конечно, стоят больших денег, но это как раз тот случай, когда экономить нельзя.

Но это еще не все. Пусть все 50 нештатных ситуаций рассмотрены и расчеты признаны правильными. Ни в одной из них топливо не расплавилось. Хорошо, говорят вам, а если оно все-таки расплавится? Это (у нас в стране) уже послечернобыль-ский подход. И нужно доказать, что и в этом случае население не пострадает. А для этого требуются еще более дорогостоящие эксперименты *. Но зарубежный опыт показывает, что поставленная цель вполне достижима. Весь описанный выше подход сформировался, к сожалению, только после Чернобыля - в 1986 г. ГАЭНу было всего два года. И к тому же подчинялся этот комитет заместителю Председателя Совета Министров СССР по топливно-энергетическому комплексу, т.е. лицу, ответственному в то же время за обеспечение страны электроэнергией. И бывали случаи, когда стремление выполнить план любой ценой оттесняло на задний план вопросы безопасности. Сейчас ГАЭН входит в Бюро Совета Министров СССР по чрезвычайным ситуациям.

* Именно эти исследования предусмотрены в неутвержденной программе, о которой говорилось выше.

И последнее: авария на Чернобыльской АЭС произошла во время эксперимента. Вообще говоря, использование АЭС для проведения экспериментов весьма желательно - как уже говорилось, экспериментальные установки очень дороги. Но при одном обязательном условии: любой эксперимент - тоже нештатная ситуация, поэтому его безопасность должна быть обоснована точно так же, как для других ситуаций, и теми же людьми, которые участвовали в проектировании АЭС. За этим должны следить инспекторы ГАЭНа, которые работают на каждой атомной станции. Кроме того, на АЭС должен быть специалист по безопасности реактора, имеющий право запретить выполнение любой операции, если считает ее потенциально опасной. Такой человек есть - заместитель главного инженера по науке и ядерной безопасности, т.е. руководитель достаточно высокого ранга.

Таким образом, в отношении контроля за безопасностью из чернобыльской аварии извлечены достаточно серьезные уроки.

РЕАКТОРЫ РБМК

Прежде чем обсуждать развитие событий при аварии, необходимо немного подробнее ознакомиться с особенностями реакторов РБМК.

Графитовая кладка этих реакторов сложена из кирпичей размером 25X25X60 см. В центре каждого кирпича имеется отверстие для циркониевого канала. Всего в реакторе 1884 канала, из которых 1661 содержит по 2 топливные сборки из 18 стержней (твэлов) каждая, а остальные предназначены для стержней управления и защиты и измерительных устройств.

В топливные каналы снизу мощными центробежными насосами подается вода с температурой 270°С и давлением 70 атм. Омывая твэлы, вода частично испаряется, и пароводяная смесь из каждого канала поступает в барабаны-сепараторы диаметром более 2 м и длиной около 30 м. Там пар отделяется от воды и по паропроводам идет к двум турбинам мощностью по 500 МВт. Вода из сепаратора смешивается с конденсатом пара, прошедшего через турбину, и возвращается в реактор.

Однако, если посмотреть на тепловую схему станции, которая обычно висит на стене БЩУ (блочный щит управления - так называется помещение, откуда управляют основными агрегатами АЭС), на площади в несколько квадратных метров вы увидите огромное количество труб, вентилей, клапанов, насосов, среди которых реактор представляется небольшим (несколько сантиметров) квадратиком. Элементы арматуры, измерительные приборы, кабели исчисляются многими тысячами. Большая часть работников АЭС занята обслуживанием этого тепломеханического оборудования и понятия не имеет о том, что такое реактор *. Это еще не беда. Но когда директор и главный инженер АЭС (как правило, выходцы с тепловых станций) начинают относиться к реактору пропорционально его размеру на тепловой схеме, это уже опасно. И совсем скверно, когда представители энергетических институтов и руководители энергетической промышленности начинают рассуждать, что реактор, в сущности, ничем не отличается от обычного парового котла. На самом деле очень даже отличается. Стоит прекратить подачу топлива в котел, как он погаснет. Ядерного же топлива хватает на три года, и не дай Бог ему сгореть быстрее - произойдет взрыв.

* Странно, но на АЭС с корпусными реакторами, где оборудования гораздо меньше, персонала столько же - 1000-1200 чел. на блок мощностью 1 ГВт.

Чтобы этого не случилось, на реакторе имеется система управления и защиты. Как только мощность реактора самопроизвольно повышается всего на 10%, регулирующие стержни под действием собственного веса падают в реактор, а поскольку они сделаны из карбида бора, сильно поглощающего нейтроны, реакция деления сразу же прекращается. То же происходит при возникновении других аварийных ситуаций. В менее опасных случаях (например, отключился один насос из шести) стержни вводятся в реактор частично, уменьшая его мощность до безопасного уровня. Но почему может возрасти мощность и как быстро стержни заглушат реактор? На эти и многие другие вопросы и дает ответ техническое обоснование безопасности.

Для понимания существа чернобыльской аварии достаточно ограничиться двумя поставленными вопросами. Итак, почему может увеличиться мощность? Только если нейтронов поглощается меньшэ, чем рождается. Скажем, извлекли из реактора поглощающий стержень - и через 10 с мощность возрастает на 10%, так что сработает аварийная защита. Или сломался насос, подающий холодный конденсат после турбины. В реактор начинает поступать вода уже с температурой 280°С, и в каналах с топливом становится больше пара и меньше воды. Но вода тоже поглощает нейтроны, хотя, с другой стороны, экранирует от них не только ²³⁵U, но и (что даже более важно) ²³⁸U, не делящийся тепловыми нейтронами изотоп урана, из которого на 98% состоит топливо. Результирующий эффект сложным образом зависит от соотношения масс и распределения различных материалов в реакторе.

Если при увеличении количества пара в реакторе поглощение нейтронов уменьшается и мощность растет, говорят, что паровой эффект положителен. Это, вообще говоря, характеризует конструкцию не лучшим образом. Ведь если, как в нашем примере, количество пара увеличилось из-за повышения входной температуры, мощность возрастет, и количество пара еще более увеличится... Стержни из карбида бора нужно будет достаточно быстро ввести в активную зону, чтобы стабилизировать реакцию.

В требованиях к безопасности АЭС, действовавших в 1986 г., было сказано: "...паровой эффект, как правило, должен быть отрицательным, в противном случае должно быть обосновано в проекте, что это не опасно". В РБМК паровой эффект положителен, и его безопасность была обоснована. Но, как оказалось, плохо. И потому приходится вернуться к вопросу о быстродействии системы аварийной защиты.

Поглощающие стержни в РБМК выполняют функцию не только аварийной защиты, но и регулирования (изменения скорости выделения энергии во всем реакторе или отдельных его частях). Ясно, что для блока мощностью 1 ГВт недопустимы резкие регулирующие воздействия. Поэтому скорость перемещения стержней была выбрана небольшой - 40 см/с, т.е. для полного извлечения или погружения стержня в реактор требовалось 18 с. Но как тогда выполнять функции защиты? Можно было для этого выделить специальную группу стержней с высокой скоростью ввода (так, кстати, и сделано после аварии). Однако сначала разработчики предпочли другой путь решения проблемы. В РБМК более 200 поглощающих стержней. Если все они по аварийному сигналу вводятся в реактор и если хотя бы несколько десятков стержней начинают свое движение не с самого верха, а из промежуточного положения, реакция прекращается достаточно быстро *. Однако если все стержни вводятся в реактор из верхнего положения со скоростью 40 см/с, в первые несколько секунд мощность практически не меняется. Ясно, что такая защита никуда не годится. Именно поэтому в эксплуатационной инструкции было недвусмысленное указание, что если число стержней, опущенных внутрь реактора, меньше определенной величины, он должен быть немедленно заглушён. Яркий пример обеспечения безопасности при помощи инструкций.

* Начальное положение стержней важно, поскольку они гасят цепную реакцию, поглощая нейтроны, а у верхней границы реактора этих частиц мало.

