Accidente de Chernóbil

O accidente de Chernóbil foi un accidente nuclear ocorrido o 26 de abril de 1986 na central nuclear de Chernóbil, situada na República Socialista Soviética de Ucraína (actual Ucraína). Un estoupido e un incendio lanzaron grandes cantidades de contaminación radioactiva á atmosfera, que se estendeu sobre gran parte do oeste de Rusia e Europa. Está considerado o peor accidente nunha central nuclear da historia, e foi o primeiro clasificado como de nivel 7 na escala internacional de eventos nucleares (no 2011 chegou a este nivel o accidente nuclear de Fukushima). Na batalla para conter a contaminación e para evitar unha catástrofe maior participaron ao redor de 500 000 traballadores, e esta custou uns 18 billóns de rublos, paralizando a economía soviéticaDe entrevistas con Mikhail Gorbachov, Hans Blix e Vassili Nesterenko. The Battle of Chernobyl. Discovery Channel..

O desastre comezou durante unha proba do sistema o 26 de abril de 1986 no reactor número 4 da central de Chernóbil, próxima á cidade de Pripyat. Durante a proba houbo unha repentina subida de potencia, e, cando se intentou realizar unha parada de emerxencia, produciuse un pico máis extremo no aumento da potencia, que levou a unha serie de estoupidos. Estes estoupidos expuxeron ao grafito usado como moderador do reactor ao aire, causando que se incendiasePreguntas frecuentes sobre Chernóbil  Axencia Internacional da Enerxía Atómica, maio de 2005 . O lume resultante enviou unha columna de fume altamente radioactivo á atmosfera, sobre unha extensa área xeográfica, incluíndo a cidade de Pripyat. A columna percorreu grandes zonas do oeste da Unión Soviética e Europa. Dende 1986 ata o 2000, 350 400 persoas foron evacuadas e desprazadas das zonas máis contaminadas de Belarús, Rusia e UcraínaTáboa 2 2 Número de persoas afectadas polo accidente de Chernóbil (ata decembro do ano 2000) , The Human Consequences of the Chernobyl Nuclear Accident, UNDP e UNICEF. Xaneiro do 2002 . Segundo datos oficiais post-Unión Soviética, ao redor do 60 % do po radioactivo caeu sobre Belarús.

miniatura|250px|O sarcófago do reactor 4 na central nuclear de Chernóbil en 2009

O accidente amosou a preocupación sobre a seguridade da industria da enerxía nuclear soviética, ademais da enerxía nuclear en xeral, atrasando a súa expansión durante varios anos e forzando ao goberno soviético a ser menos reservado sobre os seus procedementos.

Rusia, Ucraína e Belarús cargaron cos enormes e continuos custos da descontaminación e sanitarios do accidente de Chernóbil. 31 mortes foron atribuídas directamente ao accidente, todas producidas entre traballadores do reactor e persoal de emerxencias. Un informe do UNSCEAR (comité científico das Nacións Unidas sobre os efectos da radiación atómica) di que o total de mortes confirmadas por radiación ata o ano 2008 é de 64. As estimacións de vítimas mortais potencialmente resultantes do accidente varían enormemente: a OMS suxire que poderían chegar a 4 000; un informe de Greenpeace fala de 200 000 ou máis; unha publicación rusa, Chernobyl, conclúe que se produciron unhas 985 000 mortes entre 1986 e 2004 pola contaminación radioactiva.

 O accidente 
O 26 de abril de 1986, á 1:23 (UTC+3), o reactor catro sufriu un catastrófico aumento de potencia, conducindo a varios estoupidos no seu núcleo. Isto dispersou gran cantidade de combustible radioactivo e material do núcleo á atmosfera, e incendiou o grafito usado de moderador. O grafito en chamas incrementou a emisión de partículas radioactivas, transportadas polo fume, ao non estar o reactor encerrado nun compartimento de contención. O accidente ocorreu durante un experimento programado para aumentar a seguridade do reactor.

 O intento de experimento 
Aínda cando non está activa a xeración de enerxía, os reactores nucleares requiren refrixeración, normalmente proporcionada polo fluxo de refrixerante, para eliminar a calor resultante da radioactividade. Os reactores de auga a presión usan un fluxo de auga a alta presión para eliminar a calor residual. Despois dunha parada de emerxencia, o núcleo segue xerando unha cantidade importante de calor residual, que é inicialmente un 7 % do total da produción termal da planta. Se non é eliminada por sistemas de refrixeración, a calor podería danar o núcleo .

O reactor que estoupou en Chernóbil estaba formado por unhas 1 600 canles de combustible individuais, e cada canle operativa requiría un fluxo de 28 toneladas métricas (28 000 litros) de auga por hora. Existía a preocupación de que no caso dunha interrupción da rede de enerxía, as fontes de alimentación externa non estarían dispoñibles inmediatamente para encargarse das bombas de auga refrixerante da planta. Os reactores de Chernóbil tiñan tres xeradores diésel de apoio. Cada xerador tardaba 15 segundos en poñerse en marcha, pero precisaban entre 60 e 75 segundos máis en acadar a velocidade máxima e xerar os 5 5 MW que se precisaban para alimentar á bomba principal de refrixeración.

Ese minuto de interrupción de enerxía era considerado inaceptable, e suxeriuse que a enerxía mecánica (cantidade de movemento rotacional) da turbina de vapor e a presión residual do vapor (coas válvulas da turbina pechadas) podería ser usada para xerar electricidade que alimentase as bombas principais de auga mentres o xerador acadaba as revolucións, frecuencia e voltaxe correctas. En teoría, as análises indicaban que esa cantidade de movemento residual e presión do vapor tiñan o potencial de subministrar enerxía durante 45 segundos, que pecharían a brecha de potencia entre a falta da alimentación externa e o momento no que os xeradores diésel puidesen dar a enerxía necesaria. Esta capacidade precisaba confirmarse experimentalmente, e probas anteriores remataron de forma pouco exitosa. Unha primeira proba realizada en 1982 amosou que a voltaxe de excitación da turbina xeradora era insuficiente; esta non mantiña o campo magnético desexado despois da parada da turbina. O sistema foi modificado, e a proba repetiuse en 1984 pero novamente sen éxito. En 1985, intentouse por terceira vez pero outra vez con resultados negativos. O procedemento da proba repetiríase en 1986, e foi programado para realizarse durante unha parada de mantemento do reactor 4 de Chernóbil.

