Оглавление:
Ответы на предыдущий пост показали, что, видимо, серия постов, посвящённых аварии на Чернобыльской АЭС, принесёт пользу не только мне, но и части читателей моего журнала.
Я не являюсь специалистом в атомной энергетике, радиобиологии или вопросах ядерной безопасности, поэтому то, что я буду здесь писать, обычно не является моим личным мнением или представлением, а почерпнуто из публикаций или дискуссий профессионалов и, как правило, подтверждено документально. Моё личное мнение я постараюсь выделять явно. Решение написать эти заметки связано с тем, что зачастую поиск документов и надёжной информации в Интернете занимал у меня несколько месяцев, и я счёл полезным свести известное мне воедино. Буду рад вопросам или уточнениям к написанному мной.
* * *
История Чернобыльской АЭС начинается 29 июня 1966 года. В этот день Совет Министров СССР принял Постановление № 800-252, в котором утверждались сроки ввода в эксплуатацию новых атомных электростанций в СССР. Вскоре после этого были проведены обследования возможных мест расположения новых АЭС, и уже в начале 1967 года Постановлением ЦК и Совмина были утверждены рекомендации Госплана УССР о размещении Чернобыльской АЭС на правом берегу реки Припять, близ её пересечения с железнодорожной веткой Чернигов — Овруч [1]. 4 февраля 1970 года была основана Припять — город-спутник Чернобыльской АЭС. Последующие несколько лет параллельно строились город и станция.
Первая очередь ЧАЭС состояла из двух энергоблоков с реакторами РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный, генерируемая электрическая мощность 1000 МВт). На момент принятия решения о строительстве первой очереди ЧАЭС ещё не было действующих АЭС с РБМК: первый блок Ленинградской АЭС был запущен в 1973 году, а выведен на мощность в конце 1974 года. При этом уже в 1972 году Совмином было принято решение о строительстве второй очереди Чернобыльской АЭС в 1976—1981 гг. (третий и четвёртый энергоблоки с реакторами РБМК-1000) [2], а в 1977 году появились предложения о развитии генерирующей мощности Чернобыльской АЭС до 12 ГВт [3,4,5] (для сравнения: в 2010 году генерирующая мощность крупнейшей АЭС в мире составляет 8,2 ГВт). Эти предложения предусматривали строительство на правом берегу Припяти пятого и шестого энергоблоков с РБМК-1000, а впоследствии — строительство на левом берегу Припяти ещё четырёх энергоблоков с реакторами РБМК-1500 (1500 МВт электрической мощности). К моменту аварии 1986 г. на ЧАЭС эксплуатировалось четыре энергоблока. Пятый и шестой энергоблоки строились и должны были быть запущены в 1987—88 гг.
В 1970-х годах атомная энергетика СССР развивалась очень быстро. Тогда же появилась нормативная документация на проектировку и эксплуатацию атомных реакторов. Важнейшими из этих документов являются «Правила ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74) и «Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве, эксплуатации» (ОПБ-73). Они являлись основой для разработки технических регламентов эксплуатации атомных электростанций.
Для лучшего понимания дальнейшего необходимо кратко остановиться на некоторых общих технических вопросах, связанных с ядерными реакторами, и на устройстве АЭС с РБМК-1000. Принципы работы ядерного реактора и вопросы, связанные с ксеноновым отравлением (провал в «йодную яму») описаны во многих источниках, и я не буду на них подробно останавливаться. Для ознакомления могу порекомендовать книгу В.Е. Левина «Ядерная физика и ядерные реакторы», но в качестве краткого введения в суть дела сойдут и соответствующие статьи в Википедии. Я упомяну подробнее лишь о некоторых важных понятиях, которые понадобятся в дальнейшем.
Реактивность ρ — характеристика динамики цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. По определению, ρ = (k–1)/k, где k — коэффициент размножения нейтронов. В ядерных реакторах k слабо отличается от единицы, и поэтому ρ ≈ k–1. С реактивностью связан период реактора, т.е. время, за которое нейтронная мощность увеличивается в e раз. Это можно увидеть из формулы, описывающей размножение нейтронов: n(t)=n0(t) exp((k–1)t/τ), где τ — время одного нейтронного цикла. Видно, что реактивность обратно пропорциональна периоду.
Мгновенные нейтроны — нейтроны, испускаемые практически мгновенно после деления ядер. Составляют бо́льшую часть испускаемых нейтронов (>99 %). Однако часть нейтронов испускается с существенным запаздыванием (от нескольких миллисекунд до нескольких минут). Такие нейтроны называются запаздывающими. Доля запаздывающих нейтронов обозначается β. Если k–1 ≥ β, то реактор становится критичным на мгновенных нейтронах и происходит неконтролируемый разгон. Одно из назначений систем управления и защиты (СУЗ) в том, чтобы не допустить этого.
Оперативный запас реактивности (ОЗР) — это реактивность, которую ядерный реактор имел бы при полностью извлечённых стержнях системы управления и защиты (СУЗ). Этот параметр равен запасу реактивности для манёвра мощностью в сторону увеличения. Поскольку нейтронно-физические характеристики активной зоны зависят от многих параметров (ксеноновое отравление, уровень выгорания топлива, характеристики теплоносителя), в процессе эксплуатации приходится изменять положение поглощающих стержней таким образом, чтобы компенсировать ввод положительной или отрицательной реактивности. Это изменение положения стержней влияет на ОЗР (грубо говоря, чем больше стержней извлечено, тем меньше ОЗР). На АЭС с РБМК ОЗР традиционно измеряют в стержнях ручного регулирования (ст. РР), при этом 1 ст. РР ≈ 0,1β.
Для оценки влияния разных эффектов на реактивность вводятся понятия коэффициентов реактивности. Коэффициент реактивности по какому-то параметру — это производная реактивности по этому параметру, т.е. реактивность, вносимая при изменении параметра на единицу.
Существенными параметрами для любого реактора являются мощностные коэффициенты реактивности. Быстрый мощностной коэффициент реактивности отражает изменение реактивности до завершения переходных процессов, полный мощностной коэффициент реактивности — после их завершения. Важность полного мощностного коэффициента отражена в ПБЯ:
3.2.2. При проектировании реактора следует стремиться к тому, чтобы полный мощностной коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работы АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности в каких-либо эксплуатационных условиях положителен, в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных, переходных и аварийных режимах.
Перейдём к вопросам устройства реактора РБМК-1000. Для первого ознакомления неплохо подходит опубликованная в Википедии схема АЭС с РБМК-1000:
Вода контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), проходя через активную зону реактора, нагревается и закипает. Пароводяная смесь проходит через барабаны-сепараторы (БС), полученный пар подаётся на турбины. Затем пар охлаждается и конденсируется, отдавая тепло воде вспомогательного контура, нагревающей водоём-охладитель. Циркуляция в КМПЦ, как это ясно из его названия, принудительная; она обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН).
Поскольку в активной зоне РБМК вода кипит, появляется новый важный параметр реактора — паровой коэффициент реактивности. Он равен реактивности, вносимой при увеличении относительного объёма пара в воде, прокачиваемой через активную зону, и может измеряться, например, в β/(об. %). Он, разумеется, является одной из составляющих мощностных коэффициентов реактивности, поскольку при увеличении мощности паросодержание возрастает.
Необходимо упомянуть и о некоторых терминах, относящихся к безопасности АЭС. В проект любой АЭС закладываются системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварии. В связи с этим появляется термин «проектная авария». Я приведу определение проектной аварии и другие необходимые определения из ОПБ-88/97, ибо полного текста ОПБ-73 у меня нет. Если кто-то сможет предоставить мне тексты ОПБ-73 и ОПБ-82, буду очень благодарен.
Авария — нарушение эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
Пределы безопасной эксплуатации АС — установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.
Принцип единичного отказа — принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем её работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных элементов, или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.
Проектная авария — авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала ограничение её последствий установленными для таких аварий пределами.
Запроектная авария — авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.
В проекте АЭС должны содержаться анализ безопасности, показывающий малую вероятность запроектных аварий, и описание систем безопасности, обеспечивающих ограничение последствий проектных аварий. Но это ещё не всё — ПБЯ требуют не только спроектировать системы безопасности, но и проверить их:
3.1.4. Системы и отдельные элементы АЭС, влияющие на ядерную безопасность, должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодической проверке в процессе эксплуатации.
До Чернобыльской аварии максимальная проектная авария (МПА) для реакторов РБМК второй очереди была определена как разрыв трубопровода КМПЦ максимального диаметра (напорного коллектора ГЦН) с одновременным обесточением энергоблока (так называемое «обесточение собственных нужд»). В этом случае срабатывают аварийная защита реактора и система аварийного охлаждения реактора (САОР), обеспечивающая расхолаживание реактора. На РБМК-1000 быстродействующая подсистема САОР имеет три канала — два гидробаллона и питательные электронасосы (ПЭН). При МПА ПЭНы обесточиваются, и из трёх каналов остаётся два. Согласно расчёту, их мощности достаточно для обеспечивания расхолаживания, но для повышения надёжности проектом РБМК-1000 было предусмотрено использование энергии выбегающего турбогенератора (ТГ) для увеличения времени выбега обесточенных ПЭН: выбег ПЭН увеличивает эффективность быстродействующей подсистемы САОР. К той же секции, что и ПЭН, подключены ГЦН, и при использовании выбега турбогенератора ГЦН также будут запитаны от него. Увеличение времени выбега ГЦН хоть и не являлось необходимым, но было полезно для поддержания циркуляции в неаварийной половине КМПЦ.
Испытания режима выбега турбогенератора проводились на Чернобыльской АЭС несколько раз: в 1984, 1985 и 1986 гг. Подобного рода работы на АЭС проводят обычно при остановке на планово-предупредительный ремонт (ППР) или пуске реактора после него; иными словами, возможности провести испытания представляются относительно редко. Первые испытания 1984 г. показали необходимость доработки системы возбуждения генератора; в 1985 г. испытания режима выбега прошли успешно, но из-за неполадки в системе осциллографирования зарегистрировать параметры выбегающего ТГ не удалось; в апреле 1986 г. поступило предложение о дальнейшей доработке системы возбуждения ТГ, и после этого было решено провести испытания ещё раз. 25 апреля 1986 года 4-й энергоблок Чернобыльской АЭС должен был быть остановлен на очередной планово-предупредительный ремонт, и испытания решено было провести перед остановом.
Это подводит нас к событиям, произошедшим непосредственно перед аварией. Их я намерен осветить в следующем посте. Пока лишь обращу внимание общественности на следующие часто встречающиеся мифы:
Миф № 1: «на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года по инициативе персонала впервые проводился опасный эксперимент». Как видно из вышеизложенного, проводились испытания проектной системы безопасности АЭС, необходимость которых предписывается ПБЯ. Испытания проводились далеко не впервые — как минимум в третий раз. Забегая вперёд, скажу, что испытания как таковые 26 апреля 1986 года прошли успешно. К произошедшей аварии они имеют лишь косвенное отношение.
Миф № 2: «испытания, проводившиеся 26 апреля 1986 года, хотели провести любой ценой, чтобы отчитаться к майским праздникам». Испытания режима выбега проводили при остановке на ППР или пуске после ППР, график которых к праздникам никакого отношения не имеет. Обработка результатов испытаний и внедрение системы выбега заняло бы значительно большее время, чем три рабочих дня, остававшихся до 1 мая.
В этой части будут рассмотрены события, непосредственно предшествовавшие аварии 26 апреля 1986 года.
Для рассмотрения и анализа необходимо прежде всего ознакомиться с аппаратурно зафиксированными данными. Мы будем пользоваться следующими исходными данными, имеющимися в открытом доступе:
Некоторых из регистрируемых данных в свободном доступе нет, что затрудняет анализ некоторых тонких моментов. Пока недоступны следующие фактические материалы:
Мы также будем использовать некоторые документы по эксплуатации реактора. Важнейшим из таких документов является Технологический регламент по эксплуатации 3 и 4 энергоблоков Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК–1000 (ТР), действоваший на момент аварии. Нам также понадобится рабочая программа испытаний ТГ-8 в режиме выбега, опубликованная в качестве приложения к книге А.С. Дятлова «Чернобыль. Как это было».
Здесь уместно будет сказать несколько слов о документах, регулирующих действия персонала. Документом высшего уровня является Технологический регламент. Пункт 1 Введения ТР постановляет:
Технологический регламент эксплуатации АЭС с реакторами РБМК-1000 определяет правила, основные пределы и условия безопасной эксплуатации АЭС, а также общий порядок выполнения наиболее ответственных операций на станции, связанных с её безопасностью. Требования при эксплуатации отдельных видов оборудования, входящих в комплекс станции, не оговорённые в настоящем «Регламенте», определяются соответствующими положениями инструкций по эксплуатации cистем и оборудования станции.
Как мы видим, в ТР явно оговорено существование нижестоящих инструкций, устанавливающих требования по эксплуатации отдельного оборудования. Нас в определённый момент будут интересовать инструкции, связанные с аварийными защитами реактора. Здесь ситуация следующая: глава 3 ТР определяет перечень аварийных защит реактора (они в ней перечисляются) и имеет следующее примечание:
Примечание: состояние защит оборудования блока определяется настоящим Регламентом, инструкциями по эксплуатации оборудования блока, «Инструкцией по эксплуатации и проверке технологических защит и блокировок» и «Регламентом переключения ключей и накладок».
Технологический регламент также устанавливает нормальные параметры эксплуатации блока, которые должны контролироваться персоналом:
Приведённые ниже основные параметры должны контролироваться на всех уровнях мощности с момента включения оборудования в работу; при нормальной эксплуатации блока они должны поддерживаться в указанных пределах; в случае отклонения параметров от этих норм действовать согласно Регламенту, «Инструкции по ликвидации аварий» и инструкциям по эксплуатации оборудования блока.
Приведём также некоторые важные для дальнейшего параметры, перечисленные в ТР как обязательные для контроля:
Предписания Регламента относительно ОЗР выглядят так:
На номинальной мощности в стационарном режиме величина оперативного запаса реактивности должна составлять не менее 26–30 стержней.
