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

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.

Реактор «БОРАКС-I» состоял из 28 топливных элементов типа MTR с легководным замедлителем. Каждый элемент содержал 18 топливных пластин размером 2,845 X 0,060 X 24,6 дюймов (7,226 X 0,152 X 62,48 см), изготовленных из сплава урана и алюминия в алюминиевой оболочке толщиной 0,020 дюйма (0,05 см). Общая масса загружаемого урана составляла 4,16 кг. Активная зона целиком помещалась внутри бака диаметром 4 фута (1,22 м) и высотой 13 футов (4 м), наполовину погруженного в шахту.

В результате выполненных ранее контролируемых разгонов мощности на мгновенных нейтронах была сделана оценка, в соответствии с которой увеличение к на 4 % приводило к переходному процессу с периодом от 2,0 до 2,5 миллисекунд с выделением энергии при всплеске мощности, равной 80 МДж. Для проведения такого эксперимента потребовалась повышенная загрузка топливом и более эффективный центральный регулирующий стержень.

Всплеск мощности и связанный с ним паровой взрыв с последующим быстрым выбросом регулирующего стержня полностью разрушили активную зону реактора и разорвали реакторный бак (рис. 59). Произошло обширное расплавление топливных пластин, при этом некоторые элементы остались в баке, а мелкие детали были обнаружены на расстоянии до 200 футов (60 м) от него.

О силе взрыва говорит то, что механизм управления регулирующим стержнем оказался вырванным и выброшенным в сторону. Механизм весом 2200 фунтов (1 т) был установлен на опорной плите на высоте 8 футов (2,44 м) над поверхностью реакторного бака. За исключением этой опорной плиты площадью 4 квадратных фута (0,37 м2), выступающая поверхность 10-футового (3 м) бака была ничем не прикрыта. Взрывная волна плюс динамический удар воды и осколков об опорную плиту оторвали плиту от ее крепления и, как показала ускоренная съемка, подбросили механизм в воздух примерно на 30 футов (9 м).

Всего выделилось 135 МДж энергии вместо предполагаемых 80 МДж, или, при величине удельного энерговыделения, равной 180 МэВ на деление, 4,68 X 1018 делений. Эта энергия эквивалентна 70 фунтам (31,8 кг) тротила, однако в соответствии со сделанными оценками сопоставимый ущерб мог быть нанесен при взрыве тротила массой от 6 до 17 фунтов (от 2,7 до 7,7 кг). Минимальная длительность всплеска мощности равнялась 2,6 миллисекундам, максимальная мощность составила 1,9 X 1010 ватт. Ясно, что всплеск реактивности закончился до того, как система была разрушена паровым взрывом.

В результате данного всплеска мощности реактор был разрушен, но так как он находился на удаленной площадке, других разрушений не было. Никто из персонала не облучился.

6. Институт Бориса Кидрича, Югославия, 15 октября 1958 г.[6] 74, 75

Сборка из природного урана с тяжеловодным замедлителем без отражателя, без защиты; один человек погиб, пятеро получили высокие дозы облучения.

Критическая сборка располагалась в Институте Бориса Кидрича в Винке, Югославия. Авария произошла в сборке без отражателя с тяжеловодным замедлителем, собранной из топливных стержней из природного урана. Стержни в алюминиевой оболочке имели диаметр 2,5 см и длину 2,1 м, масса загружаемого в активную зону урана составляла 3,995 кг, объем активной зоны равнялся 6,36 м3. Имелось два кадмиевых стержня СУЗ, которые не управлялись по электрическим цепям, включающим датчики нейтронов. В нормальных условиях реактивность системы регулировалась уровнем жидкости (уровень, соответствующий достижению критичности, составлял 1,78 м).

Авария случилась во время подкритического эксперимента по измерению скорости счета облученных фольг. Чтобы добиться максимальной активации фольги, было желательно поднять умножение до соответствующего уровня, тем не менее остававшегося подкритическим.

Это было достигнуто; в результате камеры (BF3) работали как обычно, т. е. отследили возросший уровень потока, а третья камера вела себя неустойчиво и была отключена.