На эти обстоятельств; наложилась серьезная недоработка в конструкции стержня. Дело в том, что поглощающие стержни тоже надо охлаждать. Когда стержень извлечен, в канале остается вода, которая как уже говорилось, также поглощает нейтроны. Это увеличивает расход топлива и снижает экономичность АЭС. Поэтому под поглощающим стержнем подвешен графитовый цилиндр, вытесняющий лишнюю воду. При погружении поглощающего стержня вытеснитель опускается под реактор. А там хватало места, чтобы разместить вытеснитель д тиной не более 4,5 м. При верхнем положении стержня вытеснитель оказывался в центральной части реактора, а вверху к внизу оааза лись столбы воды высотой около 1 м. Когда такая конструкция начинает перемещаться вниз из крайнего положения, в верхнюю часть реактора вводится сильный поглотитель (карбид бора), а снизу выводится слабый поглотитель (вода). В очень редких ситуациях, когда по какой-то причине большинство нейтронов оказывается в нижней части реактора, ввод всех стержней из крайнего верхнего положения в первые 3 с может привести к уменьшению поглощения нейтронов и росту мощности.

Это обстоятельство было хорошо известно создателям реактора РБМК. Велись, хотя и недостаточно интенсивно, работы по исправлению такого конструктивного дефекта. И опять же была непоколебимая вера во всемогущество инструкции (при наличии в реакторе регламентного количества стержней срабатывание аварийной защиты не приводит к росту мощности).

Таким образом, в конструкции РБМК было по меньшей мере два слабых места: положительный паровой эффект и аварийная защита, которая при нарушении эксплуатационных инструкций глушила реактор недостаточно быстро, а в ряде случаев могла даже кратковременно повысить его мощность.

26 АПРЕЛЯ 1986 Г.

25 апреля 1986 г. 4-й блок Чернобыльской АЭС должен был остановиться на плановый ремонт. Перед остановкой предполагалось провести эксперимент по проверке одной из систем безопасности.

Выше уже говорилось, что при авариях предполагается отключение внешних источников электроэнергии. Поэтому на АЭС имеются автономные дизель-генераторы, запускающиеся через 15 с после остановки реактора. Если в течение этого времени насосы, охлаждающие реактор, смогут питаться от генераторог АЭС за счет инерции вращения массивного ротора турбины, все в порядке. Это и предстояло проверить.

Но ведь блок к этому времени проработал уже три года с непроверенной системой безопасности. Как же так? Видимо, некогда было проверить во время пуска (план прежде всего). Дескать, две системы из трех проверили - и то хорошо, ведь они рассчитаны на очень маловероятный случай. Между прочим, если бы эксперимент даже со всеми нарушениями проводился при пуске, аварии бы не было - в это время у РБМК паровой эффект отрицателен.

Программа эксперимента не была согласована не только ни с одной из организаций, проектировавших АЭС, но даже с заместителем главного инженера по науке. Видимо, главный инженер, утвердивший ее, решил, что раз речь идет о турбине - нечего беспокоить реакторщиков. Но на самом деле по программе к турбогенератору следовало подключить 4 из 8 насосов, подающих воду для охлаждения реактора, и это не могло не сказаться на его работе (для выполнения эксперимента можно было подключить любые другие, менее ответственные агрегаты).

Но и эта программа была выполнена неточно: вместо запланированных 40% мощности реактор работал на мощности около 6% от номинальной, причем через два часа после начала снижения мощности, а это неминуемо привело к необходимости извлечь из реактора практически все поглощающие стержни *. Если бы реактор заглушили, когда количество стержней в нем стало меньше минимально допустимого, аварии не случилось бы. Но эксперимент продолжался.

* При уменьшении мощности реактора в нем начинают накапливаться сильно поглощающие нейтроны продукты деления урана, и для компенсации этого стержни приходится извлекать.

Внимательный читатель, наверное, обратил внимание на множество "если бы". Это и называется "наложением ряда маловероятных ситуаций" - практически все крупные аварии происходят в результате таких наложений.

В 1 час. 23 мин. 04 сек. 26 апреля были закрыты клапаны, отсекающие паропровод от турбины, и она начала медленно сбавлять обороты. В такой ситуации реактор должен был автоматически заглушиться. Но соответствующая защита была отключена. Зачем? Эксперимент этого не требовал. Единственное предположение - проводившие эксперимент хотели сохранить возможность повторить его еще раз. Так же непонятно, почему через 36 с была нажата кнопка аварийной защиты (при этом все поглощающие стержни вводятся в реактор). То ли убедились в том, что генератор дает ток, то ли что-то уже было не так. Неизвестно. Но через несколько секунд после нажатия кнопки здание блока сильно тряхнуло, погас свет, зажглось аварийное освещение, и тут же последовал мощный взрыв, а поглощающие стержни остановились, не дойдя до нижнего положения.

ПРИЧИНЫ АВАРИИ

27 апреля 1986 г. автор, работавший в то время начальником отдела РБМК в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова, вместе с группой специалистов ИАЭ и НИКИЭТ (Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники, главный конструктор РБМК) вылетел на место аварии. 28 апреля группа прибыла на АЭС, где в подвальном помещении административного корпуса находились документы с 4-го энергоблока: журналы с записью происходивших событий, ленты самописцев, регистрирующих мощность реактора, давление и расход охлаждающей воды. И самый драгоценный материал: данные системы автоматической регистрации почти всех параметров энергоблока, записанные с интервалом 1-2 с.

Из этих данных следовало, что через 3 с после нажатия кнопки аварийной защиты мощность реактора не только не уменьшилась, но возросла в 2,6 раза; еще через 2 с поток воды через реактор упал вдвое, а давление подскочило с 65 до 85 атм; еще через 2 с расход воды восстановился, но повысилось давление в герметичном кожухе, окружающем графитовую кладку, что свидетельствовало о разрыве труб, содержащих топливо; дальнейшие показания говорили только о том, что вся система контроля вышла из строя.

Такое резкое увеличение давления, приведшее к разрыву труб и выбросу верхней защитной плиты весом 2000 т, могло произойти только в случае, если за несколько секунд мощность реактора выросла в сотни раз. Это можно было объяснить положительным паровым эффектом при бездействующей аварийной защите. Было понятно, почему не сработала защита: в момент нажатия кнопки практически все стержни находились в крайнем верхнем положении. Оставалось неясным, почему начала расти мощность, и казалось, что это как-то связано с проводившимся экспериментом: когда он начался, 4 из 8 работавших насосов, питавшиеся от турбогенератора, стали постепенно снижать обороты. Это должно было привести к небольшому увеличению количества пара в реакторе, но такое возмущение, в принципе, подавляется по командам автоматического регулирования погружением тех немногих стержней, которые в реакторе находились.

Требовалось найти более сильное возмущение, и в качестве первой версии предположили, что при проведении эксперимента началась кавитация в насосах. Это явление возникает, когда температура воды на входе в насос равна температуре кипения при соответствующем давлении. Тогда за счет быстрого движения давление в насосной камере падает и вода начинает кипеть. При этом в реактор подается смесь воды и пара, срабатывает положительный паровой эффект, а значит, может начаться разгон. Так как работа шла, так сказать, в полевых условиях, это, конечно, были грубые оценки. 9 мая группа вернулась в Москву, где к работе подключились три независимых коллектива, использующие мощные ЭВМ.

За неделю удалось уточнить величину парового эффекта, выяснить, как его можно снизить и сделать отрицательным. Детально проанализировали изменение мощности при вводе стержней. Оказалось, что при этом нельзя исключить некоторый рост мощности. Во всяком случае стало ясно, что эксплуатировать реакторы РБМК без исключения этих двух дефектов невозможно. В кратчайший срок были предложены простые способы их устранения: поставить в каждый реактор по 80 поглотителей, что снижает паровой эффект до безопасной величины; удлинить на метр штангу, соединяющую поглощающие стержни и графитовые вытеснители, так что последние теперь располагаются у нижней границы реактора и воды под ними нет. И одновременно началось внедрение той самой всесторонней системы контроля безопасности, о которой уже говорилось.

Все это привело к 20 %-ному увеличению расхода ядерного топлива на 1 кВт-ч электроэнергии, но возможность повторения аварии даже при нарушении инструкций была надежно исключена

КОНФЕРЕНЦИЯ МАГАТЭ И РАБОЧАЯ ВСТРЕЧА В ДАГОМЫСЕ

К августу 1986 г. был подготовлен материал для конференции МАГАТЭ под названием "Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия". Конференция проходила в Вене с 25 по 29 сентября 1986 г. Несколько сот зарубежных специалистов, многочисленные журналисты были потрясены объемом представленной информации, а главное - открытостью обсуждения. Советским специалистам приходилось отвечать на десятки вопросов, и на каждый в меру нашего понимания давался откровенный ответ. Академик В.А. Легасов - глава советской делегации- стал одним из 10 популярнейших в мире людей. Если бы знали, чего это ему стоило!