Работа реактора при запасе менее 26 стержней допускается с разрешения главного инженера станции.
При снижении оперативного запаса реактивности до 15 стержней реактор должен быть немедленно заглушён.
Научное руководство станции должно периодически (1 раз в год) рассматривать конкретные условия устойчивого поддержания полей энерговыделения на данном блоке и при необходимости пересматривать их в сторону ужесточения по согласованию с Научным руководителем и Главным конструктором.
Приняв во внимание эти сведения, приступим к описанию произошедших событий. Напомню, что 25 апреля 1986 года четвёртый энергоблок Чернобыльской АЭС должен был остановиться на очередной планово-предупредительный ремонт, и перед остановом были запланированы испытания режима выбега турбогенератора.
25 апреля в 00.00 на дежурство заступила смена НСБ А.Ф. Акимова, начавшая разгрузку энергоблока.
01.05. Приступили к разгрузке энергоблока. Мощности блока: 3100 МВт(т), 930 МВт(э), ОЗР равен 31 ст. РР.
04.48. Мощность реактора 1600 МВт(т).
07.10. Расчёт ОЗР по программе «Призма» системы централизованного контроля (СЦК) СКАЛА («система комплексной автоматизации Ленинградской АЭС»). Сбой в работе СКАЛы. ОЗР рассчитан без учёта погружения 12 стержней автоматического регулирования (АР) и показан равным 13,2 ст. РР. Реальное значение ОЗР порядка 18 ст. РР.
07.20. По заявке НСБ защита от снижения уровня в БС переведена из АЗ-1 в АЗ-5.
25 апреля в 08.00 на дежурство заступила смена НСБ И.И. Казачкова.
08.00. Состояние энергоблока: мощность 1520 МВт(т), ОЗР ≥ 16 ст. РР, мощности турбогенераторов ТГ-7 и ТГ-8 380 МВт(э) и 50 МВт(э) соответственно.
13.05. Отключён от сети ТГ-7, мощность 1600 МВт(т), 450 МВт(э).
14.00. САОР отключена от КМПЦ. По указанию диспетчера Киевэнерго разгрузка блока приостановлена до прохождения вечернего пика нагрузки.
15.10. Мощность реактора 1500 МВт(т), ОЗР 16,8 ст. РР.
25 апреля в 16.00 на дежурство заступила смена НСБ Ю.Ю. Трегуба.
16.30. Разрешён подъём мощности до 1600 МВт(т).
16.50. Мощность реактора 1600 МВт(т).
22.45. Мощность реактора 1600 МВт(т), ОЗР 26,0 ст. РР.
23.10. Получено разрешение от диспетчера Киевэнерго на снижение мощности, по заявке НСБ начато снижение мощности реактора.
24.00. Снижение закончено, мощность реактора 760 МВт(т), мощность ТГ-8 200 МВт(э), ОЗР 24,0 ст. РР.
26 апреля в 00.00 на дежурство заступила следующая смена в составе: НСБ — А.Ф. Акимов, СИУР — Л.Ф. Топтунов, СИУБ — Б.В. Столярчук. Присутствовали также оставшийся с предыдущей смены Ю.Ю. Трегуб, начальник смены станции (НСС) Б.В. Рогожкин, заместитель главного инженера по эксплуатации (ЗГИС-Э) А.С. Дятлов.
00.28. При переходе с локального автоматического регулятора (ЛАР) на автоматический регулятор мощности основного диапазона (АР) АР-1 отключился, дойдя до верхнего концевого выключателя (ВК), АР-2 не включился по разбалансу в его измерительной части. Тепловая мощность реактора падает.
00.36. Уставка аварийной защиты (АЗ-5) по снижению давления в БС переведена с 55 кгс/см2 на 50 кгс/см2.
00.39–00.42. Программа диагностической регистрации параметров (ДРЕГ) не работала по причине подготовки старшим дежурным инженером вычислительной техники (СДИВТом) магнитной ленты ДРЕГ для записи испытаний.
00.41. Выведена защита АЗ-5 по останову двух ТГ. Отключение ТГ-8 от сети, замер вибрации ТГ-8 с отключённым генератором.
01.03. Тепловая мощность 200 МВт(т).
01.12–01.18. Программа ДРЕГ не работала по причине перезагрузки СДИВТом ленты ДРЕГ для фиксации параметров по программе выбега.
01.18. ТГ-8 синхронизирован и включён в сеть. Проверено прохождение сигналов МПА с нештатно смонтированной кнопки МПА.
01.22.30. СКАЛА производит запись параметров на магнитную ленту.
01.23.04. Подана команда «Осциллограф-пуск», закрыты стопорно-регулирующие клапаны (СРК) ТГ-8. Начался выбег ПЭН и ГЦН.
01.23.10. Нажата нештатно смонтированная для испытаний кнопка МПА.
01.23.40. Нажата кнопка АЗ-5. Стержни АЗ и РР начали движение в активную зону.
01.23.43. Появились сигналы аварийных защит по периоду разгона (аварийная защита по скорости, АЗС) и по превышению мощности (АЗМ) — мощность более 520 МВт(т).
01.23.49. Сигнал аварийной защиты «повышение давления в реакторном пространстве», сигнал «нет напряжения 48 В» (снято питание муфт сервоприводов СУЗ).
01.24. Запись в журнале СИУР: «Сильные удары, стержни СУЗ остановились, не дойдя до нижних концевиков (НК). Выведен ключ питания муфт».
Поясним эти данные.
25 апреля в соответствии с графиком вывода энергоблока в ППР была начата разгрузка энергоблока. Испытания планировалось провести ещё 25 апреля, но из-за заявки диспетчера энергосистемы на период с 14.00 до 23.10 снижение мощности было приостановлено.
К 00.00 26 апреля мощность снизили до необходимой при испытаниях (по п. 2.1 программы испытаний мощность следовало установить равной 700...1000 МВт(т)). После сдачи-приёмки смены (около 00.30) произошёл провал мощности, который через некоторое время удалось остановить. Параллельно с этим проводился вывод некоторых защит, а также изменение аварийных уставок по другим защитам.
К 01.00 мощность реактора была застабилизирована на 200 МВт(т). Решено было не поднимать мощность до 700 МВт(т), предусмотренных программой испытаний, а провести испытания на мощности 200 МВт(т).
В 01.23.04 были начаты испытания. Стопорно-регулирующие клапаны ТГ-8 были закрыты, и начался выбег турбогенератора. С опозданием в 6 с была нажата специально смонтированная кнопка МПА с целью выдачи сигнала МПА в электрическую часть (согласно п. 3.8 программы).
В 01.23.40 была нажата кнопка АЗ-5 (аварийная защита-5). До этого момента никаких предупредительных или аварийных сигналов не зафиксировано.
Примечание. Нажатие кнопки АЗ–5 вообще говоря не означает, что возникла аварийная ситуация — кнопка АЗ–5 была штатным средством глушения реактора при останове на ППР (п. 12.4 ТР). До аварии защита АЗ–5 работала без запоминания сигнала, т.е. до снятия первопричины.
В 01.23.43 сработали аварийные защиты АЗС и АЗМ.
В 01.23.49 сработала аварийная защита по повышению давления в реакторном пространстве, а также появился сигнал обесточения муфт приводов регулирующих стержней (при обесточении стержни идут в активную зону под собственным весом).
По современным представлениям (см., например, INSAG–7), произошло следующее. В момент нажатия кнопки АЗ-5 в активную зону начало движение большое количество стержней практически с верхних концевиков. В этих условиях за счёт неудачной конструкции стержней СУЗ проявился так называемый «концевой эффект»: в нижнюю часть активной зоны при начале движения стержней вводилась не отрицательная, а положительная реактивность. В тогдашних условиях расход теплоносителя через реактор был большим, а недогрев до кипения на входе в активную зону малым. Это привело к тому, что при вводе положительной реактивности в низу активной зоны резко повысилось паросодержание. Из-за большого парового эффекта реактивности это внесло ещё бо́льшую реактивность в низ активной зоны, что привело к сильному броску мощности (возможно, разгону на мгновенных нейтронах), повлёкшему за собой разрыв нескольких технологических каналов. Давление в реакторном пространстве возросло, и верхняя крышка реактора (так называемая схема «Е») была приподнята, что привело к массовому разрыву технологических каналов, прикрепленных к ней. Это привело к взрывному вскипанию воды по всему реакторному пространству и выбросу его содержимого в центральный зал, находящийся над реактором. В результате протекших химических реакций (пароциркониевые реакции, реакции пара с железом, взаимодействие расплава топлива с водой и паром) выделилось большое количество водорода, вышедшего в центральный зал и образовавшего там гремучую смесь, что привело ко второму взрыву.
* * *
Концевой эффект стержней СУЗ и большой паровой коэффициент реактивности тогдашних реакторов РБМК, без сомнения, внесли непосредственный вклад в развитие аварии. Однако часто приходится слышать мнение и о безусловной вине персонала ЧАЭС. Оно может варьироваться от дилетантского «отключили все защиты» до витиеватого «особенности конструкции РБМК наиболее проявились в нерегламентном состоянии, достигнутом по вине персонала». Здесь я попытаюсь прокомментировать действия персонала, используя имеющиеся данные, а также соображения, почерпнутые из дискуссий специалистов.
25 апреля в 01.05 начали разгрузку энергоблока. Снижение мощности всегда сопровождается ксеноновым отравлением реактора, что снижает ОЗР. Кривые отравления реактора рассчитываются теоретически, а затем подтверждаются экспериментально в реальных переходных режимах. Для РБМК–1000 они таковы:
25 апреля в 07 час 10 мин с помощью расчёта по программе «Призма» было получено значение в 13,2 ст. РР, формально требовавшее заглушения реактора согласно ТР. Однако было известно о сбое в работе СКАЛы, и реальное значение ОЗР было больше 15 ст. РР (это видно и по вышеприведённым кривым отравления). Имеющихся в открытом доступе документов недостаточно, чтобы установить, было ли продолжение работы нарушением. Однако есть косвенные данные, свидетельствующие о допустимости продолжения работы: пп. 8.7 л) и 10.4 о) Регламента разрешали работу без программы «Призма» на срок до 8 часов.
Смена И.И. Казачкова производила подготовку к испытаниям согласно программе, и к 14.00 завершила закрытие задвижек арматуры САОР. Пункт 2.15 программы предусматривал закрытие задвижек САОР во избежание попадания воды САОР в КМПЦ. Это блокировало быстродействующую систему САОР, обеспечивающую охлаждение реактора при МПА. Согласно п. 2.10.5 Регламента, САОР должна находиться в состоянии готовности. В то же время в INSAG–7 со ссылкой на раздел 2 «Регламента переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок» утверждается, что с разрешения главного инженера станции (ГИС) разрешалось выводить автоматику запуска САОР, что равносильно выводу быстродействующей части САОР. Кроме того, в ходе развития аварийного процесса не зафиксировано сигналов на запуск САОР.
Приблизительно в это же время по заявке диспетчера Киевэнерго дальнейшее снижение мощности было приостановлено, и в течение 9 часов реактор продолжал оставаться на мощности 1600 МВт(т), постепенно разотравляясь, и к 23 часам ОЗР достиг 26 ст. РР. Снижение мощности было продолжено, и к 00.00 26 апреля мощность составила 760 МВт(т), что предусматривалось п. 2.1 программы испытаний.
26 апреля в 00 час 28 мин при переходе с ЛАР на АР тепловая мощность реактора упала. Вопрос о провале мощности и действиях персонала при нём является одним из наиболее спорных.
Начнём с анализа документальных данных. Единственный документ, имеющий отношение к регистрации мощности и находящийся в открытом доступе — диаграмма самописца СФКРЭ:
Во многих источниках присутствует высказывание «тепловая мощность упала до 30 МВт, а нейтронная — до нуля». На диаграмме самописца СФКРЭ отсутствуют показания ниже 100 МВт(т), в то же время отсутствуют показания за время приблизительно с 00.32 по 00.40. Кроме того, по паспорту на систему СФКРЭ показания самописца СФКРЭ при тепловой мощности менее 5% номинальной (160 МВт(т)) недостоверны. Самописец нейтронной мощности имеет несколько диапазонов, переключаемых вручную, и ноль может показывать лишь при условии непереключения диапазона. Вполне вероятно, что оператор просто не переключил диапазон. К несчастью, показаний самописца нейтронной мощности в свободном доступе нет, что не даёт возможности сделать определённый вывод об уровне мощности.
В INSAG–7 момент провала мощности освещён так:
В оперативном журнале СИУР в 00 ч. 28 мин. сделана следующая запись: «Включение АЗСР. Кнопкой «быстрое снижение мощности» снижена уставка АР. Включен 1АР. Недопустимый разбаланс по 2АР устранен. 2АР приведен в готовность». Анализируя эту запись, а также регистрацию ДРЕГ и алгоритм работы СУЗ, Комиссия делает следующие предположения относительно произошедшего в этот период события:
по невыясненной причине (возможно, из-за возмущения со стороны КМПЦ — изменения расхода питательной воды или давления пара в БС) отключился ЛАР, в автоматический режим включился регулятор 1АР и, отрабатывая отрицательный разбаланс, «вышел» на ВК;
регулятор 2АР по выходу 1АР на ВК не включился в автоматический режим из-за недопустимого разбаланса в его измерительной части;
по выходу из автоматического режима всех регуляторов включилась в режим готовности АЗСР с засветкой табло «АЗСР ВКЛ.» на панели СИУР;
в связи с тем, что продолжалось «отравление» реактора, его мощность начала падать, в измерительной части 1АР и 2АР увеличились недопустимые разбалансы, в результате сформировались сигналы «неисправность измерительной части 1АР», «неисправность измерительной части 2АР» с засветкой соответствующих табло на панели СИУР и фиксацией их в ДРЕГ;
вероятно, кнопкой «быстрое снижение мощности» СИУР со скоростью 2 % в секунду снизил уставки задатчиков мощности регуляторов, компенсировал разбаланс в измерительной части регулятора 1АР и включил его в автоматический режим работы;
затем, воздействуя на задатчик мощности регулятора 1АР, СИУР начал восстанавливать мощность реактора для создания условий проведения испытаний.
