. Исследование выброса аварийного реактора 4-го блока Чернобыльской АЭС | ЯСталкер

Исследование выброса аварийного реактора 4-го блока Чернобыльской АЭС

Rate this post

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Приведены результаты работы по оперативному контролю за состоянием 4-го блока ЧАЭС и осуществлению мер по ликвидации радиоактивных выбросов из разрушенной зоны реактора в мае 1986 года. Контроль проводился путем отбора проб атмосферного аэрозоля над площадкой АЭС как из дымового шлейфа, идущего из разрушенной зоны, так и без привязки к конкретной дымовой струе. Исследовалась динамика изменения концентраций радиоактивных нуклидов в выбросе в течение мая–июня 1986 г. По выходам различных продуктов деления в выбросе были сделаны оценки температуры топлива в зоне и зависимости этой температуры от времени. Показана применимость такого метода в интервале температур от 400 до 1400°С. С помощью гамма-спектрометра с остро-коллимированным спектрометрическим датчиком, установленного на вертолете, была снята картограмма распределения радиоактивного загрязнения на территории АЭС.

Введение

В статье изложена часть результатов работ, выполненных группой сотрудников Радиевого института им. В.Г. Хлопина в ходе ликвидации последствий аварии 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС в период с 6 мая по 10 июня 1986 г. Целью работ являлся оперативный контроль за состоянием разрушенной зоны реактора, за эффективностью мер по ликвидации радиоактивных выбросов из зоны, за радиационной обстановкой на территории АЭС.

Задания на проведение измерений и оценок выдавал Оперативный штаб МСМ, которым руководили Рябев Л.Д. и (позже) Захаренков А.Д. Предварительные результаты в виде справок докладывали по мере их получения Правительственной комиссии и частично штабу Химвойск СССР. Постановку задач и интерпретацию результатов постоянно обсуждали с руководителями группы ИАЭ им. И.В. Курчатова – Е.П. Рязанцевым, Е.П. Велиховым и Б.Г. Пологих.

В работе по отбору проб большое участие приняли специалисты штаба Химвойск СССР и экипажи вертолетов группы ВВС, работавшие при ликвидации аварии.

Аппаратура и методы исследования проб

Для отбора проб атмосферного аэрозоля над площадкой АЭС были применены два способа: в откачанные емкости и в воздухопровод вертолета.

Первый способ использовали для определения концентраций непосредственно в дымовом шлейфе, идущем из разрушенной зоны реактора (такой шлейф наблюдался периодически до 12 мая). Схема такого пробоотбора показана на рис.1.

Пробоотборное устройство представляло собой три предварительно откачанные стальные емкости общим объемом 37,8 л, подвешенные на фале длиной 45 м под вертолетом МИ- 8Т. Впуск воздуха в эти емкости производился при освобождении зажимов впускных резиновых трубок в заданный момент времени, когда емкости попадали в струю выброса (вертолет двигался вдоль струи, находясь на 10–20 м выше нее). Воздух засасывался сквозь фильтры ФПП (Фильтр Петрянова Полимерный) в течение 30 с после подачи из вертолета по проводу электрического импульса, воспламеняющего пиропатроны зажимов. За эти 30 с вертолет проходил вдоль шлейфа путь около 800 м, постепенно снижаясь по направлению на источник выброса, так, что емкости двигались вблизи оси дымового шлейфа, причем сам вертолет воздуха в шлейфе не возмущал. Полученные таким образом фильтры содержали аэрозоль из невозмущенной струи шлейфа объемом 37,8 л.

