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

Имеющиеся знания о характеристиках всплесков мощности, которые происходят в больших массах делящегося материала, находящегося в воде, можно определить, в лучшем случае, как недостаточно хорошие. Расчеты, сделанные Хансеном, показывают, что в сфере из металлического урана радиусом 6,85 см, погруженной в воду, 15 % делений происходит во внешнем слое толщиной 0,5 мм, и плотность делений в этой области в шесть раз превышает плотность делений в центре. Пик в 3 X 1015 делений дает увеличение температуры на поверхности на 130 °C, при этом температура в центре практически не повышается (прирост температуры в центре составляет всего 19 °C). Вероятно, первый пик имел примерно такой порядок величины, и большая часть делений произошла, когда средняя мощность уже существенно понизилась.

В результате этой аварии три человека получили дозы облучения, равные соответственно 66, 66 и 7,4 фэр (см. Приложение А). Радиоактивного загрязнения не было, и через 3 дня материал активной зоны использовался вновь.

2. Лаборатория Чок-Ривер, конец 40-х — начало 50-х годов. 65, 66

Критическая сборка ZEEP; единичный всплеск мощности; три человека получили значительные дозы облучения.

Критсборка ZEEP состояла из стержней металлического урана в алюминиевой оболочке, находящихся в замедлителе из тяжелой воды. Цилиндрический корпус сборки, изготовленный из алюминия, по бокам и снизу имел графитовый отражатель; он также был окружен с боков биологической защитой в виде контейнеров с водой толщиной 3 фута (91,5 см). Сверху защиты не было. Реактивность регулировалась путем изменения уровня тяжелой воды, которая подавалась из бака электрическим насосом. Из соображений безопасности насос управлялся таймером, который отключал насос каждые 10 секунд, и его требовалось заново включать нажатием кнопки.

В качестве стержней СУЗ использовались покрытые кадмием пластины, которые были подвешены на тросах в пространстве между активной зоной и графитовым отражателем. Система управления и защиты была настроена на срабатывание при достижении уровня мощности около 3 ватт.

Во время аварии двое физиков работали на верху реактора, вставляя фольгу в каналы. Техник, который осуществлял подъем уровня воды в реакторе, управляя насосом, по инструкции должен был прекратить операцию по достижении заранее определенного уровня подкритичности с большим запасом по времени работы насоса.

Один из физиков попросил техника поднять инструмент на верх сборки. Чтобы не терять времени и напрямую нарушая правила, техник прижал контрольную кнопку насоса деревянной щепкой, чтобы таймер не останавливал насос. Затем он отправился на верх сборки и там присоединился к работе; уровень тяжелой воды в это время продолжал подниматься.

Реактор достиг критичности, и, как было предусмотрено конструкцией, сработала система аварийной остановки. Насос был автоматически остановлен системой блокировки, являвшейся частью системы аварийной остановки реактора. Под воздействием проникающего излучения произошла остановка реактора NRX, расположенного в соседнем здании. Последующие проверки обнаружили, что уровень мощности реактора ZEEP мог в десять раз превысить уставку для срабатывания системы аварийной остановки реактора.

Три человека, работавшие в верхней части реактора, получили дозы облучения, превысившие предельно допустимую дозу за квартал, а может быть, и предельную годовую дозу.

3. Аргоннская национальная лаборатория, 2 июня 1952 г. 38, 67

Двуокись урана в полистироле, водяной замедлитель; единичный всплеск мощности; 4 человека получили значительные дозы облучения.

Данная авария произошла в активной зоне реактора с легководным замедлителем, где 6,8 кг оксида урана были внедрены в полоски из полистирола. Десять процентов частиц оксида имели диаметр в пределах 10 микрон, остальные — 40 микрон. Семь пластиковых полос, соединенных с шестью циркониевыми полосами (0,91 X 0,110 X 43 дюймов, или 2,31 X 0,28 X 109 см), составляли один стандартный топливный элемент. Активная зона имела форму неправильного цилиндра и содержала 324 топливных элемента. Объемные доли циркония, пластиковых полос с топливом и воды составляли соответственно 60 %, 7,71 % и 32,2 %.

Эксперимент, во время которого произошла авария, заключался в сравнении реактивностей центральных регулирующих стержней разной конструкции. Система перешла в надкритическое состояние на мгновенных нейтронах после того, как была сделана попытка (в нарушение правил эксплуатации) заменить центральный регулирующий стержень, когда в активной зоне было нормальное количество воды. Периферийные стержни-поглотители были на месте, но их оказалось недостаточно, чтобы предотвратить развитие аварии.

