Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год)

координация печати: дж. б. хэллэдей, группа IM-4, лос-аламосская национальная

лаборатория, лос-аламос, нью-мексико, сша.

фотоверстка: ×. т. ромбо, стр текникал сервисез, инк.

дизайн обложки: к. паркер, группа IM-1, лос-аламосская национальная

лаборатория, лос-аламос, нью-мексико, сша.

иллюстрация на первой странице обложки: осциллограммы мощности и энергии,

типичные при внезапном превышении критичности в растворе. из экспериментального

отчета SILENE, ссылка 4.

редакционная коллегия русской версии:

л. в. берман ^*

о. виддо ^*

Þ. Þ. гаврилова ^*

б. к. лобач ^**

в. н. соснин ^***

н. ф. шаховская ^****

^* переводчик лос-аламосской национальной лаборатории, лос-аламос,

нью-мексико, сша

^**главный специалист департамента по безопасности и чрезвычайным

ситуациям, минатом российской федерации

^***научный сотрудник института атомной энергетики, обнинск, россия

****

начальник переводческого отдела лос-аламосской национальной

лаборатории, лос-аламос, нью-мексико, сша

предисловие к изданию на русском ÿзыке

в отчете описаны случаи аварий с возникновением неконтролируемой

самоподдерживающейся цепной реакции (сцр) на установках атомной промышленности

и на исследовательских ядерных установках (критстендах). первые эксплуатируются

в состоянии глубокой подкритичности и не оснащены средствами исключения

возможности возникновения сцр. вторые, напротив, эксплуатируются в целях

изучения критических параметров различных систем и оснащены системами управления

и искусственного гашения цепной реакции, а также радиационной защитой. по этим

двум классам ядерных установок отчет содержит два раздела с обзором

вышеупомянутых аварий, а также третий раздел с описанием кинетики сцр

и механизмов ее гашения.

при описании аварий достаточно полно представлены обстоятельства и причины их

возникновения, нейтронно-физические характеристики аварийных систем, радиационные

и другие последствия. в отчете обобщены результаты анализа

55 случаев

возникновения сцр. обзор построен в хронологическом порядке для установок обоих

классов, независимо от того, в какой стране произошла авария. авторы надеются, что

результаты работы американских и российских специалистов будут полезны всем

работающим в области ядерных установок и технологий, а также для более широкого

круга читателей, интересующихся проблемами рисков различных ядерных технологий

для человека и окружающей среды.

впервые в открытой печати обзор ядерных аварий на установках атомной

промышленности был опубликован в

1967 году в лос-аламосской национальной

лаборатории сша в виде отчета¹, автором которого был вильÿм страттон. второе

издание обзора, в котором дэвид смит систематизировал аварии по классам и типам

установок, вышло в марте 1989 года. однако в нем, как и в первом издании, не были

представлены ядерные аварии с возникновением сцр, имевшие место в россии, начиная

с 1953 года.

третье издание, также на английском ÿзыке, вышло в мае 2000 года в виде отчета

LA-13638 и представляло собой описание и анализ практически всех аварий

с возникновением сцр в мире. в написании третьего издания обзора принимали участие

специалисты из россии, от имени которых выражаем глубокую признательность за

огромный вклад в организацию и продвижение этой работы американским соавторам:

томасу маклафлину, норману прувосту, шану монахану и всем участникам

подготовки отчета с американской стороны, без чьей глубокой заинтересованности

и самоотдачи этот обзор не мог бы появиться, а также российским специалистам,

оказавшим помощь в подготовке отчета.

в. в. фролов

б. г. рязанов

в. и. свиридов

предисловие

начиная с первых лет работы на площадке пахарито (лос-аламос), мы в ходе

критических экспериментов в ряде случаев были очень близки к аварийным ситуациям

с радиационными последствиями для персонала и окружающей среды. в первом из этих

случаев оператор, управлявший критической сборкой, воскликнул: “катастрофа!”

однако в этом случае и при других подобных “катастрофах” не было серьезных

последствий для персонала, который находился на расстоянии в четверть мили от

установки. тем не менее, необходимо было научиться избегать ошибок при проведении

критических экспериментов и тем более не повторять их.

совершенно другая ситуация возникает в случае аварии в технологическом

оборудовании с делящимися материалами, как это было в лос-аламосе, где

безопасность операторов обеспечивалась мерами ядерной безопасности, направленными

на предотвращение критичности, а не такими мерами, как толстая защита от излучений

или удаление на большое расстояние от источника опасности.

в этом случае анализ и опубликование данных позволили выÿвить еще не

объÿсненные причины аварийных ситуаций, которые требовали рассмотрения в рамках

ядерной безопасности.

понимание ценности опубликования данных об авариях на обоих указанных типах

ядерных установок заставило вильÿма р. страттона из группы пахарито собрать все

доступные описания в своей работе “обзор аварий с возникновением критичности”,

которая стала стержнем для настоящего издания.

хью пакстон

лос-аламос, штат нью-мексико

август 1999 г.

vii

введение

настоящий документ представляет собой третье издание отчета “обзор аварий

с возникновением критичности”. первое появилось в

1967 году в виде отчета

лос-аламосской национальной лаборатории LA-3611, автором которого был вильÿм р.

страттон¹. в то время он ÿвлялся штатным сотрудником группы по критическим

экспериментам в лос-аламосе и членом консультативного комитета по безопасности

реакторов комиссии по атомной энергии

(сша). вторая редакция отчета была

опубликована под тем же названием в 1989 году в качестве документа DOE/NCT-042.

эта редакция была выполнена дэвидом р. смитом, который ÿвлялся в 60-е и 70-е годы

коллегой вильÿма р. страттона в группе по критическим экспериментам и инспектором

по критической безопасности лаборатории. в 1980 году функция обеспечения ядерной

безопасности была выведена из сферы деÿтельности группы по критическим

экспериментам, а в организации в рамках лаборатории было создано специальное

подразделение по охране труда, первым руководителем которого стал д. р. смит.

когда в начале 90-х годов появились совместные исследовательские проекты

и начался обмен информацией между учеными российской федерации,

представляþщими бывший советский соþз, и учеными лос-аламосской национальной

лаборатории, началось также обсуждение возможностей для проведения совместных

работ в области ядерной безопасности, свÿзанной с критичностью (ниже — просто

ядерная безопасность). к 1994 году было налажено взаимодействие по проблемам

ядерной безопасности между лос-аламосом и четырьмя российскими предприятиями,

включающими физико-энергетический институт

(фэи, г. обнинск), всероссийский

научно-исследовательский институт экспериментальной физики (внииэф) в г. сарове

(бывший г. арзамас-16), всероссийский научно-исследовательский институт технической

физики (вннитф) в г. снежинске (бывший г. ×елябинск-70) и курчатовский институт

(ки, г. москва).

сотрудники фэи, занимающиеся вопросами ядерной безопасности атомной

промышленности, осуществляют надзор и за четырьмя основными предприятиями, где

были аварии и на которых осуществляется производство и переработка делящихся

материалов. к ним относятся по “маяк”, сибирский химический комбинат в северске

(бывший г. томск-7), оао “машиностроительный завод” (г. электросталь) и оао

“новосибирский завод химических концентратов” (г. новосибирск). таким образом,

сотрудники служб ядерной безопасности этих

четырех предприятий были

непосредственно вовлечены в расследование всех

13 российских аварий, которые

описаны в данной работе. три института: внииэф, вниитф и курчатовский

институт, в которых имели место ядерные аварии, проводÿт эксперименты на

критических сборках и имеют опыт разработки ядерных реакторов.

настоящий отчет, опубликованный на английском и русском ÿзыках, ÿвляется

плодом совместных усилий специалистов в области ядерной безопасности из обеих

стран. в него не только включено описание всех происшедших в россии ядерных аварий,

свÿзанных с критичностью, но также пересматриваются описания аварийных ситуаций,

имевших место на производственных предприятиях в сша и великобритании, о которых

сообщалось во втором издании вышеуказанной публикации. пересмотр описаний

аварийных ситуаций, возникших на предприятиях в сша и великобритании, сводится,

в основном, к дополнениям к тексту с включением информации, содержавшейся прежде

лишь в документах, на которые в отчете давалась ссылка. в некоторых случаях

понадобилось внести коррективы, свÿзанные с техническими вопросами. расширенные

описания даются в интересах более широкого круга

читателей, которых данный

документ привлекал на протÿжении ряда лет.

