История ЧАЭС. - Форум

Разработка проектного задания на строительство Чернобыльской АЭС мощностью 2000 МВт была поручена Уральскому отделению института "Теплоэлектропроект". Проектное задание, утвержденное Минэнерго СССР 29.09.67г., было разработано в трех вариантах: - с применением реактора РБМК (реактор большой мощности канальный)-1000; - с применением газографитового реактора РК-1000; - с применением реактора ВВЭР-1000. Согласно проектному заданию технико-экономические показатели первого варианта были наиболее низкими, но состояние разработок и возможность поставок оборудования - наиболее благоприятными.
Применение реакторов РБМК-1000 было определено совместным Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР от 19.06.69 г. и утверждено Советом Министров СССР 14.12.70 г. В соответствии с приказом Минэнерго СССР от 30.03.70 г. дальнейшее проектирование Чернобыльской АЭС было поручено институту "Гидропроект". Разработку проекта реакторного отделения первой очереди ЧАЭС, включая рабочее проектирование, выполнил институт ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР в качестве субподрядчика. В качестве базового для Чернобыльской АЭС был принят энергоблок с реактором РБМК-1000 электрической мощностью 1000 МВт - гетерогенный канальный реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя - вода.
Чернобыльская АЭС была третьей станцией с реакторами типа РБМК-1000 после Ленинградской и Курской АЭС, пущенных в 1973 и 1976 гг.
Принципиальной особенностью конструкции канальных реакторов являлось отсутствие специального прочного корпуса, свойственного реакторам типа ВВЭР, строящимся в СССР и широко применяемым в других странах. Серийное изготовление уникальных высокопрочных корпусов больших размеров сдерживалось в те годы отсутствием необходимых производственных мощностей. В этих условиях строительство канальных реакторов позволяло обеспечить быстрое развитие атомной энергетики, поскольку для их сооружения не требовались реакторные корпуса. Такие энергоустановки, кроме того, давали возможность достижения большой мощности одного блока - 1000, а затем и 1500 МВт. Последнее обстоятельство является важным, так как максимальная мощность реакторов типа ВВЭР определялась, в первую очередь, именно размерами корпуса. Подготовленные к реализации на тот период проекты реакторов ВВЭР были ограничены мощностями энергоблоков 440 МВт, и только к 1980 г. единичная мощность таких энергоблоков доведена до 1000 МВт.
Кроме того, на реакторах РБМК можно осуществлять перегрузку ядерного топлива ('на ходу'), что позволяет повысить коэффициент использования его мощности. Активная зона реактора РБМК-1000 представляет собой цилиндрическую графитовую кладку диаметром 11,8 м и высотой 7 м, которую пронизывает 1661 вертикальный канал диаметром 80 мм из циркониевого сплава. Внутри каналов располагаются органы управления реактором и тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие 18 стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) из двуокиси урана в оболочке из циркониевого сплава. Поступающая снизу в реактор вода проходит по каналам с ТВС и нагревается до кипения. Образовавшийся пар после сепарации поступает непосредственно на турбину, а затем в конденсатор, после чего с помощью насосов конденсат возвращается в реактор. Такая схема называется одноконтурной и является типичной для реакторов с кипящим теплоносителем. Особенностью канальных реакторов является то, что подвод воды и отвод пароводяной смеси осуществляется для каждого канала индивидуально. В реакторе РБМК-1000 эти каналы сгруппированы в два независимых друг от друга контура, каждый из которых охватывает половину реактора.