Важность этого вопроса связана с тем, что в Регламенте описаны две принципиально разных ситуации: подъём мощности после частичной разгрузки блока (п. 6.7) и подъём мощности после кратковременной остановки без прохождения «йодной ямы» (пп. 6.1–6.6). Чтобы установить, какой случай имеет место, Регламент предписывает использовать следующие определения:
6.1. Под кратковременной остановкой блока понимается снижение мощности реактора до нулевого уровня без расхолаживания контура МПЦ.
6.7. Частичная разгрузка блока – снижение мощности по сигналу АЗ или вручную до любого уровня мощности, но не ниже МКУ.
Здесь МКУ — это минимально-контролируемый уровень мощности. Он определён в п. 2.2:
2.2. За минимально-контролируемый уровень (МКУ) принимается такой минимальный уровень нейтронной мощности реактора, при котором возможна стабильная работа AРМ, но не выше 100 МВт (теп) (3% Nном) по приборам, отградуированным по тепловому балансу.
Никакие объективно зафиксированные данные, свидетельствующих о падении уровня ниже МКУ, не известны. Косвенным признаком того, что падение мощности было небольшим и что мощность ниже МКУ не снижалась, является отсутствие сигналов посадки стопорных клапанов (СК) ТГ-8. При отсутствии кратковременной остановки персонал был обязан действовать в соответствии с п. 6.7 Регламента, отсылающим к п. 6.6.10, где описываются ступени для подъёма мощности. Нарушений по этим пунктам Регламента нет.
Однако вопрос, до какого именно уровня снизилась мощность, представляет интерес в связи с п. 12.5 ТР, предписывающим включение защит для уровня малой мощности (АЗММ — аварийная защита по мощности в диапазоне малой мощности, АРМ — автоматический регулятор малой мощности, АЗС — аварийная защита по скорости):
12.5. В процессе снижения мощности реактора включить защиту АЗММ, АРМ на мощности 160 МВт(т) (5% Nном) и АЗС на мощности 100 МВт(т) (~3% Nном).
Необходимо отметить, что включить АРМ можно только после включения АЗММ. Уставка задатчика мощности АР находилась на уровне 160 МВт(т). Таким образом, возможны следующие варианты:
а) мощность снизилась до уровня менее 100–160 МВт(т), АЗММ и АЗС включали, и включали АРМ. Тогда нарушения ТР отсутствуют, ибо ниже МКУ мощность не снижалась;
б) мощность снизилась до уровня менее 100–160 МВт(т), АЗММ и АЗС не включали, и АРМ тоже не включали. Тогда нарушен п.12.5 ТР. Других нарушений нет, так как ТР разрешает работу без АРМ (п.6.6.9);
в) мощность менее 136 МВт(т) не снижалась.
В книге Н.В. Карпана на стр. 363 приведена диаграмма положения стержней на 0.39. Из неё следует, что стержни АРМ в этот момент находились на верхних концевиках, а в таком их положении включить АРМ невозможно. Таким образом, первый вариант сомнителен. В пункте в) значение 136 МВт(т) выбрано потому, что при отклонении мощности на 15% от уставки задатчика мощности АР появляются сигналы «недопустимый разбаланс УСМ» и «неисправность измерительной части АР». Сигнал «неисправность измерительной части АР» был зарегистрирован, но точная причина его появления неизвестна. К несчастью, неизвестно, был ли зарегистрирован сигнал «недопустимый разбаланс УСМ».
В 00.36 была переведена уставка срабатывания АЗ по давлению в БС. В INSAG–7 отмечено, что п. 12 «Регламента переключений ключей и накладок технологических защит и блокировок» предоставлял право выбора этой уставки персоналу.
В 00.41 была отключена защита АЗ–5 по останову двух ТГ. В INSAG–7 отмечено, что это было сделано в соответствии с п. 1 «Регламента переключений ключей и накладок технологических защит и блокировок», согласно которому эта защита выводится при нагрузке ТГ менее 100 МВт(э). В открытом доступе его нет, однако аналогичная «Карта уставок технологических защит» предусматривает вывод этой защиты перед плановым остановом последнего ТГ.
К 01.05 тепловая мощность реактора была поднята и застабилизирована на уровне 200 МВт(т). В отклонение от программы испытаний было решено проводить испытания на этом уровне мощности. Нарушений ТР и инструкций нет, так как уровень мощности 200 МВт(т) являлся регламентным, и время работы на нём не ограничивалось.
В 01.22.30 была произведена запись параметров блока на магнитную ленту. По расчётам ИАЭ, выполненным после аварии, ОЗР в этот момент составлял 6–8 ст. РР. Это было связано с тем, что при большом паровом коэффициенте реактивности изменения расхода питательной воды сильно влияют на реактивность, и ввод отрицательной реактивности приходится компенсировать, что уменьшает ОЗР. По условиям испытаний были включены все восемь ГЦН (по четыре с каждой стороны), что увеличило расход по КМПЦ, уменьшило паросодержание и снизило ОЗР. Кроме того, это привело к снижению уровня в БС и необходимости его ручного регулирования. Как следствие, расход питательной воды увеличился и ещё уменьшил ОЗР. Изменения расхода питательной воды можно проследить на нижеприведённом графике, опубликованном здесь:
Таким образом, в 01.22.30 ОЗР был нерегламентным и требовал заглушения реактора. При этом средств непрерывной индикации ОЗР на блочном щите управления (БЩУ) не было, ОЗР узнавался из распечаток СДИВТа или с помощью цифрового вызывного устройства. Персонал на 01.22.30 не был осведомлён об истинном значении ОЗР и формально не был обязан его в этот момент проконтролировать. В INSAG–7 также отмечается, что ТР трактует необходимость поддержания ОЗР для управления полем энерговыделения и что ни один проектный документ до аварии не трактовал ОЗР как параметр, напрямую влияющий на эффективность аварийной защиты.
В 01.23.04 начались испытания. По программе испытаний с их началом реактор глушился (должна была сработать защита АЗ–5 по посадке СК). Однако эта защита была выведена в соответствии с инструкциями, поскольку электрическая мощность ТГ была менее 100 МВт. В результате несогласованности в процессе испытаний заглушение реактора не было произведено с началом испытаний.
В 01.23.40 (01.23.39 по телетайпу СКАЛы) была нажата кнопка АЗ–5. Не существует единого мнения относительно цели её нажатия. Существует две правдоподобные версии:
а) кнопка АЗ–5 была нажата с целью заглушения реактора;
б) кнопка АЗ–5 была нажата кратковременно с целью снижения мощности согласно п. 10.4. в) Регламента.
Пункт 10.4. в) Регламента гласит:
10.4. Блок должен быть переведен на пониженный уровень мощности в случаях:<...>
в) изменения реактивности реактора на величину более 0.3 м по указателю АР (за время 3...5 с).
В ИНСАГ–7 принимается версия а) и утверждается, что, вероятно, срабатывание аварийной защиты в любой момент времени начиная приблизительно с 00.30 привело бы к повторению произошедшего сценария развития событий. В частности, если бы персонал проконтролировал ОЗР в 01.22.30 и получил значение 6–8 ст. РР, он вполне мог воспользоваться кнопкой АЗ–5 для глушения реактора и аварийный сценарий, вероятно, повторился бы.
В пользу версии б) говорят положения стержней автоматического регулирования, представленные на следующем графике):
Рассмотрим положения стержней АР. В 01.22.30 АР-2, АР-3 на ВК, АР-1 на 1,3 м. В 01.23.04 закрыли СРК и начался выбег ГЦН, внёсший дополнительную положительную реактивность. В 01.23.20 АР-1 начал перемещаться в активную зону, а в 01.23.30 туда же пошёл АР-3. В 01.23.33 АР-1 вышел на НК, и в зону пошел АР-2. Он успел пройти почти 3 м до нажатия АЗ-5. Это говорит о продолжавшемся вводе большой положительной реактивности. В такой ситуации п.10.4 в) требует снижения мощности реактора. Интересно, что по некоторым прикидкам компенсация такого ввода положительной реактивности привела ОЗР к регламентному значению (на момент нажатия АЗ–5).
Кроме того, имеется следующая распечатка телетайпа СКАЛы:
Первый сигнал: «01.23.39 Авар. защита 5»
Второй сигнал: «01.23.41 Авар. з»
Второй сигнал недопечатан. Однако сигналы АЗ–1, АЗ–2 и АЗ–3 не идут в «СКАЛу», если уставки задатчиков мощности ниже 60%, 50% и 20% номинальной соответственно. Поскольку уставка задатчика мощности была ниже 20%, на телетайпе мог начать печататься только сигнал АЗ–5. В ДРЕГе зафиксирован только один сигнал АЗ–5, но цикл опроса ДРЕГ составляет 2–4 с, и оба нажатия могли попасть в один цикл опроса данных. Таким образом, вероятно, что в первый раз кнопка АЗ–5 была нажата кратковременно. Это увеличило влияние концевого эффекта, что могло повлиять на масштаб аварии.
* * *
Рассмотрим технологические параметры энергоблока во время подготовки и проведения испытаний. Нас будут интересовать уровни в БС и расход через ГЦН.
Уровень в БС согласно ТР должен был находиться в пределах, определяемых «Инструкцией по эксплуатации КМПЦ»; кроме того, п. 9.23 ТР предписывал следующее:
9.23. Уровень в барабан-сепараторах в пределах величин 0±50 мм по приборам со шкалой ±315 мм.
Допускается кратковременное (5–10 мин.) снижение уровня до –80 мм или повышение уровня до 130 мм по уравнемерам со шкалой ±315 мм.
В главе 3 описываются аварийные защиты по изменению уровня в БС:
АЗ–1: <...> 3) снижение уровня в барабан-сепараторах на 200 мм ниже геометрической оси (–600 по уровнемерам со шкалой 400...–1200 мм);
АЗ–5: <...> к) снижение уровней в барабан-сепараторах любой стороны при любой мощности реактора до величины –1100 мм по уровнемерам со шкалой 400...–1200 мм,
л) повышение уровней в барабан-сепараторах любой стороны до 250 мм по уровнемерам со шкалой 400...–1200 мм.
Технологический регламент также ограничивает расход через ГЦН:
5.8. Производительность ГЦН по условиям кавитации должна быть при расходе питательной воды на каждую сторону:
- менее 500 т/ч – не более 7000 м3/ч,
- в диапазоне 500...1000 т/ч – не более 9000 м3/ч;
- более 1000 т/ч – не более 10300 м3/ч.
1. Начиная с 00.34, уровни в БС неоднократно опускались ниже –600 мм по «большим» уровнемерам. В INSAG–7 утверждается, что имело место нарушение «Регламента переключения ключей и накладок технологических защит и блокировок», предписывавшего перевод аварийной защиты по уровню –600 мм из АЗ–1 в АЗ–5 при снижении мощности до уровня ниже 60 % от номинальной. Аналогичное предписание имелось в «Карте уставок». В то же время защита по уровню –1100 мм оставалась включённой. Надо отметить, что уставка была переведена из АЗ–1 в АЗ–5 25 апреля в 07.20, и когда она была снова изменена — неизвестно. Кроме того, неизвестны требования эксплуатационных документов, описывавших порядок перевода уставки, а в списке аварийных защит в Регламенте АЗ–5 по уровню в –600 мм не перечислена. Порядок перевода уставки, скорее всего, не предполагал перевода сразу после снижения мощности ниже 60 % от номинальной. Это подтверждается следующими обстоятельствами: во-первых, авторы проекта РБМК утверждают, что «автоматический перевод уставок АЗ–1 и AЗ-5 при аварийных отключениях уровня воды в БС недопустим, т.к. при работе любой защиты АЗ-1, АЗ-2, АЗ-3 происходит снижение уровня до уставки –600 мм по прибору 400...–1200 мм, что в свою очередь приведет к срабатыванию АЗ-5 и полному заглушению реактора»; во-вторых, 25 апреля уставка была переведена значительно позже достижения уровня мощности в 60% от номинальной. Таким образом, возможно, это нарушение имело место, хотя без ознакомления с порядком изменения уставки однозначно это утверждать нельзя. Какое влияние это нарушение оказало на масштаб аварии, оценить крайне сложно, ибо действие включённой защиты по уровню в БС могло дать тот же эффект, что и нажатие кнопки АЗ–5 оператором, как в варианте а), так и в варианте б) развития событий.
2. На малых уровнях мощности Регламент ограничивал производительность каждого ГЦН величиной 6500–7000 м3/ч. 26 апреля 1986 г. имели место превышения расходов отдельных ГЦН, что являлось нарушением п. 5.8 ТР. С одной стороны, это не привело к кавитационному срыву насосов, с другой стороны, повышенный расход через ГЦН приводит к снижению недогрева теплоносителя до кипения на входе в активную зону, что могло проявиться в масштабе реактивности, вносимой паровым эффектом. Однако прямой связи этого нарушения с возникновением аварии нет.
3. Существует график привязки показаний «большого» и «малого» уровенемеров БС:
Из него видно, что при уровне ниже –350 мм по «большому» уровнемеру уровень в «малом» уровнемере не достигает регламентных значений из п. 9.23. С другой стороны, показания «малого» уровнемера отсутствуют, а порядок действий персонала при таких отклонениях от регламентных значений не содержится в доступных документах. Невозможно утверждать, были ли персоналом допущены какие-то нарушения, связанные с показаниями малого уровнемера.
* * *
Приведённые выше факты показывают, что на развитие Чернобыльской аварии повлияли и конструктивные недостатки проекта АЭС с реакторами РБМК-1000. В отличие от вопроса о действиях персонала Чернобыльской АЭС, по данному вопросу мною не замечено серьёзных дискуссий, документально опровергающих или ставящих под сомнение приведённые в докладе INSAG–7 несоответствия проекта РБМК–1000 «Правилам ядерной безопасности атомных электростанций» ПБЯ-04-74 и ОПБ-73. Их описание в докладе INSAG–7 занимает двадцать страниц, поэтому я лишь приведу лишь цитаты с выводами, отсылая всех интересующихся к стр. 42–62 упомянутого доклада.