Второй способ использовали для определения концентраций без привязки к конкретной дымовой струе или шлейфу, начиная с 20 мая (поскольку видимого шлейфа выброса уже не наблюдалось). Возбуждение потока винтами вертолета было уже несущественно и надобность в подвеске емкостей на фале уже отпала. Поэтому забор воздуха вели в воздухопровод вертолета МИ-24Р, на входное отверстие которого в борту вертолета надевали фильтр из ткани ФПП (респиратор «Лепесток»). Прокачку воздуха через фильтр производили в течение 1–2 мин при полете на высоте 200 м по кругу над площадкой АЭС. По расходомеру вертолета прокачивали около 400 литров в минуту.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Материал фильтра без переработки устанавливали ( в бюксе с притертой пробкой) на датчик гамма- спектрометра через 1– 10 ч после пробоотбора. В работе использовали три полупроводниковых гамма- спектрометра, данные о которых приведены в табл. 1.

Спектрометры 1 и 2 работали в лагере передвижной лаборатории в районе г. Иванкова, с 20 мая – в стационарной лаборатории в Чернобыле, а спектрометр 3 – в Ленинграде.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

При длительности измерений около часа чувствительность обнаружения гамма- излучающих продуктов деления (ПД) на спектрометрах 1 и 2 составляла порядка 1 Бк в пробе. Основным фактором, ограничивающим чувствительность, был фон. Систематические погрешности большинства измерений не превышали 15%. Спектрометр 3 работал в условиях низкого фона и мощной защиты. Чувствительность обнаружения ПД составляла около 0,1 Бк в пробе.

Обработку данных измерений спектрометра 2 вели на программируемом калькуляторе HP 97S, спектрометра 1 – на микро-ЭВМ «Искра-226» по программе SHERAKV, спектрометра 3 – по программам SEARCH и GAMFIT на мини-ЭВМ ДВК-1.

Ниже мы будем приводить результаты анализов без указания конкретного спектрометра и деталей методики, поскольку все три методики по существу одинаковы.

В качестве иллюстрации вида типичного гамма-спектра на рис.2 приведен участок спектра продуктов деления (ниже 1 МэВ), зарегистрированный от пробы аэрозоля из шлейфа выброса 9 мая на высоте 200 м над площадкой АЭС.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

В качестве иллюстрации фоновой обстановки, при которой проводили спектрометрические измерения, можно привести значения МЭД, зарегистрированные нами 5–6 мая при движении по территории страны от Ленинграда до Чернобыля дозиметрами СРП и КРБГ (табл.2):

Значения МЭД на промплощадке ЧАЭС сильно зависели от неоднородного загрязнения, поэтому здесь мы их не приводим, однако в воздухе непосредственно над разрушенным реактором (высота 200 м) дозиметр вертолета показывал величину МЭД около 240 Р/ч. Вертолет обычно проходил этот участок за 1–2 с, так что экипаж не получал более 100 мР за один проход над реактором.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Гамма- спектрометрические измерения концентраций продуктов деления ( ПД) в шлейфе выброса и над площадкой ЧАЭС проводили с 9 мая по 9 июня 1986 г. Результаты измерений представлены в табл. 3 и 4.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Сравнение первого и последующих выбросов с соотношениями нуклидов в топливе РБМК-1000

Ожидаемые соотношения активностей в топливе 4-го блока ЧАЭС к моменту аварии (26.04) были рассчитаны на основе данных работы [1]. Поскольку в работе [1] расчеты выполнены для кампании 1100 сут, была сделана интерполяция этих данных на фактическую кампанию реактора, что соответствовало выгоранию около 10 ГВт· сут/т U. Результаты расчета на момент аварии, а также через 10 и 30 сут приведены в табл.5 (в относительных единицах по отношению к активности 144Ce, в графах 2–4).

В табл. 5 и 6 приведены относительные активности ПД в некоторых из исследованных нами пробах атмосферного аэрозоля, а так же в пробах выпадений на площадке АЭС и на местности в 3–60 км от места аварии. В графе 5 табл.5 даны соотношения для пробы, отобранной 29.04 в Ленинграде, в графах 6–8 – соотношения для аэрозолей, отобранных 11.05, 22.05 и 03.06 на высоте 200 м над площадкой АЭС.