Много писалось о преступниках-ученых, скрывших от народа правду об аварии. Но до 1985 г. действовал принцип "при социализме аварий не бывает", и данные обо всех авариях считались секретными. Когда материал для МАГАТЭ готовился к открытому опубликованию, один из высокопоставленных чиновников написал: "Документ содержит совершенно секретные сведения. Считаю, что авторов следует привлечь к партийной и уголовной ответственности за разглашение государственной тайны".

Пришлось решать вопрос на уровне Н.И. Рыжкова. Перед отъездом в Вену члены советской делегации получили четкие инструкции: с иностранцами не общаться, ни на один вопрос не отвечать, говорить слово в слово то, что написано в подготовленном материале. Только благодаря решительной позиции В.А. Легасова (видимо, подкрепленной соответствующими полномочиями) удалось отойти от этой схемы.

Специальная комиссия экспертов МАГАТЭ подтвердила правильность основных выводов доклада о причинах аварии и мерах повышения безопасности реакторов РБМК.

Анализ причин аварии, приведенный в Венском докладе 1986 г., был по необходимости выполнен на очень грубой модели. Хотя он и давал ответ на вопрос, что надо в первую очередь сделать, чтобы исключить подобные аварии в будущем, оставались неясными многие важные детали: в какой части реактора началось плавление топлива, почему произошел второй взрыв и т.д. На эти и многие другце вопросы может дать ответ только подробная модель. Такая модель РБМК была создана и сейчас проходит апробацию. Плохо изучена вторая фаза аварии (то, что произошло после взрыва), а это очень важно для понимания механизмов выхода радиоактивных продуктов из топлива при авариях, их переноса в окружающей среде.

За прошедшие годы во многих странах (США, Канада, Англия, Япония) проведен самостоятельный анализ чернобыльской аварии. Интересно, что ряд зарубежных специалистов не исключает, что кавитация в насосах могла оказать определенное негативное влияние в первой фазе аварии, хотя мы в последнее время отошли от этой версии. Два года назад было решено провести серию международных рабочих встреч (достаточно узких совещаний нескольких десятков специалистов) для углубленного анализа крупнейших аварий на АЭС, в частности в Уиндскэйле (Англия, 1957 г.), на АЭС "Три Майл Айленд" (США, 1979 г.) и в Чернобыле.

Первая такая встреча по анализу чернобыльской аварии прошла в Дагомысе в конце октября 1989 г. В ней участвовали 80 советских и зарубежных специалистов, которые разделились на 5 рабочих групп, рассматривавших разные аспекты аварии и ее последствий. Ученые обменялись сведениями по анализу аварии, придирчиво обсудили меры по повышению безопасности РБМК. Зарубежные коллеги подтвердили эффективность принятых мер и дали ряд ценных рекомендаций. Были также рассмотрены новейшие данные по радиоактивной загрязненности территории СССР и других стран, методы ее измерений и медико-биологические последствия аварии. Материалы совещания готовятся к печати.

КТО ВИНОВАТ?

Думается, изложенное выше в какой-то степени подсказывает общий ответ на этот традиционный вопрос. Сложнее ответить, кто виноват, конкретно. Вспоминаются многочисленные постановления 70-80-х годов, посвященные развитию атомной энергетики. Все они как две капли воды похожи друг на друга: вначале отмечается, что предыдущее постановление не выполнено, строго предупреждаются руководители ведомств, ответственных за его выполнение, а потом следует изумительная по изощренности фраза: "Возложить персональную ответственность за безопасность атомных станций на..." - и далее перечисляются два десятка руководителей тех же ведомств, которые только что предупреждались.

За последние 4 года неоднократно предпринимались попытки персонифицировать ответственность в сфере безопасности АЭС, но дело не доведено до конца. И это еще один урок Чернобыля, который требует скорейшего решения.

"Китайский синдром"

Р. В. Арутюнян

Рафаэль Варназович Арутюнян, к.ф. -м.н., зав. отд. физ. проблем атомной энергетики
Института проблем безопасного развития атомной энергетики.АН СССР.

ОСЕНЬЮ 1984 г. на физическом факультете МГУ для ограниченного круга зрителей демонстрировался американский художественный фильм "Китайский синдром". Этот приключенческий фильм был снят по мотивам событий, происшедших во вр^мя аварии 1979 г. на АЭС "Три Майл Айленд" в штате Пенсильвания. В результате аварии там расплавилась треть активной зоны реактора и радиоактивные продукты были выброшены в здание АЭС. К счастью, сработали системы локализации последствий аварии, имевшиеся на АЭС, и выход активности за пределы здания станции оказался ничтожным. Но общественность впервые почувствовала, какая сила скрыта в недрах реактора. Журналисты из дискуссий специалистов узнали, что ядерное топливо даже после остановки реактора остается источником энергии, которой достаточно, чтобы при нарушении условий отвода тепла топливо расплавилось, проплавило корпус, бетонные перекрытия и (если следовать фантазии авторов фильма), прожигая грунт, могло "дойти до Китая". И этот "огнедышащий дракон" будет нести с собой чудовищную радиоактивность, эквивалентную выбрасываемой при взрыве сотни ядерных бомб. Так возникло по-американски хлесткое выражение "китайский синдром". И глядя этот в общем-то посредственный фильм, трудно было себе представить, что через полтора года жизнь заставит нас наяву столкнуться с мифическим драконом *.

* В работах, о которых рассказано в этой статье, активное участие принимали А.И. Юдин, В.М. Головизнин, B.В. Чуданов, А.Г. Попков, В.Д. Канюкова, В.Ф. Стрижов, Е.В. Ткаля, М.Ф. Каневский, Л.А. Плескачевский, Б.Ф. Петров, В.Д. Попов.

Наша группа подключилась к работам по ликвидации аварии на ЧАЭС 5 мая 1986 г. Вопрос, который академик Е.П. Велихов, выехавший в Чернобыль тремя сутками раньше, поставил перед нашими руководителями A.М. Дыхне и Л.А. Большовым, звучал следующим образом: существует ли опасность теплового разрушения или плавления строительных конструкций ядерным топливом, оставшимся в шахте реактора 4-го блока ЧАЭС, и возможно ли, таким образом, проникновение больших массивов высокорадиоактивного топлива в грунт и грунтовые воды? Если да, то какие меры необходимо принять, чтобы с гарантией предотвратить попадание топлива в грунт?

Основные направления наших исследований относились к взаимодействию лазерного излучения с веществом, лазерному термоядерному синтезу, нелинейной оптике, физике твердого тела, так что мы имели лишь самые общие представления о ядерных реакторах и проблемах их безопасности. А первой увиденной нами воочию атомной станцией оказалась Чернобыльская.

Господствовавшая в СССР концепция, абсолютной безопасности АЭС отразилась на исследованиях по тяжелым (или, как у нас принято говорить, запроектным) авариям. За рубежом интенсивные экспериментальные и теоретические исследования по моделированию тяжелых аварий велись на протяжении последних 15 лет, особенно активно после аварии на АЭС "Три Майл Айленд". В ходе исследований в США был создан комплекс программ STCP, моделирующих протекание тяжелых аварий на АЭС с водо-водяными реакторами, в том числе взаимодействие расплавленного ядерного топлива с конструкционными материалами. В нашей стране подобных программ не существовало.

Конечно, в мае 1986 г. можно было получить квалифицированную помощь от западных специалистов. Но "китайская стена" изоляции нашей страны от внешнего мира оставалась в то время еще крепкой, и этот, казалось бы, естественный шаг даже не приходил на ум. В первый день не сообщили о сути проблемы даже начавшим работу сотрудникам нашей группы. И только понимание того, что в такой критической ситуации секретность может дорого обойтись, позволило нам добиться разрешения на полное информирование непосредственных участников работы.

