Радиационные аварии в России, Украине, США и Великобритании 4 страница

Величина и знак (положительный или отрицательный) коэффициентов реактивности оказывают существенное влияние на обеспечение безопасной эксплуатации реактора (особенно в переходных процессах) и на выбор характеристик системы регулирования реактора.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора РБМК-1000 включает в себя 211 стержней-поглотителей и аппаратуру контроля уровня и распределения нейтронного потока. Она обеспечивает пуск, ручное и автоматическое регулирование мощности, плановую и аварийную остановки реактора. Последняя автоматически осуществляется по сигналам аварийной защиты (АЗ) или при нажатии кнопки.

АЗ срабатывает при превышении заданных уровней и скорости нарастания нейтронного потока, при превышении значений технологических параметров, характеризующих безопасную работу энергоблока, при отказах в работе оборудования.

По своему функциональному назначению стержни СУЗ в реакторе РБМК делятся на стержни аварийной защиты (АЗ), перекомпенсации и аварийной защиты (ПКАЗ), автоматического регулирования (АР), локального автоматического регулирования (ЛАР), локальной аварийной защиты (ЛАЗ), укороченные стержни-поглотители для регулирования поля энерговыделения по высоте реактора (УСП), стержни ручного регулирования (РР). По сигналу АЗ в активную зону автоматически вводятся все стержни СУЗ.

Для обеспечения возможности выведения реактора на заданный уровень мощности в нем при загрузке топлива создается запас реактивности, который компенсируется поглощающими стержнями, введенными в активную зону.

До аварии на ЧАЭС в реакторах РБМК регламентом эксплуатации был установлен оперативный запас реактивности, равный для рабочего состояния 30 стержням РР, а для переходных процессов (при переходе с одного уровня мощности на другой) - 15 стержням. При таком запасе реактивности обеспечивалась возможность управления распределением нейтронного потока по активной зоне и быстрой остановки реактора в аварийных случаях. При уменьшении запаса реактивности до 26 стержней дальнейшую эксплуатацию энергоблока можно было продолжать лишь с разрешения главного инженера АЭС. В переходных процессах оперативный запас мог кратковременно уменьшаться, но, как уже упоминалось, до уровня не ниже 15 стержней.

Однако, как показал анализ реального положения дел, на ЧАЭС число стержней запаса реактивности иногда уменьшалось с согласия руководства станции с целью поддержания мощности в ущерб безопасности аппарата.

Важно отметить конструктивные особенности реакторов РБМК-1000, которые являются сугубо российским проектом. На Западе изначально развивалось альтернативное направление - корпусные водоохлаждаемые реакторы PWR, аналогом которых в России являются реакторы ВВЭР. Основным конструктивным недостатком реакторов РБМК является отсутствие защитной оболочки - дополнительного барьера безопасности. Защитная оболочка спасла население США при аварии на АЭС TMI-2 с корпусным реактором. Отсутствие такой оболочки на ЧАЭС позволило радионуклидам проникнуть далеко за пределы АЭС, даже за пределы СССР.

Разработчики данной реакторной установки не предусмотрели создания таких систем безопасности, которые полностью исключали бы возможность неконтролируемого роста потока нейтронов при непредсказуемом, казалось бы, невероятном сочетании различных нарушений технологического регламента, правил эксплуатации. В частности, существовала принципиальная возможность выводить в верхнее положение из активной зоны все стержни.

К известным до аварии недостаткам РБМК прежде всего относится наличие значительного положительного эффекта реактивности в случае уменьшения плотности теплоносителя. Уменьшение плотности теплоносителя имеет место, в частности, при увеличении содержания в каналах пара, а при этом происходит рост реактивности аппарата, т.к. вода в этом реакторе играет еще и роль поглотителя нейтронов. То, что в реакторе РБМК-1000 был положительный паровой коэффициент, безусловно, является дефектом физических принципов, заложенных в конструкцию реактора, за который несут ответственность его разработчики. Только в реакторе РБМК была возможна ситуация, когда закипание воды и осушение активной зоны приводили к неконтролируемому росту цепной реакции, плавлению твэлов и тепловому взрыву активной зоны. Для всех других типов реакторов потеря теплоносителя - воды - прекращает цепную реакцию, и они останавливаются без вмешательства человека.

