Что такое отравление ядерного реактора
Обновлено: 04.05.2024
отравление (ядерного) реактора — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999] Тематики электротехника, основные понятия EN reactor poisoning … Справочник технического переводчика
отравление ядерного реактора ксенононом — ксеноновый эффект Уменьшение реактивности ядерного реактора в результате захвата нейтронов ксеноном 135, который является основным поглотителем нейтронов. [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом… … Справочник технического переводчика
отравление (ядерного реактора) продуктами деления — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999] Тематики электротехника, основные понятия EN fission product poisoning … Справочник технического переводчика
отравление ядерного реактора ксеноном — ксеноновая яма — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы ксеноновая яма EN xenon poisoning … Справочник технического переводчика
отравление ядерного реактора осколками деления — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fragment poisoning … Справочник технического переводчика
отравление ядерного реактора по мгновенным нейтронам — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN prompt neutron poisoning … Справочник технического переводчика
отравление ядерного реактора продуктами деления — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fission product poisoning … Справочник технического переводчика
необратимое отравление ядерного реактора — ксеноновое отравление ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы ксеноновое отравление ядерного реактора EN permanent poisoning … Справочник технического переводчика
обратимое (ксеноновое) отравление ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN temporary poisoning … Справочник технического переводчика
относительное (ксеноновое) отравление ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN relative poisoningRP … Справочник технического переводчика
Ио́дная я́ма, или ксено́новая я́ма — состояние ядерного реактора после его выключения либо снижения его мощности, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона ( 135 Xe, период полураспада 9,14 часа), образующегося в результате радиоактивного распада изотопа иода ( 135 I, 6,57 часа). Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1—2 суток).
Наличие иодной ямы является одним из проявлений т. н. отравления реактора и делает крайне невыгодной работу АЭС в режиме постоянно меняющейся выходной мощности.
Причины образования иодной ямы
После выключения реактора плотность потока нейтронов φ в активной зоне становится практически равной нулю. Изменение концентрации 135 Xe в активной зоне выключенного реактора определяется разницей в скоростях β-распада 135 I и 135 Xe. За 1 с в 1 м³ ядерного топлива возникает λINI и убывает λXeNXe ядер 135 Xe. Если активность 135 I больше активности 135 Xe (λINI > λXeNXe), то концентрация 135 Xe в активной зоне растёт, и наоборот.
Равновесная концентрация 135 I N0I в работающем реакторе пропорциональна величине φ, в то время как равновесная концентрация 135 Xe N0Xe мало зависит от неё при φ>10 17 нейтр./(м²·с). Вследствие этого, при плотности потока φ>10 17 нейтр./(м²·с) величина N0I становится больше N0Xe. Так как постоянная распада λI > λXe, то в некотором интервале времени после выключения реактора λI > λXe. Поэтому концентрация 135 Xe в выключенном реакторе вначале растёт до тех пор, пока активности 135 I и 135 Xe не станут равными (то есть до выполнения условия векового равновесия). После этого распад 135 I уже не компенсирует убыль 135 Xe, и концентрация последнего начинает уменьшаться вместе с иодом.
Зависимость концентрации 135 Xe (1) и реактивности (2) после выключения реактора. (До выключения реактора плотность потока нейтронов была φ=10 18 нейтр./(м²·с).)
На рисунке показано изменение концентрации NXe(t) и реактивности ρ выключенного реактора, если плотность потока φ в работающем реакторе равна φ=10 18 нейтр./(м²·с). Максимальное отравление, наступающее через 11 ч после выключения реактора, возрастает с увеличением плотности потока нейтронов φ.