A proba centrouse nas secuencias de conmutación das subministracións eléctricas para o reactor. O procedemento comezaría cunha parada automática de emerxencia. Non se agardaba ningún efecto prexudicial sobre a seguridade do reactor, polo que o programa da proba non foi coordinado formalmente, nin co xefe de deseño do reactor nin co director científico. En vez disto, foi só aprobado polo director da planta (e incluso esta aprobación non era compatible cos procedementos establecidos). Segundo os parámetros da proba, a saída térmica do reactor non podería ser menor de 700 MW ao comezo do experimento. Se as condicións da proba fosen como estaba previsto, o procedemento case seguramente se realizaría de forma segura; o desastre final foi froito dos intentos de aumentar a saída do reactor cando o experimento xa comezara, o que era incompatible co procedemento aprobado.

A central de Chernóbil estivera operando durante dous anos sen a capacidade de funcionar durante os primeiros 60–75 segundos tras unha perda total de electricidade, e polo tanto carecía dunha importante característica na súa seguridade. Os administradores da planta presumiblemente querían corrixir este feito á primeira oportunidade, o que pode explicar porque se continuou coa proba incluso cando comezaron a presentarse problemas serios, e porque a aprobación necesaria para a mesma non se solicitara ao regulador de supervisión nuclear soviético (a pesar de que había un representante no complexo dos catro reactores).
miniatura|300px|Esquema dun reactor RBMK.
O procedemento experimental organizaríase do seguinte xeito:
 O reactor tería que estar funcionando a baixa potencia, entre 700 MW e 800 MW.
 A turbina de vapor estaría traballando a toda velocidade.
 Cando esas condicións se cumprisen, pecharíase a subministración de vapor.
 O rendemento do xerador sería rexistrado para determinar se podería proporcionar a enerxía suficiente para as bombas de refrixeración durante ese tempo, ata que os xeradores diésel de emerxencia se acendesen e proporcionasen a enerxía para as bombas automaticamente.
 Despois de que a cantidade de movemento baixase das revolucións, voltaxe e frecuencia operacional, a turbina/xerador quedaría a piñón libre.

 Condicións antes do accidente 
As condicións para executar a proba establecéronse antes da quenda de día do 25 de abril. Os traballadores da quenda recibiran instrucións por adiantado e estaban familiarizados cos procedementos establecidos. Un equipo especial de enxeñeiros eléctricos estivo presente para probar o novo sistema de regulación de voltaxe. Tal como estaba previsto, comezouse unha redución gradual da potencia da unidade á 1:06 do 25 de abril, e a potencia acadou o 50 % do seu nivel nominal de 3200 MW térmicos no comezo da quenda de día. Nese punto, outra estación eléctrica rexional quedou fóra de liña, e o regulador da rede eléctrica de Kíiv pediu que a redución de potencia en Chernóbil se pospuxese, xa que se precisaba enerxía para satisfacer o pico de demanda da tardiña. O director da central accedeu e pospuxo a proba.

Ás 23:04, o controlador de Kíiv permitiu que continuase o apagado do reactor. Este atraso tivo algunhas consecuencias serias: a quenda de día había tempo que marchara, a de tarde estaba preparándose para saír, e a de noite non se faría cargo do traballo ata a media noite. Segundo o plan, a proba debería estar rematada durante a quenda de día, e a nocturna só debería encargarse de manter os sistemas de refrixeración para baixar a calor na planta que debería estar apagada. A quenda de noite tivo un tempo limitado para prepararse para o experimento. Realizouse unha redución máis rápida da potencia do 50% durante o cambio de quenda. Alexander Akimov era o xefe da nova quenda, e Leonid Toptunov era o operador responsable do réxime operacional do reactor, incluído o movemento das barras de control. Toptunov era un enxeñeiro mozo que levaba traballando uns tres meses.

O plan da proba requiría que a potencia do reactor 4 se reducise gradualmente a un nivel térmico de entre 700 e 1000 MW. O nivel establecido no programa (700 MW) acadouse ás 00:05 do 26 de abril; porén, debido á produción natural de xenon-135, un gas moi absorbente de neutróns, no núcleo, a potencia do reactor continuou diminuíndo, sen que ningún operador actuase. Cando a potencia acadou aproximadamente os 500 MW, Toptunov inseriu por erro as barras de control demasiado lonxe, co que o reactor pasou a un estado non desexado de case-apagado. As circunstancias exactas son difíciles de coñecer, debido a que tanto Akimov como Toptunov morreron por enfermidades causadas pola radiación.

A potencia caeu ata os 30 MW (ou menos), un nivel de case parada completa, que era aproximadamente o 5 % da potencia mínima inicial establecida como segura para a proba. O persoal da sala de control consecuentemente tomou a decisión de recuperar a potencia e extraeu as barras de control do reactor, e pasaron varios minutos dende a extracción e o momento no que a potencia comezou a aumentar e se estabilizou en 160–200 MW (térmicos). Esta manobra retirou a meirande parte das barras de control, por riba dos límites permitidos, pero a pouca marxe de reacción restrinxiu calquera aumento da potencia do reactor. A rápida redución na potencia durante o apagado inicial, e a posterior operación nun nivel menor aos 200 MW levou á intoxicación do núcleo pola acumulación de xenon-135. Isto fixo necesario a extracción de máis barras de control do núcleo do reactor para contrarrestar a intoxicación.

A operación do reactor ao nivel baixo de potencia con tan pequena marxe de reacción foi acompañada por unha temperatura inestable do núcleo e do fluído refrixerante, e posiblemente pola inestabilidade dun fluxo de neutróns. Varias alarmas comezaron a aparecer neses intres. A sala de control recibiu repetidos sinais de emerxencia con respecto aos niveis dos tambores separadores de vapor/auga, así como das válvulas de alivio abertas para eliminar o exceso de vapor nun condensador da turbina, que daban grandes variacións no caudal de auga, e tamén soaron alarmas do controlador de potencia de neutróns. No período de tempo entre as 00:35 e as 00:45, sinais de alarma relativos aos parámetros termohidráulicos foron ignorados, aparentemente para preservar o nivel do reactor. Os sinais de alarma do sistema de protección de emerxencia do reactor (EPS-5) provocaron o apagado das turbinas-xeradores.

miniatura|250px|A zona da central en 1997.
Ao pouco tempo, acadouse un nivel máis ou menos estable de potencia de 200 MW, e os preparativos para o experimento continuaron. Como parte do plan da proba, as bombas extra de auga foron activadas á 01:05 do 26 de abril, incrementando o fluxo de auga. O aumento de fluxo do refrixerante a través do reactor produciu unha subida da temperatura no refrixerante de entrada no núcleo do reactor, achegándose á temperatura de ebulición nucleada da auga e reducindo así a marxe de seguridade. O fluxo excedeu o límite permitido á 01:19. Ao mesmo tempo, o fluxo extra de auga baixou a temperatura xeral do núcleo e reduciu os ocos de vapor existentes nel. Dado que a auga tamén absorbe neutróns (sendo mellor absorbente que o vapor canto máis densidade teña a auga líquida), accionáronse bombas adicionais decrecendo así aínda máis a potencia do reactor. Isto levou aos operadores a retirar as barras de control manualmente para manter a potencia.