Ничего не оставалось, как "с нуля" начать создавать физические модели и самостоятельно искать решения. Прежде всего требовалось теоретически оценить физические процессы, которые необходимо учесть для правильного описания взаимодействия ядерного топлива с конструкционными материалами, и выделить среди них наиболее важные. В первый же день с помощью простых теоретических моделей удалось понять, что фрагмент топлива массой порядка 10 кг обладает достаточным тепловыделением, чтобы при определенных условиях разрушать бетонные перекрытия и двигаться вниз. Через 12 часов, модифицировав пакет двумерных программ, разработанный ранее для задач лазерной технологии, мы получили первый ответ, позволивший в дальнейшем существенно ускорить расчеты.

Наряду с научными вопросами в условиях чрезвычайного дефицита времени, а потом и хронической усталости, когда ошибки могли стать неизбежными, большое значение имела и правильная организация работы группы. Рабочий день длился по 20 часов и более, и зачастую рядом с математиками, сутками не отходившими от терминалов ЭВМ, садились коллеги, которые будили их или исправляли механические ошибки. В этой ситуации, кроме группы теоретиков, мы создали две группы математиков (одну возглавил В.П. Киселев, другую - С.Ю. Чернов). Получив одни и те же уравнения, варианты расчетов и тестовые задачи, которые готовились теоретиками, эти группы считали независимо друг от друга по различным методикам, алгоритмам и на различных ЭВМ. Весь цикл от разработки алгоритмов до тестирования программ на аналитических зависимостях, как правило, занимал 10-14 ч. Совпадение результатов групп гарантировало достоверность ответов. Ядерное топливо после прекращения цепной реакции продолжает оставаться источником тепла, выделяющегося за счет энергии радиоактивного распада осколков деления ядер ²³⁵U, накопившихся за время работы реактора. В момент остановки реактора мощность тепловыделения составляет несколько процентов от номинальной мощности работающего реактора, затем постепенно падает. Определение точной зависимости мощности остаточного тепловыделения от времени требует громоздких расчетов изменения изотопного состава активной зоны на основе характеристик нейтронного поля реактора, графика работы блока на протяжении всей кампании и картограмм перегрузки топлива. Однако реальное тепловыделение после аварии может быть меньше теоретического - оно уменьшается за счет вылета части радионуклидов из топливной матрицы при разогреве топлива свыше рабочих температур и разрушении топливных каналов. В свою очередь, на вылет радионуклидов влияет динамика разогрева топлива, физико-химический состав окружающих материалов (в частности, доступ к топливу воздуха, паров воды и т.д.), степень фрагментации топлива в ходе аварии. Полное описание этих процессов достаточно сложно, и пока количественные прогнозы вылета радионуклидов в основном опираются на результаты моделирования на стендах, имитирующих протекание тяжелых аварий. Вылет радионуклидов из топлива вносит наибольшую неопределенность в расчет остаточного тепловыделения, которая может составлять десятки процентов. Поэтому при моделировании процессов теплового воздействия топлива на строительные конструкции величина тепловыделения варьируется.

Понять существо анализировавшихся процессов можно на упрощенных модельных ситуациях, дающих наглядное представление о поведении ядерного топлива в различных средах. Вначале попытаемся оценить критический размер фрагмента активной зоны реактора, способного плавить бетонные перекрытия или грунт.

Пусть тепловыделяющий шар радиусом R с удельным объемным тепловыделением q находится внутри среды с параметрами, близкими к параметрам бетона или песка. За время t, пока тепло распространяется в шаре на расстояние меньше его радиуса (< R²/c, где c - температуропроводность окружающей среды; для бетона и песка c = 10^-2 - 3x10^-3 см²/с), температура шара Т в простейшем приближении растет по линейному закону T=qt/c_т, где c_т - удельная теплоемкость на единицу объема источника тепла (для двуокиси урана c_т = 3,5 Дж/см³). Для R = 10 см R²/c=(1- 3)10⁴ с, и если q=1 Вт/см³, что соответствует остаточному тепловыделению топлива через 10 сут после остановки реактора, за зремя 5х10³ с (около 1,5 ч) температура шара достигнет 1500°С. Таким образом, фрагменты активной зоны размером порядка 10 см и массой 30-50 кг, засыпанные, например, песком, даже через месяц после аварии обладают достаточным тепловыделением, чтобы расплавить окружающий материал. При этом двуокись урана с плотностью около 10 г/см³ опускается в расплаве и, проплавляя все новые слои, начинает двигаться вниз.

Для оценки характерной скорости движения топлива рассмотрим слой топлива толщиной h в песке. При достижении температуры плавления песка Т_пл топливо начинает двигаться вниз, проплавляя очередные слои песка. Через некоторое время устанавливается стационарное движение. При этом плотность теплового потока из топлива в песок оказывается порядка qh, а скорость движения слоя оценивается из баланса энер-гии: V = qh (сТ_пл+Q_пл), где сТ_пл+Q_пл - количество тепла, необходимое для разогрева и плавления единицы объема среды.

Для типичных значений q=1 Вт/см³, h = 10 см, с=2 Дж/см³ К, Т_пл= 1400°С, Q_пл= 300 Дж/см³характерная скорость движения топлива в песке или бетоне оказывается порядка 3x10^-3 см/с, или 2,5 м/сут.

Мы рассматривали ситуацию, когда ядерное топливо теплоизолировано со всех сторон. Если же его верхняя поверхность открыта, важную роль начинает играть тепловое излучение, приводящее к остыванию топлива. Когда температура топлива на границе с бетоном достигает температуры плавления бетона Т_пл = 1600К, максимальные потери на излучение составляют sТ⁴_пл= 40 Вт/см² (s - постоянная Стефана - Больцмана). Из условия равенства тепловых потерь и полного тепловыделения qh можно грубо оценить критическую толщину свободного слоя топлива на поверхности бетона, который способен проплавлять бетонное основание: h_кр= sТ⁴_пл / q = 40 см.

Реальная картина взаимодействия топлива с конструкционными материалами значительно сложнее. Необходимо /читывать взаимодействие двуокиси урана с расплавом компонентов бетона, в частности с окисью кремния, тепловую конвекцию расплава, прохождение газов и паров воды, образующихся при разложении бетона, через расплав, химические превращения, например экзотермическую реакцию паров воды с цирконием. При прохождении газов через расплав возбуждаются потоки, существенно увеличивающие его теплопроводность, образующиеся аэрозоли выносят из расплава радионуклиды. С учетом всего этого моделирование поведения топлива с достаточной степенью точности требует создания сложных программ одно-, двух- и трехмерных численных расчетов.

За несколько дней на базе построенных физических моделей, описывающих поведение топлива в разных средах, был создан ряд версий программы "Расплав" и проведены десятки численных расчетов, а также теоретический анализ различных физических ситуаций. Общая картина поведения топлива оказалась весьма сложной. Необычным было и поведение плоского слоя топлива. При небольших возмущениях (в частности, связанных с неоднородностью среды) вследствие развития неустойчивостей происходит разделение слоя на отдельные фрагменты. В то же время может происходить и обратный процесс, когда два фрагмента топлива, движущиеся в среде, начинают сближаться и сливаются в один, перемещающийся с большей скоростью.

Последовательные стадии движения двух фрагментов топлива радиусом 10 см, которые сливаются в один. Этот и следующие рисунки построены по результатам компьютерного моделирования. Топливо выделено цветом, расплавленный бетон - серым, твердый - черным.

Динамика движения плоского слоя топлива толщиной 20 см сквозь систему параллельных охлаждаемых водой труб (обозначены белым). Если расстояние между трубами ненамного меньше их диаметра (25 см), топливо проходит через такую систему в виде отдельных языков, которые затем могут снова слиться в сплошной слой; на трубах "намерзает" лишь незначительная часть топлива.

Динамика опускания плоского слоя топлива на охлаждаемую водой сплошную плиту (показана белым).
Топливо вначале растекается по плите, затем затвердевает

Созданные в короткое время физические модели и пакеты программ требовали объективной экспериментальной проверки хотя бы на качественном уровне. Несмотря на чрезвычайную напряженность ситуации и катастрофическое отсутствие времени, одновременно с разработкой программ и проведением расчетов директором Филиала ИАЭ В.Д. Письменным была создана группа под руководством Ф.К. Косырева, начавшая экспериментальное моделирование движения источников тепла в различных средах. В экспериментах топливо имитировали полые металлические и вольфрамовые цилиндры, разогревавшиеся СО₂-лазером мощностью 5 кВт и начинавшие, проплавляя песок или бетон, опускаться в расплаве. Динамика их движения и изменения температуры сравнивались с результатами расчетов по программе "Расплав".

