Apresentação nos 20 anos do acidente nuclear de Chernobyl.

1. 20 anos de Chernobyl: causas e
conseqüências do maior acidente de
engenharia da humanidade
Prof. Francisco Gomes
Maio de 2006

2. 27.04.1986: segunda feira, 09h30, Central Nuclear de
Forsmark, próximo à Uppsala, Suécia, distante 1600
Km de Chernobyl.....
... monitores de radiação
detectaram níveis anormais
de iodo e cobalto radioativos
nos uniformes dos
trabalhadores
Providência: evacuação dos
funcionários da área por
possibilidade de vazamento
nuclear

3. Não foram constatados problemas na Central. O
problema estava no ar.... Verificados, a seguir, níveis
anormais de radiação no norte e centro da Finlândia....
Em Oslo, na Noruega, os níveis dobraram.... Na
Dinamarca, os níveis subiram 5 vezes....
Verificou-se, pela direção do vento,
que a contaminação vinha do Sul.
Suspeitou-se da central de Ignalina,
na Lituânia...
Foram interpelados o Comitê Estatal
para o Uso da Energia Atômica, na
Rússia, e notificou-se a Organização
Internacional de Energia Atômica..

4. Moscou negou por 2 dias qualquer anormalidade...
28 de abril: Moscou assume o acidente nuclear na
República da Ucrânia. 12 horas depois, às 09h02, quatro
fases lacônicas no noticiário na TV informavam ao
mundo o acidente de Chernobyl:
Detectou-se, a seguir, rutênio nas amostras analisadas
na Suécia. Como o rutênio se funde a 2.255 °C, havia
evidências de uma explosão grave......
"Boa noite, camaradas. Vocês já sabem que ocorreu
uma desgraça inacreditável – o acidente na planta
nuclear de Chernobyl. Ele afetou dolorosamente o
povo soviético e chocou a comunidade internacional.
Pela primeira vez, nos confrontamos, de forma
incontrolada, com a força real da energia nuclear."

5. 30 de abril, o Pravda -jornal do Partido Comunista,
tocou no assunto.......
Mikhail Gorbáchov demorou
18 dias para falar sobre o
acidente, só o fazendo em 14
de maio...
No dia 3 de maio a nuvem estava sobre o Japão e
no dia 5 de maio chegou aos EUA e Canadá......

6. Havia ocorrido o mais temido acidente previsto na
área nuclear.....
Os especialistas calculavam que a probabilidade de
ocorrência deste acidente, para as centrais nucleares
ocidentais, era inferior a 0,0000001% ...
Especialistas russos calculavam, para os reatores
russos, números da ordem de 0,0001%
Como pôde ocorrer este acidente ?????
“A Síndrome da China”

7. Como funciona um central termoelétrica
baseada em energia nuclear??
Função do reator nuclear: fornecer energia térmica para
geração de vapor, que aciona a turbina e o gerador

8. Então, de onde vem a energia térmica gerada no
reator nuclear?? Por que um reator nuclear se
aquece???? Pela reação de fissão nuclear.

9. Como esta reação produz energia? Tem-se, aqui,
a famosa equação da energia de Eistein:
E = m c2
Existe um “defeito de masssa”
igual a 0.9 MeV por núcleo.
Como existem 235 núcleos, uma
quantidade de 210 MeV é
liberada por fissão.

10. Que fatores influenciam a reação de fissão ??
-Urânio natural: 99,3% de U238 e 0,7% de U235, que sofre a
fissão. Uma solução é aumentar o percentual de U235
Procedimentos utilizados:
-Enriquecimento do Urânio – aumentar o teor de U235 para
valores entre 2% a 4% (dependendo do projeto do reator)
-Utilizar os moderadores de neutrons
- Energia dos neutrons liberados: deve ser “moderada”
gerando os “nêutrons térmicos”, que tem maior
probabilidade de causar a reação de fissão

11. Primeiro Procedimento:
- Enriquecimento do Urânio – aumentar o teor de U235 para
valores entre 2% a 4% (dependendo do projeto do reator)

12. Tecnologias:
- Processo de difusão gasosa
(passagem por membranas
especiais)
- Ultra-centrifugação

13. Segundo Procedimento: Moderadores de nêutrons
Por colisão elástica com estes elementos, os nêutrons
perdem energia cinética e são “moderados”. Nesta faixa
energética, a probabilidade de fissões é maior