Более того, как было выяснено после аварии, конструктивные особенности поглощающих стержней были таковы, что опускание из верхнего положения разом всех аварийных стержней (в результате нажатия кнопки АЗ) приводило к введению положительной реактивности в первые секунды (что и подтолкнуло реактор к взрыву) и только потом - отрицательной.

После аварии эти недостатки РБМК были устранены на всех действующих АЭС с реакторами РБМК.

Наконец, вследствие больших размеров канальные реакторы характеризуются большим количеством ядерного топлива. В реакторе многие детали изготовлены из циркония - материала, при окислении которого в воде выделяется водород. По потенциальной опасности возможности аварии со взрывом водорода реакторы РБМК в 5 раз опаснее корпусных реакторов.

6.2. ПРИЧИНЫ АВАРИИ

Авария произошла на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. примерно в 1 ч 23 мин по московскому времени. В результате произошло разрушение активной зоны реакторной установки и части здания 4-го блока, а также выброс значительной части накопившихся в активной зоне радиоактивных продуктов в атмосферу.

Причиной случившейся катастрофы явилось непредсказуемое сочетание нарушений регламента и режима эксплуатации энергоблока, допущенных обслуживающим персоналом. В результате этих нарушений возникла ситуация, в которой проявились существовавшие до аварии недостатки РБМК.

В конце апреля 1986 г. предполагалось остановить реактор 4-го энергоблока на планово-предупредительный ремонт. Перед остановкой были запланированы испытания одного из турбогенераторов в т.н. режиме выбега с нагрузкой собственных нужд блока. Суть эксперимента заключалась в моделировании ситуации, когда турбогенератор может остаться без подачи пара. Для этого был разработан специальный режим, в соответствии с которым при отключении подачи пара генератор за счет инерционного вращения ротора некоторое время продолжал бы вырабатывать электроэнергию, необходимую для собственных нужд, в частности, для питания главных циркуляционных насосов.

Качество программы испытаний, которая не была должным образом подготовлена и согласована, оказалось низким. В ней был нарушен ряд важнейших положений регламента эксплуатации. В частности, ею предписывалось отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР). Этого нельзя делать ни в какой ситуации. Однако это было сделано. Такие действия были обоснованы тем, что в ходе эксперимента могло произойти автоматическое срабатывание САОР, что помешало бы завершению испытаний в режиме выбега. В результате несколько часов реактор эксплуатировался без этого чрезвычайно важного элемента системы безопасности.

На первый взгляд планируемые испытания представляли собой чисто электротехническую проблему, т.к. предполагалась проверка работы не реактора, а турбогенератора, отключенного от пара. Реально же эти испытания непосредственно затрагивали работу реактора, т.к. предполагавшееся отключение энергоблока от пара с учетом последующих изменений параметров процесса могло привести к неконтролируемому введению положительной реактивности. В программе эксперимента не было указано, куда в ходе его проведения отводить излишки пара, т.к. для турбогенератора он уже не требовался. А увеличение паросодержания в каналах реактора неминуемо должно было привести к введению положительной реактивности и изменению режима охлаждения активной зоны. При этом, как уже говорилось, программа санкционировала отключение САОР.

Согласно восстановленному комиссией после аварии ходу событий, 25 апреля 1986 г. ситуация развивалась следующим образом.

В 1 ч 00 мин, в соответствии с графиком остановки реактора на планово-предупредительный ремонт, персонал приступил к снижению мощности аппарата, работавшего на номинальных параметрах. Однако этот процесс был приостановлен по требованию диспетчера энергосистемы.

В 14 ч 00 мин, в соответствии с программой эксперимента, была отключена САОР, что являлось грубейшим нарушением правил эксплутации реактора.

В 23 ч 10 мин от диспетчера было получено разрешение на остановку реактора, и началось дальнейшее снижение его мощности (тепловой) до 1000 - 700 МВт, как и предусматривалось программой эксперимента. Но оператор не справился с управлением, в результате чего мощность упала почти до нуля.

В 1 ч 00 мин 26 апреля персоналу наконец удалось поднять мощность реактора и стабилизировать ее на уровне 200 МВт (тепловых) вместо 1000 - 700, предусмотренных программой эксперимента.

Здесь следует отметить, что одним из продуктов деления, образующимся в ходе цепной реакции, является изотоп , имеющий период полураспада около 7 часов. Затем он переходит в , обладающий большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Ксенон, который иногда называют "нейтронным ядом", имеет период полураспада около 9 часов и постоянно присутствует в активной зоне реактора. Но при нормальной работе аппарата он частично выгорает за счет поглощения нейтронов, поэтому количество ксенона практически сохраняется на одном уровне.