Когда нам стало ясно, что при неблагоприятном течении аварии строительные конструкции действительно могут проплавиться, не все специалисты согласились с нашими выводами. И даже сейчас, когда известна реальная картина аварии, можно встретить "математически строгие" доказательства того, что опасности "китайского синдрома" на ЧАЭС не было. А в 1986 г. в ИАЭ при участии сотрудников разных институтов, на совещаниях специалистов и руководства Минсредмаша велись бурные обсуждения этого вопроса. В конечном итоге после анализа представленных нами результатов победила точка зрения о необходимости установки системы удержания топлива. В Чернобыле и институтах Минсредмаша рассматривались различные варианты этих систем. В одном из проектов под аварийным блоком предлагалось пробить шурфы и завести под плиту фундамента систему параллельных труб диаметром около 30 см, охлаждаемых водой. В случае проплавления плиты и песка под ней при подходе топлива к трубам за счет отвода тепла произошло бы замораживание и остановка расплава. Первоначальные расчеты разных групп показали, что при расстоянии между трубами порядка диаметра самих труб удается обеспечить полный теплосъем от слоя топлива и остановить его движение. С помощью пакета двумерных программ мы решили эту задачу в более полном виде - с учетом нестационарности, различных механизмов движения топлива, реальных свойств материалов и топлива. Оказалось, что слой топлива может проходить через систему в виде "языков", которые в дальнейшем снова сливаются в сплошной плоский слой, движущийся со скоростью около 1 м/сут.

Это еще больше подхлестнуло нашу работу. За несколько дней удалось найти способ гарантированной остановки топлива с помощью сплошной плиты-ловушки, охлаждаемой водой. А 9 мая В.Д. Письменный с результатами расчетов выехал в Чернобыль. Его энергичные действия, а также всесторонняя поддержка и помощь заместителя министра среднего машиностроения А.Н. Усанова сыграли определяющую роль в быстрой установке ловушки. В короткое время по расчетным данным сотрудники ВНИПИЭТ спроектировали плиту размером 30X30 м со специальным защитным покрытием. А дальше в работу включились шахтеры и метростроевцы, которые и смонтировали эту плиту под фундаментом блока. Было ли неизбежным проплавление плиты фундамента? Расчеты, проведенные нами в мае 1986 г., показали, что во многих сценариях движение топлива прекращается даже без специальных мер. Скажем, топливо может остановиться, если оно растечется по большой площади и за счет излучения отвод тепла окажется достаточен, чтобы расплав затвердел. Однако эта стадия может снова смениться проплавлением после длительного нагрева строительных конструкций излучением и их обрушения, если топливо будет засыпано, из-за чего опять начнет разогреваться. При аварии, когда точное прогнозирование условий теплосъема невозможно, приходилось учитывать все сценарии, а также тяжесть последствий проникновения больших масс высокоактивного топлива в грунт и грунтовые воды. Поэтому, несмотря на возможность остановки топлива в нижних помещенияк блока (подреакторные помещения, парораспределительные коридоры, бассейн-барботер), ловушка рассчитывалась на самые неблагоприятные варианты.

Достигнутое за короткое время понимание закономерностей поведения топлива позволило не только обосновать и разработать систему его удержания, но и предотвратить принятие решений, которые могли ухудшить ситуацию. В частности, казалось естественным залить бетоном помещения бассейнов-барботеров и тем самым либо остановить, либо замедлить движение топлива вниз (такие варианты рассматривались в мае 1986 г.). Однако в этом случае могло произойти обратное. Бетон сыграл бы роль теплоизоляции, и топливо, дойдя по паросбросным трубам до первого этажа бассейна-барботера, попало бы на плиту фундамента. При этом свободное растекание топлива и его остановка при охлаждении за счет излучения стали бы невозможными, и плита могла бы проплавиться. Вот почему мы считали опасным заливать бетон в нижние помещения блока и категорически возражали против этой идеи.

Долгое время после аварии вопрос о реалистичности использованных нами моделей оставался открытым, к тому же некоторые зарубежные программы давали результаты, отличные от наших. Критика особенно усилилась, когда стало ясно, что до проплавления фундамента дело не дошло и плита-ловушка не понадобилась. Первые наблюдения, необходимые для понимания хода аварии после разрушения реактора, провела Комплексная экспедиция ИАЭ. В мае 1988 г. при бурении шахты реактора выяснилось, что у части плиты толщиной 1,8 м, служившей опорой поддерживающего реактор стального креста, структура разрушена на глубину около 1 м, и вместо бетона в кернах оказалась смесь песка с топливом. В июле 1988 г. в бассейне-барботере были обнаружены металлические конструкции, расплавившиеся под действием выделенного топливом тепла. Сотрудники Радиевого института и Комплексной экспедиции ИАЭ детально обследовали бассейн-барботер и провели поиск массивов, содержащих реакторное топливо, с помощью коллимированных g-детекторов.

Полная картина перемещения топлива, разрушения строительных конструкций и распределения топлива в здании еще уточняется. Однако уже ясно, что во время аварии топливо проплавляло строительные конструкции и значительная его часть (тонны) достигла помещений непосредственно над плитой фундамента. Даже при сооружении Саркофага бетон, который заливали в его стены, мог накрыть застывшее топливо и сыграть роль теплоизоляции, а оно - вновь начать плавиться.

При строительстве Саркофага была также смонтирована система принудительной воздушной вентиляции для конвективного теплосъема в случае нарушения теплового равновесия. Вопросы тепловой безопасности нужно учитывать при выборе вариантов дальнейшей консервации блока. Несмотря на то, что остаточное тепловыделение по сравнению с сентябрем 1986 г. сейчас упало более чем в 100 раз, полная изоляция топлива может привести к медленному (за годы) разогреву его на сотни градусов. После установки ловушки наша группа в июле-сентябре 1986 г. продолжала работу в Чернобыле. Круг вопросов, которыми приходилось заниматься, был достаточно широк - от создания компьютерного банка данных по радиационной обстановке в 30-километровой зоне до измерений спектральных характеристик g-излучения над развалом реактора. За короткое время удалось создать модели и программы для описания разных процессов. Так, в конце июля выяснилось, что наземный контроль за радиационной обстановкой в зоне, непосредственно прилегающей к 4-му блоку, недостаточен, поскольку загрязнение чрезвычайно неоднородно и часто меняется из-за переноса пыли, вызванного работами на площадке. Данные наземных замеров не позволяли проследить за динамикой радиационной обстановки в целом и оценить эффективность дезактивационных работ. За неделю мы отработали методику измерений с вертолета и написали программу для восстановления распределения радиоактивных веществ по результатам таких измерений. Еще через неделю на персональном компьютере была получена первая карта распределения плотности радиоактивного загрязнения в зоне блока. Немалый вклад в успех этой работы внес экипаж военного вертолета, с которым мы по 7-8 часов в день летали над площадкой ЧАЭС.

За время работ теоретики накопили опыт, который нередко позволял им, опираясь на простые соображения и физическую интуицию, делать достаточно точные оценки ситуации. Как-то физикам, находившимся в Чернобыле, пришлось "соревноваться" с ЭВМ, работавшей в Филиале ИАЭ в г. Троицке. Срочно понадобилось оценить запас радиоактивности, сосредоточенной в "рыжем лесу". Это было необходимо, чтобы представить последствия возможного пожара и вызванного им подъема радиоактивности в атмосферу. Приводились устрашающие значения, которые говорили о том, что при пожаре существенно ухудшилась бы радиационная обстановка не только внутри, но и за пределами 30-километровой зоны. Задачу сформулировали и передали в Троицк для расчетов. Однако по ряду причин там не смогли быстро отладить программу. Пришлось решать задачу вручную, а утром докладывать результат на заседании правительственной комиссии. Днем получили из Троицка результаты расчетов, и сообщенная величина отличалась от рассчитанной вручную примерно на 20%, что заведомо было лучше, чем точность самих исходных данных.