Реактивность выключенного реактора сначала падает, достигая минимума при максимальной концентрации ксенона, а затем увеличивается. Кривая изменения реактивности имеет вид ямы, а увеличение отравления после выключения реактора связано с накоплением 135 I в работающем реакторе. Поэтому действие отравления на реактивность выключенного реактора называют иодной ямой. Она не наблюдается в реакторах с плотностью потока нейтронов φ
Учёт иодной ямы при проектировании
При проектировании реактора учитывают эффект иодной ямы. Высокие значения удельной мощности требуют дополнительного увеличения загрузки ядерного топлива для компенсации иодной ямы. Иначе выключенный реактор будет невозможно вывести на мощность (особенно в конце кампании) в течение нескольких десятков часов, пока не произойдет почти полный распад 135 Xe в активной зоне.
поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление реактора практически полностью определяется ядрами Xe-135 и Sm-149.
Рассмотрим отравление Xe-135. Вероятность поглощения тепловых нейтронов этим нуклидом очень велика. Поэтому отравление наиболее существенно в реакторах на тепловых нейтронах и практически отсутствует в реакторах на быстрых нейтронах.
Можно предположить, что Xe-135 возникает лишь при делении U-235, потому что выход Xe-135 слабо меняется из-за присутствия других делящих ядер.
После пуска реактора количество Xe-135 вначале довольно резко возрастает, а затем, через некоторое время из-за ряда процессов достигает стационарного уровня (при работе реактора на стационарном уровне мощности).
После остановки реактора количество ядер Xe-135 увеличивается и проходит через максимум. При уменьшении потока нейтронов до нуля прекращается убыль ядер Xe-135 вследствие поглощения нейтронов, которая является преобладающей при достаточно больших мощностях. В то же время скорость образования ядер Xe-135 уменьшается гораздо медленнее, так как время жизни Х-135 достаточно велико.
Таким образом, после остановки реактора происходит уменьшение реактивности (обусловленное увеличением отравления ксеноном), которое принято называть йодной ямой. Поэтому при пуске реактора после кратковременной остановки требуется запас реактивности для компенсации йодной ямы. С помощью специальных режимов остановки реактора удается заметно уменьшить глубину йодной ямы, а значит, и запас реактивности, необходимый для пуска реактора после кратковременной остановки.
Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом — количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.
Теперь рассмотрим отравление реактора Sm-149. Потеря нейтронов за счет отравления самарием значительно меньше, чем за счет отравления ксеноном.
Аналогично Xe-135, после пуска реактора для Sm-149 наблюдается сначала рост концентрации самария, а потом насыщение. Время насыщения определяется мощностью реактора.
При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149.
Количество самария при насыщении тем больше, чем на большей мощности работал реактор до остановки. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени.
Т.е. снижение реактивности вследствие поглощения нейтронов в активной зоне реактора образующимися продуктами деления (главным образом, Xe-135 и Sm-149).
Авария на Чернобыльской АЭС стала самой масштабной катастрофой за всю историю существования ядерной энергетики. До 2011 года, когда землетрясение и цунами спровоцировали аварию на японской АЭС "Фукусима-1", чернобыльская катастрофа оставалась единственной в истории, которой был присвоен максимальный седьмой уровень опасности.
Изучение последствий аварии и всех доступных данных позволило специалистам воспроизвести практически посекундный сценарий произошедшего на четвертом энергоблоке ЧАЭС, хотя в деталях оценки произошедшего эксперты до сих пор расходятся. Ниже приведен сильно упрощенный вариант развития событий в ночь с 25 на 26 апреля 1986 года и разобраны механизмы, послужившие причиной взрыва.
Немного теории
Атомные электростанции извлекают энергию распада нестабильных изотопов тяжелых элементов и переводят ее в электрическую энергию. Топливом для АЭС чаще всего служит изотоп урана-235 (точнее, оксид урана) - при распаде его ядер выделяется тепло, которое нагревает находящуюся в реакторе воду и превращает ее в пар, вращающий турбины. Кинетическая энергия движения турбины при помощи генератора запасается в форме электроэнергии.