наконец, когда данный документ был практически готов к печати в сентÿбре 1999

года, в ßпонии на предприятии JCO по переработке ядерного топлива произошла авария

с возникновением сцр. публикация документа была отложена до тех пор, пока эта

последняÿ аварийная ситуация не будет полностью понята, для того чтобы она могла

быть представлена в нем. цель авторов состояла в том, чтобы данный расширенный

обзор способствовал лучшему пониманию причин аварий, свÿзанных с критичностью,

и их последствий и, тем самым, повышению безопасности и эффективности работ,

проводимых со значительными количествами делящихся материалов.

благодарности

многие специалисты внесли значительный вклад в успешное завершение этой редакции

“обзора ядерных аварий с возникновением сцр”. относительная важность вклада каждого

отдельного лица не находится в строгом соответствии с порядком, в котором перечислены их

имена. каждый из них внес свой необходимый вклад в окончательный документ.

за информацию о ядерных авариях в россии мы благодарны:

г. т. кириллову — схк;

м. и. кувшинову — внииэф;

д. м. парфановичу — курчатовский институт;

а. в. романову — оао “машиностроительный завод”;

и. г. смирнову — внииэф;

г. с. стародубцеву — по “маяк”;

а. п. суслову — по “маяк”;

в. а. терехину — вниитф;

а. г. устþгову — нзхк;

с. в. воронцову — внииэф;

исао такешита — JжRI (исследовательский институт атомной энергии, ßпония).

американские авторы благодарны каждому из вышеперечисленных лиц за ответы на

бесчисленные вопросы, в том числе по телефону, на которые специалисты в россии отвечали

поздней ночью из дома для того, чтобы в разгар рабочего дня могло состояться совещание

в лос-аламосе. в частности, мы признательны игорþ смирнову, сергеþ воронцову, михаилу

кувшинову и владимиру терехину за то, что они в течение трех часов выносили “допрос”,

проходивший однажды ночью в лос-аламосе в доме у одного из американских авторов.

в другом случае после такого же вечера вопросов и ответов геннадий стародубцев согласился

вернуться еще раз спустÿ два вечера для того, чтобы провести еще одну четырехчасовую

сессию. эти вечерние заседания происходили в лос-аламосе после целого рабочего дня.

геннадием стародубцевым двигало личное желание содействовать тому, чтобы семь аварий,

имевших место на по “маяк”, получили точное и полное освещение.

барбара д. хендерсон сыграла во многих отношениях ключевую административную роль,

позволившую успешно продвигать весь проект. она была поглощена работой над проектом,

начиная от того момента, когда он еще представлял собой лишь неÿсно определенную цель, и до

получения конечного продукта, т. е. в течение восьми лет.

×арльз т. ромбо помогал в работе над проектом в течение более двух лет. он

обеспечивал непрерывную передачу информации, текста, рисунков и фотографий, как на

английском, так и на русском ÿзыках, помимо того, что он готовил электронные файлы со

всеми промежуточными черновиками и набросками.

нелли шаховская-шропшир и ольга виддо обеспечивали переводческими услугами

многочисленные совещания, телефонные переговоры, передачу сообщений по электронной

почте, работу с промежуточными черновыми вариантами.

хью ×. пакстон в очередной раз, в своем преклонном возрасте (91 год), дал глубокие

и наводÿщие на размышление комментарии по техническому содержанию документа. кроме

того, он представил свои обстоятельные редакторские замечания.

содержание

предисловие к изданию на русском ÿзыке

предисловие

vii

введение

благодарности

содержание

xiii

рисунки

xvii

таблицы

xxi

реферат

введение

I. промышленные аварии

а. описание аварий

1. по «маяк», г. озерск, 15 марта 1953 г

2. по «маяк», г. озерск, 21 апреля 1957 г

3. по «маяк», г. озерск, 2 ÿнваря 1958 г

4. радиохимический завод Y-12, окридж, 16 июня 1958 г

5. лос-аламосская национальная лаборатория, 30 декабря 1958 г

6. радиохимический завод, шт. айдахо, 16 октÿбря 1959 г

7. пO «маяк», г. озерск, 5 декабря 1960 г

8. радиохимический завод, шт. айдахо, 25 ÿнваря 1961 г

9. сибирский химический комбинат (схк), завод разделения изотопов,

г. северск, 14 июля 1961 г

10. завод в ханфорде, шт. вашингтон, 7 апреля 1962 г

11. по «маяк», г. озерск, 7 сентÿбря 1962 г

12. сибирский химический комбинат, г. северск, химико-металлургический

завод, 30 ÿнваря 1963 г

13. сибирский химический комбинат, г. северск, 2 декабря 1963 г

14. завод по химпереработке топлива компании «Þнайтед нþклеар фьюелз»,

шт. род-айленд, 24 июля 1964 г

15. машиностроительный завод, г. электросталь, 3 ноября 1965 г

16. по «маяк», г. озерск, 16 декабря 1965 г

17. по «маяк», г. озерск, 10 декабря 1968 г

18. завод в виндскэйле, великобритания, 24 августа 1970 г

19. радиохимический завод, шт. айдахо, 17 октÿбря 1978 г

20. сибирский химический комбинат, г. северск, 13 декабря 1978 г

21. новосибирский завод химических концентратов, 15 мая 1997 г

22. завод по изготовлению топлива компании JCO, г. токай-мура,

30 сентÿбря 1999 г

xiii

B. физические и нейтронные характеристики аварий с возникновением сцр на

технологических установках

восстановление картины аварии

геометрия

материал

обсуждение

выводы

выход числа делений

C. результаты наблюдений и уроки, извлеченные из производственных аварий

с возникновением сцр

результаты наблюдений

извлеченные уроки

уроки, важные для работы

уроки, важные для вопросов руководства, управления и регулирования

выводы

II. аварии при экспериментах с реакторами и при критических экспериментах

A. Cистемы растворов делящихся материалов

1. лос-аламосская национальная лаборатория, декабрь 1949 г

2. завод в ханфорде, шт. вашингтон, 16 ноября 1951 г

3. окриджская национальная лаборатория, 26 мая 1954 г

4. окриджская национальная лаборатория, 1 февраля 1956 г

5. окриджская национальная лаборатория, 30 ÿнваря 1968 г

в. металлические сборки с отражателями и без отражателей

1. лос-аламосская национальная лаборатория, 21 августа 1945 г

2. лос-аламосская национальная лаборатория, 21 мая 1946 г

3. лос-аламосская национальная лаборатория, 1 февраля 1951 г

102

4. лос-аламосская национальная лаборатория, 18 апреля 1952 г

104

5. внииэф, г. саров (арзамас-16), 9 апреля 1953 г

104

6. лос-аламосская национальная лаборатория, 3 февраля 1954 г

107

7. лос-аламосская национальная лаборатория, 12 февраля 1957 г

107

8. лос-аламосская национальная лаборатория, 17 июня 1960 г

111

9. окриджская национальная лаборатория, 10 ноября 1961 г

112

10. внииэф, г. саров (арзамас-16), 11 марта 1963 г

112

11. ливерморская лаборатория им. лоуренса, 26 марта 1963 г

115

12. ракетный полигон уайт сэндз, 28 мая 1965 г

116

13. ×елябинск-70, 5 апреля 1968 г

117

14. испытательный полигон абердин, шт. мериленд, 6 сентÿбря 1968 г

120

15. внииэф, г. саров (арзамас-16), 17 июня 1997 г

120

с. системы с металлическим или оксидным топливом с замедлителем

125

1. лос-аламос, шт. нью мексико, 6 июня 1945 г

125

2. лаборатория ×ок-ривер, конец 40-х — начало 50-х годов

126

3. аргоннская национальная лаборатория, 2 июня 1952 г

126

4. лаборатория ×ок-ривер, компания «атомик энерджи оф канада

лимитед», 12 декабря 1952 г

127

xiv

5. национальная станция испытания ядерных реакторов, айдахо,

22 июля 1954 г

128

6. институт бориса кидрича, Þгославия, 15 октÿбря 1958 г

129

7. центр ядерных исследований в сакле, франция, 15 марта 1960 г

130

8. национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. айдахо,

3 ÿнваря 1961 г

130

9. национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. айдахо

5 ноября 1962 г

131

10. мол, бельгия, 30 декабря 1965 г

132

11. российский научный центр "курчатовский институт", г. москва,

15 февраля 1971 г

133

12. российский научный центр "курчатовский институт", г. москва,

26 мая 1971 г

136

D. смешанные системы

140

1. лос-аламосская национальная лаборатория, 11 февраля 1945 г

140

2. национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. айдахо,

29 ноября 1955 г

140

3. лос-аламосская национальная лаборатория, 3 июля 1956 г

141

4. национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. айдахо,

18 ноября 1958 г

142

5. лос-аламосская национальная лаборатория, 11 декабря 1962 г

143

III. самоподдерживающаяся цепная реакция и механизмы гашения

144

литература

150

приложение а. глоссарий терминов по авариям с возникновением сцр

A-1

приложение B. схемы оборудования, табулированные физические данные и

данные о выходе числа делений для 22 технологических аварий

B-1

рисунки

1. хронология промышленных ядерных аварий

2. карта российской федерации с указанием мест расположения предприятий, на

которых произошли аварии в ходе производственных процессов; показаны

столица страны (г. москва) и г. обнинск, где находится физико-энергетический

институт

3. карта соединенных штатов с указанием мест расположения предприятий, на

которых произошли аварии в ходе производственных процессов; показана

столица страны (г. вашингтон)