Todas estas accións levaron a unha configuración do reactor extremadamente inestable. Case todas as barras de control foran retiradas, o que podería limitar o valor das barras de seguridade cando se inserisen inicialmente en condición de parada de emerxencia. Ademais, o refrixerante do reactor reducira o seu punto de ebulición, pero cunha marxe moi escasa, polo que calquera variación de potencia podería producir a ebulición, reducindo a absorción de neutróns da auga. O situación do reactor era inestable, claramente fóra da marxe de seguridade establecida polos deseñadores.

 Experimento e estoupido 
Á 1:23:04 AM o experimento comezou. O vapor das turbinas cortouse, e as válvulas da turbina pecháronse para permitir que funcionasen por inercia. Os xeradores diésel acendéronse ata acadar a carga precisa á 01:23:43; durante este período de tempo a potencia das bombas principais apagadas foi subministrada polo xerador da turbina mentres perdía forza. A medida que o impulso do xerador que alimentaba as bombas de auga diminuía, o caudal desta caeu, facendo que aumentase a formación de burbullas de vapor no núcleo. Debido ao coeficiente de baleiro positivo do reactor RBMK a baixos niveis de potencia, foi agora preparado para embarcarse nun bucle de retroalimentación positiva, na cal a formación de burbullas de vapor reducían a capacidade da auga líquida refrixerante de absorber neutróns, o que á súa vez incrementaba a potencia de saída do reactor. Isto causou que aínda máis auga se convertese en vapor, aumentando aínda máis a potencia. Porén, durante case todo o tempo do experimento o sistema de control automático contrarrestou con éxito esta retroalimentación positiva, inserindo continuamente barras de control no núcleo do reactor para limitar o aumento de enerxía.

Á 1:23:40, como rexistrou o sistema centralizado de control SKALA, iniciouse un apagado de emerxencia (ou SCRAM) do reactor, que sen querer provocou o estoupido. O SCRAM iniciouse cando o botón EPS-5 (tamén coñecido como botón AZ-5) do sistema de protección de emerxencia do reactor foi presionado: este insería todas as barras de control, incluídas as manuais que se retiraran anteriormente incautamente. A razón pola que o botón EPS-5 foi presionado non se coñece, se se fixo como medida de emerxencia ou sinxelamente como un método rutineiro de apagar o reactor unha vez completado o experimento. Existe a opinión de que o apagado puido ser ordenado como unha resposta ao rápido aumento de potencia inesperado, aínda que non existen datos rexistrados que proben de xeito concluínte esta afirmación. Tamén se suxeriu que o botón non foi presionado, e no seu lugar o sinal foi producido automaticamente polo sistema de protección de emerxencia; porén, o SKALA rexistrou claramente un sinal de parada de emerxencia manual. A pesar disto, a pregunta de cando ou incluso se o botón EPS-5 foi premido ten sido obxecto de debate. Hai afirmacións de que a activación foi causada pola rápida aceleración de enerxía ao inicio, outras que din que o botón non foi presionado ata que o reactor comezou autodestruírse pero outras afirman que isto sucedeu antes e nunhas condicións de calma. Despois de que se premese o botón EPS-5, comezou a inserción das barras de control no núcleo do reactor. O mecanismo de inserción das barras moveunas a unha velocidade de 0,4 m/s, polo que tardaron de 18 a 20 segundos en percorrer toda a altura do núcleo, uns 7 metros. Un problema máis grande foi o deseño defectuoso das puntas de grafito das barras de control, que inicialmente desprazaron o refrixerante antes de inserir material absorbente de neutróns para ralentizar a reacción. Como resultado, o SCRAM realmente incrementou a taxa de reacción na metade inferior do núcleo.

Poucos segundos despois do inicio do SCRAM, produciuse un pico de potencia masivo, o núcleo requentouse, e segundos despois este sobrequecemento resultou no primeiro estoupido. Algunhas das barras de combustible romperon, bloqueando as columnas das barras de control e causando que estas comezasen a atascarse a un terzo da inserción. En tres segundos a saída do reactor elevouse por riba dos 530 MW. O curso posterior dos acontecementos non foi rexistrado polos instrumentos: coñécese só como resultado dunha simulación matemática. Aparentemente, un grande aumento na potencia primeiro causou un incremento na temperatura do combustible e unha acumulación de vapor, o que levou a aumento da presión do mesmo. Isto destruíu os elementos combustibles e levou á ruptura das canles onde estes se atopaban. Entón, segundo algunhas estimacións, o reactor saltou a unha potencia de arredor dos 30 GW térmicos, dez veces a saída operativa normal. A derradeira lectura no panel de control foi de 33 GW. Non foi posible reconstruír a secuencia precisa dos procesos que levaron á destrución do reactor e ao edificio de alimentación da unidade, pero un estoupido de vapor, como puido ser o estoupido dunha caldeira por un exceso da presión do vapor, parece ser o seguinte evento. Hai un acordo xeral sobre que había vapor das canles esnaquizadas entrando na estrutura interna do reactor que causou a destrución da súa cuberta, arrincando e levantando a súa tapa de 2 000 toneladas, á cal estaba fixada todo o conxunto do reactor. Aparentemente, este foi o primeiro estoupido que moitos escoitaron. Este estoupido rompeu máis canles de combustible, e como resultado o refrixerante restante converteuse en vapor e escapou do núcleo do reactor. A perda total da auga en combinación cun coeficiente de baleiro altamente positivo aumentou aínda máis a potencia do reactor.

Un segundo estoupido, aínda máis potente, ocorreu dous ou tres segundos despois do primeiro; as evidencias indican que foi resultado dunha excursión nuclear. A excursión nuclear dispersou o núcleo e finalmente rematou coa reacción nuclear en cadea. Porén, había agora un incendio de grafito, contribuíndo en gran medida á propagación de material radioactivo e á contaminación das zonas periféricas. Houbo varias hipóteses iniciais sobre a natureza do segundo estoupido. Segundo unha opinión, o segundo estoupido foi causado polo hidróxeno producido xa pola reacción do vapor de circonio sobrequecido ou ben pola reacción do grafito incandescente co vapor que producía hidróxeno e monóxido de carbono. Outra hipótese apuntaba a que o segundo estoupido foi un estoupido térmico do reactor como resultado do escape incontrolado de neutróns rápidos causado pola perda total de auga no núcleo do reactor. Unha terceira teoría era que o estoupido o causou o vapor. Segundo esta versión, o fluxo de vapor e a presión do mesmo causou toda a destrución que seguiu á expulsión dunha substancial parte de grafito e combustible.