14. Condições desejáveis para um moderador:
- A moderação deve ocorrer rapidamente, após poucas
colisões, evitando regiões intermediárias de energia
onde são absorvidos pelo U238
- O moderador não deve ser absorvedor de nêutrons.
Moderador
Número de
colisões para
termalização
Potencial de
captura de
nêutrons
H-1, Hidrogênio 18 650
H-2, Deutério 25 1
Be – 9, Berilio 86 7
C – 12, Grafite 14 10

15. Principais tipos de Reatores Nucleares
Tipo de reator Refrigerante Moderador Combustível
Reatores
pressurizados à
àgua (PWR,
VVER)
Água leve Água leve Urânio
enriquecido
Reatores à água
fervente (BWR)
Água leve Água leve Urânio
enriquecido
Reatores
pressurizados à
àgua pesada
(HWR, CANDU)
Água pesada Água
pesada
Urânio natural
Reatores
refrigerados à
gás (Magnox,
AGR, UNGG)
CO2 Grafite Urânio natural
ou enriquecido
Reatores de água
leve e grafite
(RBMK)
Água fervente
pressurizada
Grafite Urânio
enriquecido
86% dos reatores : utilizam água como moderador

16. Controle dos reatores: barras de controle
(“Control Rods”)

17. Controle dos reatores: barras de controle
(“Control Rods”)
São compostas de materiais que abservem nêutrons,
aumentando ou diminuindo a taxa da reação de fissão.

18. A posição relativa das barras de controle
determina a reatividade do reator
Barras no interior do núcleo
Fluxo de nêutrons ao
redor da barra de controle

19. O Urânio é um emissor alfa, fracamente
radioativo. Por que o estigma que ronda os
reatores nucleares? Qual a razão de seu perigo?
Os materiais radioativos
decaem emitindo radiações
alfa, beta e gama

20. As emissões e tempos de decaimento
radioativo variam de acordo com os diferentes
radioisótopos
A meia–vida do
material determina o
tempo de emissão

21. As reações de fissão no
reator nuclear geram
mais de 60 radiosótopos
diferentes

22. O acidente
-Situação:
- Quando uma usina está em funcionamento e acima de 20% de sua carg
máxima, ela se auto-alimenta fornecendo energia para os equipamento
auxiliares. Abaixo deste valor, se ocorrer perda do fornecimento de energ
elétrica externa, as bombas de refrigeração do circuito primário param
--Neste caso, o sistema de controle automático desliga o reator, mas permanece
uma energia residual que deve ser removida
-- Entram em ação geradores Diesel para acionar estas bombas. Esta ação
demora alguns minutos, e o calor residual no núcleo pode gerar problemas de
superaquecimento durante este período
O engenheiro-chefe adjunto da planta, Anatolij Diatlov, sugere o seguinte
procedimento: utilizar a inércia das turbinas para acionar o gerador durante
alguns minutos, gerando energia para acionamento das bombas. Diatlov
obteve permissão de Nikolai Fomin, engenheiro chefe da usina, para efetuar o
teste na primavera de 1986, durante parada para manutenção do reator

23. Reator á água leve pressurizado - PWR
1 Vaso do reator 7 Bomba (circulação primária ) 14 Condensador
2 Elemento combustível 8 Vapor 15 Água de refrigeração
3 Barras de Controle 9 Água de alimentação 16 Bomba(circuito secundário)
4 Comando - barras de controle 10 Turbina de Alta Pressáo 17 Pré- aquecedor
5 Pressurização 11 Turbina de Baixa Pressáo 18 Blindagem de concreto
6 Gerador de vapor 12-13: Gerador /Excitatriz 19 Bomba (água de refrigeração)

24. -Circuitos primário e secundário: isolados e
estanques, minimizando contaminações
-Combustível: urânio enriquecido ( 3 a 4%),
na forma de óxido, ou óxido de urânio e
plutônio (MOX).
-Moderador/refrigerante: água leve
-Pressão primária - 120 a 160 bars
-Temperatura do refrigerante: 300 a 320 °C.
-Utilização: 64% da energia nuclear
mundial

25. Reator á Água Leve Fervente - BWR
Principal diferença:
não utiliza circuitos
separados para o
primário e
secundário. A
geração de vapor é
efetuada direto no
reator