При снижении же мощности реактора и соответственно уменьшении потока нейтронов в активной зоне количество ксенона возрастает. Происходит так называемое "отравление реактора". При этом реактор попадает в глубоко подкритичное состояние, известное под названием "йодной ямы". Пока она не пройдена, т.е. пока "нейтронный яд" не распадется, реактор должен быть остановлен.

Именно это произошло на 4-м энергоблоке ЧАЭС в ночь с 25 на 26 апреля из-за снижения мощности реактора. Но, несмотря на категорическое требование регламента останавливать реактор в подобной ситуации, персонал произвел подъем мощности до 200 МВт. Для этого пришлось поднять в верхнее положение почти все поглощающие стержни. По данным распечатки программ быстрой оценки состояния на 1 ч 22 мин 30 с, в активной зоне находилось всего 6 - 8 стержней. Это количество было примерно вдвое меньше предельно допустимого, что также являлось грубейшим нарушением требований регламента.

В 1 ч 23 мин 04 с оператор закрыл стопорно-регулирующие клапаны турбогенератора №8, прекратив подачу на него пара. Начался режим выбега. В момент отключения турбогенератора должна была сработать еще одна система автоматической защиты, останавливающая реактор. Но персонал заблаговременно отключил и ее.

Действия персонала привели к увеличению объемного паросодержания в каналах, во много раз большему, чем при нормальной работе реактора. Рост паросодержания вызвал введение положительной реактивности, причем колебания мощности могли привести к ее дальнейшему росту. Реактор начал разгоняться.

В 1 ч 23 мин 40 с начальник смены 4-го энергоблока, осознав опасность ситуации, дал команду нажать кнопку аварийной защиты. Практически все стержни из верхнего положения пошли вниз, но через несколько секунд раздались взрывы. Ввод стержней из верхнего положения, как показали позже специальные исследования, из-за их конструктивных особенностей оказался неэффективным и привел дополнительно к введению положительной реактивности.

Оценки, проведенные специалистами после аварии, показали, что с уровня 0,07 от номинального мощность реактора возросла до пятикратного превышения номинального уровня. Это привело к необратимым изменениям в активной зоне, в частности, к нагреву всех элементов, образованию водорода, возгоранию графитовой кладки и взрывам образовавшегося водорода.

В плане сравнения различных аварий интересна точка зрения, сформулированная академиком В. А. Легасовым:

"Реакторщики, естественно, изучали все аварии на АЭС и, если было нужно, предпринимали дополнительные меры безопасности. Особенно после нашумевшей аварии на станции Тримайл-Айленд в США. Но не изучали, к сожалению, аварии в других отраслях промышленности. А ход событий на Чернобыльской станции, приведших к трагедии, ничем не напоминал ни одну из аварийных ситуаций на других АЭС, но был чрезвычайно, до деталей схож с тем, что произошло на химическом заводе в Бхопале (Индия) в 1984 г.

До деталей. У нас работа в ночь на субботу, там - в воскресенье. Здесь отключили аварийную защиту, там отключили играющие защитную функцию холодильники и абсорбер. Там была техническая неисправность задвижки, пропуск воды и, как результат, экспоненциально развивающаяся экзотермическая реакция при отключенных холодильниках, здесь - избыток пара и рост реактивности. Главное же в том, что и там, и тут персонал смог, имел технические возможности, несмотря на все запреты, отключить защитные устройства".

6.3. РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИАЦИИ И МЕДИЦИНСКИЕ АСПЕКТЫ АВАРИИ

Выброс радионуклидов за пределы аварийного блока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, состоявший из нескольких стадий.

27 апреля 1986 г. высота загрязненной радионуклидами воздушной струи, выходящей из поврежденного энергоблока, превышала 1200 м, мощность дозы в ней на удалении 5 - 10 км от места аварии составляла около 1 Р/ч. Суммарный выброс продуктов деления (без радиоактивных инертных газов) по расчетам специалистов составил 50 МКи, что примерно соответствует 3,5% общего количества радионуклидов в реакторе на момент аварии. Выброс активности, обусловленной легколетучими радионуклидами (изотопами криптона и ксенона, йодом, цезием, теллуром и др.), составил более 90 МКи. К 6 мая 1986 г. выброс радиоактивности в основном завершился.