Porén, a proporción de isótopos radioactivos de xenon liberados durante este evento proporciona unha evidencia convincente de que o segundo estoupido era enerxía nuclear transitoria. Esta liberou 40 GJ de enerxía, o equivalente a unhas 10 toneladas de TNT. As análises indican que a excursión nuclear limitouse a unha pequena porción do núcleo.

Contrariamente ás normas de seguridade usouse betume, un material combustible, na construción do teito do edificio do reactor e da sala de turbinas. O material expulsado iniciou polo menos cinco lumes no teito do adxacente reactor 3, que aínda estaba operativo. Era imperativo apagar eses lumes e protexer os sistemas de refrixeración do reactor 3. Dentro deste reactor, o xefe da quenda de noite, Yuri Bagdasarov, quixo parar o reactor inmediatamente, pero o enxeñeiro xefe Nikolai Fomin non llo permitiu. Os operarios recibiron respiradores e tabletas de ioduro de potasio e díxoselles que seguisen traballando. Ás 05:00, porén, Bagdasarov decidiu pola súa conta apagar o reactor, deixando só alí aos operadores que tiñan que traballar nos sistemas de refrixeración de emerxencia.

 Niveis de radiación 
Niveis aproximados de radiación en diferentes puntos pouco despois de que se producisen os estoupidosB. Medvedev (xuño 1989). "JPRS Report: Soviet Union Economic Affairs Chernobyl Notebook" .:
 Localización  Radiación (Roentgens por hora)  Sieverts por hora (unidade SI) Proximidades do núcleo do reactor  30 000  300 Fragmentos de combustible  15 000-20 000  150-200 Monte de cascallos situado nas bombas de circulación  10 000  100 Cascallos próximos aos electrolizadores  5 000-15 000  50-150 Auga na sala de alimentación de auga do nivel 25  5 000 50 Nivel 0 da sala de turbinas  500-15 000  5-150 Área da unidade afectada  1 000-1 500  10-15 Auga na sala 712  1 000  10 Sala de control, pouco despois do estoupido  3-5  0,03-0,05

 Xestión inmediata da crise 
Os niveis de radiación nas zonas máis afectadas do edificio do reactor estimouse que eran de 5,6 roentgens por segundo (R/s) (1,4 miliamperios por quilogramo), equivalente a máis de 20 000 roentgens por hora. A dose letal está sobre os 500 roentgens (0 13 coulombs por quilogramo) por riba das 5 horas, polo que nalgunhas zonas, os traballadores desprotexidos recibiron doses fatais en minutos. Porén, un dosímetro capaz de medir ata os 1 000 R/s (0,3 A/kg) era inaccesible debido ao estoupido, e outro fallou cando se acendeu. Todos os dosímetros restantes tiñan límites de 0,001 R/s (0,3 µA/kg) e polo tanto daban lecturas "fóra de escala". Polo tanto, o persoal do reactor só podía determinar que os niveis de radiación estaba nalgúns lugares por riba de 0,001 R/s (3,6 R/h, ou 0,3 µA/kg), mentres que os verdadeiros niveis eran moito máis elevados nalgunhas áreas.

Debido ás lecturas inexactas á baixa, o xefe do persoal do reactor Alexander Akimov asumiu que este estaba intacto. A evidencia das pezas de grafito e do combustible estendidas polos arredores do edificio foi ignorada, e as lecturas doutro dosímetro traído sobre as 04:30 foron depreciadas ao asumir que este era defectuoso. Akimov quedou co seu persoal no edificio do reactor ata a mañá, intentando bombear auga no reactor. Ningún deles levaba ningún tipo de protección. Moitos, incluído Akimov, morreron pola exposición á radiación nas seguintes tres semanas.

 Contención do lume 
Pouco despois do accidente, os bombeiros chegaron para intentar extinguir os lumes. Os primeiros en chegar foi a brigada de bombeiros da propia central, baixo o mando do tenente Volodymyr Pravik, que morreu o 9 de maio dunha enfermidade aguda producida pola radiación. Non se lles informou do grao de perigosidade radioactiva que tiñan o fume e os fragmentos, e nin sequera chegaron a coñecer que o accidente era algo máis que un lume eléctrico normal: "Non sabíamos que era no reactor. Ninguén nolo dixo"National Geographic. (2004). Meltdown in Chernobyl. [Video]..

Grigorii Khmel, o condutor dun dos camións de bombeiros, posteriormente describiu o que pasou:

Porén, Anatoli Zakharov, un bombeiro que levaba en Chernóbil dende 1980, ofrece unha descrición diferente:

Vinte anos despois di desastre, dixo que os bombeiros da estación nº 2 eran conscientes dos riscos.

A prioridade inmediata era apagar os lumes do tellado da central e da zona ao redor do edificio do reactor 4 para protexer o reactor 3 e manter os seus sistemas de refrixeración intactos. Os lumes apagáronse ao redor das 5:00, pero moitos dos bombeiros recibiron altas doses de radiación. O lume dentro do reactor 4 continuou ardendo ata o 10 de maio; é posible que máis da metade do grafito se queimase. O incendio apagouse nun esforzo combinado entre helicópteros que lanzaron ao redor de 5 000 toneladas métricas de area, chumbo, arxila e boro (para absorber neutróns) no interior do reactor incendiado e a inxección de nitróxeno líquido. Agora sábese que practicamente ningún dos elementos absorbentes de neutróns alcanzou o núcleo.

Das testemuñas dos bombeiros implicados antes de morrer (como aparece na serie de televisión da CBC Witness), un describe a súa experiencia sobre a radiación dicindo que "sabía como metal", e tiña unha sensación semellante á de ter agullas por toda a cara.

O estoupido e o lume guindaron partículas quentes do combustible nuclear e tamén produtos da fisión moito máis perigosos, isótopos radioactivos como cesio-137, iodo-131, estroncio-90 e outros radioisótopos, cara ao aire: os residentes das zonas dos arredores observaron a nube radioactiva a noite do estoupido.

 Evacuación de Pripyat 
miniatura|250px|Vista da cidade abandonada de Pripyat no 2002
O cidade próxima de Pripyat non foi evacuada inmediatamente despois do accidente, A poboación da Unión Soviética non foi informada do desastre ata o día 29 de abril. Durante ese tempo, todas as emisoras de radio que pertencían ao estado foron substituíndo a súa programación por música clásica, que era un método común de prepararse para o anuncio público dunha traxedia. Os equipos de científicos estaban preparados e postos en alerta agardando instrucións.

