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

Самая надежная из имеющейся информации (косвенная, но достаточно убедительная) говорит о том, что центральный стержень был извлечен оператором вручную с максимальной скоростью. Такое быстрое увеличение реактивности перевело реактор в режим с периодом, равным 4 миллисекундам. Мощность продолжала расти до тех пор, пока тепловое расширение и формирование парообразований не погасили всплеск мощности. Мощность в пике была 2 X 104 МВт, общее энерговыделение составило 133 ± 10 МДж.

Последовавший паровой взрыв разрушил реактор и мгновенно убил двух операторов. Третий скончался через два часа от травмы головы. Реакторное здание и особенно реакторный зал были сильно загрязнены охлаждающей водой, содержавшей продукты деления. Проведению обследования в начальный период после аварии мешал высокий уровень радиации (от 500 до 1000 Р/ч) в реакторном зале. Несмотря на большой выброс радиоактивности из активной зоны, очень малая ее часть вышла за пределы здания, которое не было герметичным.

Во многих отношениях эта авария со всплеском мощности в реакторе напоминает аварию реактора «БОРАКС» и разрушающие эксперименты на критсборке «Сперт». Каждая из этих аварий, особенно эксперименты на сборке «Сперт» (часть II, раздел C, авария 9), должна была закончиться именно такими всплесками мощности. У. Найер 78 отмечает, что основным фактором является плотность энерговыделения в активной зоне. У реактора SL-1 этот показатель был больше других, но не намного больше (на 12 %), чем у реактора БОРАКС, и на 60 % больше, чем у сборки «Сперт». Установившийся период у реактора SL-1 был немного ниже. В результате развития всех трех аварий паровой взрыв вызвал серьезные разрушения реакторов, особенно реакторов БОРАКС и SL-1. Активная зона SL-1 находилась внутри корпуса, и практически вся вода была, очевидно, мгновенно выброшена вверх единой массой. Энергия, приобретенная водой, оказалась так велика, что весь корпус реактора был подброшен на 9 футов (2,75 м), после чего он упал на место.

В экспериментах на сборке «Сперт» паровые взрывы следовали за пиками мощности с интервалом 15 миллисекунд. Неизвестно, наблюдалось ли такое запаздывание в случае реактора SL-1.

9. Национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. Айдахо, 5 ноября 1962 г. 79

Сборка из топливных элементов «Сперт»; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Сборка «Сперт» представляла собой маленькую испытательную установку, предназначенную для изучения переходных режимов в водо-водяных реакторах с топливными элементами в виде пластин. Топливо было изготовлено в виде пластин из сплава высокообогащенного урана с алюминием с оболочкой из того же материала. Из предыдущих испытаний были получены данные о переходных режимах с начальным периодом, превышающим 8 миллисекунд. Эти эксперименты носили неразрушающий характер и вызывали лишь небольшую деформацию топливных пластин. Кроме того, имелись данные о разрушении реактора, которые были получены после испытаний, проводившихся в 1954 году на реакторе «БОРАКС-I», в результате которых произошел взрыв, разрушивший реактор. Цель экспериментов на сборке «Сперт» состояла в том, чтобы исследовать переход от условий разгона реактора без его разрушения к всплескам мощности, разрушающим реактор.

После завершения обширной экспериментальной программы были выполнены два испытания с периодами, составлявшими 5,0 и 4,6 миллисекунды. Их результатом стали деформация пластин и ограниченное плавление топлива. Поведение реактора в переходных режимах явилось логической экстраполяцией результатов более ранних экспериментов с более длительными периодами. Ничто не указывало на то, что нельзя экстраполировать эти результаты дальше.

В последнем испытании с периодом 3,2 миллисекунды (выход энергии 30,7 МДж) все 270 пластин до определенной степени расплавились, в среднем оплавление составило 35 %. С точки зрения ядерной физики это испытание прошло очень близко к тому, что предсказывалось. Было видно, что ядерные аспекты процесса гашения всплеска мощности в реакторе практически совпадали с тем, что наблюдалось в предыдущих переходных состояниях, и включали в себя тепловое расширение топлива и замедлителя, а также кипение воды. Однако примерно через 15 миллисекунд после окончания переходного процесса сильный гидравлический удар полностью разрушил активную зону. Это приписывается паровому взрыву, произошедшему в результате быстрого переноса тепла от расплавленного топлива к воде. Топливо, вода и элементы активной зоны были с силой выброшены из корпуса, в котором проводился эксперимент.