"Сердцем" АЭС является реактор - именно в его активной зоне происходит ядерный распад. Тяжелые ядра урана-235 распадаются на ядра более легких элементов, и этот процесс, помимо выделения тепла, сопровождается вылетом свободных нейтронов - элементарных частиц, которые, наряду с протонами, входят в состав атомных ядер. Сталкиваясь с ядрами урана-235, нейтроны стимулируют их распад, при котором также выделяются нейтроны - этот каскад получил название цепной реакции.
Если при распаде ядер число вылетевших нейтронов равно числу нейтронов, вызвавших деление, то в реакторе все время выделяется одно и то же количество энергии. Если нейтронов образуется больше - количество выделяющейся энергии растет, а если меньше - то падает. Для стабильной работы АЭС необходимо, чтобы реализовывался первый из описанных выше вариантов. Если же число образующихся при делении ядер свободных нейтронов растет, то рано или поздно этот процесс закончится взрывом.
При прохождении цепной реакции число свободных нейтронов, по определению, со временем будет расти. Чтобы не допустить катастрофического исхода, интенсивность реакций распада в АЭС регулируется при помощи так называемых управляющих стержней, которые содержат материал, хорошо поглощающий нейтроны (например, кадмий или бор). Когда число свободных нейтронов в реакторе становится опасно большим, стержни погружают в активную зону, и количество распадов в единицу времени уменьшается.
Для того чтобы работа АЭС была безопасной, операторам необходимо принимать во внимание еще один процесс - так называемое ксеноновое отравление реактора и вызываемое им падение в йодную яму. При делении ядер урана-235 в результате цепочки вторичных распадов образуется изотоп ксенона-135, в ядрах которого эффективно "застревают" свободные нейтроны. Когда реактор активно работает, все образующиеся ядра ксенона-135 быстро насыщаются нейтронами до максимума - говорят, что они выгорают. Кроме того, часть ядер распадается на ядра других элементов. Если же мощность работы реактора низка, ксенон не успевает выгорать и накапливается в активной зоне - это и есть ксеноновое отравление.
При отравлении реактора предшественник ксенона-135 по цепочке распадов - изотоп йода-135 - начинает превращаться в ксенон с еще большей активностью (это и есть йодная яма). В таком состоянии реактор становится нестабилен и плохо реагирует на движения управляющих стержней, что может привести к плачевным последствиям.
Ксенон-135 поглощает много нейтронов, количество делящихся ядер урана в единицу времени остается низким, и для того, чтобы поднять мощность реактора, необходимо выдвинуть стержни из активной зоны. Если ксенона накопилось достаточно много, то при небольшой амплитуде движения стержней заметных изменений в реакторе не произойдет и может возникнуть соблазн выдвинуть их посильнее.
В какой-то момент количество ядерных распадов достигает определенного порогового значения, мощность реактора (а заодно и тепловыделение) возрастают скачком, и погасить этот процесс быстрым опусканием стержней удается не всегда. По этой причине при ксеноновом отравлении реактора его необходимо полностью заглушить и дождаться естественной убыли ксенона - период его полураспада равен 9 часам. Когда реактор заглушен, турбина не вращается и электричество не вырабатывается.
Хронология
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС должны были пройти испытания новой перспективной методики, которая позволила бы в случае аварийной остановки реактора сразу подавать на него электропитание, поступающее от все еще вращающейся по инерции турбины (так называемый режим выбега). Заглушенному реактору необходимо электричество, так как в нем все равно идут реакции распада и, соответственно, растет температура. Для того чтобы охлаждать активную зону, через нее при помощи насосов непрерывно прокачивают воду, и для работы насосов нужна электроэнергия. Предполагалось проверить работу методики при нескольких исходных параметрах системы, поэтому операторам категорически не хотелось глушить реактор - в этом случае эксперимент пришлось бы проводить повторно в какой-нибудь другой день.