Só despois de que os niveis de radiación activasen as alarmas da central nuclear de Forsmark en Suecia, a máis de 1 000 quilómetros de Chernóbil, a Unión Soviética admitiu que ocorrera un accidente. Porén, as autoridades intentaron ocultar a magnitude da catástrofe. Por exemplo, durante a evacuación de Pripyat, leuse a seguinte mensaxe na radio local: "Ocorreu un accidente na central de Chernóbil. Un dos reactores atómicos resultou danado. Será prestada axuda aos afectados e creouse unha comisión de investigación do goberno".

A comisión de goberno foi creada coa tarefa de investigar o accidente. Foi dirixida por Valeri Legasov, que chegou a Chernóbil na tarde do 26 de abril. Cando Legasov chegou, morreran xa dúas persoas e 52 recibiran atención médica no hospital. Esa madrugada, máis de 24 horas despois do estoupido, a comisión de Legasov tiña bastantes evidencias de que os altos niveis de radiación estaban causando bastantes casos de exposición á radioactividade. Debido a estas evidencias, a comisión recoñeceu a destrución do reactor e ordenou a evacuación de Pripyat.

A evacuación comezou ás 14:00 do 27 de abril. Co fin de acelerar o proceso, aos residentes se lles dixo que levasen só o necesario, xa que segundo as autoridades só estarían fóra uns tres días. Como resultado, a meirande parte dos residentes deixaron as súas pertenzas, que aínda están alí na actualidade. Hoxe en día segue habendo unha zona de exclusión de 30 quilómetros ao redor da central.

 Risco de estoupido de vapor 
Dous pisos de piscinas baixo o reactor funcionaban como unha reserva de auga para as bombas de refrixeración de emerxencia, e como un sistema de supresión de presión capaz de condensar vapor no caso dunha pequena ruptura do conduto de vapor; o terceiro piso por riba deles, debaixo do reactor, servía como túnel de vapor. No caso da ruptura dunha tubaxe, O vapor veríase obrigado a circular por este nivel de condución e escapar a través dunha capa de auga, o que reduciría a súa perigosidade. O soto e as piscinas estaban inundados debido á ruptura das bombas de auga refrixerante e pola acumulación da auga lanzada polos bombeiros. Este feito constituía agora un serio risco que podía conducir a un estoupido de vapor. O grafito, combustible e outros materiais que estaban por riba ardendo, a máis de 1 200 °C, comezaron a queimar o piso do reactor e a mesturarse co formigón fundido procedente do seu revestimento, creando corium, un material radioactivo semilíquido comparable á lava. Se esta mestura derretía o piso e chegaba ás piscinas de auga, temíase que puidese levar a un importante estoupido de vapor que podería expulsar máis material radioactivo do reactor. Fíxose entón necesario baleirar a piscina.

A piscina burbullante podía ser drenada abrindo as súas comportas. Voluntarios equipados con traxes de mergullador entraron na auga radioactiva e conseguiron abrir as comportas. Estes foron os enxeñeiros Alexei Ananenko (quen sabía onde estaban as válvulas) e Valeri Bezpalov, acompañados por un terceiro home, Boris Baranov, quen lles proporcionaría luz cunha lámpada, aínda que a lámpada fallou e tiveron que atopar as válvulas ás apalpadas ao longo dunha tubaxe. Todos regresaron á superficie e segundo Ananenko, os seus colegas saltaron de alegría ao saber que conseguiran abrir as válvulas. A pesar do seu bo estado despois de rematar a tarefa, os tres sufriron enfermidades producidas pola radiación, e polo menos dous deles, Ananenko e Bezpalov, morreron posteriormente. Algunhas fontes afirman incorrectamente que morreron na central. É probable que a intensa radiación alfa hidrolizase a auga, xerando peróxido de hidróxeno (H2O2) de baixo pH, solución semellante a un oxidante acedo. A conversión da auga da piscina de burbullas en H2O2 confírmase pola presenza nas lavas de Chernóbil de estudtita e metaestudtita, os únicos minerais que conteñen peróxido.

As bombas dos bombeiros foron usadas para drenar o soto. A operación non se completou ata o 8 de maio, despois de que se bombeasen 20 000 toneladas métricas de auga radioactiva.

Sen a piscina de burbullas, era menos que a fusión do núcleo producise un potente estoupido de vapor. Para iso, o núcleo fundido tería agora que acadar o nivel freático por debaixo do reactor. Para reducir a probabilidade disto, decidiuse conxelar a terra baixo o reactor, o que tamén estabilizaría os cimentos. Usando un equipo de perforación de pozos petrolíferos, a inserción de nitróxeno líquido comezou o 4 de maio. Estimouse que se precisarían 25 toneladas métricas por día para manter o chan conxelado a −100 °C. Esta idea foi rexeitada ao pouco tempo, e a sala do fondo onde se instalara o sistema de refrixeración encheuse con cemento.

 Retirada dos cascallos 
A peor parte dos cascallos radioactivos recolleuse dentro do que quedaba do reactor. Estes foron recollidos con pas por liquidadores que levaban pesados equipos de protección (denominados "bio-robots" polos militares); estes traballadores só podían pasar un máximo de 40 segundos de cada vez traballando nos tellados dos edificios circundantes, debido ás extremadamente altas doses de radiación emitidas polos bloques de grafito e outros restos. O propio reactor foi cuberto con sacos de area, chumbo e ácido bórico lanzados dende helicópteros: ao redor de 5 000 toneladas métricas de material foi tirado durante a semana que seguiu ao accidente. Nese momento aínda había medo de que o reactor puidese re-entrar nunha reacción en cadea auto-sostida e estoupar novamente, e foi planeada unha nova estrutura de contención para previr que a choiva entrase e desencadease un estoupido, e para evitar unha maior liberación de material radioactivo. Esta foi a maior tarefa de enxeñería civil da historia, involucrando a un cuarto de millón de traballadores da construción, os cales acadaron os seus límites oficiais de por vida de radiación. En decembro de 1986, un gran sarcófago de cemento foi levantado para selar o reactor e o seu contido.

Moitos dos vehículos usados polos "liquidadores" continúan aparcados nun campo na zona de Chernóbil.