4. карта великобритании с указанием места расположения предприятия, на котором

произошла авария в промышленности; показана столица страны (г. лондон)

5. карта ßпонии с указанием места расположения предприятия, на котором

произошла авария в промышленности; показана столица страны (г. токио)

6. схема расположения контейнеров и оборудования на участке

7. схема расположения оборудования для оксалатного осаждения и процесса

фильтрации

8. схема расположения экспериментального оборудования

9. упрощенная схема емкостей и трубопроводов, расположенных в крыле с-1

10. барабан, в котором в 1958 году произошла авария на заводе Y-12

11. конфигурация раствора и органики в емкости перед аварией

12. емкость, в которой в 1958 году на площадке в лос-аламосе произошла

авария с возникновением сцр

13. схема размещения оборудования в камере ¹ 10

14. схема киу-6

15. вакуумный насос вн-6 (размеры приведены в мм)

16. бак масляного насоса (размеры приведены в мм)

17. схема оборудования камеры

18. аппаратурная схема установки. цифрами обозначены: 61-а и 61-в — реакторы-

растворители, 62-а и 62-в — промежуточные напорные емкости,

63 - нутч-фильтр, 64-а и 64-в — сборники растворов урана

19. схематическое изображение раствора и органической фазы в ловушках

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

21. схема химико-металлургического цеха

22. схема размещения оборудования в камере

23. схема установки (вид сверху)

24. схема установки (фронтальный вид)

25. технологическое оборудование, вовлеченное в аварию

xvii

26. конфигурация раствора при его передаче, полученная с помощью прозрачного

макета передаточной емкости. конфигурация во время аварии изображена

на рисунке 26, в

27. оборудование первого цикла экстракции. авария произошла в нижней

разделительной секции колонны н-100

28. контейнер

29. схема установки 13

30. регламентный порядок передачи слитков с установки 13 и на нее

31. фактический порядок передачи слитков с установки 13 и на нее в день аварии.

сплошными линиями показаны действия оператора C, а пунктирными —

действия операторa б

32. принципиальная схема узла травления

33. последовательность и длительность срабатывания аварийной сигнализации

34. разрешенная и реализованная технологии

35. реактор-осадитель, в котором произошла авария

36. отношение критической массы растворов U(93%)O₂F₂ в цилиндре к их

критической массе в сфере (без отражателя и с водÿным отражателем)

в зависимости от отношения высоты цилиндра к его диаметру

37. критические массы гомогенных сфер

38. критические массы сфер U(93%), U(30.3%), U(5.0%), U(3.0%) и U(2.0%) с водÿным

отражателем и водородным замедлителем. аварии показаны кружками

с номерами

39. критические массы гомогенных плутониевых сфер с водÿным замедлителем.

точки между кривыми относятся к раствору Pu(NO₃)₄с избыточным

содержанием HNO₃ с концентрацией 1 моль/л и содержанием ²⁴⁰Pu, равным 3,1%,

в системе с водÿным отражателем. аварии показаны кружками с номерами

40. схема сборки с урановым раствором в окриджской национальной лаборатории

с указанием нормального и смещенного положений центрального

поглощающего цилиндра

41. сфера из плутония с частичным отражателем из карбида вольфрама

100

42. конфигурация отражателя из бериллиевых оболочек до аварии, произошедшей

21 мая 1945 г

101

43. расчетные значения мощности энерговыделения для плутониевой сферы

массой 6,2 кг

101

44. расчетные значения энерговыхода для плутониевой сферы массой 6,2 кг

102

45. установка, использовавшаяся в лос-аламосской национальной лаборатории

при измерении критических расстояний между взаимодействующими

частÿми сборки

103

46. схема опыта с исследуемой рс на стенде фкбн

105

47. планировка здания б

106

xviii

48. критсборка «леди годива» в лос-аламосской национальной лаборатории

(сфера из обогащенного урана без отражателя) в заглушенном состоянии

109

49. критсборка «леди годива» после аварии 3 февраля 1954 г

110

50. регулирующий стержень для импульсного ввода реактивности и несколько

секций критсборки «леди годива». на деталях видны следы окисления и

деформации поверхности в результате второй аварии 12 февраля 1957 г

111

51. схема эксперимента с исследуемой рс на стенде мскс

113

52. планировка здания б

114

53. схематическое изображение приблизительной конфигурации сборочного

механизма вертикального подъема и активной зоны фкбн во время аварии.

схема приведена не в масштабе

118

54. планировка здания установки фкбн-2м

121

55. схема стенда фкбн-2м

122

56. схема аварийной сборки

123

57. зависимость мощности аварийной сборки от времени. (соответствующие

расчеты были выполнены в. ф. колесовым и в. х. хоружим.)

124

58. отделение основной части рс от нижней оболочки медного отражателя

124

59. взрыв, разрушивший реактор «боракс-I» 22 июля 1954 г

129

60. помещение стенда, где произошла авария 15 февраля 1971 г

135

61. макет конфигурации установки во время аварии, случившейся 26 мая 1971 г

138

62. сборка «ханикоум», ланл. подвижная секция (справа) находится в

отодвинутом положении, и алюминиевая матрица загружена частично

142

63. модель генерации мощности и энергии в зависимости от времени. введенная

реактивность 1,2 β. время жизни нейтронов 10^—8, 10^—6 и 10^—4 с. нижний

график показывает зависимость реактивности от времени

146

64. модель генерации мощности в зависимости от времени. введенная

реактивность 1,0 β. время жизни нейтронов10^—8, 10^—6 и 10^—4 с. нижний

график показывает зависимость реактивности от времени

147

xix

обзор ядерных аварий

с возникновением сцр

реферат

обсуждаются ядерные аварии с возникновением самоподдерживающейся

цепной реакции (сцр) и характеристики разгона на мгновенных нейтронах

на критических сборках. рассмотрено

60 аварий на различного типа

оборудовании и установках. приводÿтся детали, позволяþщие читателю

понять физическую картину, химические процессы во время аварии,

а также предоставляется информация об административной обстановке на

промежутке времени, предшествующем возникновению аварии, в тех

случаях, когда она доступна. приводится картина изменения мощности во

времени, приводÿтся данные об энерговыделении, последствиях и причинах

аварии. для описания тех аварийных ситуаций, которые возникли на

промышленных предприятиях, в настоящую версию были включены два

новых раздела. в первом из них содержится анализ и выводы о физических

и ядерно-физических свойствах систем, в которых происходила цепная

реакция. во втором обобщаются наблюдения и обсуждаются извлеченные

уроки. обсуждение случаев резкого превышения мощности крупных

энергетических реакторов не включено в данный отчет.

введение

данная редакция обзора ядерных аварий с возникновением сцр 1,2 существенно расширена

по сравнению с предыдущими изданиями: в нее включены описания аварии, произошедшей

в ßпонии, и 19 аварий, произошедших в россии. в первых двух частÿх настоящего отчета

описываются 60 ядерных аварий с возникновением сцр. они подразделяются на две категории:

аварии, которые произошли на промышленных предприятиях

(22) и поэтому были

неожиданными, и те аварии, которые имели место во время критических экспериментов или

операций на исследовательских сборках.

выделение данных категорий основывается на следующих соображениях.

перерабатывающие предприятия, выполняþщие операции с делящимися материалами,

используют для предотвращения аварий различные технические средства и административные

меры. такие средства направлены на то, чтобы полностью исключить возможность появления

на установке ситуаций, приводÿщих к возникновению сцр, или систем, близких к критичности.