Первоначально распространение радиоактивного загрязнения воздушных потоков происходило в западном и северном направлениях, в последующие два - три дня - в северном, а с 29 апреля 1986 г. в течение нескольких дней - в южном направлении (в сторону Киева). Загрязненные воздушные массы распространились на значительные расстояния по территории Белоруссии, Украины и России, а также за пределами СССР. Через 15 дней после аварии уровень g-фона в 5 мР/ч был зафиксирован на расстоянии 50 - 60 км к западу и 35 - 40 км к северу от ЧАЭС. В Киеве уровни радиации в мае 1986 г. достигали нескольких десятых миллирентгена в час.

Радиоактивному загрязнению в значительной мере подверглись Гомельская и Могилевская области Белоруссии, районы Киевской и Житомирской областей Украины, примыкающие к 30-километровой зоне вокруг ЧАЭС, часть Брянской области России. Всего же в той или иной степени оказались загрязненными радионуклидами 11 областей Советского Союза, в которых проживает 17 млн. человек. Мелкодисперсные радиоактивные частицы с воздушными потоками достигли отдельных районов Кавказа, Сибири и Средней Азии. Общая площадь загрязнения в пределах от 1 до 5 Ки/км² оценивается в 150000 км².

Значительно меньшее повышение уровней радиации было зафиксировано в целом ряде стран, где были выявлены некоторые радионуклиды, выброс которых в атмосферу произошел в результате аварии на ЧАЭС. В 6 ч утра 27 апреля 1986 г. это было зарегистрировано соответствующими службами в Швеции, затем в Финляндии и Польше. В МАГАТЭ поступила информация об изменении радиологической обстановки и принятых защитных мерах от 23 государств - его членов. Кроме того, первоначальный выброс из поврежденного реактора, высота которого превышала 1 км, привел к переносу части радиоактивных веществ за пределы Европы, в частности, в Китай, Японию и США.

Выводы и рекомендации бюро Всемирной организации здравоохранения (ВОЗ) для Европы, а также официальные сообщения национальных служб здравоохранения ряда европейских стран были таковы: уровень радиации в странах Европы не создавал опасности для здоровья людей. Начиная с 15 мая ВОЗ получала регулярную информацию об уровнях радиации на интересующих ее территориях Советского Союза. С 9 мая данные о радиационной обстановке из семи различных метеостанций ежедневно передавались по телеграфу в МАГАТЭ. Одна из станций, Остер, была расположена в 60 км от Чернобыля. Шесть других размещались вдоль западной границы СССР, в городах Ленинграде, Риге, Вильнюсе, Бресте, Рахове и Кишиневе. Таким образом, контролировалась практически вся западная граница, через которую могли переноситься радиоактивные вещества на территории соседних государств.

Данные, полученные с этих станций, показали, что мощность дозы в северо-западных районах СССР в большинстве случаев составляла около 0,01 мР/ч, то есть соответствовала естественному уровню. На западе, в районе Бреста, уровень радиации был незначительно повышен, но к 20 мая он практически нормализовался. Повышенные уровни радиации сохранялись к тому времени в юго-западных районах (в городах Рахове и Кишиневе - 0,025 мР/ч).

В связи с тем, что некоторые средства массовой информации на Западе распространяли информацию о радиационной обстановке в странах Европы, не соответствующую действительности, генеральный директор МАГАТЭ Ханс Бликс писал: "Мы могли сетовать - что я иногда и делаю, - что средства массовой информации стремятся помещать на первых полосах сведения, основанные на любых панических измышлениях или слухах, и, таким образом, вызывают неоправданную тревогу у населения".

В выбросах из аварийного реактора были выделены 23 основных радионуклида. Большую часть из них составляли короткоживущие изотопы, которые распались в течение нескольких месяцев после аварии. В первые минуты после взрыва и образования радиоактивного облака наибольшую опасность представляли изотопы инертных газов. Атмосферные условия в районе ЧАЭС в момент аварии способствовали тому, что радиоактивное облако прошло мимо г. Припяти и постепенно рассеялось в атмосфере, теряя свою активность. В дальнейшем тревогу врачей вызывали выпавшие на почву короткоживущие радиоизотопы, в первую очередь . Несмотря на то, что период его полураспада менее 8 суток, он обладает большой активностью и опасен тем, что передается по пищевым цепям, быстро усваивается человеком и накапливается в щитовидной железе. В связи с этим были введены ограничения на употребление некоторых пищевых продуктов, и проводилась йодная профилактика. Кроме того, все работавшие в наиболее опасной зоне в обязательном порядке пользовались респираторами.