В табл.6 в графах 2–4 приведены соотношения ПД в пробах почвы, взятых в 3ёх, 30ти и 60ти км от места аварии. В двух последних графах – соотношения (12.05) вблизи 4-го блока (аварийного) и 1-го блока (в 700 м от аварийного). Чтобы не загромождать табл.5 и 6, погрешности измерений не указаны. Для всех значений они лежат в пределах 5–30%.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Из данных, приведенных в табл.5 и 6, можно сделать следующие выводы:

1. В первоначальной и в последующих пробах из шлейфа в начале мая заметно сильное фракционирование в пользу летучих ПД (йод, рутений, теллур) по сравнению с «тугоплавкими» (церий, цирконий). Это фракционирование более заметно на удалении от АЭС, чем вблизи площадки.

2. Уменьшение мощности выброса в начале– середине мая привело к тому, что фракционированные продукты с преобладанием иода, рутения и теллура стали наблюдаться только вблизи 4-го блока. Начиная с 15 мая аэрозоль топлива наблюдался над площадкой АЭС и в ближней зоне, главным образом за счет ветрового подъема, а не за счет выброса из зоны. Поэтому в таких пробах (воздух и почва) фракционирование менее заметно.

3. Таким образом, основным источником аэрозольной компоненты в воздухе над площадкой ЧАЭС до 15 мая являлся выброс из зоны аварийного реактора, а после 15 мая – ветровой подъем пыли с почвы, выпавшей ранее.

4. Предполагая сходство в поведении урана и плутония с « тугоплавкими» ПД типа церия, можно пытаться оценивать содержание плутония и кюрия по отношению к 144Ce, который хорошо виден в большинстве проб. Для 242Cm нужно, конечно, учитывать также и его распад (период полураспада 162 сут). Что касается 90Sr, то его более целесообразно сопоставлять с наличием в пробах 140Ba (90Sr по активности должно быть примерно в 50 раз меньше 140Ba на момент аварии).

Оценка выгорания по отношению активностей 134Cs/137Cs

Фактическое выгорание топлива аварийного реактора 4-го блока определяли по измеренным значениям отношения активностей 134Cs и 137Сs в пробах. Использовалось следующее соотношение между выгоранием W и отношением активностей A134/A137:

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

где Kw – коэффициент пропорциональности, полученный нами ранее [2] из экспериментальных данных по выгоранию и изотопному составу образцов твэлов РБМК-1000 (Kw= 16,2); F134/F137 – поправки, учитывающие убыль 134Cs и 137Cs соответственно за счет распада и захвата нейтронов за время облучения.

Подставив эти данные в (1), получаем среднее значение выгорания Wср = 9,3± 1, 1 ГВт·сут/т U.

Фактические значения выгорания отдельных участков зоны, конечно, имеют значительные отклонения от среднего, что особенно заметно по анализам отдельных проб почвы с площадки АЭС.

Оценки температуры топлива в аварийном реакторе

По выходам различных продуктов деления, наблюдавшимся в выбросе из аварийного реактора, были проведены ориентировочные оценки температуры топлива в зоне и оценки зависимости этой температуры от времени. Такие оценки были основаны на зависимости констант скорости выхода kr для различных ПД от температуры топлива [3, 4]. Величина kr определяется выражением:

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

где Q – количество данного ПД в топливе, находящемся в зоне; dQ/dt – скорость убыли ПД в топливе за счет их выхода из него.