Научным руководителем проекта РБМК-1000 был назначен Институт атомной энергии им. Курчатова (ИАЭ), а главным конструктором - Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) Минсредмаша СССР.
28 мая 1969 г. вышло Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР об утверждении сметно-финансового расчета на строительство первоочередных объектов Чернобыльской ГРЭС.
17 декабря 1969 г. - Приказ Министра энергетики и электрификации СССР об организации 1 января 1970 г. дирекции Чернобыльской ГРЭС.
В мае 1970 г. приступили к подготовке котлована под 1-й энергоблок.
В июле 1971 г. закончено строительство ЛЭП 110 кВт п/с Чернобыльская.
7 декабря 1971 г. была создана постоянно действующая комиссия по принятию объектов Чернобыльской АЭС.
С самого начала строительства низкие темпы ставили под угрозу срыва сроки пуска 1-го энергоблока в 1975 г. 14 апреля 1972 г. вышло Постановление ЦК КП Украины и Совета Министров УССР "О ходе строительства Чернобыльской атомной электростанции". В постановлении отмечено, что управление строительства "Кременчуггэсстрой" Министерства энергетики и электрификации СССР медленно разворачивает строительство Чернобыльской атомной электростанции. План работ не выполняется. Строительно-монтажные работы выполняются на низком инженерном уровне, допускаются большие потери рабочего времени строителей, недостаточно используется строительная техника. Дирекция атомной электростанции несвоевременно и некомплектно выдает на строительство необходимую проектно-сметную документацию. Длительное время не решается вопрос о резервном источнике электроснабжения строительства.
15 августа 1972 г. в основание главного корпуса был заложен первый кубометр бетона.
30 января 1973 г. Принято решение Минэнерго СССР "О вводе в действие 1 энергоблока ЧАЭС в 1975 г."
30 апреля 1975 г. первый секретарь ЦК КПУ В.В. Щербицкий обратился к Председателю Совета Министров СССР А.М. Косыгину с просьбой решить вопрос об обеспечении строящейся ЧАЭС оборудованием. Персонал ЧАЭС в эти тяжелые дни прикладывал максимум усилий для обеспечения правительственных сроков.
16 мая 1975 года приказом директора ЧАЭС создана комиссия по подготовке и проведению пуска 1-го энергоблока ЧАЭС. Строители, монтажники и эксплуатационный персонал самоотверженным трудом обеспечивали пуск 1-го энергоблока. Была организована круглосуточная работа по критическим позициям графика пуска блока.
С начала октября 1975 г. на склад свежего топлива стали поступать первые топливные сборки (ТВС).
15 мая 1976 г. в связи с требованием технического проекта и СЭС установлен регулярный дозиметрический контроль в районах зоны прилегания к АЭС.
В октябре 1976 г. приступили к заполнению пруда-охладителя.
В начале мая 1977 г. коллектив монтажников, строителей, наладчиков и эксплуатационный персонал ЧАЭС приступили к пуско-наладочным работам на 1-м энергоблоке.
С 8 июня 1977 г., в связи с началом работ по сборке топлива была организованна зона строгого режима (ЗСР)
1 августа 1977 г. была загружена первая ТВС.
14 августа была завершена полномасштабная загрузка топлива. Впервые загрузка топлива и основные эксперименты по программе физпуска были осуществлены на 25 суток ранее предполагаемого срока.
18 сентября 1977 г. начался подъем мощности реактора.
26 сентября включен в сеть турбогенератор №2.
2 ноября включен в сеть турбогенератор №1. 14 декабря 1977 г. Подписан акт приемки 1-го энергоблока ЧАЭС в эксплуатацию.
24 мая 1978 г. 1 энергоблок был выведен на мощность 1000 МВт, которая была освоена на 2 месяца ранее запланированного срока.
16 ноября 1978 г. начался физический пуск 2-го энергоблока.
19 декабря 1978 г. начался подъем мощности реактора 2-го энергоблока.
21 декабря 1978 г. включен в сеть турбогенератор №3.
10 января 1979 г. дал промышленный ток турбогенератор №4. Энергоблок 2 ЧАЭС введен в строй действующих.
22 апреля 1979 г. Чернобыльская АЭС выработала первые десять миллиардов кВт. Ч.
28 мая 1979 г. энергоблок №2 выведен на проектную мощность 1000 МВт, которая была освоена за 5 месяцев.
5 октября 1979 г. I очередь Чернобыльской АЭС выведена на номинальную мощность 2 млн. кВт. На освоение 1-го энергоблока ЧАЭС ушло 8 месяцев, на освоение 2-го - 5 месяцев.
21 октября 1980 г. поставлена под напряжение ЛЭП - 750 кВт.
3 декабря 1981 г. осуществлен энергопуск 3-го энергоблока.
8 марта 1982 г. на ЧАЭС выработано 50 млрд. кВт.
9 июня 1982 г. на 3-м энергоблоке на 3 месяца раньше намеченного срока освоена проектная мощность 1000 МВт.

Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года в 01 ч. 23 мин. 40 с. (время московское) в ходе проведения проектных испытаний одной из систем обеспечения безопасности. Данная система безопасности предусматривала использование механической энергии вращения останавливающихся турбогенераторов (так называемого выбега) для выработки электроэнергии в условиях наложения двух аварийных ситуаций. Одна из них - полная потеря электроснабжения АЭС, в том числе главных циркуляционных насосов (ГЦН) и насосов системы аварийного охлаждения реактора (САОР); другая - максимальная проектная авария (МПА), в качестве которой в проекте рассматривается разрыв трубопровода большого диаметра циркуляционного контура реактора. Проектом предусматривалось, что при отключении внешнего электропитания электроэнергия, вырабатываемая турбогенераторами за счет выбега, подается для запусков насосов, входящих в САОР, что обеспечило бы гарантированное охлаждение реактора. Предложение об использовании выбега ТГ исходило в 1976 году от главного конструктора реактора РБМК. Эта концепция была признана и включена в проекты строительства АЭС с реакторами такого типа.
Однако энергоблок № 4 ЧАЭС, как и другие энергоблоки с РБМК, был принят в эксплуатацию без опробования этого режима, хотя такие испытания должны быть составной частью предэксплуатационных испытаний основных проектных режимов энергоблока. Кроме Чернобыльской, ни на одной АЭС с реакторами РБМК – 1000 после ввода их в эксплуатацию, проектные испытания по использованию выбега ТГ не проводились. Такие испытания были проведены на энергоблоке № 3 Чернобыльской АЭС в 1982 г. Они показали, что требования по характеристикам электрического тока, вырабатываемого за счет выбега ТГ, в течение заданного времени не выдерживались и необходима доработка системы регулирования возбуждения ТГ.
Программами испытаний 1982-1984 гг. предусматривалось подключение к выбегающему ТГ по одному ГЦН каждой из двух петель циркуляции реактора, а программами 1985 г. и апреля 1986 г. - по два ГЦН. При этом моделирование аварийной ситуации предусматривалось при отключенной ручными задвижками САОР. Испытание на 4-м энергоблоке было намечено провести днем 25 апреля 1986г. при тепловой мощности реактора 700 МВт, после чего реактор планировалось остановить для проведения плановых ремонтных работ. Следует отметить, что программа испытаний соответствовала действовавшим на тот момент требованиям. Таким образом, испытания должны были проводиться в режиме пониженной мощности, для которого характерны повышенный, относительно номинального, расход теплоносителя через реактор, незначительный недогрев теплоносителей до температуры кипения на входе в активную зону и минимальное паросодержание. Эти факторы оказали прямое влияние на масштаб аварии.

25 апреля

01.06. Начало снижения мощности энергоблока (оперативный запас реактивности равен 31 стержню).
03.47. Тепловая мощность реактора снижена и застабилизирована на уровне 50 % (1600 МВт).
07.10. ОЗР равен 13,2 стержня.
13.05. Отключен от сети ТГ-7 (первый из двух ТГ, входящих в состав энергоблока)
14.00. САОР отключена от контура циркуляции. Отсрочка выполнения программы испытаний по требованию диспетчера Киевэнерго (САОР в работу введена не была, реактор продолжал работать на тепловой мощности 1600 МВт).
15.20 - 23.10. Начата подготовка энергоблока к проведению испытаний.
Продолжено снижение мощности энергоблока. Тепловая мощность реактора снижена до 720 МВт, равномерная разгрузка энергоблока продолжается. Происходит смена оперативного персонала управления реактором.