Возникали сложности и с интерпретацией измерений мощности дозы над реактором. Согласно ежедневным измерениям, проводившимся с мая, на высоте 200 м она менялась за сутки на 30-40%, то уменьшаясь, то увеличиваясь. Последнее понималось как признак активизации процессов в разрушенном блоке, что вызывало большие опасения. Наша группа подключилась к измерениям в июле 1986 г. Проведенный анализ и последующие контрольные замеры позволили доказать, что нестабильность значений связана не с изменением мощности дозы, а с некорректностью методики измерений. Вскоре мы предложили методику с использованием той же аппаратуры, позволившую уменьшить разброс показаний и отслеживать реальные изменения мощности дозы. Эти результаты показали монотонный ее спад, в основном объяснявшийся строительством Саркофага.

Такие случаи, когда стандартные методики измерений, расчетов, справочные коэффициенты не подходили к реальной ситуации, возникали многократно. И тогда надо было проводить анализ проблемы, исходя из первичных фундаментальных принципов, модифицировать технику измерений и методики расчетов. Не случайно заметную часть проблем, возникавших при ликвидации последствий аварии, решали научные группы, прежде занимавшиеся фундаментальными исследованиями: сотрудники отдела ядерных констант Радиевого института, отделений ядерной физики, физики плазмы, молекулярной физики и отдела релятивистских пучков Института атомной энергии, Филиала ИАЭ.

К началу октября 1986 г., когда строительство Саркофага вошло в завершающую стадию, работа группы была перенесена из Чернобыля в Москву.

Внутри и вне Саркофага

А.А. Боровой
Александр Александрович Боровой, д.ф.-м.н., зам. по науке начальника Комплексной экспедиции
при Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова в г. Чернобыле.

ОДНА из важнейших задач, которые возникли при ликвидации последствий чернобыльской аварии, - безопасное и долговременное захоронение ядерного топлива, оставшегося в развалинах 4-го блока. Чтобы локализовать это топливо и защитить окружающую территорию от проникающей радиации, построено сооружение, которое в технической литературе называют "Укрытием 4-го блока ЧАЭС", а в прессе - "Саркофагом". Его строительство завершено в ноябре 1986 г. Этим был сделан принципиальный, но, к сожалению, не окончательный шаг на пути к решению проблемы захоронения топлива.

По расчетам проектировщиков, Саркофаг должен простоять 20-30 лет, выдержать 6-балльное землетрясение и ураганные ветры. Однако гарантировать, что разрушенные взрывом и пожаром сотни помещений бывшего 4-го блока останутся под этим сооружением в прежнем состоянии, было нельзя. С уверенностью следовало предположить как раз обратное: разрушения с годами будут возрастать и, таким образом, расположение ядерного топлива в помещениях блока должно меняться.

Такое предсказание означало, что со временем может возрастать опасность трех видов: ядерная, радиационная и тепловая. Обсудим это подробнее. Перемещение масс топлива могло придать им такую конфигурацию, при которой самоподдерживающаяся цепная реакция стала бы более вероятной или даже началась, что неизбежно сопровождалось бы новым выбросом радиоактивности в окружающую среду (ядерная опасность).

При больших обрушениях не исключалась и возможность выброса радиоактивной пыли через щели за пределы Саркофага (радиационная опасность). Эти же обрушения, перекрыв пути естественного охлаждения топлива, могли вызвать его повторный разогрев и, в итоге, опять-таки попадание радионуклидов в окружающую среду - скажем, по сценарию "китайского синдрома" (тепловая опасность). Не следует думать, что все эти опасные явления могли бы привести к последствиям, хотя бы в отдаленной степени напоминающим последствия самой аварии. Но они потребовали бы новых сил и средств для дезактивации, увеличили бы коллективную дозу облучения работающих на площадке и принесли бы огромный моральный и материальный ущерб. Нельзя было допустить, чтобы 4-й блок вновь "задышал". Поэтому сразу же после создания Саркофага начались интенсивные работы по предотвращению этих опасностей. Они ведутся и в настоящее время.

КОЛИЧЕСТВО ТОПЛИВА В САРКОФАГЕ

Чтобы дальнейшее изложение было понятно, необходимо остановиться на двух вопросах: что представляло собой топливо к моменту аварии и сколько его осталось внутри Саркофага.

Блок был пущен в декабре 1983 г. и к 26 апреля 1986 г. проработал 865 дней. Топливо - двуокись урана - размещалось в нем в 1659 кассетах. Полная загрузка собственно урана составляла 190,2 т. Три четверти кассет проработали всю кампанию, именно они определили содержание в активной зоне долгоживущих биологически значимых радионуклидов (таблица).

После аварии a-активность топлива определялась относительно короткоживущим (период полураспада T_1/2 ~160 дней) ²⁴²Сm. Сегодня первенство перешло к изотопам плутония, однако ненадолго: из-за b-распада ²⁴¹Рu накапливается ²⁴¹Аm (Т_1/2=430 лет), и через 10 лет его активность уже составит около 50% суммарной а-активности топлива. Основная b- и g-активность связана, помимо ²⁴¹Рu, со стронцием и цезием (Т_1/2 ~ 30 лет), чье радиационное воздействие уменьшится на порядок только через 10 лет. Активная стадия аварии продолжалась 10 сут (с 26 апреля по 6 мая 1986 г.). Все это время шел интенсивный выброс радиоактивности. В первые дни горячая струя поднималась на высоту более 1 км, позднее - на сотни метров.

Количество и состав выбрасываемой радиоактивности (а следовательно, и оставшейся в разрушенном блоке) определяли, используя все доступные методы, но сложные условия работы не позволили сделать это с погрешностью менее 50 %.

Параллельно с оценками выброса велись измерения зараженности почвы, воды и воздуха. Такие измерения на тысячах квадратных километров, в сотнях населенных пунктов весьма трудоемки. В общем случае трудно даже представить пути решения этой задачи за сроки порядка месяцев. Но исследователям помогла специфика аварии: радионуклиды (за исключением инертных газов и летучих веществ типа иода, цезия, теллура) были выброшены в составе мелкодиспергированного топлива. Поэтому кропотливые радиохимические анализы могли быть заменены более простыми измерениями g-активности (в частности, активности ¹⁴⁴Се).

К середине июля 1986 г. институты Минсредмаша, Госкомгидромета, АН СССР, Министерства обороны независимо выполнили измерения и расчеты, показавшие, что за пределы 4-го блока выброшено от 2 до 6% первоначальной загрузки (от 4 до 12 т топлива).

К тому времени уже действовала система определения загрязнений, включавшая измерение у-полей над поверхностью Земли с помощью аэрогаммаразведки (первое приближение), оперативное исследование почвенных проб (уточнение по корреляции с активностью ¹⁴⁴Се), тщательные радиохимические анализы (проверка коэффициента корреляции для данной местности). На совещании МАГАТЭ в Вене (август 1986 г.) советские специалисты сообщили о результатах расчетов: радиоактивные инертные газы выброшены почти полностью; выброшено значительное количество иода, (13±7)% цезия, (3±1,5)% топлива, содержащего продукты деления и трансурановые элементы.

Завершая разговор о выбросе, скажем, что за прошедшие годы его оценка уточнилась. Сейчас на основании банка данных, содержащего полные сведения о десятках тысяч почвенных проб, можно утверждать, что из 4-го блока выброшено 3,5±0,5% топлива.

Что касается летучего ¹³⁷Cs, то первоначальная оценка его выброса, с нашей точки зрения, оказалась заниженной. По сегодняшним представлениям, его выброшено 1,5-2 МКи (25-30% содержания в активной зоне).

СОЗДАНИЕ НОВЫХ БАРЬЕРОВ БЕЗОПАСНОСТИ

При аварии все барьеры безопасности, предусмотренные создателями реактора, были сразу же разрушены взрывом, поэтому требовалось в кратчайший срок возвести новые преграды для ядерной, радиационной и тепловой опасности. Как это делалось, хорошо известно: в шахту реактора сбрасывали различные материалы. Часть из них (поглощающие нейтроны соединения бора) должна была обеспечить ядерную безопасность, другая (доломит, песок, глина) - создать фильтрующий слой и уменьшить выброс активности, третья - (свинец)-поглотить выделяющееся тепло. Всего было сброшено почти 5 тыс. т материалов.