среди персонала таких предприятий обычно не бывает специалистов, глубоко знающих физику,

свÿзанную с критичностью систем с делящимися материалами. тем не менее, при нормальных

условиях персонал может находиться близко (буквально на расстоянии вытÿнутой руки) от

места потенциально возможной аварии. в противоположность этому, на исследовательских

реакторах или экспериментальных критических сборках преднамеренно планируются

и достигаются критические или близкие к критичности состояния. оперативный персонал таких

установок обычно состоит из специалистов по физике сцр. хотÿ эти люди непосредственно

выполняют операции с делящимися веществами при тех же ограничениях,

что и на

перерабатывающих предприятиях, заранее планируемые критические или околокритические

состояния системы достигаются при наличии биологической защиты и дистанционного

управления.

в большинстве случаев описания аварий на российских объектах оказываются более

пространными, чем описания событий, которые произошли в других странах. эта особенность

объÿсняется тем, что отсутствуют общедоступные источники с описанием аварийных ситуаций

в россии, на которые можно сослаться. другими словами, описательная информация,

содержащаяся в настоящем отчете — это вся информация, которая действительно доступна

в отношении данных аварий. она была тщательно собрана как из оригинальных российских

источников, так и из обсуждений, проводившихся с людьми, которые располагают личными

знаниями об этих авариях. за исключением добавленных описаний шести аварий, имевших

место в россии во время критических экспериментов, часть II настоящего отчета практически не

претерпела изменений по сравнению со вторым изданием.

поскольку настоящее издание планировалось выпустить на английском и русском ÿзыках,

необходимо было принять решения в отношении используемых единиц измерения

и терминологии, особенно в английском издании отчета. мы попытались придерживаться

общеупотребительной международной терминологии и системы единиц. однако с целью

соблюдения исторической точности в описаниях местами сохранены те единицы измерения,

которые были использованы в оригинальных документах. так же точно мы старались выбирать

понятную терминологию и избегали использовать термины, узко специфичные для данного

предприятия или отрасли. поэтому в тексте применялись термины, наиболее доступные

широкому кругу читателей.

в части III по тексту первой версии отчета воспроизводится краткое обсуждение методов

анализа и механизмов гашения цепной реакции. два приложения также впервые включены

в данную редакцию отчета. в помощь читателям в приложении а воспроизводится глоссарий

терминов по ядерной критичности³

(LA-11627-MS), дополненный одним определением.

в приложении в приведены схемы технологических аппаратов, в которых возникли аварии,

а также приведены в виде таблиц обобщенные параметры систем (масса, объем и т. д.).

упор в настоящей редакции отчета делался на три момента. во-первых, это описание

одной аварии в ßпонии и

19 аварий в россии.

×етырнадцать из них имели место на

промышленных предприятиях, а шесть произошли во время критических экспериментов или при

управлении исследовательскими сборками. вторая цель данной работы состояла в том, чтобы

тщательно рассмотреть восемь аварий, уже описанных в первой редакции данного документа и

приведенных в первой редакции ссылках. это привело к внесению некоторых техническиx

поправок и к уточнению описания технологических процессов для лучшего понимания широкой

аудиторией

читателей, которую такой отчет привлекал в течение ряда лет. в-третьих,

включены два типа анализа 22 аварийных ситуаций, возникших при производственных процессах.

это (1) анализ физических и нейтронных характеристик с упором на понимание систематических

черт процессов и (2) результаты и анализ уроков, извлеченных из этих аварий.

I. промышленные аварии

дается описание

22 аварий с возникновением сцр, произошедших при проведении

производственных процессов. описание каждой из аварий с приложением схем и фотографий,

если они имеются в наличии, занимает от одной до нескольких страниц. эти аварии имеют

непосредственное отношение к вопросам ядерной безопасности производственных процессов.

во всех случаях уровень детализации достаточен для понимания конкретных физических

условий. представлены нейтронные, физические, радиологические и медико-биологические

последствия аварий. включено описание причин тех аварий, для которых соответствующая

информация сообщалась в первоначальной документации или могла быть получена от тех, кто

располагает непосредственными знаниями о ней.

два новых раздела были добавлены в качестве приложений к части I данной версии отчета.

в первом приводÿтся результаты упрощенного воссоздания физических и ядерно-физических

аспектов каждой из аварий. воссозданные условия сравниваются с известными условиями

достижения критичности. в дополнение, приводится обсуждение энерговыделения как

в результате первого всплеска мощности, так и за все время существования критичности

в сравнении с аналогичными величинами, которые можно оценить на основании данных

экспериментов SILENE⁴, CRAC⁵ и KEWB⁶. раздел дополняется приложением в, содержащим

схемы аппаратов, в которых происходили описываемые 22 аварии, и таблицы, показывающие

значения параметров

(массу делящегося вещества, объем и т. д.), использованных при

упрощенном воссоздании условий аварий.

во втором из новых разделов представлены результаты и уроки, извлеченные из

подробного обзора всех рассмотренных аварий. этот процесс был неизбежно субъективным,

поскольку во многих рассмотренных случаях очевидную роль играли действия оператора,

непосредственно свÿзанные с аварийной ситуацией, при этом очень редко сообщалось о том, что

думал в это время оператор. такое обобщение извлеченных уроков может быть полезным при

обучении. оно может также помочь персоналу, предоставляÿ ему информацию об основных

факторах риска, помогая, таким образом, снизить риск и предотвратить возникновение

аварийных ситуаций.

хронология аварий, произошедших на промышленных предприятиях, приведена на

рисунке 1.

российская

соединенные

федерация

штаты

великобритания

ßпония

год

1950

рисунок 1. хронология промышленных ядерных аварий.

ниже перечислены существенные особенности этих 22 аварий.

¾ 21 авария произошла с делящимися веществами в виде растворов или суспензий.

¾ одна авария произошла с изделиями в виде металлических слитков.

¾ ни одной аварии не произошло с порошками.

¾ 18 аварий имели место при ручных операциях в отсутствие биологической защиты.

¾ имели место 9 смертельных исходов.

¾ у троих выживших после аварий были ампутированы конечности.

¾ не было ни одной аварии при транспортировке.

¾ не было ни одной аварии при хранении материалов.

¾ не было повреждений оборудования.

¾ в результате только одной из аварий имело место поддающееся измерению загрязнение

продуктами деления

(слегка превышающее естественные уровни) за пределами

производственных площадок.

¾ в результате только одной из аварий произошло не особенно большое (значительно ниже

допустимой нормы годового облучения персонала) облучение людей, не работающих на

предприятии.

а. описание аварий

в данном отчете 22 аварии описаны в хронологическом порядке независимо от того,

в какой стране они произошли. рисунки 2, 3, 4 и 5 приведены для того, чтобы сориентировать

читателя по поводу мест расположения объектов соответственно в российской федерации,

соединенных штатах, великобритании и ßпонии, где произошли эти аварии. указаны столицы

государств, а также показано расположение г. обнинска, где в физико-энергетическом

институте работают российские авторы данного отчета. в состав фэи также входит отдел

ядерной безопасности, осуществляþщий надзор за четырьмя производственными предприятиями

(г.г. озерск, северск, электросталь и новосибирск), где имели место аварии при

производственных процессах.

1. по «маяк», г. озерск, 15 марта 1953 г.

раствор нитрата плутония в контейнере для временного хранения; одна вспышка; один

оператор перенес острую лучевую болезнь, другой серьезно переоблучился.

авария произошла в здании, где перерабатывались растворы плутония. бетонный каньон

был сооружен в мае 1952 года и был оборудован для приема по коммуникациям азотнокислых

растворов плутония. растворы плутония получались после растворения облученных блоков из

природного урана и операций очистки плутония от примесей. работы проводились в 4 смены по

6 часов каждая. каньон не был оснащен приборами непрерывного контроля радиационной

обстановки и аварийной сигнализации. оборудование каньона предназначалось для смешивания

растворов, измерения их объемов, взÿтия проб на анализ концентрации плутония, временного

хранения и передачи растворов для дальнейшего использования. плутониевые растворы,

которые не удовлетворяли требованиям по чистоте, возвращались на переочистку.

на рисунке 6 показана схема каньона с прилегающими к нему коридором и помещениями.

на участке использовалось

15 цилиндрических контейнеров из нержавеþщей стали,

каждый из которых имел свой учетный номер. контейнеры имели диаметр 400 мм и высоту

320 мм и располагались вертикально.