00.28. При тепловой мощности реактора около 500 МВт в процессе перехода с системы локального регулирования мощности на автоматический регулятор мощности основного диапазона было допущено не предусмотренное программой снижение тепловой мощности приблизительно до 30 МВт. Начат подъем мощности.
00.39.32' - 00.43.35'. Персонал в соответствии с регламентом испытаний заблокировал сигнал аварийной защиты по останову двух ТГ
00.41 - 01.16. Отключение от сети ТГ-8 для снятия вибрационных характеристик на холостом ходу (второй ТГ, входящий в состав энергоблока)
01.03. Тепловая мощность реактора поднята до 200 МВт и застабилизирована (испытание было решено проводить на этой мощности)
01.03. В дополнение к работающим шести ГЦН включен в работу седьмой ГЦН
01.07. Включен в работу восьмой ГЦН (последний из обеспечивающих циркуляцию в реакторе).
01.09. Резко снижен расход воды до 90 т/ч по правой стороне и до 180 т/ч по левой при общем расходе по контуру 5600-5800 т/ч. В результате температура на всосе ГЦН составила 280 градусов по Цельсию.
01.22.30'. Системой "Скала" произведена запись параметров реактора на магнитную ленту.
01.23.04'. Начало испытаний. На ТГ-8 закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбины, начался выбег четырех ГЦН
01.23.10'. Нажата кнопка МПА, специально смонтированная для проведения испытаний с целью имитации сигнала МПА
01.23.40'. Нажата кнопка АЗ-5 аварийной защиты реактора, стержни аварийной защиты начали движение в активную зону
01.23.43'. Появились аварийные сигналы по периоду разгона, а также по превышению мощности реактора
01.23.46'. Отключена первая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.46,5'. Отключена вторая пара "выбегающих" ГЦН
01.23.47'. Резкое (на 40 снижение расходов ГЦН, не участвующих в выбеге, и недостоверное показание расходов ГЦН, участвующих в выбеге, резкое увеличение давления и подъем уровня в барабанах-сепараторах; сигналы "Неисправность измерительной части" в обоих автоматических регуляторах основного диапазона (1АР, 2АР)
01.23.48'. Восстановление расходов на ГЦН, не участвующих в выбеге, до значений, близких к исходным; на выбегающих ГЦН левой стороны восстановление расходов на 15% ниже исходного; на выбегающих ГЦН правой стороны восстановление расходов на 10 % ниже от исходного для ГЦН-24 и "недостоверность" для ГЦН-23; дальнейший рост давления и уровня в барабанах - сепараторах; срабатывание быстродействующих редукционных устройств сброса пара в конденсатор турбины
01.23.49'. Сигнал аварийной защиты "Повышение давления в реакторном пространстве (разрыв технологического канала)"; сигнал "Нет напряжения=48В" (снято питание с муфт сервоприводов стержней системы управления и защиты реактора; сигналы "Неисправность исполнительной части автоматических регуляторов 1АР, 2АР"
01.24. (Из записи в оперативном журнале старшего инженера управления реактором). "Сильные удары, стержни системы управления и защиты остановились, не дойдя до нижних концевиков. Выведен ключ питания муфт".

По свидетельствам очевидцев, в это время произошло два мощных взрыва с разрушением части реакторного блока и машинного зала, на энергоблоке № 4 ЧАЭС возник пожар. К 15 ч. 26 апреля 1986г. было достоверно установлено, что реактор разрушен, а из его развала в атмосферу поступают огромные количества радиоактивных веществ.

Основные даты ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС 1986 года

26 апреля - Авария на 4-м энергоблоке. Распоряжением Совета Министров СССР № 830 для расследования причин и ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС была создана Правительственная комиссия. Председателем комиссии был назначен заместитель Председателя Совета Министров СССР Б.Е. Щербина
27 апреля - Эвакуация населения из г. Припять и 10-км зоны.
27 апреля - 10 мая - Засыпка защитных материалов с вертолетов в развал 4-го энергоблока.
2 мая - Принято решение об эвакуации населения из 30-км зоны ЧАЭС и других населенных пунктов, подвергшихся радиоактивному загрязнению.Энергоблоки №1,2,3 переведены в режим временной консервации.
6 мая - Персоналом ЧАЭС освобожден от воды первый этаж бассейна-барботера 4-го блока с целью устранения контакта расплавленных топливных масс с водой. Резкое снижение мощности выброса.Начало дезактивации территории, зданий и сооружений ЧАЭС и г. Припять.
9 мая - Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР "О проведении дезактивационных работ в районах УССР и БССР, которые подверглись радиоактивному
загрязнению вследствие аварии на ЧАЭС".
16 мая - Правительственная комиссия приняла решение о долговременной
консервации разрушенного энергоблока.
20 мая - Приказ №211 Министерства среднего машиностроения "Об организации управления строительства на Чернобыльской АЭС" (УС-605).
20 мая - 15 июля - Первый этап сооружения "Укрытия". Освоение пространства для разворачивания строительных работ (удаление источников излучения, дезактивация). Изготовление конструкций и элементов ОУ. Создание инфраструктуры (бетонные заводы, транспортные коммуникации, социально-бытовая инфраструктура и др.).
3 июня - 28 июня - Сооружение теплообменника под фундаментной плитой реактора.
1 июля - В соответствии с приказом №394 Минэнерго СССР персонал ЧАЭС переведен на вахтовый метод работы (15-15).
16 июля -15 сентября - Второй этап сооружения ОУ. Выполнение основного объема строительных работ.
22 августа - Принято решение о проведении дополнительной эвакуации населения из населенных пунктов в связи с аварией на ЧАЭС.
15 сентября - 30 ноября - Третий этап сооружения ОУ. Окончание строительно-монтажных работ.
1 октября - Послеаварийный пуск энергоблока №1.
2 октября - Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР "О строительстве нового города для постоянного проживания работников Чернобыльской АЭС".
5 ноября - Послеаварийный пуск энергоблока №2.
30 ноября - Государственная комиссия приняла на техническое обслуживание законсервированный 4-й энергоблок.
3 декабря 1987 года - Послеаварийный пуск энергоблока №3.

