Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638) - Томас Маклафлин

То, что произошел второй всплеск мощности, осознали только после того, как оценили дозы, полученные начальником производства и начальником смены. Начальник смены получил примерно 100 рад, а начальник производства — примерно 60 рад. Обе дозы намного превысили ожидаемые значения и противоречили данным предоставленных ими отчетов об их действиях. Только после тщательного анализа удалось понять, что оба облучились в результате второго всплеска мощности, который, наиболее вероятно, произошел как раз тогда, когда начальник производства обходил начальника смены на пути к лестнице.

Доза радиации, полученная оператором в результате первого всплеска мощности, составила, по оценке, около 10000 рад. Он умер спустя 49 часов. Остальной персонал завода получил незначительные дозы. В результате проведенного расследования было установлено, что к моменту первого всплеска мощности в 51 литре раствора в емкости для карбоната натрия содержалось 2820 граммов урана. Система не получила механических повреждений, хотя впоследствии понадобилось удалить расплескавшийся раствор. Полное энерговыделение было эквивалентно 1,30 ± 0,25 X 1017 делений.

15. Машиностроительный завод, г. Электросталь, 3 ноября 1965 г

Смесь с водой диоксида урана, U(6,5 %), в водяном баке вакуумного насоса; одна вспышка; незначительные дозы облучения.

Ядерная авария произошла на Машиностроительном заводе, г. Электросталь, в четверг 3 ноября 1965 года. Завод работал 24 часа в сутки в режиме 4 смен по 6 часов. В здании 242, где произошла авария, размещался аппарат «Сатурн», предназначенный для газопламенного восстановления гексафторида урана до окислов в водородно-воздушном пламени. С 23.09.1964 г. по 19.10.1965 г. на установке восстановления получали окислы урана с обогащением 2 % по урану-235. Однако, из-за необходимости обеспечить топливо для двух вновь принятых в эксплуатацию ураново-графитовых энергетических реакторов Белоярской АЭС, было принято решение о переводе на работу с гексафторидом урана 6,5 %-го обогащения. Для этого бункер был зачищен, фильтры заменены новыми, вода объемом 150 л в контуре вакуумного насоса была слита, а контур был заполнен чистой водой. Планировалось смонтировать третий фильтр, помимо двух имеющихся непосредственно перед насосом, однако это оперативно не сделали и ввели установку в эксплуатацию 22.10.1965 г. Ядерная авария произошла 12 дней спустя.

Схематическое изображение установки для производства оксида урана из гексафторида урана и ее вакуумной системы в здании 242 представлено на рисунке 20. Процесс начинается подачей гексафторида урана в аппарат «Сатурн», показанный на схеме. В нем происходит восстановление гексафторида урана в водородно-воздушном пламени с получением оксидов, собирающихся на дне аппарата. Рабочий персонал вспоминает (но документы не подтверждают), что аппарат «Сатурн» был оборудован линией улавливания газообразного фтористого водорода. Оксиды затем передавались к бункеру-накопителю. Передача оксидов из аппарата «Сатурн» в бункер-накопитель осуществлялась при помощи вакуума. Из бункера-накопителя оксиды выгружались в банки безопасной геометрии с объемом, равным двадцати литрам. Процесс выгрузки являлся просто операцией гравитационной пересыпки из бункера-накопителя в двадцатилитровые банки. Вакуумная система выключалась во время загрузки банки. После заполнения банок порошком оксида они транспортировались из здания 242 в другое здание, где порошок загружался в печь прокаливания для обесфторивания и полного восстановления до UO2. В качестве рабочей жидкости в вакуумном насосе использовалась вода, которая циркулировала через бак насоса и трубчатый теплообменник.

Сама вакуумная система была расположена этажом ниже аппарата «Сатурн» и бункера-накопителя. Для предотвращения попадания порошка UO2 в вакуумную систему между бункером и насосом проектом были предусмотрены два фильтра из лавсановой ткани: основной фильтр на бункере и контрольный фильтр перед насосом. Контрольный фильтр, согласно технологическому регламенту, должен был ежесменно проверяться на наличие порошка UO2 и появление возможных дефектов посредством вскрытия и визуального осмотра на просвет. В случае обнаружения непрозрачности лавсанового полотна на просвет должен был вскрываться и осматриваться также и основной фильтр. Помимо осмотра контрольного фильтра, ежесменно должна была отбираться проба воды из контура насоса для анализа на содержание урана.