ßдерная безопасность обеспечивалась ограничением массы плутония в контейнере (не

более 500 граммов). операторы не проходили обучения по ядерной безопасности.^*

бетон

насос

ловушка

×угун

каньон

×угун

коридор

рисунок 6. схема расположения контейнеров и оборудования на участке.

на рисунках, относящихся к 22 промышленным авариям, зеленым цветом обозначен содержащий

плутоний делящийся материал, с которым произошла авария.

контейнеры располагались в два ряда. вдоль стены каньона были установлены в один ряд

7 контейнеров. емкость каждого из них составляла

40 литров. эти контейнеры были

установлены в мае 1952 года, и к ним была подведена стационарная линия подачи растворов.

каньон имел размеры 3 × 2 метра и высоту 2,5 метра. верх контейнеров был не выше

1 метра от пола. для радиационной защиты персонала от нейтронного и γ-излучения была

сооружена чугунная стена толщиной 0,2 м с верхним перекрытием также из чугуна толщиной

0,125 м. в верхней чугунной плите были предусмотрены отверстия для вывода штуцеров

шлангов. между контейнерами были установлены вертикально кадмиевые пластины.

в технологических инструкциях имелось указание о том,

что с целью снижения

нейтронного взаимодействия между контейнерами, контейнеры ¹ 2, 4, 6 не должны были

использоваться.

в свÿзи с тем, что от промывки оборудования образовывались некондиционные растворы

плутония, объем семи контейнеров в каньоне оказался недостаточным. поэтому в коридоре

между каньоном и бетонной стеной здания были установлены 8 аналогичных контейнеров за

чугунной защитой толщиной

0,175 м, которая закрывала контейнеры с

4 сторон, a две

оставшиеся стороны примыкали к стене и полу. в эти контейнеры растворы передавали по

длинным, до 7 метров, резиновым шлангам, используÿ единственную вакуумную ловушку,

находÿщуюся в каньоне. ловушка была изготовлена из стекла, что делало возможным

визуальный контроль ее заполнения. вакуумный насос располагался в соседнем помещении.

операции подсоединения шлангов выполнялись вручную.

перед началом работы сменный персонал (2-3 человека) должен был знать результаты

анализов растворов и иметь письменное разрешение на проведение операций с ними.

в воскресенье 15 марта 1953 года было необходимо принять продукцию от двух операций

растворения облученных блоков и аффинажа плутония.

в таблице 1 приведено содержание плутония в семи контейнерах согласно записям

в оперативном журнале до начала работ. необходимо отметить, что в нарушение регламента

в операциях использовались контейнеры

2 и 4, а также нарушалась установленная норма

загрузки (500 граммов).

таблица 1. содержание плутония в контейнерах 1-7 по данным оперативного учета

номер контейнера

объем раствора, л

масса плутония, г

концентрация рu, г/л

15,0

672,0

44,8

10,0

58,0

5,8

15,5

567,0

36,6

16,0

566,0

35,4

0,0

всего

56,5

1863,0

таблица 2. ожидаемые значения содержимого контейнера ¹ 18 после передачи растворов

номер контейнера

объем раствора, л

масса плутония, г

концентрация рu, г/л

26,0

624,0

23,8

контейнеры ¹ 5, 6, 7 были свободны.

два оператора подготовили временную схему передачи растворов из контейнеров

¹ 2 и ¹ 4 (в каньоне) в контейнер ¹ 18 (в коридоре). по данным оперативного учета,

контейнер ¹ 18 был пустым. основываясь на данных таблицы 1 и на предположении, что

контейнер ¹ 18 пуст, следовало ожидать, что объем раствора и концентрация плутония станут

такими, как приведено в таблице 2.

один оператор во время передачи находился рядом с контейнером ¹ 18 и был защищен

чугуном толщиной 0,175 метра, другой — в каньоне. после окончания операции передачи первый

оператор отсоединил вакуумный шланг от штуцера контейнера ¹ 18, увидел бурное выделение

газа (пену), а также почувствовал (ощутил) руками, что температура раствора в контейнере

значительно повысилась по сравнению с комнатной температурой. оператор в каньоне заметил

появление раствора в стеклянной ловушке. оператор в коридоре немедленно подсоединил

шланг к штуцеру и удерживал его руками короткое время. оба оператора решили передать

раствор из контейнера ¹ 18 обратно в контейнер ¹ 4. раствор из контейнера ¹ 18 был

возвращен в контейнер ¹ 4 и разбавлен водой и азотной кислотой для его охлаждения.

выброс части раствора в ловушку во время вспышки объÿсняет, почему не произошло

второй вспышки во время передачи.

затем операторы разделили раствор из контейнера ¹ 4 в контейнеры ¹ 22 и ¹ 12,

стоящие в коридоре.

оба оператора заметили попадание раствора в вакуумную ловушку, выполненную из

прозрачного стекла. этот факт, как и наблюдение газовыделения из открытого штуцера

контейнера ¹ 18 и нагрев раствора, ÿвно свидетельствовал о возникновении критичности.

однако оба оператора не были подготовлены к действиям в такой аварийной обстановке,

полагая, что нет опасности их здоровью и что возможно скрыть последствия своих действий.

они приняли в контейнер ¹ 5 новую порцию растворов объемом 15,5 литров с массой плутония

0,614 кг согласно сменному заданию.

расследование аварии началось

через два дня, когда оператор, стоявший рядом

с аварийным контейнером

¹ 18, почувствовал резкое ухудшение здоровьÿ и обратился

в больницу. наиболее важным результатом расследования было обнаружение несоответствия

реального количества плутония в контейнере ¹ 1 количеству, документированному ранее

в журнале пооперационного учета. в контейнере

¹ 1 оказалось

10 литров раствора

с концентрацией плутония 44,8 г/л, а не 15 литров. из опроса персонала не удалось установить

кто, когда и куда передал из контейнера

¹ 1 пÿть литров раствора с массой плутония

224 грамма. путем сведения баланса плутония было оценено его количество в контейнере

¹ 18 на момент возникновения аварии: объем 31 литр, концентрация плутония 27,4 г/л, масса

848 ± 45 граммов. эти значения практически точно соответствуют передачам растворов из

контейнеров ¹ 2 (10 литров, 58 г), ¹ 4 (16 литров, 566 г) и ¹ 1 (5 литров, 224 г) в контейнер

¹ 18. таким образом, неучтенная передача 5 литров раствора из контейнера ¹ 1 ÿвилась

непосредственной причиной возникновения цепной реакции. в таблице 3 приведены объемы

раствора и массы плутония, реально переданные в контейнер ¹ 18.

таблица 3. реальное содержимое контейнера ¹ 18 во время аварии

номер контейнера,

из которого

передан раствор

в контейнер 18

объем раствора, л

масса плутония, г

концентрация рu, г/л

5,0

224,0

44,8

10,0

58,0

5,8

16,0

566,0

35,4

всего

31,0

848,0

27,4

расследование аварии не выÿвило, кто сделал передачу и когда она была выполнена.

во время расследования расчетные и экспериментальные исследования показали, что для

достижения критичности необходимо было иметь 30 литров раствора, содержащего 825 граммов

плутония (27,5 г/л). эти величины практически совпадают с оценкой содержимого контейнера

¹ 18 во время аварии: 31 литр раствора, содержащего 848 ± 45 граммов плутония (27,4 г/л).

одной из причин аварии была неучтенная передача 5 литров раствора из контейнера ¹ 1

в контейнер ¹ 18.

оценка полного числа делений была сделана, исходÿ из предположения об адиабатическом

нагреве 31 литра раствора от 30 °с до 90 °с, что дает результат около 2 × 10¹⁷ делений. вывод,

что раствор нагрелся на 60 °с, был сделан на основании того, что раствор после аварии был

близок к температуре кипения.

оператор, стоявший за чугунной защитой около контейнера ¹ 18, получил дозу до

1000 рад, перенес тÿжелую форму лучевой болезни и ампутацию ног, но остался жив и умер

через ∼35 лет после аварии. второй оператор был облучен дозой ∼100 рад.

физических повреждений оборудования не было.

требования регламента до аварии однозначно предписывали не принимать растворы

в контейнеры 2, 4, 6. присутствие растворов в контейнерах 2, 4 в начале смены перед аварией

показывает, что это требование нарушалось. данные таблицы 1 показывают, что и норма

загрузки (500 граммов) также нарушалась.

2. по «маяк», г. озерск, 21 апреля 1957 г.

накопление осадка с высокообогащенным (90%) ураном в монжюсе опасной геометрии; один

летальный исход, пÿтеро серьезно облученных.