В средине мая 1986 года Правительственная комиссия приняла решение о долгосрочном консервировании разрушенного 4-го блока.

В строительстве “Укрытия” можно выделить три этапа.

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

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

Последовательность работ при строительстве “саркофага”:
1. Очистка и бетонирование территории вокруг 4-го блока.
2. Возведение защитных (пионерных) стен по периметру.
3. Возведение разделительных стен между 3-м и 4-м блоками.
4. Возведение каскадной стены.
5. Покрытие машзала.
6. Монтаж высотной контрфорсной стены.
7. Выполнение опор и монтаж покрытия реакторного блока.
8. Монтаж вентсистем, контрольно-измерительных коммуникаций и приборов.

В процессе строительства “саркофага” было уложено свыше 400 тыс. куб. м. бетона и смонтированы 7 000 тонн металлоконструкций.
Во время сооружения “Укрытия” были возведены перегородки и стены, которые отделили аварийный 4-й блок от 3-го. По периметру разрушенного блока сначала были сведены “пионерные” защитные стены из железобетона для обеспечения безопасности при выполнении последующих строительно-монтажных работ.
Северная каскадная стена была выполнена из бетона в виде выступов высотой около 12 метров. Опалубка выступов изготавливалась из металлических щитов. Каждый следующий выступ выполнялся с как можно большим приближением к разрушенному блоку. Внутри выступов укладывались изношенные и поврежденные металлоконструкции, а также контейнеры с высокоактивными отходами.
Западная стена, что сохранилась, снаружи закрыта стеной с контрфорсами высотой до 50 метров.
Для образования покрытия центрального зала использованы 27 труб диаметром 1200 мм.

11 октября 1986 года Правительственная комиссия приняла “Вывод о надежности и долговечности конструкций покрытия, а также радиационную безопасность реакторного отделения блока №4 Чернобыльской АЭС”. Относительно срока службы объекта в документе отмечено: “В связи с тем, что укрытие реакторного отделения строится на разрушенных конструкциях и в условиях высокой радиационной обстановки, а также, учитывая сложность установки конструкций и контроля их положения, не имеем возможности получить достоверные данные об их несущей способности”.
В этом же документе сказано: “Учитывая низкую скорость коррозии в условиях работы конструкций при выполненных защитных покрытиях можно считать обеспеченным срок их службы: из труб 30-40 лет, из балок – 30 лет”.

30 ноября 1986 года Государственная приемная комиссия приняла на техническое обслуживание законсервированный энергоблок №4 Чернобыльской АЭС.

Особенности объекта "Укрытие" определяются его потенциальной опасностью, значительно большей, чем это допускается нормами и правилами для объектов, содержащих ядерные и радиоактивные материалы. Ситуация усложняется еще и тем, что оценка безопасности какого-либо объекта атомной энергетики и промышленности опирается, как правило, на практический опыт эксплуатации такого или аналогичного объекта. "Укрытие" же не имеет подобных аналогов, а опыт его технического обслуживания составляет всего 21 год.

Начиная с 1986 года и по сегодняшний день исследовано не более 60 процентов помещений объекта «Укрытие» (блока «Б»). Остальные помещения недоступны либо вследствие высоких радиационных полей, либо из-за непроницаемых преград, возникших при взрыве, повлекшем разрушение конструкций и возникновение лавообразных топливосодержащих материалов, а также при закачивании бетона в период непосредственного строительства «Укрытия». Таким образом, значительная часть объекта остается неисследованной зоной, что является одним из наиболее серьезных современных рисков.