Механизм, с помощью которого был погашен всплеск энерговыделения, достигавшего 1,22 X 1017 делений, заключался в почти равномерном тепловом расширении пластика при разогреве частиц размером 10 микрон, а вблизи частиц размером 40 микрон происходило образование пузырей. Этот процесс вытеснил почти всю воду из активной зоны, и СЦР полностью завершилась через 0,6 секунды после того, как оператор начал извлекать регулирующий стержень. Максимальная величина обратного периода составила почти 100 с-1, максимальная мощность — 1,7 X 108 ватт, полуширина пика мощности — 18,5 миллисекунд.

В результате этого всплеска мощности топливные элементы активной зоны были разрушены, однако при этом не было значительных потерь делящегося материала. Уровень радиации в реакторном зале в течение одних суток превышал допустимый предел. Через 5 дней были удалены элементы активной зоны, была проведена однократная дезактивация с применением стирального порошка и теплой воды. Четыре человека получили дозы облучения, равные 136, 127, 60 и 9 фэр (см. Приложение А).

4. Лаборатория Чок-Ривер, компания «Атомик Энерджи оф Канада Лимитед», 12 декабря 1952 г. 65, 66, 68, 69

Реактор NRX, стержни из природного урана, тяжеловодный замедлитель, графитовый отражатель; многократные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Реактор NRX представлял собой систему, работающую на природном уране с тяжеловодным замедлителем, в которой урановые стержни охлаждались тонким слоем легкой воды, прокачиваемой в промежутке между алюминиевой оболочкой топливного стержня и немного большим по размеру концентрическим алюминиевым наружным цилиндрическим каналом. Тяжеловодный замедлитель в достаточной степени снижал энергию нейтронов, так что имело место поглощение нейтронов легководным теплоносителем.

В результате очень сложной последовательности ошибок оператора, а также электрических и механических сбоев в системе аварийной остановки, реактор вышел в надкритический режим с избыточной реактивностью примерно 60 центов. Сначала мощность росла очень быстро, но из-за медленного движения регулирующего стержня появились признаки стабилизации мощности реактора на уровне приблизительно 20 МВт. В обычных условиях такой уровень мощности являлся повышенным, но терпимым, и ситуация была бы под контролем, если бы проходившие эксперименты не потребовали обеспечения режима пониженного теплосъема с помощью легководного теплоносителя в нескольких каналах. На уровне мощности около 17 МВт теплоноситель начал закипать в тех каналах, где был пониженный расход теплоносителя. Этот автокаталитический процесс (легкая вода являлась поглотителем) привел к повышению реактивности примерно на 20 центов, и за интервал времени от 10 до 15 секунд мощность опять возросла. Когда мощность достигла 60–90 МВт, тяжеловодный замедлитель был слит, и реактор был заглушен.

Превышение мощности реактора над уровнем 1 МВт длилось не более 70 с, общий выход энергии, по оценкам, составил 4000 МДж, что соответствует примерно 1,2 X 1020 делений. Активная зона и каландр (опорная конструкция для топливных элементов) были повреждены так, что последующий ремонт был невозможен. Долгоживущие продукты деления с радиоактивностью около 104 Ки вместе с массой охлаждающей воды (106 галлонов, или 3,78 X 106 л) вылились в подвальное помещение. Персонал, по-видимому, получил небольшие дозы; чуть больше чем через год реактор был полностью восстановлен.

5. Национальная станция испытания ядерных реакторов, Айдахо, 22 июля 1954 г. 38, 70, 71, 72, 73

Реактор «БОРАКС»; топливо в виде сплава алюминия и урана; водный замедлитель; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Национальная станция испытания ядерных реакторов располагалась неподалеку от Айдахо-Фоллз в штате Айдахо (США). Этот всплеск мощности может считаться аварией только в том смысле, что уровень мощности превысил ожидаемый. Реактор БОРАКС-I создавался специально для проведения программы испытаний. Исследования стационарных и переходных режимов считались законченными, и было принято решение перед окончательной разборкой реактора провести проверку короткого разгона для того, чтобы получить в максимальном объеме экспериментальную информацию. Выбрали такое значение избыточной реактивности, чтобы в результате увеличения энерговыхода вызвать расплавление 4 % топливных пластин.