В середине июня 1986 г. заместитель председателя Госкомитета по использованию атомной энергии СССР Б. Семенов так прокомментировал сложившуюся ситуацию:

"За пределами 30-километровой зоны вокруг ЧАЭС основными радиационными факторами, воздействующими на население Украины, Белоруссии, Молдавии и отдельных областей РСФСР, на территории которых произошло выпадение радиоактивных осадков, является внешнее гамма-излучение и поступление с пищевыми продуктами в количествах, не опасных для здоровья населения.

Прежде всего, речь идет о молоке. Отдельные его партии, где содержание превышает установленный норматив, направляются на переработку в продукты, которые могут быть выдержаны в течение одного-двух месяцев. Кстати, наш норматив на содержание в молоке в 10 раз жестче, чем тот, который был установлен в Англии, когда там при аварии реактора в атмосферу тоже попал изотоп .

Что же касается овощей, фруктов, зерновых, урожай которых ожидается в середине лета и осенью, нет никаких оснований предполагать, что они окажутся загрязненными ".

После распада большей части радиоактивного йода внимание радиохимиков и медиков привлекал, прежде всего, плутоний. Он характеризуется сравнительно небольшой активностью и, соответственно, большим периодом полураспада. Кроме того, он чрезвычайно токсичен, и его накопление даже в малых дозах опасно для легких. В результате проведенных исследований выяснилось, что протяженность зон с повышенной концентрацией плутония была незначительной, а химические формы и размеры частиц, в составе которых он оказался, легко задерживались респираторами.

Следующей проблемой стали долгоживущие изотопы стронция и цезия, в первую очередь - . Их наличие на той или иной территории в течение нескольких лет обусловливало необходимость проведения дополнительных дезактивационных работ, а также определяло решение вопросов реэвакуации населения, сельскохозяйственных работ, режима питания людей и др.

Непосредственно от аварии погибло 30 человек. Из них 28 скончались от острой лучевой болезни. С подозрением на диагноз "острая лучевая болезнь" разной степени тяжести было госпитализировано 237 человек из числа персонала, находившегося вблизи аварийного блока. Впоследствии у 92 из них этот диагноз не подтвердился. Из 145 человек с подтвердившимся диагнозом IV степень острой лучевой болезни была отмечена у 21 человека (на 1 января 1988 г. 20 из них умерли), III степень - у 21 человека (7 умерли), II степень - у 53 человек (один умер), I степень - у 50 человек. Среди населения 30-километровой зоны и других районов случаев заболевания острой лучевой болезнью не отмечалось. По официальным данным, с учетом людей, принимавших участие в работах по ликвидации последствий Чернобыльской аварии, от острой лучевой болезни скончались 134 человека, 104 из них - в течение 15 лет, прошедших с момента аварии.

Что касается отдаленных последствий повышения радиационного фона для населения, то потенциальное увеличение количества онкологических заболеваний в районах, подвергшихся наибольшему радиоактивному загрязнению, первоначально оценивалось в 1 - 1,5%. Эти данные были приведены советскими врачами осенью 1986 г. на специальной сессии Генеральной ассамблеи МАГАТЭ в Вене. Считается, что вероятность генетических последствий в 3 раза меньше, чем онкологических.

Обратимся к статистике. Специальная выборка по Могилевской, Гомельской, Киевской и Брянской областям свидетельствует, что рождаемость в Брянской области за 1985 - 1987 гг., т.е. до и после аварии, составила 15,3 - 16,3 - 16 новорожденных на тысячу человек. Сравним эти данные со средним показателем по РСФСР: 16,5 - 17,2 - 17. Итак, в 1986 г. рождаемость незначительно выросла, в 1987 г. роста не наблюдалось. При этом картина по Брянской области не отличалась от общероссийской.

Показательны данные о детской смертности. Например, в Киевской области за те же годы она составляла 15,5 - 12,2 - 12,1 на тысячу новорожденных, в Гомельской области - 16,3 - 13,4 - 13,1. Объяснение такого снижения детской смертности может быть только одно - после аварии было усилено медицинское наблюдение, в связи с чем значительно снизилась частота желудочно-кишечных заболеваний - одной из важных причин детской смертности в возрасте до одного года.