• Наличием ядерных материалов в количестве около 185 тонн, относительно которых отсутствуют средства активного влияния на их критичность, и отсутствием надежных физических барьеров на пути распространения радиоактивности в окружающую среду.
На сегодняшний день можно считать установленным, что внутри объекта “Укрытие” осталось около 95% топлива, которое было в реакторе на момент аварии. Его полная активность составляет около 16 млн. Кюри. Облученное ядерное топливо внутри «Укрытия» находится в виде следующих модификаций топливосодержащих материалов (ТСМ): фрагменты активной зоны, мелкодиспергированное топливо (пыль), горячие топливные частицы, застывшие лавообразные топливосодержащие материалы (ЛТСМ), вторичные урановые минералы, образовавшиеся из растворов ТСМ в виде кристаллических новообразований, растворенные формы урана, плутония, америция.
Результаты измерений параметров ТСМ показывают, что инцидентов, связанных с изменением размножающих свойств ТСМ, системами контроля не зафиксировано. Значения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в местах скопления ТСМ (в сравнении с 1994 годом) имеют небольшую тенденцию к понижению и составляют в среднем около 3300 Рентген в час.
Деструктивные процессы, которые протекают в топливосодержащих материалах, с каждым годом увеличивают их опасность. Лавообразные ТСМ самопроизвольно разрушаются и содержащиеся в них радионуклиды переходят из связанного состояния в подвижные частички пыли, которые способны выйти за пределы "Укрытия" с воздушными потоками. На сегодня количество радиоактивной пыли по консервативным оценкам составляет около 4 тонн. Существует потенциальный риск выброса радиоактивной пыли в окружающую среду во время вероятного обрушения несущих конструкций, а также за счет водной миграции.
Основная опасность аварийного облученного топлива (как и ЛТСМ) заключается в его пылегенерирующей способности, которая находится в пределах 40 Бк/(см2•сут) по альфа-активности и 2400 Бк/(см2•сут) по бета-излучателям. Пыль образуется на поверхности облученного топлива и выносится вентиляционной системой за пределы «Укрытия».
На сегодня количество радиоактивной пыли, по консервативным оценкам, составляет около 4 тонн. Существует потенциальный риск выбросов радиоактивной пыли в окружающую среду. На площадке возле объекта под слоем почвы, песка, бетона находится значительное количество радиоактивных веществ, не изолированных от гидрогеологической среды.

• На сегодняшний день невозможно полностью обеспечить контроль состояния объекта, в том числе – состояния ядерных и радиоактивных материалов из-за ограниченного доступа в отдельные помещения, который осложняется высокими уровнями радиации. В результате недостаточного обследования объекта не сделано надежных количественных оценок разных видов опасности.
Объем контроля ядерных и радиационных параметров, который осуществляется существующими системами контроля, нельзя признать достаточным. В составе систем контроля "Укрытия" нет штатной системы контроля строительных конструкций, отсутствуют системы пожарной безопасности, а внутри "Укрытия" находится возле 2000 тонн возгораемых материалов – графит, кабели, пластикат, деревянные конструкции. Износ систем контроля состояния топливосодержащих материалов также достиг критического уровня. Например, система "Финиш" работает уже с 1988 года, неоднократно проводились ремонтно-обновительные работы.

• Радиоактивные аэрозоли объекта "Укрытие"
В настоящее время объект «Укрытие» не оказывает заметного влияния на общее радиоактивное загрязнение окружающей воздушной среды, которая в основном определяется поверхностным загрязнением прилегающей территории в результате аварии 1986 года.
Сегодня из объекта «Укрытие» выносятся как радиоактивные образования, появившиеся в момент аварии и находящиеся внутри сооружения в виде пыли, так и формирующиеся в процессе физико-химического разрушения ТСМ.
Вынос радиоактивных аэрозолей происходит двумя основными путями – "неорганизованным" и "организованным".
"Неорганизованный" выброс аэрозолей осуществляется через щели сооружения, суммарная площадь которых составляет в настоящее время около 100 кв.м. "Организованный" выброс осуществляется системой естественной вентиляции объекта «Укрытие» через вентиляционную шахту третьего блока ЧАЭС. Максимальная оценка общего выброса из "Укрытия" в последние годы составляет 1,1 % от допустимого предела.

С целью уменьшения выноса радиоактивных аэрозолей в окружающую природную среду с конца 1989 года на объекте введена в эксплуатацию стационарная система пылеподавления для нанесения различных химических составов на поверхность «развала», что позволило примерно в 10 раз уменьшить «неорганизованный» вынос активности из объекта «Укрытие». Система была модернизирована в 2003 году, что позволило увеличить площадь покрытия пылеподавляющими составами.
Концентрация радиоактивных аэрозолей в приземном слое атмосферы на промплощадке объекта «Укрытие» незначительна. Однако, как показали исследования концентрации радиоактивных аэрозолей в приземном слое атмосферы, при проведении земляных работ возможно значительное повышение активности.