Жаркие споры о необходимости такого мероприятия и о его последствиях шли и до, и после его осуществления. Особенно острой критике подвергалось решение об использовании свинца, который, плавясь и испаряясь, мог дополнительно загрязнить окружающую среду. И только три года спустя, после большого комплекса разведывательных работ, стало ясно, что спорить не о чем: в саму шахту реактора если и попала, то лишь малая доля сброшенных материалов, основная их часть образовала холмы высотой до 15 м в центральном зале. Не удалось также перекрыть все пути выхода воздуха из шахты, т.е. создать полноценный фильтрующий слой. Причина - неблагоприятная геометрия разрушений.

В первые недели проводились и другие защитные мероприятия, например, под шахту реактора для охлаждения активной зоны и снижения концентрации кислорода подавался жидкий азот.

Весьма опасным представлялся "китайский синдром", для предотвращения которого под фундаментом здания соорудили теплообменник. И хотя летом 1988 г. при бурении скважин обнаружили, что "синдром" не смог развиться до опасных пределов, можно утверждать, что при том объеме данных о состоянии блока, который мы имели в мае 1986 г., было принято верное решение. Готовы ли мы вообще ответить на вопросы об эффективности мероприятий, проводившихся в то время? В частности, соизмеримы ли были результаты с затратами? (Я имею в виду не только материальные затраты, но и увеличение коллективной дозы, полученной работавшими.) Думаю, еще не готовы. Однозначного сценария хода аварии пока нет, поэтому откладывается и полный анализ эффективности принятых мер. Тем более нельзя было требовать такого анализа в апреле и мае 1986 г.

КАК СОЗДАВАЛИ САРКОФАГ

Наступление на разрушенный блок началось сразу же после аварии. Во-первых, велась дезактивация прилегающей территории, разбросанные взрывом радиоактивные обломки и грунт из наиболее загрязненных мест собирались в контейнеры. Использовалась самая разная строительно-дорожная техника, в том числе изготовленная в Польше, Финляндии, ФРГ, Японии. Место водителя защищалось свинцом, а воздух поступал через фильтры. Некоторые машины были оборудованы аппаратурой теленаблюдения. Контейнеры позднее помещали в разрушенный блок или вывозили в места захоронения - "могильники". Во-вторых, после предварительной очистки территорию вокруг блока покрыли слоем щебня, песка и бетона толщиной до 1,5 м.

Пока делались эти первые шаги, конструкторы разрабатывали варианты Саркофага. Никто еще не решал задачи такой сложности и масштабов, к тому же без достоверной информации о состоянии топлива внутри блока и степени разрушения строительных конструкций - проектирование и строительство пришлось вести одновременно с получением такой информации. Понадобилось проработать 18 вариантов проекта, чтобы выбрать из них окончательный. И все же Саркофаг спроектировали за месяц.

Строительство начали с создания стен, отделяющих 4-й блок от 3-го. Чтобы закрыть радиоактивные обломки с северной стороны блока, возвели стену, поднимающуюся гигантскими 12-метровыми уступами. Каждый следующий уступ строили под прикрытием предыдущего. Западная сторона Саркофага (контрфорсная) собрана из металлических секций общей массой почти в 1000 т. Для перекрытия на высоте 60 м установили 165-тонную стальную раму, на которую уложили 27 труб большого диаметра. Боковые скаты собрали из огромных стальных конструкций - "клюшек". Наконец, все это накрыли металлической кровлей. Строительство завершилось в ноябре 1986 г.

При строительстве немало бетона протекло в разрушенное здание, затруднив или сделав невозможным проход во многие помещения. С другой стороны, то, что большую часть топлива покрыл слой "свежего" бетона, значительно улучшило радиационную обстановку и облегчило разведку других помещений.

РАЗВЕДКА ПРИ СООРУЖЕНИИ САРКОФАГА

Пока строился Саркофаг, внутри и вне аварийного блока велись разведывательные и диагностические работы. Для визуальных наблюдений, фото- и телесъемок, измерения радиационных полей, отбора проб аэрозолей использовались вертолеты. Они же доставляли в развал диагностические приборы. Такие работы требовали большой изобретательности, хорошей подготовки и мужества. Но не менее нужными были эти качества для разведки внутри блока. Вопреки оптимистическим заметкам журналистов, не нашлось ни отечественных, ни зарубежных роботов, способных вести разведку среди развалин, в огромных радиационных полях. Если роботы не ломались на старте, они застревали в самых неподходящих местах или вообще отказывались "повиноваться" в мощных полях излучения. Поэтому разведку вели люди, чаще всего с помощью здесь же усовершенствованных серийных дозиметров, лабораторных приборов, клинических дозиметров, различных накопителей дозы, теплометрических устройств.

Разведчикам удалось пройти, проползти, а чаще всего пробежать по многим помещениям блока и установить там постоянные контрольные приборы. Они, в частности, не увидели проплавлений и разрушений перекрытий на самых нижних этажах, а это означало, что "китайский синдром" там пока не проявился.

К июлю были измерены радиационные поля возле масс топлива, попавших через паровые коммуникации на нижние отметки здания. Вблизи них мощность дозы имела порядок 10³-10⁴ Р/ч.

В этой статье нет возможности рассказать о всех методах диагностических исследований, в том числе родившихся во время "мозговых штурмов" - чаепитий, в которых участвовали самые разные специалисты. Упомянем лишь о программе "Буй".

Собственно, сам "буй" - это диагностическое устройство в форме усеченного конуса, начиненное гамма-камерами, измерителями скорости и направления воздушного потока, датчиками температур и тепловых потоков. Каждый буй имел кабель длиной 250 м, свободный конец которого крепился к вертолету или крану "Демаг", доставлявших его в заданную точку. Аппаратура, обрабатывавшая сигналы от буев, размещалась в сохранившихся и относительно защищенных от радиации помещениях 4-го блока. Подготовка программы заняла около двух месяцев, размещение детекторов - 10 дней.

Установленные 15 буев (около 160 различных детекторов) давали, ценнейшую информацию о состоянии разрушенного реактора. Они действовали до конца сентября 1986 г., когда при строительных работах пришлось вывести из строя кабели связи с центральным пультом. Результаты этих измерений, в частности, показали, что радиационные поля и тепловые параметры разрушенного блока монотонно уменьшаются в соответствии с расчетами, т.е. опасные тенденции в поведении топлива отсутствуют.

Разрез разрушенного блока, построенный по результатам последних исследований. Бетон, попавший в блок при строительстве Саркофага, обозначен ненасыщенным цветом, содержащая топливо лава - насыщенным. Не показаны остатки каналов и графитовой кладки, лежащие слоем на плите "Основание реактора" (ОР), а также трубы, свисающие с верхней крышки реактора (Е).

ПЛАН РЕШИТЕЛЬНОГО НАСТУПЛЕНИЯ

К концу 1987 г. уже снова работали два блока ЧАЭС и оставались считанные дни до пуска третьего. Требовалось определить степень ядерной опасности топлива в Саркофаге. По нашим сведениям, топливо в Саркофаге находилось в разрушенном центральном зале и под каскадной стеной (часть выброшенного при взрыве), в специальном бассейне, где до аварии хранились отработанные твэлы, в шахте реактора (остатки активной зоны), в нижних помещениях блока, куда расллавленное топливо протекло в результате аварии.

Снимок, сделанный через перископ, который сквозь пробуренную скважину выдвинут в шахту реактора. Вместо регулярной кладки графита и каналов в активной зоне - пустое пространство и остатки труб, свисающих со вставшей почти вертикально верхней крышки реактора.

Застывшие потоки лавы из смеси топлива с песком или бетоном, которые вытекли из клапана в парораспределительном коридоре под реактором.

Наибольшую ядерную опасность представляли остатки активной зоны в шахте реактора и скопления топлива в нижних этажах. Нужно было максимально приблизить к ним диагностические приборы, а при необходимости - ввести в топливо поглотители нейтронов. Поэтому решено было очистить и дезактивировать помещения с западной стороны Саркофага, установить в них бурильные станки и через бетонные стены, песчано-гравийную смесь и бак водяной защиты пробурить скважины как в шахту реактора, так и в подреакторные помещения. Это позволило бы с помощью перископов и телекамер осмотреть недоступные ранее помещения, определить степень их разрушения и места скопления топлива, а затем подвести к ним детекторы нейтронов, g-излучения или приборы теплового контроля.