Комиссия отмечает, что кроме отступлений проекта СУЗ РБМК-1000 от требований статей 3.1.6; 3.1.8; 3.2.2; 3.3.1; 3.3.5; 3.3.21; 3.3.26; 3.3.28; 3.3.29 ПБЯ-04-74, проект этой важнейшей для безопасности реактора системы также не соответствовал аналогичным требованиям статей 2.2.5; 2.2.6; 2.2.7; 2.2.8; 2.5.2; 2.5.8 ОПБ-73.
Конструктивные дефекты и нестабильность физических и теплогидравлических характеристик реактора РБМК-1000 были теоретически и экспериментально определены до аварии 26 апреля 1986 г., однако не было предпринято адекватных мер, во-первых, для устранения этих недостатков, во-вторых, для предупреждения персонала о последствиях этих опасных характеристик и соответствующей подготовки его к работе на реакторной установке, характеристики которой не отвечали требованиям НТД по безопасности. Непонимание возможной цены последствий действий персонала по управлению таким реактором привели к тому, что разработчики проекта и типового технологического регламента по эксплуатации РБМК-1000 не довели до сведения персонала действительную опасность проявления ряда характеристик реактора при возможных, в том числе и ошибочных, его (персонала) действиях. Установленные в регламенте пределы и условия безопасной эксплуатации (см. Раздел 1-4 доклада) далеко не всегда были однозначны, обоснованы и понятны персоналу, что могло отразиться на безопасности эксплуатации установки, проектом которой ряд защитных функций был переложен с технических средств на персонал. Технические меры, компенсирующие несоответствие проекта РБМК-1000 Правилам, разработчиками реакторной установки также не были приняты. Можно предположить, что хотя разработчики реактора и знали о недостатках конструкции и особенностях физики реактора, они не смогли количественно оценить возможные последствия этих недостатков и понять, что они могут привести к катастрофе.
В целом, по результатам рассмотрения проектных материалов, Комиссия считает необходимым сделать следующие выводы:
— проект 4 блока ЧАЭС имел существенные отступления от норм и правил по безопасности в атомной энергетике, действовавших на момент согласования и утверждения технического проекта второй очереди Чернобыльской АЭС в составе блоков 3 и 4;
— разработчиками проекта отступления не были выявлены, проанализированы, обоснованы и согласованы в установленном порядке. Не были разработаны технические и организационные меры, компенсирующие отступления от требований норм и правил по безопасности. От срока ввода в действие ОПБ-73 и ПБЯ-04-74 до аварии прошло более 10 лет, в течение которых осуществлялось проектирование, строительство, а затем и эксплуатация 4 блока ЧАЭС, однако, на протяжении всего этого периода Главным конструктором, Генпроектировщиком, Научным руководителем не было предпринято эффективных мер для приведения конструкции РБМК-1000 в соответствие с требованиями норм и правил по безопасности. Столь же бездеятельными в вопросах приведения АЭС с реакторами РБМК-1000 в соответствие требованиям действующих правил по безопасности в атомной энергетике оказались Минсредмаш СССР, Минэнерго СССР и органы Государственного надзора и контроля.
Так, например, расчётные значения парового коэффициента реактивности при большом паросодержании были отрицательными, однако выяснилось, что методика расчёта давала неправильный результат. На приводимом ниже графике показано расчётное значение парового эффекта реактивности (1), реальное значение парового эффекта реактивности на 26 апреля 1986 года (2), реальное значение парового эффекта реактивности после внедрения послеаварийных мероприятий (3). Рядом в таблице показаны измеренные эффекты и коэффициенты реактивности 4 блока ЧАЭС, а также восстановленные Н.В. Карпаном в аналитическом отчёте эффекты и коэффициенты реактивности на 24 апреля 1986 года.
* * *
В этой части я попытался осветить технический аспект произошедшей аварии. Мифы, относящиеся к причинам и ходу развития аварийной ситуации, перечислить и опровергнуть в рамках этого скромного текста технически невозможно — как и любой инцидент большой общественной значимости, Чернобыльская авария породила невероятное количество непроверенных данных, прямой лжи и мифов, в том числе наукообразных. Если читателям этого поста будет любопытно, насколько те или иные имеющиеся у них сведения соответствуют описанной мной картине либо если возникнут любые вопросы к написанному мной, я буду рад дать свои комментарии или ссылки на источники. При подготовке этого поста использовались материалы раздела «Чернобыльская атомная электростанция» на форуме г. Припять, а также дискуссии «Чернобыль» на форуме ixbt.com. Автор благодарит участников дискуссии VIUR, Andi, Konstantin, Green_Doz, mauer, and31, elp за предоставленные документы и пояснения.
В этой части я рассмотрю события первых послеаварийных недель. Логика выделения этого периода в отдельный рассказ следующая: я приведу события, которые можно отнести к непосредственной реакции на произошедшее (в отличие от мероприятий, относящихся к ликвидации последствий).
Поскольку в рассказе будут фигурировать данные о дозах ионизирующих излучений, остановимся на некоторых основных понятиях радиобиологии. Биологическое действие ионизирующего излучения основано на образовании в клетках организма свободных радикалов. Для количественной характеризации влияния ионизирующего излучения вводят понятие дозы излучения. Поскольку на интенсивность образования свободных радикалов, определяющую биологический эффект облучения, влияет множество факторов, существуют четыре разных понятия: экспозиционная доза, поглощённая доза, эквивалентная доза и эффективная доза.
Экспозиционная доза — мера ионизации воздуха в результате воздействия на него ионизирующего излучения, равная отношению суммарного электрического заряда ионов одного знака, образованного ионизирующим излучением, поглощённым в некоторой массе сухого воздуха при нормальных условиях, к массе этого воздуха. Соответственно, в СИ она измеряется в Кл/кг. Единицей экспозиционной дозы в СГСЭ является рентген (Р), 1 Р = 1 ед. СГСЭ/г.
Для изучения биологического эффекта ионизирующего излучения экспозиционная доза оказалась не очень удачным понятием, потому что на физико-химические процессы влияет лишь поглощённое клетками излучение. Так появляется понятие поглощённой дозы.
Поглощённая доза — отношение энергии излучения, поглощённой в данном объёме, к массе вещества в этом объёме. Единица измерения в системе СИ — грэй (1 Гр = 1 Дж/кг). Внесистемная единица — рад (1 рад = 0,01 Гр). Соотношение между поглощённой дозой излучения, выраженной в радах, и экспозиционной дозой фотонного излучения, выраженной в рентгенах, для воздуха имеет вид: 1 Р экспозиционной дозы эквивалентен 0,877 рад поглощённой дозы.
Далее выясняется, что разные виды ионизирующего излучения (α-, β-, γ-излучение, рентгеновское излучение, нейтроны разных энергий) имеют разную ионизирующую способность в клетках и тканях живых организмов, поэтому в зависимости от вида излучения радиобиологические эффекты от одной и той же поглощённой дозы излучения разные. Для учёта разницы вводится понятие эквивалентной дозы.
Эквивалентная доза отражает биологический эффект облучения и определяется как поглощённая доза, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент (коэффициент качества) для данного вида излучения. Для фотонов (рентгеновское и γ-излучение) коэффициент качества по определению полагается равным единице, для β-излучения он оказывается тоже равен единице, для α-частиц он равен 10...20. Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв), как и грей, равный 1 Дж/кг. При этом грей и зиверт являются единицами разных величин.
Наконец, выясняется, что разные органы человека имеют разную радиочувствительность. Для учёта этого обстоятельства вводится понятие эффективной дозы, равной сумме эквивалентных доз по разным органам и тканям организма, умноженных на взвешивающие коэффициенты, определяюшие их радиочувствительность. Взвешенные коэффициенты устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу. Это позволяет не менять единицу измерения — эффективную дозу также измеряют в зивертах. К несчастью, определить эффективную дозу обычно крайне сложно, и поэтому обычно используют эквивалентную дозу.
Существует также широко используемая внесистемная единица эквивалентной и эффективной дозы — бэр (биологический эквивалент рада; иногда даётся расшифровка «биологический эквивалент рентгена», что неверно). 1 бэр равен 10 мЗв, т.е. 1 Зв = 100 бэр.
По современным представлениям, действие ионизирующих излучений на организм проявляется в детерминированных и стохастических эффектах. Детерминированные эффекты (соматические) — это неизбежные, закономерные патологические состояния, возникающие при облучении большими дозами, в отношении которых предполагается существование порога. Существуют также стохастические эффекты облучения — такие, для которых при облучении повышается вероятность возникновения (к ним относятся, например, радиогенные онкологические заболевания). Из-за неоднозначности имеющихся данных влияние малых доз облучения является и сейчас предметом серьёзных научных споров, на основе которых сформировались две концепции о влиянии ионизирующих излучений — пороговая (согласно которой стохастические эффекты имеют дозовый порог возникновения) и беспороговая (согласно которой любое превышение над естественным фоном вызывает негативные последствия). В настоящее время в основу рекомендаций по нормированию воздействий ионизирующих излучений положена более «осторожная» беспороговая концепция, хотя она и не имеет бесспорного подтверждения.
Детерминированные эффекты воздействия ионизирующего излучения описаны здесь. Обратим внимание на следующее важное обстоятельство: детерминированные эффекты начинают проявляться при единомоментном получении эквивалентной дозы порядка 25 бэр = 250 мЗв (с длительностью изменений в организме около месяца). Уровень естественного фонового излучения соответствует в большинстве районов Земли эквивалентной дозе в 2,4 мЗв/год (хотя встречаются районы, где естественный фон повышен в десятки и сотни раз). Таким образом, временные детерминированные эффекты начинаются с единомоментной дозы, приблизительно равной ста естественным годовым дозам.
* * *
...В 1 час 24 минуты 26 апреля 1986 года на пульт дежурного специализированной пожарной части СПЧ-2 при Чернобыльской АЭС поступил сигнал о возгорании, и к станции выехал дежурный караул пожарной части. Оперативный персонал станции в этот момент начал выяснение обстановки, действуя в соответствии с инструкциями по ликвидации аварий.
Пересказывать воспомнинания участников тех событий — дело неблагодарное, поэтому отошлю читателя к воспоминаниям А.С. Дятлова, Р.И. Давлетбаева, А.А. Бреуса (полная версия здесь и здесь), и лишь вкратце приведу своё собственное представление о действиях персонала и пожарных ночью 26 апреля.
Оперативный персонал, находившийся в момент аварии на четвёртом блоке, и вызванные ими пожарные проявили обыкновенный героизм — героизм людей, выполняющих свою работу, понимая, что кроме них её никто не выполнит. Пожарные тушили очаги возгорания, не давая им сойтись в один большой пожар, оперативный персонал сливал масло, вытеснял водород из турбогенераторов, разбирал электрические схемы, не допуская новых коротких замыканий. Выполнение этих работ стоило им здоровья, а некоторым — и жизни. Но они просто делали свою работу — не безрассудно, а просто ответственно. Их действия значительно снизили масштаб аварии, спасли жизни и здоровье многих людей.
Насколько я понимаю, в первые часы после аварии была допущена одна серьёзная ошибка: из-за неосведомлённости директора и главного инженера, прибывших на станцию через несколько часов после аварии и не знавших, что реактор полностью разрушен, было решено организовать подачу воды в реактор. Это привело к дополнительному облучению персонала — и для некоторых, возможно, эти добавки стали смертельными. Подача воды была не только ненужной, но и вредной — вода растеклась по помещениям 3-го и 4-го энергоблоков, что впоследствии потребовало лишних усилий и затрат по очистке и дезактивации.
Часть из этих людей (оперативный персонал 4-го энергоблока) были впоследствии объявлены виновниками аварии, что мне не кажется вполне справедливым (см. предыдущую часть). Мне кажется уместным привести здесь имена людей, участвовавших в ликвидации последствий аварии в первые часы и умерших от вызванной острой лучевой болезни. Их имена можно прочесть на мемориалах на территории ЧАЭС и в Славутиче.
Акимов Александр Фёдорович (6.V.1953 — 11.V.1986) — начальник смены блока № 4;
Баранов Анатолий Иванович (13.VI.1953 — 19.V.1986) — старший дежурный электромонтёр электроцеха;
Бражник Вячеслав Степанович (3.III.1957 — 14.V.1986) — машинист турбинного цеха;
Ващук Игорь Николаевич (1960 — 15.V.1986) — командир отделения СВПЧ–6;
Вершинин Юрий Анатольевич (25.V.1959 — 21.VII.1986) — машинист-обходчик турбин;
Дегтяренко Виктор Михайлович (10.VIII.1954 — 19.V.1986) — оператор ГЦН;
Иваненко Екатерина Александровна (1933 — 25.V.1986) — охранник ОВО припятского ГОВД;
Игнатенко Василий Иванович (1961 — 13.V.1986) — командир отделения СВПЧ–6;
Кибенок Виктор Николаевич (1963 — 11.V.1986) — начальник караула СВПЧ–6;
Коновал Юрий Иванович (1.I.1942 — 28.V.1986) — старший дежурный электромонтёр электроцеха;
Кудрявцев Александр Геннадьевич (11.XII.1957 — 14.V.1986) — старший инженер по управлению реактором;
Кургуз Анатолий Харлампьевич (12.VI.1958 — 12.V.1986) — старший оператор центрального зала;
Лелеченко Александр Григорьевич (26.VII.1938 — 7.V.1986) — зам. начальника электроцеха;
Лопатюк Виктор Иванович (22.VIII.1960 — 17.V.1986) — старший дежурный электромонтёр электроцеха;
Лузганова Клавдия Ивановна (1927 — 31.VII.1986) — охранник ОВО припятского ГОВД;
Новик Александр Васильевич (11.VIII.1961 — 26.VII.1986) — машинист-обходчик турбин;
Орлов Иван Лукич (1945 — 1986) — изолировщик-плёночник предприятия «Чернобыльэнергозащита»;
Перевозченко Валерий Иванович (6.V.1947 — 13.VI.1986) — начальник смены реакторного цеха;
Перчук Константин Григорьевич (23.XI.1952 — 20.V.1986) — старший машинист турбинного цеха;
Пицура Владимир Иванович (1959 — 10.V.1986) — пожарный ВПЧ–2;
Попов Георгий Илларионович (1940 — 12.VI.1986) — инженер Харьковского турбинного завода;
Правик Владимир Павлович (1962 — 11.V.1986) — начальник караула ВПЧ–2;
Проскуряков Виктор Васильевич (9.IV.1955 — 17.V.1986) — старший инженер реакторного цеха;
Савенков Владимир Иванович (1958 — 21.VI.1986) — вибрационщик Харьковского турбинного завода;
Ситников Анатолий Андреевич (21.I.1940 — 30.V.1986) — зам. главного инженера I очереди;
Топтунов Леонид Фёдорович (16.VIII.1960 — 14.V.1986) — старший инженер по управлению реактором;
Тытенок Николай Иванович (1961 — 16.V.1986) — старший пожарный СВПЧ–6;
Ходемчук Валерий Ильич (24.III.1951 — 26.IV.1986) — старший оператор ГЦН;
Шашенок Владимир Николаевич (1951 — 26.IV.1986) — инженер ПЧП «Смоленскатомэнерго»;
Шаповалов Анатолий Иванович (6.IV.1940 — 19.V.1986) — старший дежурный электромонтёр электроцеха.