эта авария произошла в одной из комнат большого производственного здания, в котором

проводились различные операции с высокообогащенным ураном. операции проводились

в типичном в то время режиме шестичасовых смен, по четыре смены в сутки. в комнате

находилось несколько камер на расстоянии до двух метров друг от друга, соединенных

вакуумными линиями и линиями передачи растворов. авария произошла в монжюсе камеры

осаждения оксалата, входÿщей в технологическую линию по переработке отходов химико-

металлургического процесса получения металлического урана, работающую в циклическом

режиме.

схема камеры и ее оборудования представлена на рисунке 7. это типичная камера с двумя

парами перчаток. одна пара перчаток использовалась для работы в зоне реактора, вторая —

в зоне нутч-фильтра. обычный технологический процесс был следующим: получающиеся от

операций по очистке металлического U(90%) азотнокислые растворы уранила с примесями

вместе с щавелевой кислотой поступали в реактор, оснащенный механической мешалкой и

внешней пароводÿной рубашкой. поступающий раствор обычно имел концентрацию 15-20 г/л.

для ускорения образования оксалатной суспензии и исключения ее осаждения на дно реактора

мешалка работала непрерывно в ходе операции. образование тригидрата оксалата уранила

происходило по реакции

(+3H2 O)

UO₂ (NO₃)₂ + H₂C₂O₄



→

UO₂C₂O₄ . 3H₂O ↓ + 2HNO₃

затем суспензия оксалата уранила при помощи вакуума передавалась в передаточную

емкость, а из нее самотеком стекала в нутч-фильтр. урансодержащий осадок накапливался на

фильтровальном полотне, и фильтрат вакуумом отсасывался через него и поступал в монжюс,

в котором и произошла авария. монжюс представлял собой горизонтальный цилиндрический

сосуд диаметром 450 мм и длиной 650 мм с объемом около 100 литров. как показано на

рисунке, фильтрат откачивался через опущенную в раствор трубу и передавался в соседнюю

камеру.

на заводе имелся технологический регламент, в котором были описаны, в том числе,

технологические нормы на каждую операцию (объем, концентрация подаваемых растворов,

объемы реагентов, температура и длительность операций и пр.). нормы загрузки,

обеспечивающие ядерную безопасность, содержались в инструкциях по эксплуатации

и памятках, прикрепленных к каждой из камер. конкретные данные по каждой партии, такие

как имя оператора, масса делящегося материала, температура и т. д., регистрировались

в технологических картах, которые хранились месяц, после чего ключевые записи из них

переносились в основные журналы смен, которые хранились год.

оборудование камер проектировалось и устанавливалось на основе эксплуатационных

соображений, поэтому многие элементы оборудования не имели безопасную, с точки зрения

критичности, геометрию. основным средством обеспечения безопасности в камере было

ограничение массы делящего материала в партии. норма загрузки не превышала 800 граммов.

масса делящегося материала определялась по известным объему и концентрации нитрата

уранила, и, по-видимому, имелась возможность контролировать ее относительно точно.^*

привод

мешалки

передаточная

емкость

смотровые стекла

нутч-фильтр

перчаточные

проемы

паровая/водÿная

рубашка

реактор

мешалка

монжюс

рисунок 7. схема расположения оборудования для оксалатного осаждения и процесса фильтрации.

несмотря на то, что оператор следовал имеþщимся правилам и соблюдал установленные

параметры, несколько факторов повлияло на накопление урана в монжюсе в количестве,

намного превышающем разрешенное.

на рисунках, относящихся к 22 промышленным авариям, красным цветом обозначен содержащий

уран делящийся материал, с которым произошла авария.

¾ одним из упомянутых факторов была температура осаждающегося раствора. при этом не

было прибора точного контроля температуры, такого, например, как термопара.

увеличение температуры контролировалось по времени нагревания, которое составляло

обычно 10 минут, до кипения раствор не доводился. кроме температуры, большое

значение имела стехиометрия реагентов, тем не менее, щавелевая кислота отмерялась

неточно. таким образом, пропускаемый

через нутч-фильтр маточный раствор,

содержащий осадок, мог иметь повышенную температуру или кислотность,

а следовательно, и большую концентрацию нитрата уранила, чем ожидалось. когда этот

раствор

(теперь уже фильтрат) поступал в монжюс и охлаждался, происходило

дополнительное осаждение тригидрата оксалата уранила на внутренних стенках бака.

¾ предполагают, что небольшие визуально незаметные дефекты фильтровального полотна

способствовали неожиданно высокой скорости накопления осадка в монжюсе. согласно

регламенту, фильтровальное полотно необходимо было заменять, когда возникали

видимые дефекты или скорость фильтрования превышала норму.

¾ правила эксплуатации предписывали измерения массы входÿщего и выходÿщего из камеры

делящегося материала. если разница не превышала 5%, в камеру можно было подавать

следующую партию. если разница превышала

5%, требовалось зачистить баки.

эксплуатационные инструкции предусматривали определенный график зачистки баков,

однако специально не оговаривалось, сколько можно пропустить партий, если порог в 5%

не превышался. к тому же не отслеживалось накопление делящихся материалов

в оборудовании между зачистками.

¾ на установке отсутствовали приборы непрерывного контроля таких параметров процесса,

как концентрация урана или накопление его в монжюсе.

¾ последним же в ряду факторов, внесших вклад в никому неизвестное накопление осадка,

было отсутствие смотрового люка на монжюсе.

¾ ßвным и, возможно, главным фактором, вызвавшим аварию, было изменение процедуры

зачистки. с целью минимизации облучения персонала в ходе периодических зачисток

передаточной емкости и монжюса, требующих вскрытия, решили, что простой промывки

будет достаточно. авария произошла через два месяца после введения этого “новшества”.

в помещении, где располагались камеры, не было стационарных приборов непрерывного

контроля радиационной обстановки, поэтому замеры гамма-фона в помещении производились

только периодически с помощью портативных приборов. перед аварией никакого превышения

нормального радиационного фона отмечено не было.

авария произошла при проведении, как предполагалось, обычной операции по вакуумному

фильтрованию суспензии оксалата уранила.

×ерез смотровое окно камеры аппаратчица увидела

вспучивание фильтровального полотна, за которым последовало бурное газовыделение

и выброс части осадка с фильтра на столешницу камеры. аппаратчица инстинктивно вручную

собрала выпавший осадок урана обратно на фильтр и приступила к отмывке

(уборке)

столешницы камеры. вскоре она почувствовала ухудшение своего состояния.

эффект

газовыделения в осадке продолжался около 10 минут и прекратился из-за выброса раствора из

монжюса в вакуумную ловушку, установленную в соседней камере.

в то время в цехе еще не было аварийной сигнализации, которая могла бы предупредить

персонал о том, что произошла ядерная авария. вначале косвенные признаки — газовыделение

в нутч-фильтре и резкое ухудшение самочувствия аппаратчицы и других работников

—

послужили причиной удаления персонала и вызова дозиметриста. факт возникновения цепной

реакции подтвердился, когда вызванный дозиметрист обнаружил интенсивное гамма-излучение

из монжюса. это было через пÿтнадцать-двадцать минут после аварии, и дозиметрист тут же

скомандовал всем эвакуироваться из цеха в подземный тоннель.

приблизительно через 5,5 часа на расстоянии 1,5 м от монжюса мощность экспозиционной

дозы составила 18 р/час. по оценкам, это значение мощности дозы соответствует полному

числу делений за ядерную аварию около 10¹⁷.

×ерез 17 часов после аварии была измерена

удельная активность ²⁴Na в пробе крови аппаратчицы, которая составила 245 бк/см3. согласно

полученным в то время результатам, поглощенная доза на все тело аппаратчицы составила

около 3000 рад. она скончалась через 12 дней после аварии.

во время аварии в помещении на разных расстояниях от монжюса находились 5 человек.

по оценкам, они получили дозы свыше 300 рад. все они перенесли лучевую болезнь, но

выздоровели.

как показали результаты вскрытия оборудования в камере, его зачистки и измерения

массы урана, масса отложений в монжюсе составила 3,06 кг по урану-235. уран находился

в двух формах: в форме довольно толстой корки

— очевидно, результат длительного

накопления — и в виде осадка, плотность которого уменьшалась с высотой. механических

повреждений резервуара не было, и помещение не было загрязнено, потому что камера

сохранила герметичность.

камера была демонтирована, после дезактивации и зачистки оборудования смонтирована

вновь с обновленным оборудованием. работа возобновилась через несколько дней. за это

время на камере был установлен прибор контроля радиационной обстановки, пересмотрены

технологические инструкции, проведено обучение персонала.