26. Reator Pressurizado de Água Pesada - CANDU
- Desenvolvido desde os
anos 50 no Canadá
- Combustível: óxido de
urânio natural (0.7% U-235) -
Moderador: Água pesada
(D2O). Mais eficiente
-Enriquece o moderador ao
invés do combustível.
-CANDU:"Canada Deuterium
Uranium"
O moderador fica em um tanque denominado calandra, com
centenas de tubos de pressão horizontal formando os canais de
combustível, refrigerados por uma vazão de água pesada, sob alta
pressão. A temperatura no circuito primário é de 290 °C. Pode ser
reabastecido, a plena potência, sem necessidade de desligamento

27. Reator Pressurizado de Água Pesada - CANDU
Calandra
“Feixe” de combustível
Combustível e calandra

28. Manutenção da Calandra
Vista do reator
Montagem do gerador de
vapor do CANDU

29. Reator com características únicas:
-Moderado à grafite (como os reatores de alta
temperatura a gás - AGRs)
- Refrigerado à água leve fervente com urânio
pouco enriquecido (como os BWRs);
- Possui tubos de pressão (como os CANDUs)
- Utilizado na primeira planta nuclear do mundo
(Obninsk, 1954)
-É utilizado tanto para produzir plutônio como para
geração de energia
Reator de Alta Potência com Canais - RBMK
(reactor bolshoy moshchnosty kanalny)

30. Reator de Alta Potência com Canais - RBMK
(reactor bolshoy moshchnosty kanalny)
1 Urânio combustível 8 Vapor para as turbinas 15 Pré-Aquecedor
2 Tubo de pressáo 9 Turbina 16 Água de alimentação
3 Moderador de grafite 10 Gerador 17 Água
4 Barras de Controle 11 Condensador 18 Bomba de circulação
5 Gás de proteção 12 Bomba do condensado 19 Tanque acumulador
6 Água/vapor 13 Aquecedor 20 Encapsulamento em aço
Separador de umidade 14 Bomba de alimentação 21 Blindagem de concreto

31. Características negativas :
- Núcleo muito largo, de controle difícil. Em
Chernobyl havia mais de 200 barras de controle,
em comparação com as 37 normais de um PWR.
Característica positivas:
-O refrigerante circula em tubos - sem vasos de pressão
- permitindo grande número de tubos, sem limite de
potência (reatores de 2.000 MW foram projetados)
- A recarga de combustível pode ser executado com o
reator a plena potência

32. Características negativas :
-o coeficiente de reatividade de vazios é positivo:
realimentação positiva causada pelo fato da água,
utilizada como refrigerante, absorver mais nêutrons
que o moderador, que é o grafite. Se a água ferve,
sua densidade diminui, menos nêutrons são
absorvidos e a reação aumenta
- Devido a necessidade de se operar uma ponte
rolante para remover os elementos-combustíveis com
o plutônio gerado, não há contenção de metal e
concreto para as 200 t de urânio, como no caso dos
demais reatores

33. Características negativas :

34. Central Nuclear de Chernobyl
-Quatro reatores de 1.000 MW, cada um alimentando dois geradores de energia
elétrica, com carga de 200 t de Urânio cada reator
- Núcleo do reator: cilindro de grafite (11,8 m de diâmetro x 7 m de altura), em
um bloco de concreto (22 X 22 X 26 m) sobre uma estrutura metálica.
- Blindagem do núcleo: composta de ferro com cimento contendo bário.
- Resfriamento do moderador: circulação, dentro do cilindro metálico, de uma
mistura de hélio e nitrogênio. O moderador alcança 700 ºC, absorvendo 150
MW (5% da potência total gerada pelo reator)
- Sistema de controle e proteção: 211 barras de controle contendo boro,
(absorvente de nêutrons), em canais separados dentro do moderador
-Moderador: contém 1.661 canais de conjuntos de combustível, revestidos de
zircaloy (liga de zircônio com 1% de nióbio).
-No caso de "queima completa" do combustível, a energia é de 20 MW dia por

35. O acidente
-Problemas ocorridos:
-Ignalina: os reatores apresentavam aumento temporário na
reatividade, ao invés de diminuição, com a inserção das barras de
controle. O mesmo ocorreu durante testes realizados em Chernobil,
mas o fenômeno não foi considerado importante. Sequer chegou a ser
-Década de 70 : Dois reatores
RBMK são construídos em
São Petersburgo e, a seguir,
em Kursk (Ignalina) e em
Chernobyl (na Ucrânia)

36. 1 – Reator
2 – Gerador de vapor
3 – Bombas de refrigeração do
circuito primário
4 - Pressurizador
-Situação prevista:
-Quando uma usina gera acima de 20% de sua carga máxima ela se auto
alimenta, fornecendo energia para os sistemas auxiliares
- Abaixo de 20%, se a energia externa é interrompida, o controle automático
desliga o reator, mas permanece uma energia residual que deve ser removida
- Geradores Diesel entram em ação para acionar as bombas do circuito primári
de refrigeração.

