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

65. H. F. McFarland, Controlled Nuclear Chain Reaction: The First 50 Years (American Nuclear Society, La Grange Park, IL), pp. 52–54 (1992).

66. D. G. Hurst and A. G. Ward, "Canadian Research Reactors," in Progress in Nuclear Energy, Series II, REACTORS (Pergamon Press, London), Vol. 1, pp. 1—48 (1956).

67. R. O. Brittan, R. J. Hasterlik, L. D. Marinelli, and F. W. Thalgott, "Technical Review of ZPR-1 Accidental Transient — The Power Excursion, Exposures, and Clinical Data," Argonne National Laboratory report ANL-4971 (January 1953).

68. W. B. Lewis, "The Accident to the NRX Reactor on December 12, 1952," Atomic Energy of Canada Ltd. report DR-32 (July 1953).

69. W. J. Henderson, A. C. Johnson, and P. R. Tunnicliffe, "An Investigation of Some of the Circumstances Pertinent to the Accident to the NRX Reactor of December 12, 1952," Atomic Energy of Canada Ltd. report NEI-26 (March 1953).

70. J. R. Dietrich, et al., "Experimental Investigation of the Self-limitation of Power During Reactivity Transients in a Subcooled, Water-moderated Reactor, Borax-I Experiments, 1954," Argonne National Laboratory report ANL-5323 (1954).

71. "Reactors, Operational Power Reactors," Nucleonics 13 (9), 40–45 (September 1955).

72. J. R. Dietrich, "Experimental Determinations of the Self-regulation and Safety of Operating Water-moderated Reactors," in Proceedings of the United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 13, pp. 88—101 (August 1955).

73. J. R. Dietrich and D. C. Layman, "Transient and Steady State Characteristics of a Boiling Reactor, The Borax Experiments, 1953," Argonne National Laboratory report AECD-3840 (February 1954).

74. T. J. Thompson, "Chapter 11 — Accidents and Destructive Tests," The Technology ofNuclear Reactor Safety (The M. I. T. Press, Cambridge, MA), Vol. 1, pp. 609–610, 699 (1964).

75. "Yugoslavian Criticality Accident, October 15, 1958," Nucleonics, 17 (4), 106, 154–156 (April 1959).

76. C. C. Lushbaugh, "Reflections on Some Recent Progress in Human Radiobiology," in Advances in Radiation Biology (Academic Press Inc., New York), Vol. 3, pp. 292–293 (1969).

77. A. N. Tardiff, "Some Aspects of the WTR and SL-1 Accidents," in Proceedings of the IAEA Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, Vienna, Vol. 1, pp. 43–88 (May 1962).

78. W. E. Nyer, G. O. Bright, and R. J. McWhorter, "Reactor Excursion Behavior," in Proceedings of the Third United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 13, pp. 13–25 (August 1964).

79. R. W. Miller, A. Sola, and R. K. McCardell, "Report of the SPERT I Destructive Test Program on an Aluminum, Plate-type, Water-moderated Reactor," Phillips Petroleum Company report IDO-16883 (June 1964).

80. D. M. Parfanovich, "Summary of Two Criticality Accidents at the Russian Research Center Kurchatov Institute," Idaho National Engineering and Environmental Laboratory report INEEL/EXT-98-00409 (August 1998).

81. A. Yu. Gagarinski and V. D. Pavlov, "Water-moderated Hexagonally Pitched Lattices of U(90 %)O2 + Cu Fuel Rods with GD or SM Rods," HEU-COMP-THERM-004 in International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(95)-03, Vol. II (September 2002).

82. D. Beninson, "Report of the Accident that Occurred to the Critical Assembly RA—2 Reactor on September 23, 1984," [The accident actually took place September 23, 1983], US NRC Information Notice No. 83–66, Supplement 1 (May 1984).

83. F. Seghers, "Questions Revolve Around Death in Argentine Research Reactor," Nucleonics Week 24 (40), 1 (October 1983).

84. O. R. Frisch, et al., "Controlled Production of an Explosive Nuclear Chain Reaction," Los Alamos Scientific Laboratory report LA-397 (September 1945).