Durante a construción do sarcófago, un equipo científico entrou no reactor como parte dunha investigación para localizar e conter combustible nuclear para que non puidese producir outro estoupido. Estes científicos recolleron manualmente as barras de combustible frías, pero o núcleo aínda continuaba emanando moita calor. Os índices de radiación en distintas partes do edificio foron monitorizados facendo buratos no reactor e inserindo longos tubos de metal cos detectores. Os científicos estiveron expostos a altos niveis de radiación e de po radioactivo. Despois de seis meses de investigación, en decembro de 1986, descubriron coa axuda dunha cámara manexada por control remoto unha masa intensamente radioactiva no soto da unidade 4, de máis de dous metros de ancho e centos de toneladas de peso, á cal bautizaron como "o pé de elefante" pola súa forma engurrada. A masa estaba composta por area, cristal e gran cantidade de combustible nuclear que escapara do reactor. Sacouse en conclusión que non representaba un risco adicional de estoupido.

 Causas 
 Erro dos operarios 
Houbo dúas explicacións oficiais do accidente: a primeira, que máis tarde recoñeceuse como errónea, foi publicada en agosto de 1986 e efectivamente culpou aos operadores da central. Para investigar as causas do accidente, o OIEA (Organismo Internacional de Enerxía Atómica) creou un grupo coñecido como o Organismo Internacional Asesor en Seguridade Nuclear, que no seu informe de 1986, INSAG-1 (polas súas siglas en inglés), no seu conxunto apoiaba este punto de vista, baseado nos datos proporcionados polos soviéticos e polas declaracións orais dos especialistas. Neste punto de vista, o accidente foi producido por graves violacións das normas de funcionamento e os regulamentos. "Durante a preparación e proba da turbina o persoal desconectou unha serie de sistemas de protección técnicos e violou as disposicións operativas máis importantes de seguridade para a realización dun exercicio técnico". O erro dos operadores foi probablemente debido á súa falta de coñecemento de física de reactores nucleares e de enxeñería, así como á falta de experiencia e formación. Segundo estas alegacións, no momento do accidente o reactor estaba sendo operado con moitos sistemas de seguridade claves apagados, sobre todo o Sistema de Refrixeración de Emerxencia do Núcleo, o sistema de control automático local, e o sistema de redución de potencia de emerxencia. O persoal non tiña un coñecemento suficientemente detallado dos procedementos técnicos en relación ao reactor nuclear, e ignoraron constantemente as regulación para acelerar a realización da proba.

Nesta análise das causas, as deficiencias no deseño do reactor e nas normas de funcionamento que fixeron posible o accidente deixáronse de lado e só se mencionaron casualmente. Graves irregularidades de procedemento tamén axudaron a facer o accidente posible. Unha foi a insuficiente comunicación entre os oficiais de seguridade e os operarios a cargo do experimento. Os operarios do reactor desconectaron sistemas de seguridade dos xeradores onde se realizaba a proba. O ordenador principal de proceso, SKALA, estraba traballando de tal xeito que o ordenador de control non puido apagar o reactor ou incluso reducir a potencia. Normalmente o reactor podería ter empezado a introducir todas as barras de control. O ordenador tamén podería iniciar o "Sistema de Protección de Emerxencia do Núcleo" que introduce 24 barras de control na zona activa en 2,5 segundos, o que seguía sendo lento para os estándares de 1986. Todo o control foi transferido do ordenador de proceso aos operarios humanos.

Esta opinión reflíctese en numerosas publicacións e en obras artísticas sobre o accidente de Chernóbil que aparecer inmediatamente despois da catástrofe, e durante moito tempo mantívose como principal causa entre o público e as publicacións populares.

 Deficiencias no deseño e nas instrucións de funcionamento 
En 1991, unha comisión do Comité Estatal para a Supervisión da Seguridade na Industria e a Enerxía Nuclear soviética volveu a avaliar as causas e circunstancias do accidente de Chernóbil e chegou a novas conclusións. Baseado nisto, en 1992 o Grupo Asesor de Seguridade Nuclear do OIEA publicou un informe adicional, INSAG-7, que revisaba "aquela parte do informe INSAG-1 na cal a atención primaria dáse ás causas do accidente", e incluíu o informe da Comisión Estatal soviética como Apéndice I. Neste informe da INSAG, moitas das acusacións iniciais contra o persoal pola violación das regulacións recoñecéronse erróneas, baseadas en información obtida incorrecta en agosto de 1986, ou menos relevantes. Este informe reflectía outro punto de vista das principais razóns que levaron ao accidente, presentado no Apéndice I. Segundo a informe, as accións dos operarios ao apagar o Sistema de Emerxencia de Refrixeración do Núcleo, interferindo coa configuración do equipo de protección, e bloqueando o nivel e a presión no tambor separador non contribuíu á causa orixinal do accidente e á súa magnitude, a pesar que que puidese cometerse unha violación do regulamento. O apagado do sistema de emerxencia deseñouse para previr que as dúas turbinas xeradoras se parasen non era unha violación das regulacións.

Os factores humanos contribuíron ás condicións que levaron ao desastre. Estes incluíron operar o reactor a baixa potencia, por debaixo do nivel de 700 MW documentado no programa da proba, e operalo cunha marxe de reacción operativa pequena. A pesar das afirmacións dos expertos soviéticos en 1986, os regulamentos non prohibían operar o reactor a ese nivel baixo de potencia. Porén, as normas si prohibían operalo cunha pequena marxe de reacción. Aínda así "os estudos despois do accidente demostraron que a forma na cal se reflicte o papel real da marxe de reacción operativa no Manual de Procedementos e na documentación de deseño do reactor RBMK-1000 é extremadamente contraditoria", e ademais, "a marxe de reacción operativa non foi considerada como un límite operativo de seguridade, violación que puido conducir ao accidente".

Segundo o informe INSAG-7, as principais razóns do accidente atópanse nas peculiaridades da física e na construción do reactor. Hai polo tanto dúas razónsIAEA Report INSAG-7 Chernobyl Accident: Updating of INSAG-1 Safety Series, No.75-INSAG-7. Vienna: IAEA. 1992.:

 O reactor tiña un perigoso coeficiente de baleiro positivo. O coeficiente de baleiro e unha medida de como responde o reactor ao incremento de formación de vapor na auga refrixerante. A meirande parte dos outros deseños de reactores teñen un coeficiente negativo, é dicir, a velocidade da reacción nuclear diminúe cando as burbullas de vapor se forman no refrixerante, xa que como a fase de vapor no reactor aumenta, un menor número de neutróns se ralentizan. Os neutróns máis rápidos son menos propensos a dividir os átomos de uranio, polo que o reactor produce menos potencia. O reactor RBMK de Chernóbil, porén, usaba grafito sólido como moderador de neutróns para ralentizalos, e a auga que nel se atopaba, polo contrario, actuaba absorbendo neutróns. Así, os neutróns ralentízanse incluso se as burbullas de vapor se forman na auga. Por outra banda, debido a que o vapor absorbe neutróns moito menos rápido que a auga, o aumento da intensidade de vaporización significa que máis neutróns son capaces de dividir os átomos de uranio, incrementando a potencia de saída do reactor. Isto fai ao reactor RBMK moi inestable a baixos niveis de potencia, e cunha tendencia a aumentar de súpeto a produción de enerxía ata un nivel perigoso. Este comportamento é contrario á intuición, e esta propiedade do reactor era descoñecida polo persoal.
 Un fallo máis importante estaba no deseño das barras de control que se insiren no reactor para ralentizar a reacción. No deseño do reactor RBMK, a parte inferior de cada barra de control estaba feita de grafito e eran 1,3 metros máis curtas do preciso, e no espazo debaixo das mesmas había canles ocas cheas de auga. A parte superior da barra, a parte verdadeiramente funcional que absorbe os neutróns e polo tanto detén a reacción, estaba feita de carburo de boro. Con este deseño, cando as barras son inseridas no reactor dende a posición máis alta, as partes de grafito inicialmente desprazan algunha auga (a cal absorbe neutróns como se menciona arriba), efectivamente causando menos neutróns para ser absorbidos inicialmente. Así, durante os primeiros segundos da activación das barras de control, a potencia de saída do reactor increméntase, en vez de reducirse como se desexa. Este comportamento tamén é contrario á intuición e tampouco era coñecido polos operarios do reactor.

Outras deficiencias, ademais destas, foron atopadas no deseño do reactor RBMK-1000, ademais de non cumprir algúns estándares e requisitos de seguridade dos reactores nucleares.

Os dous puntos de vista foron fortemente apoiados, segundo os seus intereses, por distintos grupos, incluídos os deseñadores do reactor, o persoal da central, e os gobernos soviético e ucraíno. Segundo a análise da OIEA de 1986, a principal causa do accidente foron as accións dos operarios. Pero segundo o seu informe de 1993 a culpa foi do deseño do reactor. Unha das razóns pola que estes puntos eran tan contraditorios e xerou tanto debate sobre as causas do accidente foi que os principais datos do desastre, rexistrados polos instrumentos e sensores, non foron completamente publicados polas fontes oficiais.

 Efectos 
 Propagación de substancias radioactivas 
Liberouse 400 veces máis material radioactivo que na bomba atómica de Hiroshima. Aproximadamente 100 000 km² de terra foi contaminada pola chuvia, sendo as rexións máis afectadas Belarús, Ucraína e Rusia. Menores niveis foron detectados por toda Europa coa excepción da Península Ibérica.

As primeiras evidencias de que unha liberación de gran cantidade de material reactivo estaba afectando a outros países non chegaron de fontes soviéticas, senón de Suecia, onde na mañá do 28 de abril os traballadores da central nuclear de Forsmark (a uns 1 100 km de Chernóbil) atoparon partículas radioactivas na súa roupa. Foi a busca por parte de Suecia da fonte de radioactividade, despois de descartar que houbese fugas na súa planta, a que na tarde do 28 de abril levou ao primeiro sinal dun problema nuclear serio no oeste da Unión Soviética. Polo tanto, a evacuación de Pripyat o 27 de abril, 36 horas despois dos estoupidos iniciais, silenciouse completamente antes de que o desastre se coñecese fóra da Unión Soviética. O aumento dos niveis de radiación xa se medira neses momentos en Finlandia, pero a folga da administración pública atrasou a súa publicación.

 Áreas de Europa contaminadas con 137Cs (km²) País 37-185 kBq/m² 185-555 kBq/m²  555-1480 kBq/m²  +1480 kBq/m² Rusia  49 800  5 700  2 100  300 Belarús  29 900  10 200  4 200  2 200 Ucraína  37 200  3 200  900  600 Suecia  12 000  -  -  - Finlandia  11 500  -  -  - Austria  8 600  -  -  - Romanía  5 200  -  -  - Bulgaria  4 800  -  -  - Suíza  1 300  -  -  - Grecia  1 200  -  -  - Eslovenia  300  -  -  - Italia  300  -  -  - Moldova  60  -  -  - Totais  162 160  19 100  7 200  3 100

A contaminación do accidente de Chernóbil dispersouse irregularmente dependendo das condicións meteorolóxicas, pero a forza aérea soviética fixo que chovese sobre Belarús para descargar as partículas radioactivas das nubes e evitar que chegase a zonas máis poboadas. Informes de científicos soviéticos e occidentais indican que Belarús recibiu ao redor do 60 % da contaminación que caeu sobre a antiga Unión Soviética. Porén, o informe TORCH de 2006 afirma que a metade das partículas volátiles aterraron fóra de Ucraína, Belarús e Rusia. Unha grande área de Rusia ao sur de Bryansk tamén resultou contaminada, ao igual que partes do noroeste de Ucraína. Os estudos realizados nos países veciños indican que ao redor dun millón de persoas puideron resultar afectadas pola radiación.

Datos publicados recentemente dun programa de monitoreo a longo prazo (o Korma-Studie) amosan un descenso da exposición á radiación interna nos habitantes da rexión de Belarús próxima á cidade de Homieĺ. Incluso é posible que se poidan habitar áreas prohibidas, sempre que as persoas sigan unhas certas normas con respecto á súa dieta.

 Emisión radioactiva 
Como en moitas outras emisións de radioactividade ao medio ambiente, a emisión de Chernobyl foi dominada polas propiedades físicas e químicas dos elementos radioactivos do núcleo. Mentres que a poboación xeral adoita a percibir o plutonio como un combustible nuclear particularmente perigoso, os seus efectos son case eclipsados polos dos seus produtos de fisión. Especialmente perigosos son as partículas altamente radioactivas que se acumulan na cadea alimentaria, como poden ser algúns isótopos de iodo e estroncio.

Dous informes da emisión de radioisótopos están dispoñibles, un da oficina de información científica e técnica estadounidense e outro máis detallado da Organización para a Cooperación e o Desenvolvemento Económico, ambos os dous de 1998. En distintos momentos despois do accidente, diferentes isótopos foron responsables da meirande parte das doses externas. A dose calculada foi a da irradiación gamma externa recibida por unha persoa ao aire libre. A recibida por unha persoa no interior é moito máis difícil de estimar.

A emisión de radioisotopos do combustible nuclear foi controlada en gran parte polos seus puntos de ebulición, e a meirande parte da radioactividade presente no núcleo mantívose no reactor.

Todos os gases nobres, incluídos cripton e xenon, que estaban no reactor foron lanzados inmediatamente á atmosfera no primeiro estoupido de vapor.

Ao redor de 1760 PBq ou 400 kg de I-131, o 55 % do iodo radioactivo no reactor, foi emitido, como unha mestura de vapores, partículas sólidas e compoñentes orgánicos de iodo.