В САРКОФАГЕ

По мере проникновения к эпицентру аварии прояснялось истинное состояние разрушенного реактора. Модельные представления, использовавшиеся в 1986- 1987 гг., во многом не подтвердились.

Оказалось, что в шахте реактора сохранилась лишь малая часть фрагментов активной зоны, а верхняя крышка реактора весом более 2000 т наклонена под углом 15° к вертикали и опирается с одной стороны на край металлического бака, с другой - на лежащую на нем железобетонную плиту. С крышки свисает множество оторванных технологических труб. Нижняя крышка после взрыва опустилась на 4 м, смяв массивную крестообразную металлоконструкцию в подреакторном помещении, а примерно четверть ее полностью разрушена.

В основании реактора обнаружен завал из графитовых блоков, конструкционных элементов и "свежего" бетона, залившего и подреакторное помещение, куда попала значительная часть топлива. Расплавив песок, серпентинит, бетон и другие материалы, топливо образовало потоки, напоминающие лавовые, которые через паросбросные клапаны и трубы, кабельные каналы и иные отверстия проникли в парораспределительный коридор, бассейн-барботер, другие коридоры и помещения в нижней части блока. "Лава" застыла в виде множества сталагмитов и наплывов (наплывы с наибольшей активностью получили название "слоновья нога"). Химический состав лавы сильно варьируется, но в ней неизменно присутствует до 20% UO₂ в виде частиц размером от единиц до сотен микрон.

В 1987 г. лава отличалась высокой прочностью, и, чтобы отколоть куски "слоновьей ноги", применяли стрелковое оружие. Теперь же она утратила твердость, стеклянный блеск и постепенно разрушается, превращаясь в топливную пыль - модификацию топлива, представляющую наибольшую радиационную опасность.

ТОПЛИВНАЯ ПЫЛЬ

Если количество мелкодиспергированного топлива в выбросе оценивается в 6-8 т, то масса топливной пыли внутри Саркофага гораздо больше. Во многих помещениях она внедрилась в стены и потолок, покрывает пол, висит в воздухе. Когда начали бурить скважины, стремясь проникнуть в 4-й блок, она стала одной из основных помех. Физико-химические свойства топливной пыли ("горячих топливных частиц") уже достаточно изучены. В Саркофаге и ближней зоне ЧАЭС наблюдаются в основном два их типа: крупные (десятки микрон), состоящие из одного или нескольких зерен UO₂, по границам которых разрушались топливные таблетки при взрыве, и мелкие (несколько микрон), образовавшиеся при горении графита, окислении топлива и взаимодействии его с окружающими материалами.

Среднее содержание топлива в мелких частицах - несколько процентов (остальное - неактивный носитель), а уран в них присутствует в форме оксидов со средним составом UO_2,9. Именно эти частицы определяют радиоактивность аэрозолей внутри Саркофага.

В связи с этим медикам и биологам предстояло ответить на ряд вопросов:

что опаснее - активность, равномерно распределенная в легких, или присутствующая там в виде нескольких частиц?
как быстро выводятся из легких топливные частицы?
применимы ли нормы предельно допустимой концентрации радионуклидов в воздухе к топливной пыли?

В 50-60-х годах уже изучали горячие частицы, образующиеся при ядерных взрывах, и пришли к заключению, что они во всяком случае не опаснее, чем распределенная активность. Однако те частицы содержали только a-активные радионуклиды, а чернобыльские - целый "букет", в том числе излучатели b-частиц с гораздо большим, чем у a-частиц, пробегом. Поэтому прежний опыт здесь применим не в полной мере. Биологические и медицинские исследования роли горячих частиц начаты с большим запозданием, и на поставленные вопросы еще нет ответов. А пока для предохранения работающих в Саркофаге людей от аэрозолей используются средства индивидуальной защиты и дезактивация помещений, опробуются специальные системы очистки воздуха.

СУЩЕСТВУЕТ ЛИ ЯДЕРНАЯ ОПАСНОСТЬ?

Проникнув внутрь Саркофага, удалось приступить к определению ядерной опасности топлива. Для трех обнаруженных модификаций (остатки активной зоны, застывшая лава и мелкодиспергированная пыль) были установлены критические (с точки зрения ядерной опасности) геометрия и физико-химический состав.

Затем по визуальным и теленаблюдениям, результатам тепловой и радиационной разведки выявили потенциально опасные места и оценили общую массу топлива в них, его химический и изотопный состав. Затем по этим уточненным данным вновь рассчитывалась степень ядерной опасности. Окончательную проверку давали нейтронные исследования - пассивные и активные. В первых использовались источники нейтронов, имеющиеся в облученном топливе - трансурановые элементы (²⁴⁰Pu, ²⁴²Cm и ²⁴⁴Сm), испускающие нейтроны при спонтанном делении. Если отношение измеренного потока к расчетному больше 1, то это означает, что в скоплении топлива нейтроны могут размножаться.

Во втором методе нейтроны от импульсного нейтронного генератора инжектировались в топливную массу и измерялось время спада их потока после инжекции.

Результаты позволяют однозначно заключить, что массы топлива в Саркофаге подкритичны и самоподдерживающаяся реакция невозможна даже при постепенном разрушении здания и перемещении топлива.

БУДУЩЕЕ САРКОФАГА

На первое место теперь выдвинулась радиационная опасность. При обрушении строительных конструкций внутри Саркофага радиоактивная пыль через щели в кровле и стенах (а суммарная площадь таких щелей оценивается в 1000 м²) может выйти наружу. Наибольшие опасения вызывают неустойчивые железобетонные конструкции верхней части разрушенного блока, висящая над шахтой реактора верхняя крышка, частично сожженный и испытывающий значительные механические и тепловые нагрузки пол под-реакторного помещения и т.п. Поэтому при любом варианте долговременного захоронения топлива сначала необходимо укрепить эти конструкции.

Что же дальше?

На многочисленных обсуждениях высказываются самые разные предложения (в частности, о полной разборке Саркофага, перезахоронении радиоактивности и разбивке на месте 4-го блока зеленой лужайки). Но внешняя эффективность проекта еще не свидетельствует о его экономической и экологической эффективности. Поэтому попробуем рассуждать последовательно. Прежде всего следует оценить, насколько возможно и целесообразно поддерживать безопасное состояние Саркофага в течение, скажем, 10-15 лет. Конечно, полная оценка требует много времени и еще не готова. Однако ясно, что со временем коррозия металлических конструкций, разрушение отдельных бетонных блоков и плит заставят почти беспрерывно вести работы по укреплению отдельных конструкций, расположенных внутри объекта. А это потребует больших материальных затрат, связано с облучением людей и к тому же имеет смысл лишь в том случае, если после станет возможна пол- -ная или частичная разборка объекта.

Пока даже для частичной разборки Саркофага, содержащего десятки тонн радиоактивной пыли, сотни тонн высокоактивной лавы, тысячи тонн сильно загрязненного бетона, нет пригодных технических средств и решений. Только очистка и укрепление конструкций в машинном зале аварийного блока, проведенные в 1988 г., потребовали материальных затрат в десятки миллионов рублей и напряженной работы тысяч людей в условиях повышенных радиационных полей в течение года. А, по оценкам, в машинном зале находилось почти в сто раз меньше топлива, чем в Саркофаге, причем там оно было в открытом, относительно удобном для удаления виде. Так что вариант "зеленой лужайки" в ближайшие десятилетия представляется весьма проблематичным.

Думается, более приемлем другой вариант. В ближайшие годы внешнюю часть Саркофага нужно будет перестроить. Созданный при этом объект "Укрытие-2" должен быть настолько прочным и герметичным, чтобы любые внутренние обрушения не отражались на его прочности и не ухудшали радиационную обстановку на площадке. При этом отпадут надобность в сложных операциях по поддержанию безопасного состояния конструкций Саркофага и все трудности, связанные с его разборкой. Дистанционные методы строительства позволят минимизировать дозы облучения людей.

Объект "Укрытие-2", созданный на сотни лет, резко упростит долговременное хранение топлива в разрушенном блоке и высвободит значительные средства для других работ по ликвидации последствий аварии. В то же время он позволит потомкам при желании и умении осуществить проект "зеленой лужайки".

Конечно, эти предложения не исключают подробную проработку других вариантов долговременного захоронения топлива, которая должна быть закончена в ближайшем будущем.