Для тестирования новой методики необходимо было снизить мощность реактора до значения около 700 мегаватт - при этом системы аварийного охлаждения (САОР) неизбежно заглушили бы его, так что операторы приняли решение отключить их. Эксперимент был начат около 23 часов 25 апреля - персонал начал постепенно снижать мощность реактора, причем операторы не дали автоматике команду поддерживать мощность на приемлемом уровне. В итоге она снизилась до 30 мегаватт, и началось ксеноновое отравление реактора. Чтобы поднять мощность, операторы вывели из активной зоны все управляющие стержни, и им удалось разогнать реактор до 200 мегаватт, хотя процесс ксенонового отравления продолжился.
Изначально планировалось, что эксперимент пройдет при мощности реактора от 700 до 1000 мегаватт, но, несмотря на то, что довести реактор до этого значения не удалось, персонал принял решение продолжить апробацию методики. Около часу ночи операторы для проведения необходимых тестов включили все главные циркуляционные насосы (ГЦН) энергоблока, при помощи которых вода прокачивается через реактор. Эта нагрузка оказалась чрезмерной - на работу всех насосов стало не хватать воды, в реакторе, омываемом огромными объемами H2O, снизилось парообразование, и автоматика полностью вывела управляющие стержни из активной зоны.
Более того, чтобы избежать аварийной остановки реактора при проведении опытов, операторы заблокировали систему его отключения в случае прекращения подачи пара на вторую турбину, если до этого уже была выключена первая, что строго запрещено. Одну из турбин предполагалось отключить для того, чтобы протестировать изучаемую методику. После того как это было сделано, ГЦН резко снизили активность, и поток воды через активную зону также стал менее интенсивным. В результате в реакторе стало расти парообразование.
Часть управляющих стержней автоматически начали вдвигаться в активную зону, но их емкости было недостаточно для снижения мощности реактора. Так как подача пара на турбину была отключена, она вращалась все медленнее, и, соответственно, в реакторе сокращалось количество воды, так как вся H2O в системе является "общей". В 01:23:40 начальник смены приказал нажать кнопку АЗ-5, которая заставляет управляющие стержни максимально быстро вдвигаться в активную зону.
Этот приказ стал роковым из-за так называемого концевого эффекта стержней. Вещество-поглотитель занимает не весь объем стержня - в самом низу находится вытеснитель (в случае ЧАЭС это был графит), который должен "убрать" воду с пути движения поглотителя. При нажатии кнопки АЗ-5 первыми в активную зону вошли вытеснители, которые как поршни вытолкнули оттуда часть воды. Парообразование в реакторе еще подскочило, и стержни "зависли" на слое пара, так и не погрузив поглотитель в активную зону. Операторы прибегли к последнему средству и отключили электромагниты, которые удерживают стержни на арматуре, но это не помогло - пар был слишком плотным. В 01:23:43 реактор "пошел вразнос" (еще несколько аварийных систем успели сработать, но все они давали команду АЗ-5), и в 01:23:44 произошел тепловой взрыв ядерной природы, разрушивший активную зону реактора.
Циркониевая оболочка топливных стержней начала реагировать с паром, в итоге стал выделяться водород (так называемая пароциркониевая реакция), образовавший с кислородом воздуха "гремучую смесь", которая в 01:23:46 взорвалась. С реактора сорвало тяжеленную бетонную крышку, которая взлетела в воздух и упала рядом с четвертым энергоблоком. В атмосферу было выброшено огромное количество радиоактивных веществ из активной зоны реактора, а "загрязненные" раскаленные обломки разбросало по территории станции. Начались многочисленные пожары. Первый пожарный расчет под командованием лейтенанта Правика выехал к ЧАЭС в 01:30 и во многом благодаря его действиям удалось предотвратить широкое распространение огня.