Что касается динамики онкологических заболеваний в этих же регионах, то, например, в Могилевской области в 1985 г. было зарегистрировано 239 случаев на 100 тыс. населения, в 1986 г. - 258, в 1987 - 268 случаев. Налицо явный рост, но и в целом по стране наблюдалась такая же картина. Более того, и в некоторых развитых странах Запада уровень заболеваемости раком достиг уже 400 случаев на 100 тыс. населения. Поэтому однозначно объяснить рост количества онкологических заболеваний в нашей стране аварией на Чернобыльской АЭС невозможно.

В 1992 - 1995 гг. (по прошествии скрытого латентного периода) зарегистрировано удвоение частоты заболеваемости лейкозами среди "ликвидаторов" по сравнению с ожидаемым спонтанным уровнем, рост заболеваемости щитовидной железы (из 55 случаев 12 отнесены на счет радиации). Кроме того, среди "ликвидаторов" зарегистрирован существенный рост числа случаев инвалидности: с 1991 по 1994 гг. - в 6,6 раз, с 1994 по 1997 гг. - в 1,6 раза. Выявлен рост заболеваемости раком щитовидной железы среди детей: 170 случаев в Брянской области, из которых 55 отнесены к воздействию радиации.

Завершая анализ последствий радиационных аварий и, в частности, крупнейшей из них - Чернобыльской катастрофы, необходимо отметить, что после 1986 года ни на одной атомной электростанции в мире не случилось ни одной серьезной аварии, сопровождающейся значительным выбросом радионуклидов в окружающую среду. Можно сказать, что аварии, к сожалению неоднократно имевшие место на различных атомных электростанциях в период до аварии на ЧАЭС, были проявлением "болезни роста" атомной энергетики. Они многому научили и заставили внести серьезные коррективы в требования, предъявляемые к конструкции и вообще к уровню безопасности ядерных энергетических установок.

Несмотря на то, что непосредственно после аварии на ЧАЭС некоторые проекты по введению в строй новых атомных электростанций были заморожены, к 2001 году доля АЭС в общем энергетическом балансе России возросла с 12% до 14,9%. Общее число нарушений в работе АЭС в России только за 2000 г. снизилось на 29%. Наблюдается резкое снижение количества внеплановых остановок реакторов. Поэтому имел место пуск Ростовской АЭС, имеются предложения и по другим проектам. Сохранились позиции ядерной энергетики и в других ведущих странах (во Франции и сегодня более 70% электроэнергии производится на АЭС).

Итак, после ряда крупных аварий атомные электростанции не отвергнуты человечеством, а ужесточены требования к их безопасности. Причиной такой стратегии является экономическая выгода АЭС и их экологическая чистота при нормальной, безопасной эксплуатации.

В завершение темы интересно привести слова генерального директора МАГАТЭ Ханса Бликса, сказанные вскорости после аварии на ЧАЭС:

"Однако является ли уникальным ущерб в более широком значении? Мощность блоков Чернобыльской АЭС составляет 4000 мегаватт (электрических). То же количество электроэнергии, произведенное с помощью угля, будет стоить определенного числа потерь среди шахтеров и транспортных рабочих, а загрязнение вызовет определенное число случаев смерти и нанесение ущерба лесам, озерам, земле и городам, а также станет причиной раковых заболеваний. И это случится не в результате аварии, а при нормальных рабочих условиях. Так что даже при нынешних напряженных обстоятельствах, особенно в такое время, мы должны сохранять в наших суждениях необходимое чувство пропорции".

[1] При этом нельзя забывать, что за тот же период значительно большее количество аварий с тяжелыми последствиями произошло на химических предприятиях. О вреде, наносимом тепловыми электростанциями, говорилось выше.

[2] Утилизацию реактора планируется провести в три этапа. На первом этапе реактор "глушится" и расхолаживается, топливо извлекается. На втором этапе, который уже начат, демонтируется его оборудование, полости заполняются бетоном. Этот процесс рассчитан на 5 лет. Последний этап займет 20-25 лет. На этом этапе будет принято решение о дальнейших действиях с реактором: его консервации там, где он сейчас находится, либо транспортировки в другой пункт захоронения.

[3] Для смесей материнского и дочернего радионуклидов указан период полураспада материнского.

[4] При взаимодействии с водой некоторые катионы почв в раствор не переходят, а обмениваются в эквивалентном количестве на катионы солевого почвенного раствора. Общее количество обменных катионов, содержащееся в 100 г сухой почвы, называется емкостью поглощения, или емкостью обмена.