Система оставалась на этом уровне D2O в течение 5–8 минут, после чего один из экспериментаторов почувствовал запах озона и понял, что система перешла в надкритическое состояние с неизвестным уровнем мощности. Цепную реакцию остановили с помощью кадмиевых стержней СУЗ.

Последующее расследование показало, что обе камеры, про которые думали, что они работают исправно, достигли насыщения и после этого показывали достигнутую постоянную максимальную величину сигнала, в то время как уровень мощности продолжал возрастать.

Персонал получил высокие дозы облучения, составившие, в соответствии со сделанными оценками, 205, 320, 410, 422 и 433 бэр 76. Из шестерых облучившихся один умер, а остальные пятеро выздоровели после тяжелой лучевой болезни. Критическая сборка выдержала энерговыделение 80 МДж (2,6 X 1018 делений); о механическом разрушении не сообщалось.

7. Центр ядерных исследований в Сакле, Франция, 15 марта 1960 г. 26, 27

Критсборка со стержнями из UO2 (1,5 %); замедлитель и отражатель — легкая вода; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Критическая сборка "Ализ" представляла собой систему с водяным отражателем и водяным замедлителем, в которой в качестве топлива использовался UO2 с обогащением урана, составлявшим 1,5 %. Стержни имели длину 1 метр и диаметр 1 см, общая масса UO2 равнялась 2,2 тоннам.

Для эксперимента, во время которого произошла авария, требовалось достичь стабильный положительный период реактора на очень низком уровне мощности. Экспериментально была найдена критическая конфигурация стержней, и было вычислено положение стержней, соответствующее нужному периоду. Подождав, пока спадут запаздывающие нейтроны, стержни подняли в заданное положение. Однако вслед за этим оператор по неизвестной причине полностью извлек стержень, который до этого был извлечен не полностью. Из-за этого в системе установился период, составлявший 0,25 с.

Последовавший за этим всплеск мощности дал 3 X 1018 делений, однако максимальные температуры в двуокиси урана не превышали 550 °C. Активная зона не пострадала, облучение персонала было незначительным.

Было установлено, что гашение реакции произошло в результате эффекта Доплера на 238U. Этот вывод подтвердили эксперименты на сборке «Сперт» с аналогичной активной зоной, в которой уран был обогащен до 4 % (часть II, раздел C, авария 9).

8. Национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. Айдахо, 3 января 1961 г. 77

Реактор SL-1, уран-алюминиевое топливо, водяной замедлитель; единичный всплеск мощности; три человека погибли…

Реактор SL-1 (сначала назывался Аргоннский реактор низкой мощности) был кипящим водо-водяным реактором прямого цикла тепловой мощностью (брутто) 3 МВт, с топливными элементами в виде пластин из обогащенного урана в алюминиевой оболочке. Реактор был спроектирован на время кампании без перегрузок топлива длительностью 3 года, поэтому в активную зону загружался избыток топлива. Для компенсации избыточного топлива к некоторым элементам активной зоны был добавлен выгорающий поглотитель (10В) в виде сплава алюминия, бора и никеля. Так как пластины из бора могли прогибаться (и, очевидно, также корродировали, что приводило к росту реактивности), в ноябре 1960 года некоторые из них заменили на кадмиевые полоски, запаянные между тонкими алюминиевыми пластинами. При этом была определена величина уставки для срабатывания системы аварийной остановки реактора, равная 3 % (около 4β), при том, что исходное значение составляло 3,5–4%. Регулирующие стержни крестообразной формы имели тенденцию прилипать. Они состояли из больших кадмиевых листов, проложенных между алюминиевыми пластинами. Ядерная авария произошла, скорее всего, не в результате плохого состояния активной зоны.

После того, как реактор SL-1 проработал около двух лет, он был остановлен для проведения плановых ремонтных работ, а 4 января его предполагалось снова запустить. Группе из трех человек, дежурившей в ночь на 3 января, было поручено заново собрать приводы регулирующих стержней и подготовить реактор к пуску. По-видимому, они этим и занимались, когда произошел всплеск мощности.