Кто виноват
Сразу после аварии в СССР была сформирована специальная комиссия по расследованию причин произошедшего. Она восстановила хронологию событий и пришла к выводу, что причиной катастрофы стали действия операторов станции. Позже (но также в 1986 году) это мнение на основании данных, предоставленных советской стороной, поддержала экспертная группа МАГАТЭ под названием INSAG (International Nuclear Safety Advisory Group - Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности).
В 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново изучила имеющуюся информацию и заключила, что авария стала результатом действий персонала, но их последствия приобрели столь катастрофические масштабы из-за некоторых конструктивных недостатков реактора ЧАЭС. К таким недостаткам, в частности, относятся концевой эффект стержней и так называемую положительную реактивность при некоторых режимах работы. Положительной реактивностью называют свойство реактора увеличивать мощность в ответ на некоторые условия, и при проведении эксперимента на ЧАЭС 26 апреля 1986 года создалась ситуация, когда эти условия постоянно поддерживались и даже усиливались, вызывая быстрый и в конечном итоге неконтролируемый рост мощности. INSAG также пересмотрела свои выводы и опять согласилась с коллегами из СССР.
В настоящее время большинство специалистов придерживаются именно такой точки зрения. Авария на ЧАЭС стала результатом необдуманных и безграмотных действий операторов, которые последовательно делали все возможное, чтобы привести ситуацию к катастрофе, но, во-первых, некоторые их решения, которые сейчас кажутся безумными, тогда не считались опасными (просто не было соответствующих данных) и не были запрещены регламентом, а, во-вторых, катастрофический итог стал возможным из-за несовершенства конструкции станции и систем ее безопасности (в частности, они допускали полное отключение защит).
После Чернобыльской аварии во многих странах были заморожены программы развития атомной энергетики, но постепенно такая реакция отторжения ослабла. Анализ произошедшего позволил специалистам выявить многие недостатки реакторов и других систем АЭС, которые, как оказалось, могут сыграть фатальную роль, и устранить их при конструировании новых типов реакторов.
Авария на Чернобыльской АЭС произошла 26 апреля 1986 года. Катастрофа поставила под угрозу развитие ядерной энергетики во всем мире. Вокруг станции была создана 30-километровая зона отчуждения. Радиоактивные осадки выпадали даже в Ленинградской области, а изотопы цезия обнаруживали в повышенных концентрациях в лишайнике и мясе оленей в арктических областях России.
Существуют различные версии причин катастрофы. Чаще всего указывают на неправильные действия персонала ЧАЭС, повлекшие за собой возгорание водорода и разрушение реактора. Однако некоторые ученые полагают, что произошел настоящий ядерный взрыв.
Кипящий ад
В атомном реакторе поддерживается цепная ядерная реакция. Ядро тяжелого атома, например, урана, сталкивается с нейтроном, становится нестабильным и распадается на два более мелких ядра — продукты распада. В процессе деления выделяется энергия и два-три быстрых свободных нейтрона, которые в свою очередь вызывают распад других ядер урана в ядерном топливе. Количество распадов, таким образом, увеличивается в геометрической прогрессии, однако цепная реакция внутри реактора находится под контролем, что предотвращает ядерный взрыв.
В тепловых ядерных реакторах быстрые нейтроны не годятся для возбуждения тяжелых атомов, поэтому их кинетическую энергию уменьшают с помощью замедлителя. Медленные нейтроны, именуемые тепловыми, с большей вероятностью вызывают распад атомов урана-235, используемого в качестве топлива. В таких случаях говорят о высоком сечении взаимодействия ядер урана с нейтронами. Сами тепловые нейтроны называются так, поскольку находятся в термодинамическом равновесии с окружающей средой.
Сердцем Чернобыльской АЭС был реактор РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный мощностью 1000 мегаватт). По сути, это графитовый цилиндр с множеством отверстий (каналов). Графит выполняет роль замедлителя, а через технологические каналы загружается ядерное топливо в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). ТВЭЛы сделаны из циркония, металла с очень маленьким сечением захвата нейтронов. Они пропускают нейтроны и тепло, которое нагревает теплоноситель, препятствуя утечке продуктов распада. ТВЭЛы могут объединяться в тепловыделяющие сборки (ТВС). Тепловыделяющие элементы характерны для гетерогенных ядерных реакторов, в которых замедлитель отделен от горючего.