Для оценки температуры мы использовали данные по выходу 132Te, 140Ba и 103Ru в выбросе аэрозоля 11 мая (табл. 5) и рассчитали по ним соответствующие значения kr. Переход от концентраций ПД в шлейфе выброса струи к мощности выброса (которая соответствует dQ/dt в формуле 2 был сделан на основе упрощенной модели струи выброса (рис.1). Среднее сечение струи 11 мая по визуальным наблюдениям представляло круг диаметром около 100 м, скорость струи – около 3 м/с. Отсюда по данным табл.3 были рассчитаны мощности выброса различных ПД: 0,31 Ки/мин для 132Te, 0,18 Ки/мин для 140Ba и 1,1 Ки/мин для 103Ru. Не рискуя ошибиться, можно считать, что « запас» топлива в разогретой разрушенной зоне реактора составляет от 10 до 90% исходного количества, что позволяет принять на 11 мая для 132Te – 2,5–22 МКи, для 140Ba – 0,5–4,5 МКи и для 103Ru – 6–58 МКи. Поделив мощность выброса dQ/dt для каждого ПД на его «запас», получим оценку kr для ПД (табл. 7).

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

В работах [3, 4] приведена прямая функциональная зависимость kr для этих ПД, которую мы воспроизводим на рис.3 (сплошные линии). Таким образом, по значению kr для этих ПД можно определить температуру разрушенной зоны (или нагретой ее части). Достоверность этой оценки зависит, конечно, от надежности исходных кривых kr(Т0). Из опыта работы с разогретыми материалами и породами, содержащими ПД и их « конденсаты» (например, [5]), можно ввести в кривые [4] некоторые коррективы. На рис. 3 такие исправленные нами кривые kr(Т) изображены пунктиром. В табл. 7 мы приводим два варианта оценок температуры зоны на 11 мая – непосредственно по кривым [4] и по исправленным кривым (с привлечением данных [5]). На наш взгляд более правоподобны оценки на основании [5], хотя отличие в этих двух подходах не столь значительно. На 11 мая получаем: (950± 100)°С по данным [3, 4], (750± 150)°С по данным [5].

При попытках оценить температуру в более поздние моменты мы встречаемся с трудностями, поскольку ход кривых в области 400– 600°С известен плохо.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Для 25 мая можно считать, что мощность выброса упала в 30–100 раз. Это соответствует по рассматриваемым ПД падению температуры на 300– 400°С. Можно предполагать, что на 25 мая температура в зоне снизилась до 300–500° С и после этого мало менялась (см. табл.3). Дальнейшие оценки температуры ввиду малости выброса затруднительны.

Оценка распределения продуктов выброса на площадке АЭС

Измерение мощности дозы на территории площадки АЭС не дает однозначных данных о фактическом распределении выброшенного топлива и ПД, поскольку даже на площадях, где топлива нет, могут быть значительные мощности дозы от соседних участков и сосредоточенных масс топлива.

Поэтому актуальными явились вопросы фактического распределения топлива:

• где находятся источники излучения – в зоне или в соседних помещениях;

• какая часть материала зоны выброшена за пределы разрушенного реактора;

• в каком виде находится выброшенное топливо – массивные обломки или тонкий слой выпадений;

• какого энерговыделения следует ожидать при захоронении загрязнений на территории АЭС.

Решить эти вопросы путем пробоотбора на территории АЭС трудно, особенно на участках, где мощности дозы велики (сотни бэр в час). Поэтому была предпринята съемка картограммы территории с воздуха остроколлимированным гамма-спектрометрическим датчиком, который « наблюдал» гамма- излучение из небольшого (диаметром 40 м) пятна, попадавшего в поле зрения коллиматора.

Методика измерения распределения топлива по площадке АЭС

Измерения проводили при полетах на высоте 300 м над территорией всей станции. В результате прямых полетов территория была покрыта « сеткой» с шагом около 50 м в районе 4- го блока ЧАЭС и с шагом 100 м на остальных участках.

Коллиматор из свинца имел канал диаметром 5 мм и длиной 90 мм. Толщина защиты кристалла во всех направлениях в нижнюю полусферу – 100 мм, в верхнюю – 40–60 мм. Детектор спектрометра – кристалл NaI диаметром 20 мм и длиной 20 мм с фотоумножителем ФЭУ-60. Спектры и «дорожки» интенсивности вводили в память микро-ЭВМ, входившей в состав спектрометра СПИН-1000 и одновременно в портативный самописец MINIGOR. Данные из микро-ЭВМ периодически выгружали на кассетный магнитофон для дальнейшей обработки.