эта авария привела к решению о проведении критических экспериментов в реальных

заводских условиях для определения критических параметров сосудов, используемых

в технологическом процессе. следующая авария на по

“маяк” произошла на этом

экспериментальном оборудовании.

3. по «маяк», г. озерск, 2 ÿнваря 1958 г.

раствор уранилнитрата, U(90%), в экспериментальной емкости; одна вспышка; три

летальных исхода, один случай значительного облучения.

эта ядерная авария была уникальной, потому что она произошла на установке, которая

использовалась для проведения внутризаводских критических экспериментов. однако, в свÿзи

с тем,

что она произошла после прекращения эксперимента во время передачи раствора

с делящимся материалом в емкости безопасной геометрии, ее классифицировали как

производственную ядерную аварию.

после аварии 1957 года было решено установить оборудование для измерения критических

параметров высокообогащенного раствора уранилнитрата. считалось, что это необходимо

и актуально в свете широкого использования производственных баков опасной геометрии,

неопределенностей в критических параметрах перерабатываемых материалов и наличия

растворов урана и системы их подготовки. прежде критические размеры емкостей, равно как

и критические концентрации и объемы раствора, оценивались преимущественно на основе

расчетов из-за отсутствия прямых критических экспериментов.

небольшая экспериментальная установка, представленная на рисунке 8, находилась

в отдельной комнате, но в главном производственном здании. к моменту аварии она

проработала всего два месяца. во время измерений экспериментаторы обычно находились

у пульта управления в нескольких метрах от установки и за защитой толщиной

0,5 м,

заполненной водой.

первая серия экспериментов была нацелена на определение критических параметров

небольших баков. этот же эксперимент был первым экспериментом с большим баком. это

был стальной цилиндрический бак с внутренним диаметром

75 см и типичной для

технологических баков толщиной стенок, возможно, 2-4 мм. раствор делящегося материала

с известной концентрацией и объемом поступал из находÿщегося сверху дозатора вместимостью

три литра. экспериментальный бак размещался на расстоянии 80 см от бетонного пола на

стальной подставке толщиной 8 мм и не имел существенных отражателей. его вместимость

превышала 400 литров, что позволяло делать измерения критических параметров в широком

диапазоне концентраций урана. центральная труба содержала нейтронный источник, и поток

нейтронов регистрировался расположенными снаружи бака пропорциональными счетчиками

нейтронов, наполненными газом BF₃. в измерениях коэффициента размножения нейтронов

применялась стандартная методика обратного умножения. эксперимент был закончен, когда

в бак было залито 64,4 литра раствора уранилнитрата с концентрацией урана 376 г/л.

по окончании каждого эксперимента, согласно регламенту, требовалось сливать раствор

в безопасные емкости. выдав из бака часть раствора, начальник смены, полагая, что бак

находится в глубоко подкритическом состоянии, решил ускорить утомительный процесс

перелива и вручную слить из него оставшийся раствор. для этого пришлось извлечь

нейтронный источник, снять направляþщую трубу и отсоединить бак от подставки. затем трое

экспериментаторов руками подняли бак и начали наклонять его для слива раствора. в это

время и произошел всплеск мощности.

вакуумметр

электромагнит для

вакуум

сбрaсывания Cd

пластины

атмосфера

емкость

преобразователь

аварийной

сигнала

откачки

пластина

мерник 3л

ионизационной

камеры

Po-Be источник

нейтронов

линия слива

ионизационная

труба

камера «кактус»

источника

нейтронов

CHMO-5 (BF

раствор нитрата

3 ⁾

датчики

уранила с обогащением

в парафинe

90% (376 г/л)

толщиной 1 см

безопасные

пересчетки

емкости 6л

рисунок 8. схема расположения экспериментального оборудования.

они ощутили вспышку и увидели выброс раствора из бака до потолка помещения высотой

4 м. очевидно, раствор был намного ближе к критическому состоянию, чем предполагали

экспериментаторы. дополнительного отражения от троих экспериментаторов (это было и до

наклона бака) в комбинации с изменением геометрии раствора в баке было достаточно, чтобы

привести систему в критическое состояние на мгновенных нейтронах. слабый нейтронный фон,

по оценкам составлявший лишь сто нейтронов в секунду, по-видимому, также повлиял на

запаздывание начала цепной реакции и, таким образом, повысил энергетику всплеска мощности.

трое экспериментаторов бросили бак и вместе с

четвертым экспериментатором,

находившимся в 2,5 м от бака, немедленно отправились в раздевалку, приняли душ и были

отправлены в больницу. на основе измерений активности продуктов деления в растворе было

оценено

число делений за единственный пик мощности, которое составило

2,25 × 10¹⁷.

поглощенная доза смешанного нейтронного и гамма-излучений для каждого сотрудника,

находившегося вплотную к баку, составила около 6000 рад, все трое скончались через 5-6 дней

после аварии. сотрудница, находившаяся на расстоянии 2,5 м от места происшествия, получила

дозу около 600 рад, перенесла острую лучевую болезнь с потерей в последующий период зрения

из-за катаракты обоих глаз.

это случилось в смену с 13:00 до

19:00 в первый рабочий день после новогодних

праздников. хотÿ завод обычно работал непрерывно в

четыре шестичасовые смены,

существовала только одна группа специалистов, проводивших критические эксперименты.

подготовку раствора урана, сборку экспериментальной установки выполняли другие работники

завода, но критические эксперименты проводились исключительно этой опытной специальной

группой. после таких тÿжелых последствий экспериментальное оборудование было

демонтировано, а программа проведения критических экспериментов на заводе была закрыта.

4. радиохимический завод Y-12, окридж, 16 июня 1958 г.7,8,9,10

раствор уранилнитрата, U(93%), в сборнике воды; многочисленные осцилляции мощности;

существенные дозы получили восемь человек.

авария произошла в крыле с-1 здания 9212 во время выполнения технологического

процесса выделения обогащенного урана U(93%) из различных твердых отходов. твердые

отходы растворялись в азотной кислоте, производилась очистка, раствор концентрировался,

а затем перерабатывался в тетрафторид урана. в крыле в-1 этого здания была смонтирована

и находилась в эксплуатации сходная система с применением более совершенной технологии.

однако, вследствие задержек с вводом в действие оборудования по переработке UF₄в крыле

в-1, раствор, который там производился, транспортировался в крыло с-1 для окончательной

переработки.

на протÿжении нескольких дней, непосредственно предшествовавших аварии, установка

(здание

9212) была остановлена для проведения физической инвентаризации. вследствие

сложности установки, на проведение физической инвентаризации требовалось несколько дней,

причем не все процессы останавливались и запускались в одно и то же время. к моменту

аварии производство уже было возобновлено в крыле в-1, но не в крыле с-1.

на рисунке 9 показаны емкости и оборудование, находившиеся в крыле с-1, которые

оказались вовлеченными в аварию. для проведения физической инвентаризации потребовались

вскрытие и зачистка трех емкостей диаметром

5 дюймов ∗ (127 мм) (FSTK 1-2, FSTK 6-1,

FSTK 6—2), которые использовались для хранения раствора уранилнитрата. перед

возобновлением операций было необходимо осуществить сборку емкостей и проверить их

герметичность. на проведение всего процесса обычно требовалось несколько восьмичасовых

смен.

примерно в 01:00, во время смены, предшествующей аварии (с 23:00 в воскресенье 15 июня

до 07:00 в понедельник 16 июня), начальник смены, работавшей в крыле с-1, заметил, что

в стеклянном стояке диаметром 6 дюймов (152 мм), который ÿвлялся частью аппаратуры для

коррекции рн (рис. 9), находится раствор уранилнитрата. он дал инструкции оператору осушить

стояк. в 05:00 начальник смены снова заметил уранилнитрат в стояке и спросил оператора,

сливал ли он раствор из стояка. оператор подтвердил выполнение этой операции, и при

дальнейшем изучении они обнаружили, что раствор попадает в стояк через клапан V-2. клапан

был закрыт, и стояк был снова освобожден от раствора.

^∗ расположение и размеры труб были такими, чтобы исключить достижения критического состояния

с используемыми растворами.

в 07:00 16 июня произошла пересменка, и начальник смены, работавшей в крыле с-1, ушел

домой. свидетельства о том, проинформировал ли он своего сменщика о протечках

уранилнитрата, были противоречивыми, однако в рабочем журнале отметка об этом

отсутствовала.