26 апреля погибших было только двое — Валерий Ходемчук, видимо, находившийся в момент аварии в помещении ГЦН 4-го блока и оказавшийся погребённым под завалами (его тело до сих пор не нашли), и Владимир Шашенок, получивший тяжёлые ожоги тела и перелом позвоночника в момент аварии и умерший утром 26 апреля в медсанчасти Припяти.
Начиная с этого момента, мы вынуждены рассмотреть ряд вопросов, и сегодня остающихся небесспорными. Они касаются действий по оповещению и эвакуации населения. Я изложу свой личный, субъективный взгляд на них.
Нормативы того времени (Приказ Минздрава СССР № 2826/83 от 4.08.1983 г. «О мерах защиты населения в случаях аварии на ядерных реакторах») предусматривали следующие критерии для принятия решений об эвакуации: если за 10 дней предполагаемая эквивалентная доза облучения будет составлять от 250 до 750 мЗв, эвакуация считается целесообразной; если прогнозируемая доза превышает 750 мЗв, эвакуация обязательна.
Припяти повезло — ветер отнёс первый выброс из реактора на запад, вдоль железной дороги, между сёлами Янов и Чистогаловка (см. карту). Сосновый лес, росший на этом месте, «принял на себя» облако радиоактивной пыли и погиб (впоследствии это место стало известно под названием Рыжий лес). Вследствие этого радиационный фон в Припяти 26 апреля хотя и был сильно повышенным (от нескольких до десятков мР/ч), тем не менее, не требовал принятия немедленного решения об эвакуации даже по современным нормам (см. здесь и здесь). При этом 26 апреля в Припяти проводилась йодная профилактика (чтобы предотвратить накопление радиоактивного йода-131 в щитовидной железе, необходимо принять препараты стабильного йода). Это позволило снизить дозовую нагрузку на щитовидную железу у жителей Припяти.
Решение об эвакуации Припяти было принято на первом же заседании Правительственной комиссии, собравшейся в горисполкоме Припяти вечером 26 апреля. Следует отметить, что комиссия собралась с действительно экстренной скоростью (многие члены комиссии — специалисты в области атомной энергетики, радиационной медицины — были специально вызваны из Москвы). По словам В.А. Легасова, члена комиссии, решение об эвакуации Припяти было небесспорным, и было принято под давлением специалистов-ядерщиков. Вот цитата из его воспоминаний:
«26-го вечером радиационная обстановка в нем была еще более или менее благополучная. Измеряемые от миллирентгена в час до максимальных значений десятков миллирентген в час, конечно, это не здоровая обстановка, но она еще позволяла, казалось бы, какие-то размышления.
Вот в этих условиях, с одной стороны, повторяющихся радиационных измерений, с другой стороны, в условиях, когда медицина была ограничена сложившимися порядками, инструкциями, в соответствии с которыми эвакуация могла быть начата в том случае, если бы для гражданского населения существовала бы опасность получить 25 биологических рентген на человека в течении какого-то периода времени пребывания в этой зоне, и обязательной такая эвакуация становилась только в том случае, если бы была угроза получения населением 75 биологических рентген на человека во время пребывания в пораженной зоне. А в интервале от 25 до 75 рентген право принять решение принадлежало местным органам. Вот в этих условиях и шли дискуссии, но тут я должен сказать, что физики, особенно, Виктор Алексеевич Сидоренко, предчувствуя, что динамика будет меняться не в лучшую сторону, настаивали на обязательном принятии решения об эвакуации, но и, значит, медики здесь, что ли, уступили физикам и где-то в 10 или 11 часов вечера 26-го апреля Борис Евдокимович, прослушав нашу дискуссию, принял решение об обязательной эвакуации.
После этого представители Украины: тов. Плющ и тов. Николаев приступили к немедленной подготовке эвакуации города на следующий день. Это была непростая процедура, нужно было организовать необходимое количество транспорта. Оно было вызвано из Киева. Нужно было точно разведать маршруты, по которым везти население, а генерал Бердов возглавил работу по их определению и оповещению населения, с тем чтобы они не выходили из каменных домов. К сожалению, это значит, что информация шла путем устного информирования через заходы в подъезды, вывешивание всяких объявлений и, видимо, не до всех дошла, потому что утром 27 на улицах города можно было видеть и матерей, везущих в колясках своих детей, детишек, перемещающихся по городу, и вообще некоторые, так сказать, признаки такой обычной воскресной жизни.
Нам в одиннадцать часов утра уже было официально объявлено, что весь город будет эвакуирован к 14 часам. Был полностью собран весь необходимый транспорт, определены маршруты следования и прямо в два, два с половиной часа, практически весь город, за исключением персонала, так же определенного, только который был необходим для функционирования коммунальных служб города и для тех 13 людей, которые были связаны со станцией, вся остальная часть населения город покинула. Персонал, который должен был обслуживать Чернобыльскую АЭС, был перемещён в пионерский лагерь «Сказочный», находящийся за десять километров от г. Припяти.
Вся эта эвакуация была проведена достаточно аккуратно, быстро и точно, хотя проходила в условиях необычных. Отдельные проколы, неточности, к сожалению, были. Ну, например, отдельная группа граждан обратилась в Правительственную комиссию с просьбой эвакуироваться на собственных автомобилях, а их в городе несколько тысяч было, ну и после некоторых размышлений такое разрешение было дано. Хотя, наверное, неправильно, потому, что часть вот таких автомобилей, в которых люди эвакуировались, были загрязнены, а необходимые дозиметрические посты, проверяющие качество автомобилей, уровень их загрязненности, всё это было организовано несколько позже. Таким образом в городе вещи, которые люди брали с собой (правда, брали минимальные количества, надеясь что эвакуация на непродолжительное время — несколько дней) разнесли загрязнённость за пределы Припяти».
Необходимо пояснить, почему «динамика должна была меняться не в лучшую сторону». Дело в том, что после взрыва топливо, оставшееся в реакторе, совершенно как если бы реактор был остановлен, подверглось ксеноновому отравлению (см. Йодная яма), и процессы тепловыделения в нём практически прекратились. Однако к вечеру 26-го апреля топливо стало разотравляться, разогреваться, плавиться, и внутри 4-го блока возник пожар (фактически, топливо стало образовывать лавовые массы, проплавлявшие разные конструкции и создававшие очаги горения). В разрушенном энергоблоке появилось малиновое свечение, впоследствии усилившееся; к ночи над блоком стали видны сполохи белого пламени. Выброс радиоактивных веществ из реактора усилился, и это внушало опасения относительно радиационной обстановки на близлежащей территории.
Таким образом, можно резюмировать: решение об эвакуации Припяти было принято своевременно и грамотно. Сама эвакуация была проведена на очень высоком уровне. Эвакуировать город с населением 50 тыс. человек — сложная задача, но в 1986 году она была выполнена блестяще — эвакуация прошла спокойно и организованно. В итоге средняя эквивалентная доза внешнего облучения эвакуированных жителей Припяти составила 13,4 мЗв; по современным расчётам, полученные от внутреннего облучения дозы лишь с небольшой вероятностью могут превосходить дозы внешнего облучения — таким образом, в качестве почти гарантированной оценки сверху для средней суммарной эквивалентной дозы, полученной жителями Припяти до эвакуации, можно принять 30 мЗв (напомню, по действовашим нормам жители Припяти могли бы получить дозу до 250 мЗв в течение 10 суток, не будучи эвакуированными).
К несчастью, некоторых мероприятий проведено не было либо они были проведены в недостаточном объёме. Это прежде всего касается йодной профилактики среди жителей загрязнённых территорий, а также эвакуации жителей тридцатикилометровой зоны вокруг ЧАЭС. Оба этих мероприятия были выполнены с задержкой, что увеличило дозовую нагрузку на жителей загрязнённых территорий. Кроме того, подразделения гражданской обороны СССР оказались не готовы к такой аварии: оповещение населения не проводилось вообще либо проводилось в недостаточном объёме (читателю рекомендуется к прочтению статья Л.А. Ильина, содержащая подробное описание этих вопросов). Тем не менее, по словам того же Л.А. Ильина, дозовые нагрузки в 30-км зоне «могли превысить 100 мЗв», видимо, не будучи сильно больше — иными словами, решение об эвакуации по нормам также не было строго обязательным.
Существует широко распространённое мнение, что после аварии преступным образом не было принято мер по защите населения. Почему-то особенно любят писать о проведённой в Киеве и других городах Украины первомайской демонстрации. Факты таковы. 29–30 апреля направление ветра изменилось, что привело к распространению радионуклидов в сторону Киева. Радиационная обстановка в городе поменялась днём 30 апреля, как видно из графика измерений гамма-фона. 1 мая радиационный фон находился в пределах 0,5–2 мР/ч. Конечно, нахождение в помещении в это время было лучше пребывания на открытом воздухе, но причин для экстренной отмены демонстрации не было (кроме того, надо осознавать, что такое решение сложно принять за несколько часов). Разница доз внешнего облучения, полученная из-за того, что демонстрацию провели, в любом случае была мизерна — не более 0,03 мЗв.
Значительно большее нарекание вызывает тот факт, что лишь 6 мая Минздравом УССР были выданы предписания по общему проведению йодной профилактики (так как период полураспада йода-131 равен всего 8 суткам, к этому времени польза от йодной профилактики была уже небольшая). Йодную профилактику следовало начать много раньше. В тот же день, 6 мая, детям и беременным женщинам Киева было рекомендовано нахождение в помещениях, а также были выданы рекомендации по профилактике разноса радиоактивной пыли (мытьё обуви, исключение сквозняков). Эти рекомендации можно было бы выдать на 2–3 дня ранее, хотя существенной разницы в полученную жителями Киева дозу это бы не привнесло.
Днём позже состоялось заседание Политбюро ЦК КП УССР. По свидетельству тогдашнего Председателя Госкомгидромета СССР Ю.А. Израэля, на заседании обсуждался вопрос об эвакуации Киева. Ю.А. Израэль и вице-президент АМН СССР Л.А. Ильин подготовили справку, где высказали свои соображения. Они считали эвакуацию Киева нецелесообразной, аргументируя это тем, что жители Киева за 1986 год получат сверх естественной нормы дозу менее 10 мЗв (тогда Минздравом допускались годовые дозы облучения населения в 100 мЗв, сейчас НРБ–99 допускают для населения 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год). За 1986 год жители Киева получили дозу облучения в 3–5 мЗв сверх естественного фона, за период 1986–1989 год суммарно 10 мЗв. По современным нормам (НРБ–99), что отселение населения может быть целесообразным при предотвращаемой в ходе отселения дозе 50 мЗв за первый год; отселение становится обязательной мерой при предотвращаемой годовой дозе, превышающей 500 мЗв либо при прогнозируемой месячной дозе в 30 мЗв. Таким образом, даже современные нормы по отселению не были превышены, и, разумеется, эвакуация была не нужна. Тем не менее, было решено вывезти школьников из Киева и северных районов Киевской области в лагеря и пансионаты на юге Украины. Ю.А. Израэль утверждает, что организованный вывоз детей дошкольного возраста из Киева не производился. Если это так, это следует признать серьёзным просчётом в организации, лишь добавившим людям беспокойства. В целом вывоз детей из Киева следует признать превентивной мерой, видимо, не являвшейся строго необходимой.
Давая общую оценку организации эвакуации и оповещения населения после Чернобыльской аварии, следует для начала признать, что в целом принятые решения были адекватны обстановке, большинство мероприятий было организовано удовлетворительно. Не обошлось без серьёзных ошибок и недочётов (в основном со стороны ГО СССР), но мне неизвестны факты, которые я лично смог бы квалифицировать как халатность или сознательную дезинформацию (возможно, халатность была допущена со стороны ответственных за гражданскую оборону г. Припяти 26 апреля в части неорганизации мер по зашите населения; к несчастью, у меня на руках нету документов того времени, устанавливающих перечень необходимых к принятию мер по защите населения, поэтому судить наверняка я не могу). Тяжелейшими ошибками следует признать медлительность с организацией йодной профилактики и ограничением на потребление местных продуктов питания на загрязнённых территориях. Эти ошибки, бесспорно, повлияли на здоровье людей, однако мне не очень ясно, какие меры было возможно принять в короткие сроки, а какие — нет. К ещё одной ошибке организации я бы отнёс низкий уровень информирования населения. В своей справке для Политбюро ЦК КП УССР Израэль и Ильин предлагали «осуществить серию передач по телевидению, радио и в республиканской печати с участием ведущих учёных-медиков и экологов. При этом иметь в виду спокойное, обоснованное представление о объективной информации...». Увы, эта рекомендация была выдана лишь 7 мая, а осуществлены эти замыслы не были вообще. Идея мне представляется крайне здравой, так как нехватка информации о произошедшем снизила доверие к вполне объективно представленным данным. Кстати говоря, надо сказать, что публикации в советских средствах массовой информации (см. здесь, здесь и здесь (внимание: в посте по последней ссылке есть цитаты из крайне не рекомендуемой к прочтению книжки Г. Медведева; пост ценен в основном вырезками из советских газет рассматриваемого периода)) мне представляются вполне адекватными — я не нашёл в них ни единой неточности. Конечно, они немногословны, но я полагаю, что это следует отнести за счёт отсутствия объективной информации в первые дни и недели после аварии. Если бы я оказался на месте человека, ответственного за информирование населения, мне лично было бы крайне неприятно нести ответственность за гибель людей, произошедшую бы по моей вине за счёт паники. А такое, судя по воспоминаниям очевидцев, вполне могло произойти. С другой стороны, просто выполнить необходимую работу — принять взвешенные решения об эвакуации либо её отсутствии, о мерах профилактики — мне кажется очень достойным, пусть даже благодарностью за заботу о жизни и здоровье людей мне будут ругательства от этих самых людей.
Тема даже самых первых поставарийных мероприятий весьма широка, и мой небольшой очерк не претендует на исчерпывающее описание всех аспектов. Возможно, в понимании каких-то моментов я не был объективен. Как всегда, буду рад вопросам и предложениям по обсуждению упущенного мной.
В этой части я освещу некоторые вопросы, связанные с ликвидацией последствий аварии. К несчастью, документальная база по этим вопросом сильно сужена, приходится полагаться скорее на воспоминания очевидцев, чем на отрывки из документов. Разумеется, рассказать подробно о всех этапах ликвидации возможным не представляется, и поэтому мои заметки будут заведомо неполны. Я лишь намечу общие контуры и расскажу о тех сюжетах, которые мне представились заслуживающими особого внимания. Интересующимся более подробным изложением рекомендую обратиться к книгам и статьям, ссылки на которые я привожу.
Итак, к вечеру 26 апреля в Припяти собралась Правительственная комиссия по расследованию причин аварии. В задачу Правительственной комиссии, кроме прочего, вошли и вопросы разработки оперативных мероприятий по локализации катастрофы и ликвидации её последствий.
Первой важнейшей задачей стала борьба с пожаром, возникшим в разрушенном четвёртом энергоблоке. Разумеется, о тушении его обычными методами речи идти не могло — высокие поля излучений, завалы, продолжавшиеся выбросы радиоактивной пыли и аэрозолей, да и сам характер возгорания делали непосредственную борьбу с ним невозможной. Кроме того, высказывались опасения, что расплавленное топливо может проплавить конструкционные материалы и проникнуть под фундамент реакторного отделения. Опасались также, что контакт расплавленного топлива с большими объёмами воды (например, в бассейне-барботере) может привести к паровому взрыву. По этим соображениям 27 апреля в 8 утра было принято решение о забрасывании развала реактора с воздуха смесью их песка, доломитовых глин, свинца и борной кислоты. Необходимость применения авиации для ликвидации последствий стала понятна уже вечером 26 апреля, а утром 27 апреля вертолётчики уже начали забрасывать развал 4-го энергоблока песком. В кратчайшие сроки была организована доставка всех остальных необходимых материалов.
Позволю себе здесь небольшое лирическое отступление. Незаметная фраза «в кратчайшие сроки была организована доставка всех остальных необходимых материалов» таит за собой огромную организационную работу по концентрации ресурсов. Фактически при ликвидации последствий на полную мощность использовались особенности командно-административной системы: возможность в кратчайшие сроки мобилизовать несколько отраслей экономики на решение поставленной задачи. Процитирую снова воспоминания В.А. Легасова:
«Работа шла не только быстро, но её старались выполнять и достаточно качественно и, я бы сказал, со вкусом. Вот в этом месте я бы хотел сказать, что особенно первый период времени, несмотря на трагизм ситуации, несмотря на такое отчаяние, я бы сказал, нехватку технических средств, отсутствие должного опыта в ликвидации аварий подобного масштаба, легко могла возникнуть растерянность и неуверенность в каких-то решениях, но всё было не так. Как-то независимо от должностей, независимо от задач, которые люди решали, всё это представляло собой хорошо настроенный коллектив, особенно в первые дни. Научная часть коллектива, на плечи которого легла ответственность за правильность принятия решения, принимала эти решения, не имея поддержку Москвы, Киева, Ленинграда — поддержку в виде консультаций, в виде каких-то опытных проверок, немедленного прибытия на место любых вызываемых туда специалистов. Когда мы приходили к каким-то разумным научным решениям, то руководство Правительственной комиссии имело возможность мгновенно с помощью Оперативной группы или отдельных ее членов получить за какие-то фантастически короткие сроки, буквально за дни, а иногда и за часы, все необходимые материалы, которые нам нужны были для проведения соответствующих работ. Вот я помню, что работал тогда когда от Украины был в составе Оперативной группы, находящейся на месте в Чернобыле, председатель Госплана Украины Солов Виталий Андреевич. Это был удивительно спокойный человек. Энергичный. Который улавливал буквально с полуслова. Он всегда прислушивался к нашим научным разговорам, что мы обсуждаем, что нам нужно было бы, и мгновенно реагировал. Потребовался нам жидкий азот для охлаждения блока, и когда мы пришли к выводу, что с кистой имеем дело, он, усмехаясь, сказал, что уже необходимое количество составов было заказано. То же самое и по всем тем материалам, скажем, магния, оксид углерода содержащим, он всё с металлургических заводов Украины или где-то ещё доставал и прибывало всё это огромное количество материалов. Трудно переоценить работу группы снабжения, которая по поручению Виталия Андреевича, председателя Госплана Украины, занимался председатель Госснаба Украины, который, сидя на месте в Киеве, просто чудеса там проявлял по обеспечению всех работ, которые на Чернобыле велись, всем необходимым материалом, хотя количество необходимого было, конечно, фантастически большим».
...Вертолётчики забрасывали развал 4-го энергоблока как минимум до 6 мая, а возможно, и дольше. Всего в развал 4-го энергоблока было сброшено более 5 тысяч тонн различных материалов. К 6 мая выброс из реактора прекратился. По горькой иронии судьбы, впоследствии выяснилось, что эффективность этих мер в 1986 году была сильно преувеличена: в шахту реактора попала лишь мизерная часть сброшенного с вертолётов, почти все материалы остались в центральном зале 4-го энергоблока. Выброс из реактора прекратился потому, что процесс образования лавовых топливосодержащих масс (ЛТСМ) и их перетекания в подреакторные помещения закончился. В состав ЛТСМ в основном вошли топливо и конструкционные материалы (бетон, песок, серпентинит). Однако в мае 1986 года всё это было ещё неизвестно — предполагалось, что расплавленное топливо всё ещё может проникать вниз, и было решено установить охлаждаемую бетонную плиту под фундаментом реактора. Шахтёры, специалисты Минтяжспецстроя осуществили «подкоп» под 4-й энергоблок. С высоты современных знаний о состоянии ЛТСМ ясно, что эти работы также были излишними, но в 1986 году знать этого наверняка никто не мог. Так или иначе, приблизительно к 10 мая выбросы из реактора прекратились, что давало возможность уже в более-менее спокойной обстановке обсуждать дальнейший ход ликвидации последствий аварии.
Здесь уместно будет отметить одну важную вещь, о которой часто забывают в пылу критики действий по ликвидации. На тот момент нигде в мире не имелось опыта по ликвидации последствий масштабных радиационных аварий на АЭС. В связи с этим многие из принятых тогда решений, как сейчас понятно, не были правильными. Однако лично мне известны лишь несколько примеров решений, на мой взгляд, достойных осуждения. О них будет отдельный разговор.
Уже из первых предложений по ликвидации последствий аварии стало ясно, что потребуется привлечь огромное количество людей. Необходимы были специалисты в атомной энергетике, химики, биологи, медики, строители... Но было также ясно, что одними специалистами не обойтись — надо было проводить массовые работы по радиационной разведке, дозиметрическому контролю, дезактивации, захоронению загрязнённых материалов, организовать строительство... Одним словом, помимо квалифицированных специалистов требовалась также и (возможно неквалифицированная) рабочая сила, причём в больших количествах и срочно. Стало ясно, что без привлечения к ликвидации последствий военных не обойтись. Можно без преувеличения сказать, что, например, радиационная разведка и дозиметрический контроль на ЛПА во многом опирались на техническое оснащение армии. К несчастью, это предопределило и недостатки дозиметрического контроля, поскольку армейские средства индивидуального дозконтроля оказались слишком грубыми (см. ниже).
Таким образом, в составе участников ЛПА можно выделить следующие категории:
1. Оперативный и эксплуатационный персонал ЧАЭС — люди, продолжавшие выполнение своих должностных обязанностей сразу после взрыва и в течение активной фазы ликвидации аварии (они не были эвакуированы вместе с жителями Припяти).
2. Срочники — молодые люди, проходившие службу в различных воинских частях и переброшенные на работы на промплощадке ЧАЭС.
3. Кадровые — военные и милиция, по долгу службы попавшие в Зону.
4. Ликвидаторы — специалисты различного профиля из научных, проектных и другого вида учреждений, привлеченных на решение конкретных специфических (по профилю учреждения) задач по ликвидации последствий аварии.
5. «Партизаны» — запасники, набранные военкоматами со всей страны для выполнения, как правило, дезактивационных работ.
Остановимся чуть подробнее на вопросах обеспечения радиационной безопасности в ходе ликвидации. Радиационная безопасность обеспечивается регулярной подробной радиационной разведкой и индивидуальным дозиметрическим контролем. Следует отметить, что в первые дни и недели после аварии наладить радиационную разведку и дозиметрический контроль не удалось — что вполне понятно, так как для радиационной разведки было необходимо большое количество обученных специалистов, а быстрее всего мобилизованы были солдаты срочной службы; дозиметрический же контроль с помощью индивидуальных дозиметров либо не проводился, либо оказывался несостоятельным: «Индивидуальные дозиметры, и войсковые средства радиометрического контроля оказались недостаточно чувствительными для регистрации малых доз облучения и низких энергий внешнего гамма-излучения; штатные приборы контроля не позволяли получать нужную информацию о величине альфа-бета-заражения различных объектов. Применяемые средства защиты органов дыхания оказались недостаточно эффективными в связи с мелкодисперсным составом аэрозолей». Кроме того, лишь 21 мая приказом министра обороны СССР № 110 был определён дозовый предел для военнослужащих, привлечённых к ликвидации последствий катастрофы — 25 бэр. Он совпадал с допустимым тогда уровнем аварийного облучения специалистов, работающих с источниками ионизирующих излучений.
Возникает естественный вопрос: а как вообще вёлся дозиметрический контроль участников ЛПА, призванных Минобороны, и был ли он правильно организован? Воспоминания участников говорят о следующем: сначала была сделана попытка вести учёт доз по индивидуальным дозиметрам ИД–11. Проводить по нему дозиметрический контроль в диапазоне малых доз было неэффективно: до 10 бэр он показывает ноль, а относительная погрешность в диапазоне до 100 бэр у него составляет 60 %. Были ещё дозиметрические комплекты ДКП–50А, но они совсем не оправдали себя. Видимо, на этом основании было принято следующее решение: учитывать дозы по результатам радиационной разведки. Иными словами, на месте работы определялся фон и рассчитывалось допустимое время нахождения там, с учётом облучения по дороге туда и обратно. По воспоминаниям участников ЛПА, в условиях армейской организации это привело к серьёзным злоупотреблениям: офицеры, получавшие рапорты с мест о радиационной обстановке, стремились занизить данные радиационного фона, отчитываясь перед начальством. Кроме того, около 1 июня для военнослужащих была установлена дневная доза в 2 бэра, при превышении которой «начинались разборки с командиром, допустившим это». В итоге командиры подразделений были заинтересованы в сокрытии истинных доз своих подчинённых, и это сокрытие, видимо, происходило.
С другой стороны, сотрудники ЧАЭС, а также специалисты различных организаций, имевшие отношение к атомной энергетике, обычно утверждают, что в их окружении дозконтроль был налажен адекватно. Во всяком случае, мне не встречалось рассказов о фальсификациях или неаккуратном дозиметрическом контроле среди сотрудников ЧАЭС и командированных специалистов.
Таким образом, можно сделать вывод, что недостатки дозиметрического контроля были обусловлены, во-первых, отсутствием нужного количества индивидуальных дозиметров, пригодных для учёта доз в диапазоне 0–50 бэр, во-вторых, плохой организацией радиационной разведки и учёта доз в армейских подразделениях, предопределившей злоупотребления. Отдельно следует упомянуть, что большинство командированных специалистов имело опыт работы с источниками ионизирующих излучений и правилами радиационной безопасности, в то время как среди «партизан» и срочников, разумеется, оказывались люди, имеющие весьма приблизительные представления о радиационной безопасности. На документальных кадрах того времени видны люди, явно нарушающие положения радиационной безопасности (например, ходящие без респираторов в зоне строгого режима).
...Вернёмся к ходу работ по ликвидации. В конце мая 1986 года было принято решение о консервации четвёртого энергоблока ЧАЭС, в Постановлении ЦК КПСС и СМ СССР 634-188 от 29.05.1986 защитная оболочка получила название «Укрытие реактора № 4 Чернобыльской АЭС», которое и дало имя возведённому впоследствии над блоком сооружению — «Объект „Укрытие“». Итак, 29 мая 1986 года объект «Укрытие» появился на бумаге. А принят в обслуживание он был 30 ноября 1986 года. Предлагаю читателю вдуматься: за 6 месяцев и один день удалось с нуля спроектировать и построить в условиях высоких радиационных полей огромное сооружение (400 тыс. куб. м. бетона, 7 тыс. т металлоконструкций). Всего же было рассмотрено восемнадцать проектов «Укрытия», из которых был выбран только один. Он был окончательно утверждён 20 августа 1986 года, за три месяца и десять дней до принятия «Укрытия» в эксплуатацию. О ходе сооружения «Укрытия» можно прочитать здесь и здесь и здесь. Для понимания масштабов происходившего позволю себе лишь привести небольшую цитату. Речь идёт о строительстве под Чернобылем четвёртого бетонного завода для обеспечения стройплощадки «Укрытия» (первые три были построены «в чистом поле» под Чернобылем в июне—июле 1986 года): «Сегодня подписали акт сдачи четвертого завода. В „мирное“ время заводы такого типа монтируются за 5–6 месяцев. А мы практически за две недели запустили его в дело... Оказывается, можем работать, можем делать дело. За эти две недели сложился настоящий, хороший коллектив, никто никого не подстегивал, каждый делал свое дело, делал на совесть».
В ходе ликвидации последствий аварии возникло ещё немало уникальных проектов: «стена в грунте» вокруг Чернобыльской АЭС, созданная для отсечения грунтовых вод промплощадки от реки Припять, дезактивация территорий ближней зоны ЧАЭС, залесение территории ближней зоны, захоронение «Рыжего леса», дезактивация и радиационный контроль в 30-км зоне, вопросы контроля в сельском хозяйстве и многое-многое другое. Каждый проект по-своему интересен и неповторим, полон специфических деталей, и специалисты могут многое о них рассказать. Я остановлюсь здесь на двух других сюжетах, более дискуссионных и потому более интересных для подробного разбора.
В комментариях к опросу про Чернобыль упоминался известный миф про управление погодой в зоне аварии, в результате которого якобы намеренно были загрязнены радионуклидами обширные территории Белоруссии и России. Его появление связано с тем, что в Зоне отчуждения с конца мая по конец декабря 1986 года действительно велись работы по контролю за погодой, однако цель их заключалась в том, чтобы препятствовать распространению радионуклидов с территории уже загрязнённой Зоны отчуждения на незагрязнённые территории. Летом 1986 года основным путём выноса радионуклидов из Зоны был сток их в реку Припять, а оттуда — в Киевское водохранилище. Чтобы уменьшить смыв радионуклидов в Припять, проводились работы по борьбе с дождевыми облаками на подступах к Зоне. Осенью же проводились работы по подавлению конвективных облаков, зарождающихся над Зоной, так как образовывавшиеся над Зоной облака содержали большое количество радиоактивной пыли. О каком-то намеренном загрязнении территорий речь не может идти уже хотя бы потому, что основные «следы» радиоактивных загрязнений сформировались в первые дни после аварии, когда ещё не было точных данных об основных направлениях переноса радионуклидов.
Второй сюжет связан с очисткой крыш здания 2-й очереди ЧАЭС (3 и 4 энергоблоки) от радиоактивных обломков, выброшенных из реактора четвёртого блока во время взрыва. Не считая самого 4-го энергоблока и примыкающей к нему территории, крыша третьего блока была наиболее опасна для работы — МЭД гамма-излучения от обломка ТВЭЛа или графитового канала может составлять более 1000 Р/ч, а «рассеяние» обломков по крыше приводило к высокой неравномерности полей (в пределах шага МЭД могла меняться в десятки и сотни раз). Первоначальный план заключался в том, чтобы использовать робототехнику для очистки кровель, однако роботы — как советские, так и зарубежные — оказались для этой цели непригодны: они застревали на обломках, а из-за высоких полей иногда отказывали системы управления. По имеющимся документам и воспоминаниям очевидцев (см. в том числе комментарии к посту) можно предположить, что до конца августа — начала сентября работы по очистке крыши 3-го энергоблока велись параллельно техникой и «партизанами», при этом индивидуального дозиметрического контроля не велось, суточное ограничение дозы в описанных условиях выдерживать было практически невозможно даже с учётом времени работы каждого человека в несколько минут, и в итоге суточные дозы фактически фальсифицировались. Была придумана также некая индивидуальная защита в виде свинцовых пластин — впрочем, её эффективность многими ставится под сомнение, так как она сильно затрудняла движения, увеличивая время работы. Дозиметрические данные при этом также получались из результатов предварительной разведки и оказывались крайне неточными из-за высокой неравномерности полей на крыше (куски графита и топлива создавали локальные очаги с крайне высокой мощностью экспозиционной дозы). Насколько я понимаю, к середине сентября стало ясно, что безлюдные технологии очистки кровли неэффективны, и тогда было принято решение целиком перейти на метод очистки кровли вручную. Для участников этих работ предел суточной дозы был увеличен от 2 до 20 бэр, и оцененные дозы за один выход на крышу были близки к 10 бэр (что ещё раз показывает, что при предшествующих работах по очистке крыши суточная доза в 2 бэра выдерживаться не могла). Во многих источниках, например, здесь, ситуация описана таким образом, что складывается впечатление, будто работ по очистке крыши до конца сентября 1986 года не велось, но это не так — в частности, в комментариях к этому посту можно найти воспоминания людей, работавших на очистке крыши в августе-сентябре 1986 года. В итоге очистка крыш от крупных обломков была заявлена как осуществлённая, но реального результата в смысле снижения МЭД на крыше это не дало — судя по всему, часть обломков топлива, а также мелкие «соринки» прочно вплавились в кровлю. В итоге кровлю третьего энергоблока повторно очища в декабре 1986 года, а затем и в 1987 году уже по-другому (если я не ошибаюсь, с частичной заменой)...
Эпизод с очисткой кровли является весьма дискуссионным — масса людей считает, что эта операция была преступной или почти преступной. Выскажу своё мнение, для ясности разбив его на отдельные утверждения.
1. Очистка крыш здания 2-й очереди в 1986 году была необходима — надо было захоронить выброшенные из реактора куски графита и обломки ТВЭЛов до окончания строительства «Укрытия». Сильное промедление с этими работами, на мой взгляд, имело бы более серьёзные негативные последствия.
2. Привлечение большого числа людей к операции было необходимостью, обусловленной полями на крыше и установленным дозовым пределом. Видимо, в этой связи привлечение военных было неизбежным.
3. Я согласен с мнением участника тех событий, что средства защиты были малоэффективны, а также с тем, что можно было организовать работы на лучшем уровне. В частности, можно было бы сформировать более мелкие отряды добровольцев, предварительно обучив их некоторым приёмам работы в высоких неравномерных полях. Это позволило бы сделать и дозиметрический контроль участников работ более адекватным.
4. Исходя из вышеизложенного, я не согласен, что операция как таковая по очистке кровли была преступной. Она не оправдала всех возложенных на неё надежд, но она была необходимой. В то же время фальсификации дозиметрических данных, разумеется, были преступлением, однако они были связаны с непродуманностью и негибкостью организации работ, а не с особенностями этой конкретной операции.
5. Абсолютной глупостью, с моей точки зрения, было очень позитивное преподнесение окончания операции по очистке кровли в сентябре 1986 года. Были подтасованы факты о реальных дозах на крыше после операции, поспешно выдавались награды... Верхом этой глупости выглядит установка на венттрубу второй очереди красного знамени в честь успешного окончания операции (если знамя установили добровольцы; если их заставили это сделать, это было преступлением).
В заключение заметки о ликвидации хочу сказать следующее. Не все шаги по ликвидации последствий Чернобыльской аварии были правильными — были сделаны и ошибки, стоившие ликвидаторам здоровья. Но лично меня наиболее поразило следующее наблюдение. В ликвидации аварии принимали участие люди очень разных специальностей и профессий, и прибывали они на ликвидацию с разным статусом. Так вот, мне кажется, что отрицательные стороны ликвидации чётко разделяются по категориям ликвидаторов. Так, люди, прибывшие на ликвидацию через Минобороны, обычно жалуются на вещи, связанные с армейской организацией: старший состав шёл на фальсификацию доз подчинённых из-за страха санкций от начальства (вплоть до трибунала). С другой стороны, специалисты-атомщики обычно не жалуются на замалчивание их доз, потому что они были меньше всего заинтересованы в достижении предельной годовой дозы (это автоматически означает недопуск в зону строгого режима АЭС, т.е. фактически отлучение от работы). Иными словами, мне кажется, что во время ликвидации просто проявились достоинства и недостатки разных «систем, принимавших участие в ликвидации».
И, наконец, последнее соображение. Ликвидация последствий Чернобыльской аварии требовала уникального напряжения сил огромного количества людей, мобилизации экономики огромной страны в кратчайшие сроки, причём мобилизации не напрасной, а совершенно оправданной. И в последнее время я всё чаще склоняюсь к мысли, что в 1986 году ликвидация последствий аварии такого масштаба была под силу очень немногим государствам мира, а ликвидация на том уровне, на котором она была произведена, была под силу, пожалуй, только СССР. Да, именно так: при всех допущенных ошибках и при всей сомнительности некоторых шагов я полагаю, что общее качество ликвидации (в смысле суммарных негативных последствий) было на очень высоком уровне, вряд ли доступном другим странам тогда, а возможно, и сейчас. И поэтому хочется сказать огромное спасибо всем людям, принимавшим участие (непосредственное или организационное) в ликвидации последствий Чернобыльской аварии. Эти люди делали уникальную работу, опыт которой ещё предстоит полностью осмыслить и учесть.
Как всегда, приветствуются вопросы, замечания и дополнения к написанному мной.
В этой части речь пойдёт о долговременных последствиях аварии для природы и человека. Признаюсь сразу, что тема для обсуждения весьма неблагодарная — если в предыдущих темах разбирались в основном «дела давно минувших дней», то здесь приходится отдавать себе отчёт в том, что многие вопросы, связанные с долговременными последствиями, с одной стороны, небесспорны, с другой стороны, эмоционально или политически окрашены. Эти вопросы я старался по возможности освещать нейтрально либо высказывать моё личное мнение, не претендуя на объективность. Дискуссии в комментариях приветствуются.
...Ещё в процессе ликвидации аварии вокруг Чернобыльской АЭС были созданы три контролируемые зоны: особая зона (промплощадка ЧАЭС), 10-километровая и 30-километровая зоны. На границах этих зоны были развёрнуты пункты дозиметрического контроля и дезактивации. Таким образом возникла Чернобыльская зона отчуждения (ЧЗО) — особо контролируемый площадный открытый радиоактивный источник.
Для лучшего понимания дальнейшего необходимо остановиться на некоторых особенностях формирования радиоактивного загрязнения при Чернобыльской аварии, взятых из весьма подробного «Атласа современных и прогнозных аспектов последствий аварии на Чернобыльской АЭС»:
После распада радионуклидов с периодами полураспада секунды, минуты и часы значимым стал вполне определенный набор изотопов. По нарастанию периодов полураспада (в скобках) он выглядит следующим образом: 133I (20,8 час.), 239Np (2,35 дня), 99Mo (2,75 дня), 132Te (3,26 дня) с 132I, 131I (8,04 дня),140Ba (12,8 дня) с 140La, 136Cs (12,98 дня), 141Ce (32,5 дня), 103Ru (39,4 дня), 89Sr (50,6 дня), 91Y (58,5 дня), 95Zr (64 дня) с 95Nb (35 дней), 144Ce (284 дня), 106Ru (367 дня), 134Cs (2,06 лет), 125Sb (2,7 года), 90Sr (28,5 лет), 137Cs (30,1 года) и трансурановые радионуклиды — 238Pu (86,4 года), 241Am (433 года), 240Pu (6553 года), 239Pu (24110 лет). Из приведённого перечня радионуклидов следует, что из всего их набора через 2–3 года значимыми остались лишь последние шесть, а с учетом плохой летучести стронция, его соединений и трансурановых радионуклидов далее 60 км от аварийного реактора основными остаются изотопы цезия.
<...>
Карты плотности загрязнения местности 90Sr, 239,240Pu и 241Am были построены по данным радиохимического анализа проб почв. Карты ближней зоны даны по состоянию на 1993 г., они были опубликованы ранее. Из карт следует, что трансурановые радионуклиды и 90Sr выпали в результате аварии на ЧАЭС преимущественно в ближней зоне. Будучи сходными по своим физико-химическим свойствам, в чернобыльском выбросе эти радионуклиды вели себя как тугоплавкие.
Таким образом, долговременное загрязнение территории (сотни и тысячи лет) обусловлено в основном альфа-излучающими радионуклидами (трансурановые элементы) и сосредоточено в ЧЗО. Загрязнение за пределами ЧЗО обусловлено в основном цезием-137, период полураспада которого приблизительно равен 30 годам. Загрязнение цезием, как видно даже на не очень подробной карте, крайне неравномерно — в частности, в самой ЧЗО есть участки с загрязнением по цезию-137 в 1–2 Ки/кв. км, в то время как в Брянской и Гомельской областях наблюдаются участки с загрязнением до 40 Ки/кв. км.
Загрязнение цезием-137 плохо в основном потому, что цезий не выводится из экосистемы, а рециркулирует в ней. Таким образом, уменьшение загрязнения в основном определяется периодом его полураспада, и лишь в небольшой степени — естественной миграцией, например, через проточные водоёмы. Вследствие этого на загрязнённых территориях возникает необходимость в строгом радиационном контроле продукции сельского и лесного хозяйства. При этом возможны эффективные контрмеры: так как цезий является аналогом калия, внесение калийных удобрений препятствует усвоению радиоцезия растениями.
Другими важными компонентами радиоактивного загрязнения почвы являются стронций-90 и трансурановые элементы. Выпадения этих элементов наблюдаются в основном в ближней зоне ЧАЭС, где сельское хозяйство не ведётся, поэтому миграция этих радионуклидов представляет интерес в основном с точки зрения перспектив использования этих земель в будущем и возможного их переноса за пределы ближней зоны. Стронций-90, обладая схожим с цезием периодом полураспада и будучи аналогом кальция, накапливается в костях, представляя тем самым большую радиологическую опасность, чем цезий-137; с другой стороны, суммарный выброс стронция-90 локализован и относительно невелик. Трансурановые же элементы, хотя и не вовлекаются в биологические процессы, являются альфа-излучателями и крайне медленно выводятся из организма (период полувыведения плутония из организма человека составляет несколько десятков лет), поэтому представляя для человека значительно большую радиологическую опасность, чем цезий-137 и стронций-90. Поэтому нормативы по концентрации трансурановых элементов значительно жёстче, чем по концентрациям цезия-137 и стронция-90.