В ходе эксперимента использовались приборы для измерения активности любых выделяющихся продуктов деления, хотя и не предполагался такой мощный всплеск мощности. Измерения показали, что имела место утечка в атмосферу 7 % благородных газов, выделившихся во время разгона. Еще до начала испытания были сняты крыша и часть стен реакторного здания, так что оно обеспечивало лишь ограниченную локализацию. В атмосфере не было обнаружено присутствие твердых продуктов деления и радиоактивного йода.

Основываясь на чувствительности измерительных приборов и отсутствии признаков загрязнения радиоактивным йодом, установили, что менее 0,01 % всех образовавшихся радиоизотопов йода попало в атмосферу.

10. Мол, Бельгия, 30 декабря 1965 г. 26, 27

Критическая сборка «ВЕНУС», твэлы из UO2 с обогащением 7 % в H2O-D2O; единичный всплеск мощности; один человек получил значительную дозу облучения.

Сборка «ВЕНУС» являлась критической сборкой корпусного типа с водяным замедлителем, которая использовалась в экспериментах наряду с реактором «Вулкан». Это был реактор с плавающим спектром нейтронов, потому что исходный замедлитель D2O можно было разбавлять H2O для смягчения спектра и поддержания реактивности по мере выгорания делящегося материала. Во время проводившихся на критсборке экспериментов замедлитель и отражатель состояли из 70 % H2O и 30 % D2O. Отражатель был на 0,3 м выше активной зоны. Размер активной зоны по высоте и диаметру составлял около 1,6 м. Топливом служил UO2 в виде таблеток, собранных в твэлы. Общая масса UO2 составляла 1,2 X 103 кг, обогащение по урану-235 равнялось 7 %.

Основным способом регулирования реактивности было перемещение поглощающих стержней (восемь стержней САОР и два регулирующих стержня). Дополнительно имелось восемь поглощающих стержней, предназначенных для ввода в активную зону вручную.

Непосредственно перед аварией в активную зону были опущены все стержни системы аварийной остановки реактора, один регулирующий стержень и семь стержней ручного управления. Еще один регулирующий стержень находился в процессе погружения, реактор находился в подкритическом состоянии, соответствующем весу одного стержня САОР и одного регулирующего стержня.

Для проведения эксперимента с новой конфигурацией стержней оператор реактора решил понизить реактивность путем погружения в активную зону последнего стержня ручного управления после того, как завершится введение в активную зону второго регулирующего стержня. При этом реактор должен был находиться в подкритическом состоянии, соответствующем весу одного стержня САОР, двух регулирующих стержней и одного стержня ручного управления. Тогда можно было извлечь из активной зоны другой стержень ручного управления, расположенный около стержня, вставленного последним, а затем перевести сборку в состояние критичности путем извлечения двух стержней САОР.

Такая программа предполагала, что оператор будет вводить один стержень и вынимать другой. Оператор пренебрег инструкцией, согласно которой запрещалось проводить какие-либо манипуляции стержнем ручного управления без предварительного удаления воды из корпуса реактора. Он дал технику письменное указание ввести один стержень ручного управления, а затем извлечь другой. Техник не дождался, когда движущийся регулирующий стержень достигнет конечного нижнего положения, и провел операцию в неправильном порядке. Вместо того, чтобы сначала ввести один стержень, а после этого извлекать второй, он сразу же извлек первый стержень.

Во время подъема стержня ручного управления сборка пришла в критическое состояние. Левая ступня техника выступала над краем бака, опираясь на решетку в 5 см над отражателем, правая нога была слегка отставлена назад и частично экранирована. Он заметил свечение на дне реактора, тут же бросил регулирующий стержень и покинул помещение.

Выделилась энергия, равная 13 МДж (4,3 X 1017 делений). По-видимому, всплеск мощности был остановлен падающим стержнем ручного управления, хотя возможно, что аварийная остановка была ускорена комбинацией эффекта Доплера и опорожнением корпуса, которое произошло при автоматическом срабатывании системы аварийной остановки реактора. Точной информации об этом нет.