37. -O engenheiro-chefe adjunto da planta, Anatolij Diatlov, sugere utilizar
inércia das turbinas, que continua a acionar o gerador durante alguns minuto
para gerar a energia de alimentação para as bombas do circuito primário d
refrigeração
- Anatolij Diatlov obteve permissão de Nikolai Fomin, engenheiro chefe d
usina, para efetuar o teste na primavera de 1986, durante parada par
manutenção do reator
-Observação: 25 de
abril foi o Domingo de
Páscoa. Os técnicos
experientes, bem como
os gerentes com poder
de decisão, haviam
viajado em virtude
deste feriado
O Teste

38. 25 de Abril, Domingo de Páscoa : Início do Teste
-01h06
-Início da parada programada do reator. Começa um decréscimo gradual da potência.
-03h47
-Decréscimo da potência estacionou em 1600 MW térmicos.
-14h00
- O Sistema de Refrigeração de Emergência do Reator (ECCS) foi desconectado do
sistema impedindo sua atuação durante os procedimentos de teste.
-OBS: A desconexão do ECCS não contribuiu diretamente para a ocorrência do
acidente; contudo, se estivesse operante teria minimizado os impactos do acidente
-14h00
-O controle de Despacho de Carga, em Kiev, solicita que o reator continue a fornecer
energia devido a aumento de demanda. Com isto, foi suspensa a redução de potência
(mantendo-se desligado o sistema de resfriamento de emergência) e o reator operando a
1600 MW (térmicos)
-OBS: Sem esta alteração, o teste teria sido efetuado durante o turno do dia. Os
operadores seriam outros e os resultados poderiam ser diferentes.

39. -23h10
-Reinício da redução da potência.
-24h00
-Troca de turno.
-
-26 de Abril: preparação para o teste
-
-00h05
-A potência do reator foi reduzida a 720 MW (térmicos), continuando o decréscimo.
-OBS: Sabe-se agora que o nível seguro de operação seguro evitando condição de
acidente para o reator RBMK é na faixa de 700 MW (térmicos) devido ao seu
coeficiente positivo de vazios.

40. -00h28
-A potência alcança 500 MW(térmicos). O controle foi passado para automático, que não
era programado para realização desta experiência. Retornou-se ao controle manual, mas o
operador não conseguiu estabilizar o sistema e a potência do reator caiu rapidamente para
30 MW, insuficiente para a realização da experiência.
OBS: Em baixa potência, o reator foi “envenenado” pela formação de xenônio,
produto de fissão, forte absorvente de nêutrons e dotado de vida média bastante
longa. Podia-se aguardar 24 horas até que o xenônio fosse dissipado ou elevar-se a
potência rapidamente. Venceu a pressão para se realizar o teste, pois se não fosse
feito naquela ocasião só seria realizado dentro de um ano.
00h32
-O operador retira várias barras de controle na tentativa de elevar novamente a potência d
reator. O reator se mostra instável, de difícil controle.
-OBS: Os procedimentos de segurança da central requeriam a autorização do
engenheiro chefe para operar o reator com um número de barras de controle
inseridas inferior a 26 (As especificações previam um mínimo de 30 das 211 barras
mantidas no reator, mas deixaram apenas 6)

41. -01h00
-A potência do reator alcança 200 MW(térmicos). Foram desligados o sistema de
refrigeração do reator, os sistemas de reserva e também o gerador diesel, que permitiria
inserir as barras de controles em emergência.
-01h03
-Uma bomba adicional foi ligada no circuito de refrigeração primário esquerdo, totalizando
8 bombas, para aumentar a vazão do sistema de refrigeração do núcleo.
-01h07
-Uma bomba adicional foi ligada no circuito de refrigeração primário direito (parte do
procedimento de teste)
-OBS: a operação de bombas adicionais removeu calor mais rapidamente do núcleo
do reator, reduzindo o nível de água no separador de vapor.
-01h15
-O sistema de desligamento automático para baixo nível no separador de vapor foi
desligado pelo operador para permitir a continuidade da operação.