Характеристика избирательности коллиматора показана на рис.4. Видно, что основное поле зрения коллиматора имело диаметр около 40 м (порядка размеров разрушенной зоны). Кривая на рис.4 – расчет без учета влияния рассеянного излучения. Фактически, по-видимому, боковые крылья характеристики несколько выше. Спектры регистрируемого излучения, измеренные на трех разных участках территории, приведены на рис.5. Из этих спектров можно сделать определенные выводы о толщине слоя продуктов выброса, являющихся источниками излучения в районе машинного зала 3-го и 4-го блоков. Этот вопрос исследовали, поскольку предполагалось, что часть топлива могла образовать завал в машинном зале. Спектр 3 снят над асфальтированной дорожкой вдоль корпуса станции, где слой продуктов выброса заведомо бесконечно тонкий.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Глядя на спектр 2 (над машинным залом), мы видим то же соотношение интенсивностей линий 95Zr и 140La, что и в спектре 3, и можем заключить, что самопоглощение (признак толстого слоя) в нем отсутствует. Значит, источником излучения в районе машинного зала является тонкий слой продуктов выброса, скорее всего на крыше зала. На спектре 1 (над зоной реактора) самопоглощение в источнике настолько сильное, что линия 95Zr в районе 750 кэВ практически незаметна по сравнению с более жесткими линиями 1,59 и 2,52 МэВ 140La. Таким образом, даже сравнение спектров, снятых с разных участков площадки, дает информацию о характере загрязнения. При регистрации интенсивностей над различными участками площадки привязка к абсолютным количествам топлива на земле делалась следующим образом. На расстоянии около 1,5 км от площадки АЭС был выбран открытый участок загрязненной местности и проведен отбор нескольких проб почвы. Путем прямых гамма-спекрометрических измерений было установлено, что на 1 м2 этого участка присутствует 0,28 г топлива (по содержанию 141Ce и 144Ce). Этот участок был использован как база сравнения при вертолетной гамма-съемке. Над ним на высоте 300 м были откалиброваны показания гамма-датчика, и далее все интенсивности привязывались к этой величине. К сожалению, первоначальные данные по содержанию урана были завышены, поэтому первоначальная калибровка, проведенная 28 мая, давала завышенные содержания топлива на 1 м2.

После проведения радиохимического анализа проб с этого участка в июле в Ленинграде калибровка была пересмотрена в меньшую сторону. На рис.6 приведены уточненные значения распределения топлива на территории площадки ЧАЭС. Для аэрогамма-съемки использовали регистрацию гамма-излучения в интервале от 1 до 3 МэВ.

Результаты аэрогамма-съемки

В результате полетов над территорией станции были получены 11 «разрезов» карты интенсивностей в виде сетки, охватывающей западную (загрязненную) часть территории станции до 2-го энергоблока. По этой сетке была проведена линейная интерполяция между соседними точками и получена картограмма, приведенная на рис.6. Различными цифрами обозначены участки с различной плотностью топлива, от 0,5 до 18 г/м2. Черный «провал» (область 10) соответствует зоне 4-го блока, где интенсивность велика, но пересчитать ее в количество нельзя, поскольку неизвестно самопоглощение в зоне и в различных материалах, которыми ее засыпали.

Можно, пользуясь данными картограммы, оценить энерговыделение на различных участках территории. Для различных моментов времени в течение 1986 г. расчет дает следующие тепловые мощности топлива 4-го блока (кВт/т): 26 мая – 72; 25 июня – 43,5; 25 июля – 30, 6; 24 августа – 22,5; 23 сентября – 22,5 и т. д.