O cesio (85 PBq Cs-137) e o telurio foron liberados en forma de aerosol.

Unha estimación inicial do combustible emitido ao medio ambiente foi de 3 ± 1,5 %; esta foi posteriormente revisada a 3,5 ± 0,5 %. Isto corresponde á emisión á atmosfera de 6 toneladas de combustible fragmentado.

Dous tamaños de partículas foron liberadas: partículas pequenas de 0,3 a 1,5 micrómetros (diámetro aerodinámico); e partículas grandes de 10 micrómetros. As partículas grandes contiñan ao redor de entre o 80 % e o 90 % dos radioisótopos non volátiles emitidos de circonio-95, niobio-95, lantanio-140, cerio-144 e os elementos transuránicos, incluídos neptunio, plutonio e os actínidos minoritarios, incrustados nunha matriz de óxido de uranio.

 Saúde dos traballadores e da poboación local 
A raíz do accidente, 237 persoas sufriron enfermidades por radiación aguda, dos cales 31 morreron nos primeiros tres meses.Hallenbeck, William H (1994). Radiation Protection. CRC Press. p. 15. ISBN 0-87371-996-4.Mould 2000, p. 29 Moitos destes foron bombeiros e traballadores de rescate intentando manter o accidente baixo control, os cales non eran plenamente conscientes da perigosa exposición á radioactividade que había no fume. Nun informe da OMS do 2006 elaborado polo grupo de expertos do Chernobyl Forum, afirmábase que dos 237 traballadores de emerxencias aos que se lles diagnosticara envelenamento por radiación, este foi identificado como a causa da morte de 28 deles nos primeiros meses despois do desastre. Non houbo máis mortes identificadas, na poboación xeral afectada polo accidente, que fosen causadas por envelenamento por radiación. Dos 72 000 traballadores rusos de emerxencias que foron estudados, 216 mortes non producidas por cancro, entre 1991 e 1998 foron atribuídas ao desastre. O período de latencia para cancros sólidos causados pola exposición excesiva á radiación é de 10 ou máis anos; polo que no momento da realización do informe da OMS este non pasara, polo que as mortes por cancros deste tipo non eran maiores que a media. Ao redor de 135 000 persoas foran evacuadas da zona, incluídos os 50 000 habitantes de Pripyat.

 Radioactividade residual no medio ambiente 
 Ríos, lagos e encoros 
A central nuclear de Chernobyl está localizada ao lado do río Pripyat, que desemboca no sistema de presas do río Dnipro River, un dos maiores sistemas de auga superficial de Europa. A contaminación radioactiva dos sistemas acuáticos polo tanto converteuse nun gran problema nas consecuencias inmediatas ao accidente. Nas áreas máis afectadas de Ucraína, os niveis de radioactividade (particularmente de I-131, Cs-137 e Sr-90) na auga potable foi motivo de preocupación durante os meses posteriores ao accidente. Despois deste período inicial, porén, a radioactividade en ríos e encoros estivo xeralmente por debaixo dos límites de seguridade para a auga destinada ao consumo humano.

A bio-acumulación de radioactividade nos peixes en moitos casos foi significativamente superior aos niveis máximos establecidos para o seu consumo. Os niveis de referencia máximos para radiocesio nos peixes varía segundo o país, pero na Unión Europea ese valor está sobre os 1 000 Bq/kg. No encoro de Kíiv, en Ucraína, as concentracións nos peixes eran de varios miles de Bq/kg nos anos posteriores ao accidente. En pequenos lagos "pechados" de Belarús e na rexión rusa de Bryansk, as concentracións en varias especies de peixes variaban dos 100 aos 60 000 Bq/kg durante o período que vai de 1990 a 1992. A contaminación dos peixes causou preocupación durante pouco tempo en partes do Reino Unido e Alemaña e nun período de tempo máis amplo (de meses e incluso anos) na áreas afectadas de Ucraína, Belarús e Rusia, así como nalgunhas zonas de Escandinavia.

 Augas subterráneas 
As augas subterráneas non se viron gravemente afectadas polo accidente de Chernóbil xa que os radionucleidos de curta-media vida decaeron antes de que puidesen afectar as subministracións de auga subterránea, e os de longa vida como o radiocesio e o radioestroncia foron absorbidos polo chan antes de que puidesen chegar á auga. Porén, transferencias significativas de radionucleidos a estas augas ocorreron en lugares de eliminación de residuos na zona de exclusión de 30 km ao redor de Chernóbil. Aínda que é posible que houbese unha transferencia destes radionucleidos fóra da zona de exclusión, o informe do OIEA sobre Chernóbil afirma que non é significativo"Environmental consequences of the Chernobyl accident and their remediation".

 Flora e fauna 
Despois do desastre, 4 km² dun bosque de piñeiros que estaba na dirección do vento volveuse dunha cor avermellada-marrón e as árbores morreron, gañándose o nome do "Bosque vermello". Algúns animais das zonas máis afectadas tamén morreron ou deixaron de reproducirse. A meirande parte dos animais domésticos foron evacuados, pero os cabalos que quedaron nunha illa no río Pripyat, a 6 km da central, morreron cando as súas glándulas tiroides foron destruídas por doses de radioactividade de 150–200 Sv. Algún gando na mesma illa morreu e aquel que sobreviviu tivo atrasos no crecemento polo dano na tiroide. A seguinte xeración aparentemente saíu normalThe International Chernobyl Project Technical Report, IAEA, Vienna, 1991.

 Chernóbil despois do desastre 
Despois do accidente xurdiron preguntas sobre o futuro da planta e o seu eventual destino. Os traballos nos reactores inacabados 5 e 6 detivéronse tres anos máis tarde. Porén, os problemas na planta de Chernóbil non remataron co accidente do reactor 4. Este foi selado e 200 metros cúbicos de formigón colocáronse entre o lugar do accidente e os edificios operacionais. O goberno ucraíno continuou mantendo os tres reactores restantes operativos debido a escaseza de enerxía do país. En 1991 incendiouse o edificio da turbina do reactor 2, e as autoridades declararon que non se podía reparar e parou a súa actividade. O reactor 1 foi dado de baixa en novembro de 1996 como parte dun contrato entre o goberno ucraíno e organizacións internacionais como a Axencia Internacional de Enerxía Atómica, para rematar as operacións na planta. O 15 de decembro do 2000, o entón presidente Leonid Kuchma en persoa apagou o reactor 3 nunha cerimonia oficial, cesando así totalmente as actividades da planta.

No ano 2011, Ucraína planeou abrir a zona selada ao redor do reactor de Chernóbil para os turistas.

 Notas 

Categoría:Accidente de Chernóbil