42. - 01h15
O sistema de desligamento automático para baixo nível no separador de vapor foi
desligado pelo operador para permitir a continuidade da operação.
-01h18
O operador aumentou o fluxo de água no núcleo do reator para evitar problemas com sua
refrigeração.
- 01h19
Alexej Akinov e Leonid Toptunov, os dois operadores, recearam infringir os regulamentos
mas Diatlov ordenou o posicionamento das barra de controle para além da posição limite
prevista. Isto elevou a temperatura e a pressão no separador de vapor.
OBS: Os procedimentos de segurança da central requeriam que um mínimo de 15
barras de controle manual estivessem inseridas no reator, em qualquer situação. O
número de barras manuais, nesta hora era, provavelmente, inferior a 8. Contudo,
algumas barras com controle automático estavam inseridas, o que elevava o
número total.

43. Erro de projeto dos reatores RBMK: As partes
superior e inferior das barras de controle
contém grafite.
Reator desligado: as barras devem estar na
posição D.
Em operação: as barras devem estar na
posição C, evitando a absorção de neutrons,
pois o grafite se encontra no interior do reator.
Antes do acidente: Devido ao envenenamento
por xenônio, o sistema de controle puxou as
barras para a posição A, o que não é permitido,
deixando a água ocupar o espaço do grafite.
Como a água também é moderador, houve
acréscimo temporário da potência ignorado
pelos operadores (caso de Ignalina). O reator
se encontrava em situação diferente do que os
O problema das barras de
controle dos reatores RBMK

44. - 01h21:40
A vazão de água de refrigeração foi levada abaixo do normal pelo operador a fim
de estabilizar o separador de vapor, diminuindo a remoção de calor do núcleo.
- 01h22:10
Início de geração espontânea de vapor no núcleo do reator.
- 01h22:30
A potência tinha caído a um valor que exigia o imediato desligamento do reator,
mas, apesar disso, a experiência continuou.
- 01h22:45
As indicações recebidas pelo operador indicavam operação normal, o que em
realidade não ocorria. Última informação registrada pelo computador: 2OO MW.
OBS: A resistência hidráulica do sistema de refrigeração atingiu um ponto
menor do que o previsto para o funcionamento seguro do reator. O
operador tentava, manualmente, manter os parâmetros para operação
segura. A pressão de vapor e o nível da água caíram abaixo do permitido,
fazendo soar os alarmes que exigiam o desligamento do reator. O operador
desligou então o sistema de alarme. A energia da reação em cadeia passou
a crescer progressivamente.

45. O TESTE
- 01h23:04
Foram fechadas as válvulas de entrada da turbina, acarretando o desligamento do
gerador. Isto reduziu a energia para as bombas de circulação da água de refrigeração
reduzindo sua vazão e, conseqüentemente o resfriamento do núcleo.
OBS: a água no núcleo começou a ferver. Ao ferver, a água - que atua como
absorvedora de nêutrons, limitando a potência do reator - permitiu um
aumentou de sua potência e maior aquecimento. Estava criada uma situação
irregular, com 8 bombas funcionando, à uma potência de 200 MW, e não de
500 MW, conforme o estabelecido no programa.
- 01h23:10
O sistema de controle automático efetuou a retirada das barras de controle do núcleo.
OBS: Esta retirada, em aproximadamente 10 segundos, era uma resposta
normal do sistema para compensar o decréscimo na reatividade decorrente do
fechamento das válvulas de alimentação da turbina. Este decréscimo,
usualmente, era ocasionado pelo aumento da pressão no sistema de
refrigeração, que reduzia a quantidade de vapor no núcleo. O decréscimo
esperado na quantidade de vapor não ocorreu.

46. 01h23:21
A geração de vapor aumentou até um ponto onde, devido ao coeficiente positivo de
vazios, qualquer aumento em sua geração conduziria à um rápido aumento da
potência do reator.
01h23:35
A geração de vapor ocorre de forma incontrolável no núcleo.
OBS: A água, ao ferver, diminuiu a densidade do meio refrigerante,
aumentando o número de nêutrons livres e a reação de fissão – coeficiente
positivos de vazios.
01h23:40
A potência do reator pula de 200 MW para 300 MW. O operador Akimov aciona o
botão de emergência AZ-5, o que iniciou a inserção das barras de controle no núcleo.
OBS: A inserção das barras acarretou o deslocamento da água que circulava
entre os elementos combustíveis, refrigerando-os, resultando em uma subida
brusca na potência ao invés do efeito desejado que seria sua redução. Toda a
reatividade ficou concentrada na parte de baixo do reator.