Приблизительно половина этой мощности уносится гамма-излучением (и в тонком слое не остается), половина – бета-излучением (остается в тонком слое). Отсюда следует, что при фиксации или захоронении загрязнения, обозначенного на картограмме (рис. 6), тепловыделение (например, на сентябрь 1986 г.) составит (Вт/м2): область 9 – 0,22; область 8 – 0,15; область 7 – 0,10 и т. д. до 0,006 (область 1).

Эти данные можно использовать для выбора методов и средств дезактивации зданий (крыш) и участков территории станции.

Исследование выброса аварийного реактора 4- го блока Чернобыльской АЭС

Наиболее правоподобная оценка абсолютных значений загрязнений показывает, что всего на участке территории станции, обозначенном на картограмме, находится (без учета разрушенной зоны реактора) около 0,8 т топлива (0,74 т по урану).

Заключение

1. Использована методика отбора и анализа атмосферного аэрозоля из шлейфа выброса аварийного реактора, проанализирована динамика изменения выброса и его изотопного состава.

2. За период с 9 мая по 15– 20 мая мощность выброса упала с 13000 Ки/сут до десятков Ки/сут и далее мало изменялась. После 20 мая источником радиоактивного аэрозоля над площадкой АЭС являлся подъем пыли с площадки.

3. По мощности выброса ряда радионуклидов удалось оценить температуру топлива в зоне реактора. С 11 мая по 25 мая она уменьшилась от 700–950 до 300–500° С.

4. Создан образец аппаратуры для коллимированной аэрогамма- съемки распределения выброшенного топлива на площадке АЭС. Получена картограмма этого распределения. Вблизи 4-го блока АЭС плотность загрязнения составляет около 20 г/м2, а вблизи 1-го и 2-го блоков спадает до 0,5 г/м2. Всего на обследованной территории АЭС вне зоны реактора (на земле и крышах зданий) находится около 0,8 т топлива.

В работе принимали участие Ю.Г. Петров, Ю.А. Бабенко, В.Н. Аксенов, В.И. Васильев, В.Н. Селифонов, С.С. Гаврилин, Н.Н. Рыжов, М.Н. Москалев, Ю.С. Савченков, В.И. Чернышов, Г.Ф. Панов.

Авторы выражают искреннюю благодарность за обсуждение результатов и советы Л.Д. Рябеву, Е.П. Велихову, Е.П. Рязанцеву, Б.Г. Пологих.

Следует отдельно отметить постоянную и безотказную помощь командующего группой ВВС В.В. Трибштока, вертолетчиков в/ч 93257 Прикаспийского ВО Н.А. Волкозуба, П.П. Григорука, И. Игнатьева и других, активное участие на разных этапах работы специалистов штаба химвойск В.С. Кавунова, А.Н. Кушнина, А.Г. Арутюнова, С.Г. Алексеева, Е. Рыжикова.

Список литературы

1. Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А. и др. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. М.: Энергоиздат. 1983.

2. Федотов П.И., Бибичев Б.А., Майоров В.П. и др. Определение выгорания и содержания изотопов урана и плутония в отработавших ТВС ВВЭР-440 и РБМК-1000: Отчет Радиевого института им. В.Г. Хлопина. 1983. Инв. № 610-И.

3. Kelley J.L. Temperature Dependence of Fission Product Release Rates // Nucl. Sci. Eng. 1984. V.88, N2. P.180– 184.

4. Report of the American Physical Society on Radionuclide Release Rates from Severe Accidents at Nuclear Power Plants, NUREQ N 6-04-83 011, February, 1985.

5. Дубасов Ю.В. Частное сообщение.

Авторы: А.А. Римский-Корсаков, П.И. Федотов, Ю.В. Дубасов, Е.И. Бирюков, В.П. Майоров, В.В. Карасев

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *

Яндекс.Метрика Top.Mail.Ru