85. F. De Hoffmann, B. T. Feld, and P. R. Stein, "Delayed Neutrons from U235 After Short Irradiation," Physical Review 74 (10), 1330–1337 (November 1948).

86. R. O. Brittan, "Analysis of the EBR-1 Core Meltdown," in Proceedings of the Second United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 12, pp. 267–272 (September 1958).

87. J. H. Kittel, M. Novick, and R. F. Buchanan, "The EBR-1 Meltdown — Physical and Metallurgical Changes in the Core," Argonne National Laboratory report ANL-5731 (November 1957).

88. "Summary Report of HTRE No. 3 Nuclear Excursion," General Electric Company report APEX-509 (August 1959).

89. M. E. Remley, et al., "Experimental Studies on the Kinetic Behavior of Water Boiler Type Reactors," in Proceedings of the Second United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 11, pp. 447–456 (September 1958).

90. R. K. Stitt, "A Summary of Experimental Results of the Spherical Core Investigations in the KEWB Program," Transactions of the American Nuclear Society 2 (1), A Supplement to Nuclear Science and Engineering, pp. 212–213 (June 1959).

91. D. L. Hetrick, et al., "Preliminary Results on the Kinetic Behavior of Water Boiler Reactors," North American Aviation Company report NAA-SR-1896 (April 1957).

92. R. E. Malenfant, H. M. Forehand, and J. J. Koelling, "Sheba: A Solution Critical Assembly," Transactions of the American Nuclear Society 35, pp. 279–280 (November 1980).

93. S. G. Forbes, et al., "Analysis of Self-shutdown Behavior in the SPERT I Reactor," Phillips Petroleum Company report IDO-16528 (July 1959).

94. W. E. Nyer and S. G. Forbes, "SPERT I Reactor Safety Studies," in Proceedings of the Second United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 11, pp. 470–480 (September 1958).

95. F. Schroeder, et al., "Experimental Study of Transient Behavior in a Subcooled, Water-moderated Reactor," Nuclear Science and Engineering 2 (1), 96—115 (February 1957).

96. R. S. Stone, H. P. Sleeper, Jr., R. H. Stahl, and G. West, "Transient Behavior of TRIGA, a Zirconium-hydride, Water-moderated Reactor," Nuclear Science and Engineering 6 (4), 255–259 (October 1959).

97. S. L. Koutz, et al., "Design of a 10-kw Reactor for Isotope Production, Research and Training Purposes," in Proceedings of the Second United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 10, pp. 282–286 (September 1958).

98. И. Х. Ганев, Физика и расчет ядерных реакторов (Энергоиздат, Москва), с. 273–277, 1981 г.

99. G. E. Hansen, "Burst Characteristics Associated with the Slow Assembly of Fissionable Materials," Los Alamos Scientific Laboratory report LA-1441 (July 1952).

100. K. Fuchs, "Efficiency for Very Slow Assembly," Los Alamos Scientific Laboratory report LA-596 (August 1946).

101. G. E. Hansen, "Assembly of Fissionable Material in the Presence of a Weak Neutron Source," Nuclear Science and Engineering 8 (6), 709–719 (December 1960).

102. G. R. Keepin, "Integral Solution of Reactor Kinetic Equations," Physics of Nuclear Kinetics (Addison — Wesley Publishing Company Inc., Reading, MA), p. 287 (1965).

103. G. R Keepin and C. W. Cox, "General Solution of the Reactor Kinetic Equations," Nuclear Science and Engineering 8 (6), 670–690 (December 1960).

104. D. P. Gamble, "A Proposed Model of Bubble Growth During Fast Transients in the KEWB Reactor," Transactions of the American Nuclear Society 2 (1), A Supplement to Nuclear Science and Engineering, pp. 213–214 (June 1959).

105. D. P. Gamble, "A Proposed Model of Bubble Growth During Fast Transients in the KEWB Reactor," supplemental material presented at the 1959 Annual Meeting of the American Nuclear Society (June 1959).

Приложение А: Глоссарий терминов по авариям с возникновением СЦР

Несколько лет назад был составлен авторитетный глоссарий терминов по критичности, употребляемых в ядерной науке и технике. Мы решили включить его в данный отчет целиком как приложение, а не только ту часть, которая относится непосредственно к авариям с возникновением критичности. Таким образом, мы надеемся, что настоящий отчет в будущем найдет еще одно практическое применение как своеобразный стандарт для определений и терминов.

Предлагаемый ниже Глоссарий терминов по критичности ядерных устройств составлен Хью Пакстоном (LA-11627-MS)3. Данный глоссарий содержит термины, используемые в литературе по критичности ядерных устройств и по безопасности при возникновении СЦР.

Нижеследующая пара терминов является настолько значимой и часто употребляемой, что мы решили рассмотреть ее отдельно и предоставили ей вводное место.

critical, criticality [критический, критичность]: правильное использование обычно соответствует следующему определению, приводимому в Международном словаре Вебстера, издание второе, полное:

— ity [-сть]: cуффикс, обозначающий состояние, условие, качество, степень, используемый для образования абстрактных существительных от прилагательных, например, кислотность (acidity), несчастье (calamity).

Таким образом, выражения "delayed criticality" (критичность на запаздывающих нейтронах) и "delayed critical state" (критическое состояние на запаздывающих нейтронах) являются эквивалентными. Слово "critical" не используется как существительное, но может употребляться в этой роли в обозначениях, на схемах и графиках, там, где имеется дефицит места, означая "critical state". В случаях, когда значение прилагательного "critical" может быть неправильно истолковано, например, "critical terms", "critical accidents", его можно заменить для ясности существительным "criticality". Использование термина "criticality" для обозначения "critical condition", как мы можем часто это слышать, является неприемлемым. Смотри: критичность на запаздывающих нейтронах, критичность на мгновенных нейтронах.

Albedo, neutron [альбедо нейтронов]: вероятность того, что при определенных условиях нейтрон, входящий в некую область через некую поверхность, вернется обратно через эту же поверхность.

absorbed dose [поглощенная доза]: энергия, переданная веществу прямо или косвенно через воздействие ионизирующего излучения, на единицу массы облученного материала в данной конкретной точке; единицей поглощенной дозы является рад; в настоящее время в Международной системе единиц (СИ) используется грей (Гр). 100 рад = 1 грей. Смотри: рад, грей.

absorption, neutron [поглощение нейтронов]: реакция, инициируемая нейтронами, включая деление, в результате которой нейтрон перестает существовать как свободная частица. Сечение реакции поглощения обозначается как ca. Смотри: захват нейтронный, сечение реакции нейтронов.

alarm system, criticality accident [система аварийной сигнализации, авария с возникновением критичности]: система, способная подавать звуковой сигнал при обнаружении нейтронного или гамма-излучения во время аварии с возникновением критичности. Смотри: авария с возникновением СЦР.

alpha particle [альфа частица]: ядро гелия-4, испускаемое в процессе превращения ядра.

beta particle [бета-частица]: электрон или позитрон, испускаемый в процессе превращения ядра.

buckling [лапласиан, оператор Лапласа]: в нашем случае это — алгебраические выражения, устанавливающие соотношение между критическими размерами простых форм (сфера, цилиндр, куб) активной зоны одного состава и такими же отражателями. Например, известный радиус критической сферы можно использовать для определения радиуса и длины соответствующего критического цилиндра. Смотри: активная зона, отражатель.

burst, prompt [импульс на мгновенных нейтронах]: обычно имеет отношение к импульсу энергии при делении в реакторе импульсного типа. Смотри импульсный реактор на мгновенных нейтронах, всплеск (мгновенный всплеск мощности).

capture, neutron [захват нейтронный]: поглощение нейтрона, не приводящее к делению или образованию другого нейтрона. Сечение захвата обозначается как сс. Смотри: поглощение нейтронов, сечение реакции нейтронов.

cent [цент]: единица реактивности, равная одной сотой доли приращения между критичностью на запаздывающих нейтронах и критичностью на мгновенных нейтронах (в). Смотри: бета, реактивность.