РБМК — одноконтурный реактор. В качестве теплоносителя используется вода, которая частично превращается в пар. Пароводяная смесь поступает в сепараторы, где пар отделяется от воды и направляется на турбогенераторы. Отработанный пар конденсируется и вновь поступает в реактор.
Крышка реактора РБМК
В конструкции РБМК имелся недостаток, сыгравший роковую роль в катастрофе на Чернобыльской АЭС. Дело в том, что расстояние между каналами было слишком большим и слишком много быстрых нейтронов тормозилось графитом, превращаясь в тепловые нейтроны. Они хорошо поглощаются водой, но там постоянно образуются пузырьки пара, что снижает абсорбционные характеристики теплоносителя. В результате повышается реактивность, вода еще сильнее нагревается. То есть РБМК отличается достаточно высоким паровым коэффициентом реактивности, что осложняет контроль за протеканием ядерной реакции. Реактор должен оснащаться дополнительными системами безопасности, работать на нем должен только высококвалифицированный персонал.
Наломали дров
Схема реактора ЧАЭС
Ввод дополнительных насосов усилил нагрузку на выбегающий турбогенератор, что снизило объемы воды, поступающей в активную зону реактора. Вместе с высоким паровым коэффициентом реактивности это быстро увеличило мощность реактора. Попытка внедрения поглощающих стержней из-за их неудачной конструкции лишь усугубила ситуацию. Всего лишь через 43 секунды после начала эксперимента реактор разрушился в результате одного-двух мощных взрывов.
Концы в воду
Очевидцы утверждают, что четвертый энергоблок АЭС был разрушен двумя взрывами: второй, самый мощный, случился через несколько секунд после первого. Считается, что аварийная ситуация возникла из-за разрыва труб в системе охлаждения, вызванного быстрым испарением воды. Вода или пар вступили в реакцию с цирконием в тепловыделяющих элементах, что привело к образованию большого количества водорода и его взрыву.
Шведские ученые полагают, что к взрывам, один из которых был ядерным, привели два различных механизма. Во-первых, высокий паровой коэффициент реактивности способствовал увеличению объема перегретого пара внутри реактора. В результате реактор лопнул, и его 2000-тонная верхняя крышка взлетела на несколько десятков метров. Поскольку к ней были прикреплены тепловыделяющие элементы, возникла первичная утечка ядерного топлива.
Разрушенный 4-й энергоблок ЧАЭС
Впервые о ядерной природе взрыва специалисты заговорили еще в 1986 году. Тогда ученые из Радиевого института Хлопина провели анализ фракций благородных газов, полученных на череповецкой фабрике, где производились жидкий азот и кислород. Череповец находится в тысяче километров к северу от Чернобыля, и радиоактивное облако прошло над городом 29 апреля. Советские исследователи выявили, что соотношение активностей изотопов 133 Xe и 133m Xe равнялось 44,5 ± 5,5. Эти изотопы — короткоживущие продукты ядерного распада, что указывает на слабый ядерный взрыв.
Шведские ученые рассчитали, сколько ксенона образовалось в реакторе до взрыва, во время взрыва, и как менялись соотношения радиоактивных изотопов вплоть до их выпадения в Череповце. Оказалось, что наблюдавшееся на заводе соотношение реактивностей могло возникнуть в случае ядерного взрыва мощностью 75 тонн в тротиловом эквиваленте. Согласно анализу метеорологических условий на период 25 апреля — 5 мая 1986 года, изотопы ксенона поднялись на высоту до трех километров, что предотвратило его смешение с тем ксеноном, который образовался в реакторе еще до аварии.
Читайте также: