#чаэс | Explore Tumblr posts and blogs

gadskipapa · 1 month ago

Text

Объект "Укрытие" (саркофаг). УС-605. Часть 2

New Post has been published on https://yastalker.site/2025/04/29/obekt-ukrytie-sarkofag-us-605-chast-2/

Объект "Укрытие" (саркофаг). УС-605. Часть 2

По данным “Отчета о состоянии безопасности объекта “Укрытие” от 04.08.2008 г., выбор варианта проекта, который в максимальной степени использовал конструкции разрушенного блока, позволил в кратчайшие сроки ограничить негативное воздействие разрушенного блока на окружающую среду, провести работы по восстановлению и вводу в эксплуатацию блоков № 1 и 2 ЧАЭС в том же году. Послеаварийный пуск первого энергоблока ЧАЭС произошел 1 октября 1986 г., второго – 5 ноября 1986 г.

Реакторные отделения третьего и четвертого энергоблоков Чернобыльской АЭС в свое время были построены так называемым дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании, имеют общие системы и коммуникации (в отличие от ряда ранее построенных АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании. Дубль-блоком были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС, 3 и 4 блоки Ленинградской АЭС, т. е. всего 8 энергоблоков).

Таким образом, третий блок ЧАЭС, соседний с взорвавшимся четвертым, проектно и технически был связан общими системами с разрушенным четвертым блоком, и “отсечь” третий блок от четвертого являлось сложнейшей инженерной задачей. Тем не менее, в сжатые сроки она была решена, и 24 ноября 1987 г. приступили к физическому пуску реактора третьего энергоблока, энергетический пуск состоялся 4 декабря 1987 г. 31 декабря 1987 г. решением Правительственной комиссии № 473 был утверждён акт приёмки в эксплуатацию третьего энергоблока ЧАЭС после ремонтно-восстановительных работ.

Под влиянием мировой общественности и взятых обязательств было принято окончательное решение о выводе из эксплуатации Чернобыльской АЭС. Постановлением Кабинета Министров Украины от 22 декабря 1997 г. было признано целесообразным произвести досрочное снятие с эксплуатации энергоблока № 1, остановленного 30 ноября 1996 г. Постановлением Кабинета Министров Украины от 15 марта 1999 г. было признано целесообразным произвести досрочное снятие с эксплуатации энергоблока № 2, остановленного после пожара в 1991 году, произошедшего по не зависящим от реакторной установки причинам.

Третий блок эксплуатировался до декабря 2000 г. В декабре 2000 года Украина под давлением запада остановила последний работавший на ЧАЭС третий энергоблок.

Реактор третьего энергоблока был остановлен 5 декабря 2000 г. 14 декабря 2000 г. реактор был вновь запущен на 5% мощности для церемонии остановки и 15 декабря 2000 г. в 13 часов 17 минут по приказу Президента Украины во время трансляции телемоста Чернобыльская АЭС – Национальный дворец “Украина” поворотом ключа аварийной защиты пятого уровня (АЗ-5) реактор энергоблока № 3 Чернобыльской АЭС был остановлен навсегда, и станция прекратила генерацию электроэнергии.

При строительстве саркофага выявление системы опор, способных нести необходимую нагрузку, было одной из основных трудностей. Было принято принципиальное решение не создавать дополнительные опоры непосредственно в зоне разрушенного реактора. При проектировании были разработаны предельно укрупненные конструкции с узлами опирания и соединениями, не требующими непосредственного присутствия людей в зоне монтажа, что позволяло осуществлять их дистанционный монтаж. Конструкции создавались с запасами прочности и надежности, рассчитанными на значительные отклонения при дистанционном монтаже. Выбранная конструктивная схема ОУ, материалы и методы ведения работ позволили предельно сократить сроки строительства объекта, обеспечить максимально возможную механизацию работ при минимальном присутствии людей в зоне высоких радиационных полей.

Строительство продолжалось с июня по ноябрь 1986 года (206 дн��й и ночей). Непосредственно в строительных работах приняли участие 90 тыс. человек. Всего к работам по ликвидации последствий аварии в течение 1986 – 1987 года в зоне ЧАЭС было привлечено около 200 тыс. человек.

Строительные работы проводили круглосуточно вахтами, численность которых достигала 10 000 человек. Прежде всего, были смонтированы перегородки, отделившие 4-й энергоблок от 3-го, а также железобетонные стены по периметру 4-го блока толщиной 6 м с север��ой стороны и 8 м – с южной и западной. Сохранившаяся часть западной стены была закрыта контрфорсной стеной (Контрфо́рс (фр. contre force – “противодействующая сила”) – вертикальная конструкция, в данном случае представляющая собой выступающую часть стены, вертикальное ребро, предназначенная для усиления несущей стены). Северная каскадная стена была выполнена из бетона в виде выступов высотой около 12 м. Каждый выступ последовательно максимально приближали к разрушенному блоку. Внутри выступов укладывали изношенные и поврежденные металлоконструкции, контейнеры с высокоактивными отходами. Верхнее покрытие было выполнено следующим образом: поперек металлических балок над центральным залом было уложено 27 металлических труб диаметром 1220 мм, длиной 34,5 м, на которых смонтировали крышу из профилированного настила.

ОУ был построен в течение 5 месяцев. В ходе строительства было уложено около 400 тыс. м3 бетона, смонтировано более 7 тыс. т металлоконструкций, снято и перемещено 90 тыс. м3 грунта. Одновременно со строительством ОУ был выполнен большой объем работ по дезактивации территории вокруг объекта. Дезактивация территории и кровли объекта обеспечила снижение мощности экспозиционной дозы на территории ЧАЭС.

30 ноября 1986 года Государственная комиссия приняла законсервированный четвертый блок ЧАЭС на техническое обслуживание. Однако проектирование и строительство ОУ, выполненные в предельно сжатые сроки, позволили только частично решить поставленные цели. Это связано, в основном, с недостатком информации о фактическом состоянии разрушенного блока. Стало очевидным, что не все вопросы безопасности разрушенного аварией четвертого блока были решены созданием ОУ.

Часть конструкций, созданных в 1986 году, опираются на разрушенные элементы здания четвертого блока, прочность которых не удалось оценить из- за сложной радиационной обстановки и завалов. Применение дистанционных методов бетонирования привело к тому, что большие массы бетона растеклись по перекрытиям здания и перегрузили их. Д��станционный монтаж в ряде случаев не обеспечил плотное прилегание конструкций друг к другу и надежное соединение конструкций с опорами. Общая площадь щелей в кровле и стенах объекта составляла на момент его сдачи около 1000 м2. Долговечность конструкций в ряде случаев ограничена отсутствием возможности периодического осмотра и восстановления антикоррозионного покрытия.