Таким образом, влияние Чернобыльской аварии на природу в основном сводится к двум факторам: радиоактивному загрязнению природных сред и уходу человека с обширных территорий Зоны отчуждения. Кроме них, на природу зоны отчуждения влияли мероприятия по ликвидации аварии, в основном через химическое загрязнение. Сейчас можно с уверенностью утверждать, что уход человека оказал благотворное влияние на природу зоны отчуждения, по масштабам значительно перекрывающее негативное воздействие радиоактивного и химического загрязнения. Так, после ухода человека на территории зоны отчуждения установились устойчивые популяции таких редких видов, как ондатра, рысь, олень, лошадь Пржевальского (последняя была интродуцирована на территорию ЧЗО; с момента интродукции популяция утроилась). Единственное место зоны отчуждения, где можно наблюдать фенотипические эффекты радиологических мутаций (радиоморфозы) — Рыжий лес, находящийся в непосредственной близости от ЧАЭС и поэтому загрязнённый много сильнее, чем остальная территория ЧЗО.
Сейчас Чернобыльская зона отчуждения (кроме промплощадки ЧАЭС и Припяти) представляет из себя фактически огромный радиационно-экологический заповедник (этот статус официально имеет белорусская часть зоны отчуждения — Полесский государственный радиационно-экологический заповедник). Уровни загрязнения ЧЗО радионуклидами допускают безопасное длительное пребывание на большей части территории ЧЗО, однако сейчас там невозможно восстановить сельское или лесное хозяйство. После снижения активности цезия-137 и стронция-90, а также в связи с постепенной миграцией трансурановых элементов в глубь почвы можно будет постепенно вернуть часть отчуждённых территорий в хозяйственный оборот — разумеется, с соблюдением должных мер контроля.
* * *
В отличие от экологических последствий, вопросы о масштабах медицинских, психологических и социальных последствий Чернобыльской аварии вызывают и по сегодняшний день ожесточённые дискуссии. К несчастью, при этом часто совершенно разные вопросы смешиваются воедино, поэтому мне кажется важным проанализировать, скажем, медицинские последствия отдельно от социальных и психологических.
Сложности при определении медицинских последствий Чернобыльской аварии связаны с тем, что большинство последствий могут относиться лишь к стохастическим, а не детерминированным эффектам облучения. Детерминированные эффекты Чернобыльской аварии проявились в виде 134 подтверждённых случаев острой лучевой болезни, повлекшей в течение первых трёх месяцев после аварии смерть 31 человека и тяжёлые лучевые поражения у нескольких десятков человек. Все остальные обсуждаемые медицинские последствия Чернобыльской аварии относятся к стохастическим эффектам. Это затрудняет их анализ на уровне каждого конкретного случая: часто бывает невозможно достоверно установить, в какой мере то или иное заболевание вызвано облучением, поскольку сложно оценить конкурирующие факторы — «после» не значит «вследствие». Таким образом, при определении отдалённых медицинских последствий Чернобыльской аварии на первый план выходят эпидемиологические методы: выявление, есть ли среди ликвидаторов или эвакуированного населения статистически достоверные отклонения в заболеваемости по разным классам болезней, и если да — то насколько достоверна гипотеза о том, что это отклонение вызвано облучением на фоне конкурирующих факторов. Здесь же нужно обратить внимание на то, что радиационное воздействие на эвакуированное население, население загрязнённых территорий и ликвидаторов разное и по характеру воздействия, и по длительности, и по интенсивности.
Медицинские последствия Чернобыльской аварии подробно анализируются в отчёте Всемирной организации здравоохранения, а также изложены здесь и здесь. Вкратце можно суммировать полученные результаты следующим образом — в порядке «от бесспорного к спорному»:
– бесспорным стохастическим эффектом облучения в результате Чернобыльской аварии признано возрастание случаев заболевания раком щитовидной железы в результате накопления в ней радиоактивного йода, в основном распространённое среди эвакуированного населения и населения загрязнённых территорий (несколько тысяч случаев, как правило, с положительным прогнозом по лечению);
– далее в порядке убывания достоверности причинно-следственной связи идут такие заболевания, как лейкоз и катаракта — в основном среди ликвидаторов; имеются указания на некоторое увеличение заболеваемости, но они недостаточны для того, чтобы сделать сколь-нибудь определённые выводы;
– среди ликвидаторов наблюдается общее ухудшение здоровья по широкому классу болезней и возрастание инвалидизации, без доказанной связи по отдельным болезням; существуют гипотезы об увеличении риска онкологических заболеваний;
– как у ликвидаторов, так и у пострадавшего и эвакуированного населения наблюдаются отрицательные психологические последствия, в основном стрессорные, в том числе психосоматические расстройства.
Все известные мне разночтения относительно медицинских последствий Чернобыльской аварии относятся к дискуссиям о достоверности причинно-следственной связи тех или иных эффектов с аварией. В одной из крайних позиций на эту тему принимается точка зрения, что никаких последствий для здоровья кроме лучевого поражения у 134 человек нету; в другой крайней позиции большинство наблюдаемых недомоганий у человека, попавшего под любое влияние Чернобыльской аварии объявляется её последствием. Уже цитированный мной выше отчёт Всемирной организации здравоохранения кажется мне взвешенным: с одной стороны, формулируются довольно осторожные выводы, основанные на статистически обоснованных оценках; с другой стороны, там указывается на некоторые вопросы, требующие дополнительного прояснения. Он относит к бесспорно установленным медицинским последствиям Чернобыльской аварии лучевые поражения и рак щитовидной железы, а также указывает на необходимость более тщательного изучения вышеприведённых спорных вопросов.
Разумеется, помимо статистических исследований интересно обратиться к мнению и опыту людей, попавших под влияние Чернобыльской аварии. Читая Интернет-дискуссии на эту тему с участием ликвидаторов и их знакомых (например, на форуме сайта Припять.ком), я обратил внимание на следующее: в зависимости от того, в каком качестве участвовал человек в ликвидации, мнения о медицинских последствиях участия в ЛПА сильно расходятся. Так, по моим наблюдениям существенная часть ликвидаторов, участвовавших в ЛПА в качестве солдат-срочников или «партизан», обычно утверждают, что участие в ликвидации оказало крайне негативное влияние на их здоровье и здоровье их сослуживцев; с другой стороны, среди профессионалов-атомщиков, принимавших участие в ликвидации, суждения о медицинских последствиях ЛПА обычно много более мягкие. Мне кажется заслуживающей внимания гипотеза, что разная организация работы в сложной радиационной обстановке в подразделениях Минобороны и Минсредмаша оказала самое прямое влияние на последствия участия в ЛПА для разных групп ликвидаторов.
Что же касается социально-психологического аспекта Чернобыльской аварии, то именно в нём, на мой взгляд, Чернобыльская авария приобрела масштаб катастрофы. Вынужденное переселение десятков тысяч людей — уже катастрофа, а к нему ещё добавляется страх — обоснованный или нет — за своё здоровье и здоровье своих близких... Чуть позже к ним прибавился острый вопрос о социальной защите эвакуированного населения и ликвидаторов, делающий практически невозможным сколь-нибудь спокойное обсуждение, скажем, медицинских последствий, целесообразности эвакуации некоторых населённых пунктов или адекватности критериев, применяемых в социальных программах (и самих этих программ). Не будучи достаточно осведомлён в этих вопросах, я пока не сформировал собственного мнения о том, какие шаги следовало бы предпринять для определения нанесённого людям ущерба и его возмещения и считаю правильным перенести обсуждение этих вопросов в комментарии, если найдутся желающие о них поговорить.
Кроме того, по миллионам людей вблизи и вдали от Чернобыля ударил страх перед радиационным воздействием и перед атомной энергетикой в принципе. С моей личной точки зрения, неоправданный ущерб от этого психологического воздействия многократно перекрыл фактический ущерб от Чернобыльской аварии. Я прочёл немало текстов и посмотрел немало фильмов про Чернобыльскую аварию, где на читателя или зрителя в ущерб фактам оказывается серьёзное психологическое давление — вместо того, чтобы заставить человека задуматься над разными составляющими Чернобыльской аварии, проанализировать, подумать, на него просто-напросто давят спорными или ложными утверждениями. Подобное эмоциональное давление иногда вполне объяснимо, но, на мой взгляд, оно не способствует пониманию, а в основном формирует у человека страх. К несчастью, приближение годовщины Чернобыльской аварии означает, что в очередной раз на общество выльется существенное количество спорной или заведомо неверной информации. Со своей стороны могу лишь порекомендовать посмотреть один-единственный фильм — «Колокол Чернобыля» Роллана Сергиенко. На мой взгляд, именно он наиболее точно отражает главную причину того, почему Чернобыльскую аварию следует считать катастрофой.
Суммируя вышеизложенное, можно кратко сказать так: Чернобыльская авария оказалась незначительным позитивным событием для природы, незначительным ударом для человека как вида и катастрофическим психологическим ударом для человечества, оправиться от которого оно сможет ещё нескоро.
Как всегда, приветствуются вопросы, замечания и дополнения.
На протяжении предыдущих пяти частей я постарался поделиться некоторыми фактами о Чернобыльской аварии, показавшимися мне достойными обсуждения. Стараясь быть объективным, я несколько подавлял высказывания о моих собственных впечатлениях от узнанного, но они то и дело прорывались в текст и надёжно там укоренялись. В послесловии я позволю себе быть целиком и полностью субъективным и выскажу несколько собственных суждений, сформировавшихся в процессе изучения истории Чернобыльской аварии. Приглашаю всех заинтересованных подискутировать в комментариях об их обоснованности или необоснованности.
Вот мои утверждения:
1. Авария масштаба Чернобыля была неизбежна, потому что она является прямым следствием освоения человечеством новой технологии, такой как атомная энергетика, в условиях относительно слабого контроля за безопасностью; при этом усиленный контроль безопасности на всех этапах проектирования и эксплуатации мог в принципе появиться лишь как следствие крупной аварии, подобной Чернобыльской. Понятие о культуре безопасности, отсутствие которой было названо одной из главных причин аварии, появилось лишь в результате осмысления Чернобыльской аварии, двумя годами позже.
2. Человечеству повезло, что Чернобыльская авария произошла в относительно слабо заселённом районе на территории Советского Союза, обладавшего достаточным мобилизационным ресурсом для адекватного реагирования на аварию такого масштаба.
3. Распространённое суждение о преступных действиях руководства СССР и УССР в первые дни после аварии — глупость.
4. Ликвидация аварии выявила вполне ожидаемый эффект: привлечение армии к организации работ в любой опасной зоне чревато преступными действиями по отношению к жизни и здоровью привлечённых солдат, что не является удивительным для любой армии.
5. Психологическая долговременная реакция человечества на Чернобыльскую аварию в виде массовой общественной радиофобии столь же объяснима, сколь глупа.
6. Психологическая реакция на Чернобыльскую аварию в виде прекращения строительства и снижения поддержки разработки канальных реакторов (РБМК, МКЭР), вполне конкурентоспособных по сравнению с водо-водяными реакторами (ВВЭР) — плохо объяснимая глупость. Чернобыльская авария никак не связана с канальной концепцией реактора, она связана с недостатками разработки одного конкретного канального реактора, устранёнными ещё в 1986 году. РБМК для своего поколения — хороший реактор, и очень обидно, что его больше не будет. Ещё обиднее, что, скорее всего, и дальнейшие российские разработки канальных реакторов не получат путёвку в жизнь.
7. Долговременная реакция на Чернобыльскую аварию в виде требований к Литве и Украине о закрытии АЭС с реакторами РБМК — объяснимая глупость. Согласие закрыть Игналинскую и Чернобыльскую АЭС — плохо объяснимая глупость.
8. Одно из самых тяжёлых последствий аварии — массовая эвакуация населения и проблемы, связанные с ней. Возможно, в сомнительных случаях при относительно низком загрязнении территории вообще не следовало эвакуировать с неё население.
9. Мне до боли обидно, что большинство журналистов и писателей, так или иначе затрагивающих чернобыльскую тематику, а особенно причины аварии, лишаются элементарного чувства порядочности в погоне за разоблачениями или сенсациями. Почти на каждую годовщину Чернобыля появляются фильмы или материалы, полные огульных обвинений в адрес людей, уже не могущих ответить на эти обвинения. Это выглядит омерзительно.
10. Мне сложно судить о вопросах социальной защиты эвакуированного населения и ликвидаторов, так как я недостаточно осведомлён в этих вопросах. Я не знаю, как следовало бы решать эти вопросы в идеале с учётом имевшейся ситуации и насколько выбранные решения далеки от оптимальных. Тем не менее, мне не кажется, что ситуация с постчернобыльской социальной защитой сильно хуже общей ситуации в системе социальной защиты и заслуживает какого-то особого осуждения.
11. С момента Чернобыльской аварии и до сих пор атомная энергетика находится под беспрецедентным для других отраслей промышленности контролем, и это хорошо. Но на этом фоне глупо выглядят призывы отказаться от использования атомной энергетики в пользу менее контролируемых источников энергии, создание и эксплуатация которых связана со сравнимым или даже большим вредом, чем создание и эксплуатация АЭС. Я утверждаю, что по вредному воздействию на природу и человека атомная энергетика была и остаётся одной из наименее проблемных отраслей энергетики в расчёте на произведённый киловатт-час электроэнергии.
Спасибо всем, читавшим мои заметки о Чернобыльской аварии, указывавшим на неточности и задававшим вопросы. Я надеюсь постепенно обновить и дополнить написанные тексты. Буду рад замечаниям и предложениям о темах, заслуживающих дополнительного рассмотрения.