Рисунок 20. Схема установки для производства оксида урана из UF6 и ее вакуумной системы.

Согласно правилам, от персонала каждой смены требовалось отобрать пробу из вакуумной системы и провести анализ для определения наличия урана. Обычно результаты анализа проб были готовы через полтора часа после их отбора. На заводе не было приборов неразрушающего контроля. Кроме того, такие приборы не применялись для обнаружения отложения урана в вакуумной системе. Вакуумная линия, показанная на схеме, соединяла контрольный фильтр с водокольцевым вакуумным насосом, расположенным этажом ниже.

На схеме показаны также компоненты вакуумной системы. Эти компоненты состоят из самого водокольцевого вакуумного насоса, который, в свою очередь, связан с водяным баком и теплообменником «труба в трубе». Вода из теплообменника затем возвращалась в вакуумный насос. Для предотвращения повышения кислотности воды в случае, если HF поступит в систему, в воду добавлялся гидроксид калия. Водяной бак насоса геометрически представлял собой правильный круговой цилиндр с осью, ориентированной вертикально. Бак имел диаметр 65 см и высоту 90,4 см при объеме бака 300 литров. С боковой стороны бак был снабжен мерным стеклом, что позволяло видеть уровень воды в баке. Обычно бак работал менее чем наполовину заполненным водой. СЦР произошла в этом баке.

Третьего ноября 1965 года в 11 ч 10 мин утра в здании 242 сработала система аварийной сигнализации о возникновении СЦР. Весь персонал здания 242 был немедленно эвакуирован. В блоках детектирования системы использовались счетчики γ-излучения. В соседних зданиях аналогичные системы аварийной сигнализации не сработали. Первым в здание 242 через 50 минут после эвакуации вернулся главный физик. С помощью переносного детектора гамма-излучения он смог определить, что авария произошла в водяном баке вакуумного насоса. В то время измеренная им мощность дозы гамма-излучения составила 103 мкР/с на расстоянии 1,5 м от бака.

Действия по ликвидации аварии были направлены на то, чтобы исключить повторное достижение критического состояния. Эту работу выполняли операторы под руководством дозиметристов. С помощью длинного стержня было разбито мерное стекло на боковой поверхности бака. Для сбора воды, вытекающей из бака, были использованы поддоны безопасной геометрии. В этой операции собрали приблизительно 60 литров жидкости. Анализ показал, что жидкость содержала 85 граммов урана на литр, т. е. в целом 5,1 кг урана. Через восемь дней после аварии (11 ноября 1965 г.) бак был вскрыт, и из него было извлечено еще 51 кг урана. Общее количество материала, извлеченного из бака, составило 56,1 кг урана или, при 6,5 % обогащении, около 3,65 кг 235U. Еще 13,9 кг урана было извлечено из теплообменника «труба в трубе» и патрубков, соединяющих их. В итоге было извлечено 70 кг урана, или примерно 4,6 кг 235U.

В результате расследования причин СЦР было установлено, что в основном фильтре лавсановая ткань отсутствовала, а в контрольном фильтре она не была полностью зажата фланцами. Поэтому порошок окислов урана мог проникать в вакуумную систему. Было также отмечено, что за короткое время (~12 дней) работы установки с ураном 6,5 %-го обогащения состояние контрольного фильтра не проверялось, контроль воды в баке на содержание урана не осуществлялся в нарушение действующих инструкций.

Расследование было не в состоянии определить, как долго отсутствовала ткань в главном фильтре или как долго ткань в контрольном фильтре имела дефекты. Анализ рабочих записей, сделанных до перехода системы от урана с обогащением 2 % к урану с обогащением 6,5 %, показал, что такие производственные нарушения в прошлом не случались.

Для того чтобы оценить полную выделенную при аварии энергию, были сделаны анализы двух типов. Анализ первого типа основывался на результатах измерения мощности дозы — 103 мкР/с, выполненного на расстоянии 1,5 м от водяного бака через приблизительно 50 минут после аварии. Результат этого измерения был использован для оценки полного выхода: 5 X 1015 делений. Для определения полного энерговыделения был вырезан участок медного провода, находившийся на расстоянии 1,2 м от бака. По активации меди 63Cu (n, у) 64Cu было определено, что число делений составило ~1016. Однако этот метод, также как и метод, основанный на измерении γ-излучения от продуктов деления, имел значительные расчетные и экспериментальные погрешности.