47. 01h23:44
A potência do reator alcança 100 vezes seu valor de projeto.
01h23:45
As pastilhas de combustível começam estourar e a reagir com a água de circulação
produzindo alta pressão nos canais de combustível.
01h23:49
Os tubos de combustível se rompem. Ocorre uma primeira explosão de vapor. O
operador desenergizou o sistema de barras de controle, na esperança de que as 205
caíssem pela força da gravidade. Mas isso não ocorreu; já houvera danos irreparáveis
ao núcleo
01h24
Ocorre uma segunda explosão, resultante da expansão dos gases gerados pelo
combustível..
OBS: Acima de 1100 °C a água reage com a liga de zircônio das varetas de
combustível, gerando hidrogênio como sub-produto. Devido às trincas que
apareceram, o vapor também reagiu com o grafite gerando hidrogênio:
Zr + 2 H2O = ZrO2 + 2 H2
C + H2O = CO + H2
O hidrogênio e o monóxido de carbono reagiram com o oxigênio do ar
gerando esta segunda explosão.

48. Variáveis do reator durante o acidente

49. OBS: com a explosão, a tampa de cimento do reator, de 2.000 t, foi
violentamente jogada a 14 m de altura e seus destroços espalhados por cerca de
2 km, liberando centelhas e pedaços de material incandescente. No momento
da explosão, o combustível estava entre 1.300 e 1.500 ºC e 3/4 do prédio foi
destruído, a tampa caiu sobre a beira da boca do núcleo, ficando em equilíbrio
precário, deixando parte em descoberto.
01h24
A explosão permitiu a entrada do ar, que
reagiu moderador (grafite) formando
monóxido de carbono, um gás inflamável
e que incendiou o reator. Das 140 t de
combustível, 8 t continham plutônio e
produtos de fissão que foram ejetados
junto com o grafite radioativo. Duas
pessoas, um engenheiro e um técnico
morreram instantaneamente.

50. Iniciaram-se várias explosões e outros 30 incêndios nas imediações. O aquecimento
da água de circulação produziu grande quantidade de vapor, que penetrou no edifício
do reator. A estrutura de grafite incendiou-se.
O aumento da temperatura prosseguiu por causa do incêndio da estrutura de grafite,
dos processos espontâneos de desintegração nuclear dos isótopos formados no reator
e das reações químicas dentro do recipiente, como oxidação de grafite e de zircônio e
queima de hidrogênio.

51. O grafite queimou durante 10 dias. Somente então o fogo pode ser apagado utilizando
areia com boro e chumbo (o boro é um absorvedor de neutrons e o chumbo, ao
derreter e solidificar, selou os orifícios existentes. Neste período, 4·1018 Bq de
atividade radioativa foram liberadas para a atmosfera, dos quais 46.000 terabecqueréis
composto de materiais com meia-vida longa (plutônio, césio, estrôncio). Chernobyl
foi igual a 500 vezes a explosão sobre Hiroshima

52. O grafite queimou durante 10 dias. Só então o fogo pode ser apagado com areia,
boro e chumbo (o boro absorve nêutrons e o chumbo selou os orifícios existentes).
Foram liberados 4x1018 Bq na atmosfera, dos quais 46.000 de materiais com meia-
vida longa (plutônio, césio, estrôncio).
O impacto de Chernobyl foi 500 vezes superior à explosão em
Hiroshima

56. 30.07.1987: Viktor Petrovich Bryukhanov -
chefe da usina, Nikolai Maksimovich
Fomin -engenheiro chefe, Anatoly
Stepanovich Dyatlov -adjunto do
engenheiro chefe, Alexander Kovalenko -
operador da unidade 4, Boris Rogozhkin -
chefe de turno, Yuri Laushkin -inspetor
governamental foram levados a julgamento.
Três foram declarados culpados e
sentenciados a 10 anos em campo de
trabalhos forçados
Anatoly Stepanovich Dyatlov Viktor Petrovich Bryukhanov Nikolai Maksimovich Fomin

57. O “sarcófago”
Como proteção, optou-se por "sepultar" o reator, com a construção de
paredes internas, externas e um teto, consumindo 300.000 t de aço e
concreto. A construção durou 7 meses, tem a altura de um prédio de 20
andares, mas a fundação não é sólida, há risco de colapso das paredes
e não é à prova de vazamentos.
Recentemente, apareceram rachaduras nas paredes.Um novo sarcófago
foi licitado para ser construído sobre o atual. Deverá ficar pronto em 2008
e terá 245 X 144 X 86 m. Custo estimado: 1 bilhão de dólares