В “Заключении о надежности и долговечности конструкций покрытия, а также радиационной безопасности реакторного отделения блока № 4 Чернобыльской АЭС”, которое было представлено Правительственной Комиссии 11 октября 1986 года, указано, что “укрытие реакторного отделения возводится на разрушенных конструкциях, и в условиях высокой радиационной обстановки не представляется возможным получить достоверные данные об их несущей способности, а также учитывать сложность установки конструкций и контроля их положения…, что приводит к существенному снижению несущих способностей конструкции…”.

В целом же было признано, что прочность и устойчивость системы опор покрытия может обеспечить выполнение ОУ своих функций в течение примерно 30 лет.

Несмотря на прилагаемые усилия в течение всего периода эксплуатации ОУ, состояние безопасности ОУ со временем снижается:

• постоянно происходит процесс деградации строительных конструкций;

• требуют замены или существенной модернизации оборудование и системы, фактически выработавшие свой ресурс;

• под действием микроклиматических условий внутри ОУ продолжают разрушаться ТСМ, что приводит к возрастанию количества радиоактивной пыли;

• существует высокая вероятность обрушения строительных конструкций, что может привести к значительному радиоактивному загрязнению промплощадки ЧАЭС и прилегающей местности и облучению персонала;

• имеется вероятность загрязнения радиоактивными стоками с ОУ прилегающей территории, поверхностных и подземных вод;

• существует потенциальная возможность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции;

• продолжается негативное воздействие влаги и воды (обусловленное попаданием атмосферных осадков, конденсацией воды в ОУ и ее перемещением в ОУ) на ОУ.

Проработку различных вариантов преобразования ОУ в экологически безопасную систему (ЭБС) начинали еще под эгидой СССР.

Рассматривали варианты:

• “Холм” (полная засыпка объекта);

• “Зеленая лужайка” (полная разборка ОУ);

• “Арка” (создание герметичного ОУ-2 над существующим объектом, обеспечивающего длительное хранение топлива, вплоть до окончательной его разборки);

• “Промежуточное омоноличивание” (последовательная заливка бетоном помещений объекта, а в далеком будущем его разборка).

Радиационная обстановка на ОУ формируется радиоактивными материалами, хаотически размещенными внутри и на площадке ОУ. Основными видами радиоактивных материалов являются: ядерное топливо, ТСМ, радиоактивная пыль, радиоактивно-загрязненная вода, радиоактивный грунт. К радиоактивным материалам относятся также: донные отложения в водных скоплениях, бетон, металлоконструкции, реакторный графит, оборудование и т. д.

Перед аварией ядерное топливо находилось в четырех местах реакторного отделения 4-го блока:

• в активной зоне ядерного реактора РБМК-1000 – 190,2 т по урану;

• в южном бассейне выдержки кассет с отработанны топливом – 14,8 т по урану;

• на узле подготовки топливных кассет в центральном зале (ЦЗ) – 5,5 т по урану;

• в помещении подготовки свежего топлива – 4,1 т по урану.

Свежее топливо реактора РБМК-1000 до аварии содержало 2% U235.

В настоящее время можно считать установленным, что внутри объекта “Укрытие” находится более 95 % ядерного топлива от начальной загрузки активной зоны, 129 ТВС в бассейне выдержки кассет с отработавшим топливом, 48 ТВС со свежим топливом на узле подготовки топливных кассет в ЦЗ. Ядерное топливо из помещения подготовки в 1987 г. было вывезено на склад свежего топлива ЧАЭС.

Топливосодержащие материалы (ТСМ) – это поврежденное в результате запроектной аварии ядерное топливо бывшего четвертого энергоблока ЧАЭС, независимо от его физико-химического состояния, тепловыделяющие сборки бассейна выдержки кассет четвертого блока, а также любые материалы (фрагменты активной зоны, смеси, расплавы, растворы, химические соединения, пыль и др.), в составе которых в заметном количестве содержится ядерное топливо (т. е. его концентрация составляет не менее одного весового %). ТСМ объекта “Укрытие” являются долгосуществующими радиоактивными отходами.

Облученное ядерное топливо внутри ОУ находится в виде следующих модификаций ТСМ:

• фрагменты активной зоны (АЗФ), большая часть которых, как предполагается в настоящее время, выброшена при взрыве на верхние этажи блока, в частности, в центральный зал;

• мелкодиспергированное топливо (пыль), горячие топливные частицы; размеры их изменяются от долей до сотен микрон, они наблюдаются практически во всех помещениях объекта;

• застывшие лавообразные топливосодержащие массы (ЛТСМ), которые образовались во время активной стадии аварии при высокотемпературном взаимодействии топлива с конструкционными материалами блока;

• вторичные урановые минералы, образовавшиеся из растворов ТСМ (в основном водных) в виде кристаллических новообразований;

• отработавшие ТВС в бассейне выдержки.

Кроме того, к ТСМ отнесены свежие ТВС, находившиеся в момент аварии в ЦЗ.

Фрагменты активной зоны (АЗФ) представляют собой части элементов конструкции и материалов активной зоны (АЗ) реактора РБМК-1000. При этом линейные размеры АЗФ условно должны составлять не менее 1 мм (т. е. должны быть исключены пылевидные частицы), а сами ��атериалы не расплавлялись (т. е. АЗФ не включают в себя ЛТСМ и другие расплавы) и не растворялись (т. е. АЗФ не включают в себя соединения урана и трансурановых элементов (ТУЭ), находящиеся в воде ОУ).

Таким образом, к АЗФ относятся фрагменты ТВК (тепловыделяющих каналов), ТВС, ТВЭЛов, включая отдельные топливные таблетки и их фрагменты.

Во время аварии большое количество фрагментов активной зоны было выброшено из шахты реактора на верхние этажи 4-го блок�� и на окружающую его территорию. Тепловыделяющие сборки, ТВЭЛы, топливные таблетки и их отдельные части были обнаружены на площадках вентиляционной трубы, на крыше деаэраторной этажерки, машзала, ВСРО (Блок ВСРО – сооружение второй очереди ЧАЭС, в котором расположены вспомогательные системы реакторных отделений третьего и четвертого блоков. Часть сооружения, разрушенная аварией и отделенная разделительной стеной, входит в ОУ), крышах сооружений третьего блока, в центральном зале.

В процессе ликвидации последствий аварии часть АЗФ, находящихся вокруг здания, переместили к развалу и затем захоронили в каскадной стене, часть собрали в контейнеры с высокоактивными отходами, собранными с территории промплощадки и частично на кровлях зданий, часть захоронили под слоем бетона и щебня, насыпанного около блока. По имеющимся данным за пионерными (защитными) стенами в зоне машзала четвертого блока захоронено около 1700 контейнеров. Разрушенное топливо, выброшенное на крыши зданий и площадки трубы, сбрасывали в развал реактора.

Значительное количество АЗФ может находиться в ЦЗ. Однако материалы, сброшенные с вертолетов, и обломки здания не дают возможности непосредственно их наблюдать, а большие радиационные поля препятствуют проведению в ЦЗ сложных поисковых работ. Наличие АЗФ подтверждает обнаружение достаточно многочисленных фрагментов, наблюдаемых в северо- западной и западной части ЦЗ.

В шахте реактора АЗФ были обнаружены после того, как с помощью пробуренных в нее скважин оказалось возможным провести перископические и телевизионные наблюдения. Они располагаются на схеме “ОР” (основание реактора). Точное число этих фрагментов определить трудно из-за наличия “свежего” бетона и завала графитовых блоков.

В подаппаратном помещении визуальными наблюдениями установлено наличие некоторого количества АЗФ. Следует отметить, что в пробах лавообразных ТСМ из этого помещения были обнаружены непереплавленные таблетки облученной двуокиси урана.

В процессе аварии происходило диспергирование топлива. При всплеске мощности за счет выделения газообразных продуктов деления по границам зерен, из которых спрессована топливная таблетка, образовались “крупные” топливные частицы (размеры составляли десятки и сотни микрон).

Выброс этих частиц произошел в основном при первоначальном взрыве. Они ��тяжелые”, и радиологически значимая часть таких частиц выпала в непосредственной близости (менее 5 км) от разрушенного реактора. Во время взрыва и в период активной стадии аварии происходило также окисление ядерного топлива и образование “малых” топливных частиц (средний медианный диаметр 3 – 4 мкм). Он совпадает с размером зерен (кристаллитов) диоксида урана. Такие частицы выносились потоками нагретого воздуха, и их выпадения существенны вплоть до расстояний в несколько десятков километров от блока.

В самом блоке топливная пыль внедрилась в бетонные конструкции помещений. В настоящее время в связи с распадом короткоживущих продуктов деления радиационные поля снизились. Главным источником радиационной опасности стала топливная пыль.

ЛТСМ ОУ представляют собой гетерогенные стеклообразные массы коричневого или черного цвета с включениями различной природы. На первых этапах изучения ЛТСМ их разновидности называли черной и коричневой керамикой. Цвет черной керамики обусловлен дисперсными включениями окислов урана и радиационными дефектами. После переплавки она приобретает бледный бутылочно-зеленый цвет, характерный для силикатных стекол с примесями железа. Цвет коричневой керамики обусловлен окислами железа и урана.

Лавообразные материалы, содержащие ядерное топливо, обнаружены во многих подреакторных помещениях. В их составе содержится значительная часть урана, находившегося до аварии в активной зоне, и значительная часть радионуклидов, которые были наработаны в реакторе за время эксплуатации.

Во время активной стадии аварии центром образования и распространения ЛТСМ стало подаппаратное помещение, точнее, его юго- восточная часть. Под действием выделяющегося тепла расплавлялись материалы активной зоны, строительные конструкции, металл, бетонные блоки, попавшие в шахту реактора и т. д. В состав расплава входило и топливо. По мере увеличения массы расплав распространялся по полу, достигал краев паросбросных клапанов, переливался внутрь и попадал в нижние помещения, созданные для локализации пара при проектной аварии. Одновременно расплав распространялся и в горизонтальном направлении, т. к. в стене при аварии образовался пролом. Лава по мере растекания взаимодействовала с конструкционными материалами.

В сентябре 1990 г. были обнаружены кристаллические топливосодержащие новообразования в виде ярко-желтых пятен и разводов относительно плотных мелкозернистых корочек с наросшими на них щетками бесцветных, прозрачных, белых и желтых кристаллов размером порядка десятков и даже сотен микрон, получившие название вторичных урановых минералов (ВУМ), в числе которых выделены резерфордин, эпиянтиннит, студитит. С течением времени количество ВУМ увеличивается.

По своим внешним признакам ЛТСМ можно разделить на следующие типы:

• коричневая стеклообразная масса – “коричневая керамика”. Это хрупкое вещество, пронизанное множеством пор различного диаметра. Его внешняя поверхность чаще всего блестящая, иногда – матовая. Встречается в виде слоя, расположенного над расплавленным и застывшим металлом (как флюс в металлургических процессах).

Содержит большое количество мельчайших металлических шариков правильной формы;

• черная стеклообразная масса – “черная керамика”. Цвет вещества – угольно-черный. Поверхность в некоторых случаях матовая с очень большим количеством газовых пор и пустот большого размера (1 – 2 дм3). Чаще всего такого вида керамика наблюдается ближе к центру образования ЛТСМ. В других случаях черная керамика имеет блестящую поверхность и напоминает антрацит. Чаще всего эта разновидность черной керамики встречается на достаточно больших расстояниях от центра развития процессов (“слоновья нога” и “сталактиты”);

• шлак или шлакообразные, гранулированные ЛТСМ встречаются в виде больших “куч”, представляют собой застывшие массы, покрытые стеклообразной коркой. Под коркой “кучи” состоят из стеклообразных гранул неправильной формы с вариацией цвета – от серо-розового до темно-коричневого. Эта керамика образовалась при достаточно длительном контакте расплава “коричневой керамики” с водой. Выделявшийся водяной пар способствовал грануляции расплава внутри “куч”, а контакт с холодной водой – “закалке” этих “куч” с поверхности;

• рассыпчатые куски, т. н. “пемза” – это образования серо-коричневого цвета, предположительно возникшие при самом первом контакте высокотемпературной лавы с водой и вспененные мгновенно выделившимся паром. Эти образования представляют собой хрупкий неоднородный материал.

Переплавленный и застывший металл, строго говоря, к ТСМ не относится, поскольку, как выяснилось, он не содержит собственно частиц топлива, а содержит лишь отдельные осколки деления. В то же время все вышеперечисленные типы ЛТСМ содержат в себе металлические шарики правильной формы и разного диаметра – от нескольких микрон до миллиметров.

В ходе аварии на четвертом энергоблоке ЧАЭС на верхние этажи блока были выброшены многочисленные фрагменты активной зоны и топливная пыль.

Начиная с 28 апреля 1986 г., в ЦЗ и окружающие его помещения, оставшиеся без кровли, с вертолетов были сброшены тысячи тонн различных материалов:

• карбид бора – приблизительно 40 т;

• доломит – приблизительно 1200 т;

• мраморная крошка, глина, песок и др. – приблизительно 3500 т;

• свинец (дробь, “чушки” и др.) – приблизительно 6700 т, в том числе 2400 т в первые пять дней после аварии;

• тринатрийфосфат (раствор) – приблизительно 2500 т;

• цеолит – приблизительно 1890 т;

• другие пылеподавляющие композиции (растворы) – приблизительно 2700 т.

Материалы покрыли толстым слоем, в ряде мест достигающим около 10 м, обломки здания и выброшенные фрагменты реактора. Есть достаточно убедительные причины считать, что под этим слоем находится большое количество АЗФ. Доступа к завалам ЦЗ нет, расположение и состояние топлива, выброшенного из реактора и засыпанного многометровым слоем изолирующего материала, неизвестно.

Проведение исследований в ЦЗ довольно сложно из-за высоких радиационных полей, существующих до сих пор в этом помещении (до сотен рентген в час).

До настоящего времени среди скоплений ТСМ существуют достаточно мощные источники тепловыделения. Источником тепла может быть только остаточное энерговыделение при распаде продуктов деления ядерного топлива.

x x x

В рубрике “Документы ЧАЭС” приводится следующая информация:

Существующий объект “Укрытие” является сооружением временным. Основное его назначение заключается в обеспечении надежной изоляции радиоактивных материалов разрушенного реактора от окружающей среды. На данный момент эта защитная оболочка выполняет свои функции, но конструктивные решения этого сооружения делают невозможным проведение работ с радиоактивно загрязненными материалами и веществами, которые содержат ядерное топливо. Извлечение этих материалов из разрушенного реактора и их последующее захоронение в надежной изоляции от окружающей среды является главным стратегическим заданием по преобразованию ОУ в экологически-безопасную систему. Только при условиях извлечения и надежного захоронения всех радиоактивных отходов следует считать ОУ объектом безопасным.

На сегодняшний день уже более десяти лет идут работы по выбору и обоснованию новой защитной оболочки над ОУ. Новое сооружение должно, кроме защиты от окружающей среды, обеспечить возможность проведения частичного демонтажа аварийных и ненадежных конструкций ОУ. Кроме того, новое укрытие должно иметь технические средства и оборудование для проведения безопасных работ по извлечению и переработке радиоактивных и топливосодержащих материалов. Уже решено, что защитное сооружение будет создаваться в виде арочного свода. По мнению ряда специалистов, данное решение является наиболее оптимальным для создания новой защитной оболочки, хотя данная точка зрения не однозначна, и оптимальность такого сооружения, как “Арка”, по сравнению с другими вариантами, до настоящего времени является предметом интенсивной дискуссии.

Необходимость создания новой защитной оболочки над существующим ОУ обоснована исследованиями, которые подтвердили, что только часть конструкций ОУ можно стабилизировать на срок не более 15 лет, а провести стабилизацию всех несущих конструкций невозможно. Исходя из этого, преобразовать ОУ в экологически-безопасную систему возможно только, используя дополнительную защитную оболочку, под защитой которой необходимо проводить дальнейшие работы по устранению опасности его разрушения. Предотвратить разрушение ОУ возможно только путем демонтажа опасных конструкций.

Кроме этого, дополнительная защитная оболочка необходима для защиты окружающей среды от радиоактивных выбросов, которые будут образовываться при извлечении радиоактивных и топливосодержащих материалов из разрушенного реактора.

Основная функция новой оболочки – ограничение распространения радиоактивных веществ, которые находятся в ОУ. Это условие должно выполняться как при нормальной эксплуатации объекта, так и в случае аварии (разрушение существующего ОУ). Предусмотрено, что новое сооружение будет эксплуатироваться на протяжении ста лет (проектный срок эксплуатации).

“Арка” обеспечит изоляцию ОУ от поступления дождевых и талых вод, а также защиту грунтовых вод от радиоактивных веществ, которые находятся внутри разрушенного реактора.

Опасность строительства “Арки” обусловлена тем, что на данный момент ОУ представляет собой открытый источник ионизирующего излучения, который содержит ядерные материалы. Этот объект будет опасным до того времени, пока эти материалы будут находится в нем в неупорядоченном и неконтролируемом состоянии. Сооружение “Арки” будет осуществляться в непосредственной близости от ОУ, т. е. в условиях повышенной ядерной и радиационной опасности, в непосредственной близости и внутри источников радиоактивного облучения, а также в условиях высокой концентрации радиоактивных аэрозолей, содержащих альфа- и бэта-излучатели. Это требует применения дистанционных технологий и средств индивидуальной защиты персонала.

Сооружение, которое должно будет накрыть существующий ОУ, имеет чрезвычайно большие габариты. Под арочным сводом будет находиться существующий ОУ, новый технологический корпус, который будет перерабатывать радиоактивные материалы, а также дополнительные сооружения, которые будут обеспечивать безопасную эксплуатацию объекта на протяжении 100 лет. Размеры “Арки” известны только на концептуальном (предварительном) уровне и будут уточнены по завершению разработки рабочего проекта. В конце 2007 года консорциум NOVARKA приступил к его разработке.

По предварительным данным, предполагаются следующие размеры:

• длина сооружения – 150 м;

• высота – 92, 5 м;

• пролет арки – 257 м;

• площадь оболочки – 39 000 м2.

Одна из главных особенностей процесса строительства “Арки” заключается в том, что по задумке проектантов объект будет собираться на расстоянии 180 м от ОУ. Это позволит существенно снизить уровни облучения персонала, задействованного на строительстве. Для строительства будет подготовлена специальная площадка. После завершения сборки “Арки” на строительной площадке при помощи специальных механизмов она будет надвинута на существующий ОУ.

Взято из книги – ЧЕТВЕРТЬ ВЕКА: ВОСПОМИНА��ИЯ О ГРУППЕ РАДИАЦИОННОЙ РАЗВЕДКИ, А. Ф. МИТЕНКОВ

Объект “Укрытие” (саркофаг). УС-605. Часть 1

#Объект Укрытие #саркофаг #ЧАЭС

0 notes

gadskipapa · 1 month ago

Text

Объект "Укрытие" (саркофаг). УС-605. Часть 1

New Post has been published on https://yastalker.site/2025/04/29/obekt-ukrytie-sarkofag-us-605-chast-1/

Объект "Укрытие" (саркофаг). УС-605. Часть 1

Наша группа не принимала непосредственного участия в строительных работах по сооружению объекта “Укрытие”, и в первоначальном варианте рукописи эта глава отсутствовала.

Изначально я ставил перед собой задачу рассказать о нашей группе, о которой написано очень мало, а также заострить внимание читателя на отдельных существенных моментах истории ликвидации катастрофы, о которых не писали – таких как конкретные трагические ошибки при организации работ на кровлях третьего энергоблока. Поскольку большинство известных материалов на эту тему, к сожалению, являются либо простой хронологией событий, либо тенденциозными эмоциональными рассуждениями о правах человека без какой-либо конкретики. Квалифицированного масштабного обобщения полученного опыта на основе анализа тех событий в настоящее время нет, полная история ликвидации последствий катастрофы еще не написана.

Отсутствие доступных материалов по затрагиваемой тематике и стремление не вводить в заблуждение будущих историков катастрофы, как мне представлялось, не давали права на ошибку, в связи с чем я не считал возможным писать о событиях, участником которых не являлся лично. Материал предыдущих глав является синтезом личных впечатлений и достоверных, подтверждаемых документально, фактических обстоятельств. Мне казалось нецелесообразным включать в книгу дополнительную главу о событиях, в которых мы не принимали непосредственного участия. Однако в связи с пожеланиями первых читателей рукописи было принято решение на основе известных мне фактов и документальных материалов написать об объекте “Укрытие”.

x x x

Примерно в 1:23:50 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС произошел взрыв (большинство свидетелей указывают на два мощных взрыва), который полностью разрушил реактор. Единого представления о точной последовательности процессов, которые привели к взрывам, не существует до настоящего времени, в том числе вследствие неполноты соответствующих объективных данных, поскольку штатные самопишущие приборы и Система централизованного контроля СКАЛА, которыми был оснащен блок, для регистрации быстропротекающих процессов не предназначены. В основу анализа версий о причинах катастрофы в значительной степени положены теоретические расчеты и результаты математического моделирования. В Докладе Комиссии Государственного Комитета СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике “О причинах и обстоятельствах аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года” (Москва, 1991 г.), включенном в качестве Приложения I в Доклад INSAG-7 МАГАТЭ 1993 г., отмечается, что Институтом атомной энергии им И. В. Курчатова (ИАЭ) в 1986 г. был выполнил анализ тринадцати возможных версий аварии, согласно которым в реакторе могло бы происходить быстрое и значительное увеличение реактивности:

1. Взрыв водорода в бассейне-барботере;

2. Взрыв водорода в нижнем баке контура охлаждения СУЗ (системы управления и защиты реактора);

3. Диверсия (взрыв заряда с разрушением трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции);

4. Разрыв напорного коллектора ГЦН (главного циркуляционного насоса) или раздаточного группово��о коллектора;

5. Разрыв БС (барабана-сепаратора) или пароводяных коммуникаций;

6. Эффект вытеснителей стержней СУЗ (так называемый “концевой эффект”);

7. Неисправность автоматического регулятора мощности реактора;

8. Грубая ошибка оператора при управлении стержнями РР (ручного регулирования);

9. Кавитация ГЦН, приводящая к подаче пароводяной смеси в технологические каналы;

10. Кавитация на дроссельно-регулирующих клапанах;

11. Захват пара из БС в опускные трубопроводы;

12. Пароциркониевая реакция и взрыв водорода в активной зоне;

13. Попадание сжатого газа из баллонов системы аварийного охлаждения реактора.

В соответствии с указанным Докладом Госпроматомнадзора СССР, в работе ИАЭ было показано, что все перечисленные версии, кроме одной (п. 6), противоречат имеющимся объективным данным. Далее в Докладе указывается, что “исходным событием аварии явилось нажатие кнопки АЗ-5 (аварийная защита реактора РБМК наибольшей интенсивности наивысшего ранга, осуществлявшая снижение мощности до нуля или до момента исчезновения аварийного сигнала) в условиях, которые сложились в реакторе РБМК-1000 при низкой его мощности и извлечении из реактора стержней РР сверх допустимого их количества”.

Этой версии относительно непосредственной причины взрыва придерживается и заместитель главного инженера Чернобыльской АЭС В. И. Комаров:

“Защитные стержни сделаны из бористой стали. Но у каждого из этих стержней был двухметровый графитовый наконечник. При нормальных условиях эти стержни выполняли свои функции, выравнивая зону нейтронного потока. Но в данном случае, когда были нарушены все регламенты и нормативы эксплуатации атомного реактора, графитовые наконечники, войдя в активную зону, резко замедлили нейтроны от высших энергий до тепловых нейтронов. И произошел взрыв”.

“Концевой эффект” в реакторе РБМК возникал из-за неудачной конструкции стержней СУЗ и впоследствии был признан ошибкой проекта и, как следствие, одной из причин аварии. Суть эффекта заключается в том, что при определённых условиях в течение первых секунд погружения стержня в активную зону вносилась положительная реактивность, вместо отрицательной. Конструктивно стержень состоял из двух секций: поглотитель (карбид бора) длиной на полную высоту активной зоны и вытеснитель (графит), вытесняющий воду из канала СУЗ при полностью извлечённом поглотителе. Проявление данного эффекта стало возможным благодаря тому, что стержень СУЗ, находящийся в крайн��м верхнем положении, оставляет внизу семиметровый столб воды, в середине которого находится графитовый стержень. Под стержнем, находящимся в крайнем верхнем положении, в канале СУЗ остаётся столб воды. Замещение графитом нижнего столба воды при движении стержня вниз и вызывало высвобождение положительной реактивности.

При погружении стержня в активную зону реактора вода вытесняется в её нижней части, но одновременно в верхней части происходит замещение графита (вытеснителя) карбидом бора (поглотителем), а это вносит отрицательную реактивность. Что перевесит и какого знака будет суммарная реактивность, зависит от формы нейтронного поля и его устойчивости (при перемещении стержня). А это, в свою очередь, определяется многими факторами исходного состояния реактора.

Для проявления концевого эффекта в полном объёме (внесение достаточно большой положительной реактивности) необходимо довольно редкое сочетание исходных условий.

Независимые исследования зарегистрированных данных по чернобыльской аварии, выполненные в различных организациях, в разное время и с использованием разных математических моделей, показали, что такие условия существовали к моменту нажатия кнопки АЗ-5 в 1:23:39. Таким образом, срабатывание аварийной защиты АЗ-5 могло быть за счёт концевого эффекта исходным событием аварии на ЧАЭС 26 апреля 1986 года. Существование концевого эффекта было обнаружено в 1983 году во время физических пусков 1-го энергоблока Игналинской АЭС и 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС. Об этом главным конструктором были разосланы письма на АЭС и во все заинтересованные организации. На особую опасность обнаруженного эффекта обратили внимание в организации научного руководителя, и был предложен ряд мер по его устранению и нейтрализации, включая проведение детальных исследований. Но эти предложения в то время не были осуществлены, и нет никаких сведений о том, что какие-либо исследования были проведены, как и (кроме письма главного конструктора) о том, что эксплуатационный персонал АЭС знал о концевом эффекте.

Вместе с тем, сам Доклад INSAG-7 не содержит однозначного вывода относительно исходного события аварии, отмечая однако, что “особенностью конструкции станции, вызвавшей обширные комментарии и не отмеченной в первоначальной советской оценке, была неудовлетворительная система аварийного останова, которая предопределила положительный выбег реактивности. Как сейчас представляется, наиболее вероятным окончательным вызвавшим аварию событием явился ввод стержней СУЗ в критический момент испытаний, который усугубил до разрушительного уровня уже существующие ввиду положительного мощностного коэффициента условия”.

Существует мнение, что вследствие отсутствия, как отмечалось выше, аппаратуры регистрации быстропротекающих процессов, по зарегистрированным данным сложно установить, начался ли раз��он реактора до включения оператором аварийной защиты или после, поэтому эта версия не может считаться окончательно достоверной.

Согласно официальной версии, хронология событий в ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. была следующей.

На 25 апреля 1986 года была запланирована остановка 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС для очередного планово-предупредительного ремонта. Во время таких остановок обычно проводятся различные испытания оборудования как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. В этот раз целью одного из них было испытание так называемого режима “выбега ротора турбогенератора”, предложенного проектирующими организациями в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. Режим “выбега” позволял бы использовать кинетическую энергию ротора турбогенератора для обеспечения электропитанием питательных (ПЭН) и главных циркуляционных насосов (ГЦН) в случае обесточивания электроснабжения собственных нужд станции. Однако данный режим не был отработан или внедрён на АЭС с РБМК. Это были уже четвёртые испытания режима, проводившиеся на ЧАЭС. Первая попытка в 1982 году показала, что напряжение при выбеге падает быстрее, чем планировалось. Последующие испытания, проводившиеся после доработки оборудования турбогенератора в 1983, 1984 и 1985 годах также, по разным причинам, заканчивались неудачно.

Испытания должны были проводиться 25 апреля 1986 года на мощности 700 – 1000 МВт (тепловых), 22-31% от полной мощности. Примерно за сутки до аварии (к 3: 47 25 апреля) мощность реактора была снижена примерно до 50% (1600 МВт). В соответствии с программой, отключена система аварийного охлаждения реактора. Однако дальнейшее снижение мощности было запрещено диспетчером Киевэнерго. Запрет был отменён диспетчером в 23 часа. Во время длительной работы реактора на мощности 1600 МВт происходило нестационарное ксеноновое отравление. В течение 25 апреля пик отравления был пройден, началось разотравление реактора. К моменту получения разрешения на дальнейшее снижение мощности оперативный запас реактивности (ОЗР) возрос практически до исходного значения и продолжал возрастать. При дальнейшем снижении мощности разотравление прекратилось, и снова начался процесс отравления.

В течение примерно двух часов мощность реактора была снижена до уровня, предусмотренного программой (около 700 МВт тепловых), а затем, по неустановленной причине, до 500 МВт. В 0:28 при переходе с системы локального автоматического регулирования (ЛАР) на автоматический регулятор общей мощности (АР) оператор (СИУР) не смог удержать мощность реактора на заданном уровне, и мощность провалилась (тепловая до 30 МВт и нейтронная до нуля). Персонал, находившийся на БЩУ-4, принял решение о восстановлении мощности реактора и (извлекая поглощающие стержни реактора) через несколько минут добился её роста и в дальнейшем – стабилизации на уровне 160 – 200 МВт (тепловых). При этом ОЗР непрерывно снижался из-за продолжающегося отравления. Соответственно стержни ручного регулирования (РР) продолжали извлекаться.

После достижения 200 МВт тепловой мощности были включены дополнительные главные циркуляционные насосы, и количество работающих насосов было доведено до восьми. Согласно программе испытаний, четыре из них, совместно с двумя дополнительно работающими насосами ПЭН, должны были служить нагрузкой для генератора “выбегающей” турбины во время эксперимента. Дополнительное увеличение расхода теплоносителя через реактор привело к уменьшению парообразования. Кроме этого, расход относительно холодной питательной воды оставался небольшим, соответствующим мощности 200 МВт, что вызвало повышение температуры теплоносителя на входе в активную зону, и она приблизилась к температуре кипения.

В 1:23:04 начался эксперимент. Из-за снижения оборотов насосов, подключённых к “выбегающему” генератору, и положительного парового коэффициента реактивности реактор испытывал тенденцию к увеличению мощности (вводилась положительная реактивность), однако в течение почти всего времени эксперимента поведение мощности не внушало опасений.

В 1:23:39 зарегистрирован сигнал аварийной защиты АЗ-5 от нажатия кнопки на пульте оператора. Поглощающие стержни начали движение в активную зону, однако вследствие их неудачной конструкции и заниженного (не регламентного) оперативного запаса реактивности реактор не был заглушён. Через 1-2 с был записан фрагмент сообщения, похожий на повторный сигнал АЗ-5. В следующие несколько секунд зарегистрированы различные сигналы, свидетельствующие о быстром росте мощности, затем регистрирующие системы вышли из строя.

По различным свидетельствам, произошло от одного до нескольких мощных ударов (большинство свидетелей указали на два мощных взрыва), и к 1:23:47-1:23:50 реактор был полностью разрушен.

Существуют, по крайней мере, два различных подхода к объяснению причин чернобыльской аварии, которые можно назвать официальными, а также несколько альтернативных версий разной степени достоверности.

Государственная комиссия, сформированная в СССР для расследования причин катастрофы, возложила основную ответственность за неё на оперативный персонал и руководство ЧАЭС. МАГАТЭ создало свою консультативную группу, известную как Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности (INSAG; International Nuclear Safety Advisory Group), который на основании материалов, предоставленных советской стороной, и устных высказываний специалистов (делегацию советских специалистов возглавил В. А. Легасов, первый заместитель директора ИАЭ им. И. В. Курчатова) в своём отчёте 1986 года (INSAG-1) также в целом поддержал эту точку зрения. Утверждалось, что авария явилась следствием маловероятного совпадения ряда нарушений правил и регламентов эксплуатационным персоналом, а катастрофические последствия приобрела из- за того, что реактор был приведён в нерегламентное состояние.

Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС, совершённые её персоналом, согласно этой точке зрения, заключаются в следующем:

• проведение эксперимента “любой ценой”, несмотря на изменение состояния реактора;

• вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал в опасный режим;

• замалчивание масштаба аварии в первые дни руководством ЧАЭС.

Однако в 1991 году комиссия Госпроматомнадзора СССР заново рассмотрела этот вопрос и пришла к заключению, что “начавшаяся из-за действий оперативного персонала Чернобыльская авария приобрела неадекватные им катастрофические масштабы вследствие неудовлетворительной конструкции реактора”. Кроме того, комиссия проанализировала действовавшие на момент аварии нормативные документы и не подтвердила некоторые из ранее выдвигавшихся в адрес персонала станции обвинений.

В 1993 году INSAG опубликовал дополнительный отчёт (INSAG-7), обновивший “ту часть доклада INSAG-1, в которой основное внимание уделено причинам аварии”, и уделивший большее внимание серьёзным проблемам в конструкции реактора. Он основан, главным образом, на данных Госпроматомнадзора СССР и на докладе “рабочей группы экспертов СССР” (эти два доклада включены в качестве приложений), а также на новых данных, полученных в результате моделирования аварии. В этом отчёте многие выводы, сделанные в 1986 году, признаны неверными и пересматриваются “некоторые детали сценария, представленного в INSAG-1”, а также изменены некоторые “важные выводы”. Согласно отчёту, наиболее вероятной причиной аварии являлись ошибки проекта и конструкции реактора, эти конструктивные особенности оказали основное влияние на ход аварии и её последствия.

Основными факторами, внесшими вклад в возникновение аварии, INSAG-7 считает следующее:

• реактор не соответствовал нормам безопасности и имел опасные конструктивные особенности;

• низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;

• неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

• отсутствие эффективного обмена информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

• персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

Помимо вышеизложенных, существуют альтернативные версии о причинах катастрофы, до настоящего времени не подтвержденные, но и не опровергнутые окончательно, такие как локальное землетрясение, образование искусственной шаровой молнии во время эксперимента на четвертом энергоблоке, а также предложенная К. П. Чечеровым версия, согласно которой взрыв имел ядерную природу, причём основная энергия взрыва высвободилась не в шахте реактора, а в пространстве реакторного зала, куда активная зона вместе с крышкой реактора и загрузочно-разгрузочной машиной была поднята, по его предположению, реактивной силой, создаваемой паром, вырывающимся из разорванных каналов. За этим последовало падение крышки реактора в шахту. Последовавший в результате этого удар и был интерпретирован очевидцами как второй взрыв.

В 2008 году под названием “В 1986 правду о Чернобыле знали лишь трое людей в СССР” было опубликовано интервью, в котором В. А. Згурский, в то время председатель киевского горисполкома, указывает: “4-й блок АЭС был особенным, на нем производили плутоний… Халатность, допущенная на нем, и привела к страшной аварии… Да, эксперименты проводились. Это же лаборатория. Тут было важно производить не электроэнергию, а плутоний. В этом была особенность 4-го блока. Первый, второй, третий – совершенно другие блоки”. Ранее, в 2006 году, в интервью бывший директор Чернобыльской АЭС В. П. Брюханов упоминал, что “У нас были объекты, куда даже я, директор, был не вхож. Только спецслужбы.”

x x x

Согласно “Отчету о состоянии безопасности объекта “Укрытие” от 04.08. 2008 г., консервация разрушенного четвертого блока ЧАЭС должна была:

• предотвратить выход в окружающую среду радиоактивных продуктов из разрушенного реактора;

• защитить прилегающую территорию и остававшиеся в эксплуатации блоки от проникающей радиации;

• обеспечить контроль состояния топливосодержащих материалов (ТСМ) и предотвратить образование критических масс ядерного топлива;

• обеспечить отвод остаточного выделения энергии и исключить образование взрывоопасных газовых смесей.

15 мая 1986 г Политбюро ЦК КПСС поручило Министерству среднего машиностроения совместно с другими министерствами и ведомствами СССР выполнение работ по консервации четвертого блока ЧАЭС.

Как отмечается в статье Л. Беловодского “Атомщики Арзамаса-16: первая вахта в Чернобыле” (Память о Чернобыле. Нижегородцы – ликвидаторы последствий катастрофы: в 2 т. – Н. Новгород: Изд-во ННГУ им. Н. И. Лобачевского. 2007. Т. 2. С. 545), “на момент аварии Чернобыльская АЭС принадлежала Министерству энергетики СССР. Поэтому в первые дни после аварии ликвидацией ее последствий занималось Министерство энергетики по праву владельца АЭС с привлечением к работам других министерств и ведомств на основе соответствующих постановлений и решений ЦК КПСС и Совм��на СССР. От Минсредмаша в этих работах принимало участие ограниченное количество специалистов, состоящих при Правительственной комиссии по ликвидации последствий аварии, а также небольшое число монтажников из Днепропетровска, которые монтировали систему охлаждения разрушенного четвертого блока и сопровождали проходческие работы при сооружении бетонной плиты под блоком.

15 мая 1986 г. было принято Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР, в котором основные работы по ликвидации последствий аварии поручались Минсредмашу. Главной задачей было сооружение объекта “Укрытие” (“Саркофаг”) четвертого энергоблока ЧАЭС.

Привлечение Минсредмаша к работам по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС не было случайным. Это ведомство обладало уникальным опытом строительства и эксплуатации предприятий атомной промышленности и энергетики СССР, разветвленной сетью проектных, конструкторских, технологических и научно – исследовательских организаций.

Все лучшее, чем владел Минсредмаш, было брошено на решение поставленной задачи: квалифицированные специалисты, техника, транспорт, оборудование, дозиметрические и радиометрические приборы, средства индивидуальной защиты, спецодежда, материалы и многое, многое другое. Без преувеличения можно сказать, что все без исключения предприятия и организации Минсредмаша так или иначе работали на Чернобыль.

Буквально в считанные дни, практически на пустом месте появилась мощная организация УС-605, включающая в себя шесть строительных районов, возводивших различные элементы “Укрытия”, монтажный район и бетонные заводы, управления механизации, автотранспорта, энергоснабжения, производственно-технической комплектации, санитарно-бытового обслуживания, рабочего снабжения (включая столовые), а также обслуживания баз проживания персонала. В составе УС-605 был организован отдел дозиметрического контроля (ОДК).

Подразделения УС-605 дислоцировались непосредственно на территории ЧАЭС, в г. Чернобыле, в г. Иванкове и на станции Тетерев Киевской области. С учетом сложной радиационной обстановки и необходимости соблюдения требований, норм и правил радиационной безопасности был установлен вахтовый метод работы персонала с продолжительностью вахты 2 месяца. Численность одной вахты достигала 10 тыс. человек. Персонал на территории ЧАЭС работал круглосуточно в 4 смены… Весь персонал УС-605 комплектовался из специалистов предприятий и организаций Минсредмаша, а также военнослужащих (солдат, сержантов, офицеров), призванных из запаса для прохождения военных сборов и направленных в Чернобыль (так называемых “партизан”). В 1986 г. при сооружении “Укрытия” через УС-605 прошло свыше 50 тысяч работников Минсредмаша и военнослужащих. При этом свыше 20 тысяч работали непосредственно на площадке ЧАЭС”.

Проект объекта “Укрытие” (ОУ) был выполнен с 20 мая по 20 августа 1986 г., но продолжал дорабатываться и видоизменяться в ходе строительства. Генеральным проектировщиком выступил ВНИПИЭТ (г. Санкт-Петербург). За короткий срок было проработано восемнадцать вариантов проекта, которые, по данным монографии А. А. Дьяченко “Опыт ликвидации последствий Чернобыльской катастрофы” (http://atomas.ru/isp/avar/), сводились к сооружению над разрушенным блоком двух типов перекрытий:

• арочного, пролетом 230 м, или купольного сводчатого, пролетом до 120 м;

• перекрытия из конструктивных элементов пролетом 50 м с использованием сохранившейся стены и перекрытия здания в качестве опор.

Проработки и технико-экономические расчеты показали, что работы по первому варианту потребуют 1,5-2 года, тогда как работы по второму займут несколько месяцев. Поэтому для детальной проработки был выбран второй вариант, который в максимальной степени использовал конструкции разрушенного блока. Однако и этот вариант, как отмечает Л. Беловодский, “требовал укладки свыше 200 тыс. тонн бетона и монтажа свыше 10 тыс. тонн металлоконструкций.

При сооружении “Укрытия” реализация проектных решений в столь сложной радиационной обстановке стала возможной благодаря комплексу специально разработанных организационно-технических мероприятий, которые включали:

• широкое использование строительной техники и машин с дистанционным управлением, в том числе радио-и телеуправляемых;

• разработку специальных технологий бетонных работ с дистанционным использованием бетононасосной техники;

• разработку и использование различных радиационно-защитных кабин и экранов с коэффициентом защиты от излучения 5-3000;

• разработку и внедрение технологий и технических средств механизированной дезактивации территории и сооружений ЧАЭС;

• применение для монтажных работ кранов большой грузоподъемности (“Демаг” и “Либхерр”), оснащенных телекамерами и средствами дистанционной строповки (расстроповки) и посадки конструкции на место…

В ноябре 1986 г. “Укрытие” было сооружено, а УС-605 – расформировано.

В начале 1987 г. принимается решение о восстановлении 3-го энергоблока ЧАЭС. Эти работы, включая радиационную и инженерную разведку блока, также поручаются Минсредмашу, после чего УС-605 воссоздается. Вновь созданное Управление строительства просуществовало до конца 1988 г., а затем было ликвидировано окончательно”.

Всего, по данным А. А. Дьяченко, с учетом вспомогательных районов, работы распределялись между двенадцатью районами УС-605: “1-й район вел работы с северной стороны центрального зала 4-го блока, 2-й район – с западной стороны, 3-й – с южной стороны, т. е. вдоль машзала, 4-й район возводил стенку между 3 и 4 ��локами машзала и работал на деаэраторной этажерке, 5-й район возводил бетонные заводы и давал бетон, 6-й район возводил в помещениях 3-го блока разделительную стенку между 3 и 4 блоками и укладывал бетон в каскадную стенку, 7-й район работал на объектах соцкультбыта, 8-й район обеспечивал перегрузку бетона в поселке Копачи, 9-й район сооружал военные городки, 10-й район строил материально-техническую базу для Управления строительства УПТК-1, 2, 3, жилпоселок “Вахта-1000″, 11- й район обеспечивал работу бетононасосов, 12-й район занимался дезактивацией техники”.

В строительстве “Укрытия” можно выделить три этапа.

Первый этап – с 20 мая по 15 июля 1986 г. – характеризовался наличием высоких уровней мощности экспозиционной дозы излучения и неопределенностью структуры радиационных полей. Основные работы, выполняемые в этот период, заключались в изготовлении конструкций и элементов объекта “Укрытие”, которые защищали рабочие места от основных источников излучения, в удалении или в дезактивации этих источников. Эти работы были предназначены для освоения пространства для разворачивания основных строительных работ. В это время был построен бетонный завод, транспортные коммуникации, расширен железнодорожный узел, создана социально-бытовая инфраструктура, изготовлены крупногабаритные конструкции.

На втором этапе – с 16 июля по 15 сентября 1986 г. – был выполнен основной объем строительных работ, которые обеспечили достижение необходимых прочностных и противорадиационно-защитных характеристик объекта “Укрытие”. Трудозатраты строителей здесь были максимальны, а относительные дозозатраты – на порядок меньше, чем на первом этапе.

Третий этап, в период с 16 сентября по 30 ноября 1986 г., характеризовался завершением строительно-монтажных работ.

#Объект Укрытие #саркофаг #ЧАЭС

0 notes