в 08:00 в крыло с-1 прибыл еще один начальник смены. кроме других заданий, он должен

был проконтролировать герметичность трех емкостей. емкости были зачищены

и смонтированы на предыдущей неделе. при этом в крыле с-1 еще не были возобновлены

работы. получив эту информацию, проверяþщий счел, что необÿзательно проверять показания

уровнемеров и убеждаться в том, каково состояние каждого клапана (открыты они или

закрыты). проверяþщий назначил двух операторов для проверки герметичности трех емкостей

(для этого предполагалось просто наполнить корпуса водой) и дал им конкретное указание

проверить клапан V-1, так как в крыле в-1 были возобновлены работы.

V-5

FSTK 6-2

V-4

V-1

FSTK 6-1

V-3

FSTK 1-2

V-11

V-2

емкости для хранения растворов в крыле

C-1 (диаметр 5 дюймов, или 127 мм)

барабан

объемом

галлонов

установка для коррекции pH раствора

рисунок 9. упрощенная схема емкостей и трубопроводов, расположенных в крыле с-1.

для всех оставалось неизвестным, что через клапан V-1 на протÿжении нескольких часов,

прошедших с начала предыдущей смены до примерно 13:30, происходила утечка уранилнитрата,

поступающего из крыла в-1. в это время один из операторов в соответствии с инструкцией,

полученной от начальника смены, проверил клапан и полностью перекрыл его, приложив

давление. до этого момента уранилнитрат собирался в емкости FSTK 1-2, так как клапан V-3

также был открыт.

вскоре после 14:00 операторы завершили проверку герметичности емкостей FSTK 6-1 и 6-2

и открыли клапаны V-4, V-5 и V-11 для того, чтобы выпустить воду из этих емкостей в барабан

объемом 55 галлонов (208 л). в соответствии с принятой практикой проведения контроля

герметичности, один из операторов остался непосредственно возле барабана для осуществления

наблюдения и выÿвления нештатных ситуаций. клапан V-3 был уже открыт, причем потоки

растворов из этих емкостей были таковы, что в барабан сначала перетекала жидкость из

емкости FSTK 1-2, т. е. уранилнитрат попадал в барабан прежде, чем туда попадала вода.

примерно в

14:05 оператор заглянул в барабан и заметил желто-коричневые пары,

поднимающиеся из жидкости. он отступил от барабана и через несколько секунд увидел

голубую вспышку, которая свидетельствовала о том, что произошел резкий всплеск мощности.

практически сразу же после этого сработала аварийная сигнализация, и персонал был

эвакуирован из здания. дальнейший приток воды на протÿжении 11 мин приводил к увеличению

положительной реактивности, а затем стал уменьшать ее. раствор стал подкритичным

примерно через 20 мин.

последующее изучение ситуации показало, что с момента открытия клапана V-11 до

достижения системой критичности прошло полных 15 минут. неизвестно, почему оператор,

стоявший возле барабана (имевший 6 лет стажа работы с ураном), не заметил протекающий

в барабан желтый раствор уранилнитрата.

к тому моменту, когда система стала критичной, объем раствора, собравшегося в цилиндре

высотой 234,5 мм и диаметром 552 мм, составил, по оценкам, примерно 56 л. масса ²³⁵U в этот

момент составляла 2,1 кг, из которых 0,4 кг было добавлено одновременно с начавшимся

процессом разбавления системы водой. во время всплеска мощности система регистрации

излучения (состоящая из ионизационной камеры со слоем бора, усилителя и самописца), которая

была установлена на расстоянии примерно 430 м от места аварии, зашкалила вследствие

высокой интенсивности излучения. примерно

через

15 секунд после первого всплеска

мощности прибор снова зашкалил. в течение последующих 2,6 минут кривая самописца

осциллировала неопределенное число раз. возможно, что происходило уменьшение амплитуды

осцилляций, однако это нельзÿ подтвердить при изучении вида кривой. за этим периодом

развития ситуации последовал медленный спад на протÿжении 18 минут до уровня, примерно

в пÿть раз превышающего фон.

развитие ситуации со всплесками мощности может быть реконструировано лишь

качественно. источник нейтронов был слабым и обусловлен (α,n)-реакцией на кислороде воды.

поэтому имела место задержка в развитии устойчивой цепной реакции, и возможно, что система

перед первым всплеском мощности оказалась слегка надкритичной на мгновенных нейтронах.

по оценке, скорость ввода реактивности в это время составила около 17 центов в секунду.

мощность первого пика была определена реактивностью, полученной на момент начала цепной

реакции. хотÿ нет возможности убедиться в этом, можно достаточно обоснованно оценить

вклад первого пика, составивший примерно 1 × 10¹⁶ делений при общем выходе 1,3 × 10¹⁸

делений. второй всплеск мощности, или пик, произошел через 15 секунд, что соответствует

времени, необходимому для того, чтобы возникшие в результате радиолиза газовые пузыри

смогли покинуть систему. всплески мощности, происходившие в последующие 2,6 минуты, не

более чем в 1,7 раза превышали среднюю мощность.

кривая самописца показывала,

что большая

часть делений произошла за первые

2,8 минуты, и в этом случае средняÿ мощность, которая потребовалась для объÿснения

наблюдаемого числа делений, составляет примерно 220 квт. после этого система, вероятно,

начала закипать, что привело к резкому уменьшению плотности и реактивности и к уменьшению

мощности до низкого значения на протÿжении завершающих 18 минут.

на рисунке 10 показана фотография барабана, сделанная вскоре после аварии. в

результате аварии не было механических повреждений или радиоактивного загрязнения.

восемь

человек получили значительные дозы радиации

(461,

428,

413,

341,

298,

86,5,

86,5 и 28,8 бэр). по крайней мере, один из этих людей обÿзан жизнью тому обстоятельству, что

быстрая эвакуация прошла по хорошо подготовленному плану. один из облученных прожил

14,5 лет, другой — 17,5 лет после аварии, состояние одного облученного неизвестно, а остальные

были живы спустÿ 29 лет после аварии.

вскоре после аварии в окриджской национальной лаборатории (орнл) был поставлен

критический эксперимент, в котором моделировались условия данной аварии. это было

сделано для того, чтобы получить информацию о возможных дозах радиации, полученных

людьми во время аварии.

производство было возобновлено через три дня.

5. лос-аламосская национальная лаборатория, 30 декабря 1958 г.11,12

растворы плутония в емкости для работы с органическими веществами; единичный всплеск

мощности; один погибший; два человека получили значительные дозы облучения.

работы, проводившиеся на установке, где случилась авария, включали радиохимические

процессы очистки и выделения плутония из шлаков, тиглей и других отходов с невысоким

содержанием плутония, которые накапливаются при осуществлении процессов регенерации.

растворы, с которыми предполагалось работать, содержали менее 0,1 г/л плутония, а также

следы америция. в то время, когда произошла авария, проходила ежегодная физическая

инвентаризация. при этом нормальное движение материалов на участке было остановлено

с тем, чтобы определить содержание плутония в остатках продуктов во всех технологических

аппаратах. авария произошла в 16 ч 35 мин незадолго до окончания последнего рабочего дня

накануне новогодних праздников.

реконструкция наиболее существенных событий показывает, что неожиданно произошел

унос твердых частиц с высоким содержанием плутония из двух емкостей в один большой

аппарат, в котором находились разбавленные водные растворы и органика. данные твердые

вещества должны были обрабатываться отдельно. после удаления большей части водного

раствора из этого аппарата оставшиеся приблизительно 200 л продукта, включая промывочный

раствор азотной кислоты, были слиты в емкость из нержавеþщей стали объемом 1000 л

и диаметром

1000 мм, в которой и случилась авария. емкость содержала около

295 л

стабилизированной щелочью водно-органической эмульсии. считается,

что добавленная

кислота привела к разделению жидких фаз.

по оценке, слой водного раствора (330 л) содержал 60 г плутония; органический слой

(160 л) содержал 3,1 кг плутония (рис. 11). фотография емкости приведена на рисунке 12.

проведенный анализ показывает,

что этот слой толщиной

203 мм характеризовался

реактивностью, которая была на

5 β ниже значения, соответствующего критичности на

запаздывающих нейтронах, так как критическая толщина составляла 210 мм. когда была

включена мешалка, водный раствор поднялся по стенкам емкости, при этом внешний слой

органики был вытеснен к центру, и центральная часть системы стала толще. вращение

изменило реактивность, и система из подкритической приблизительно на 5 β стала критической

на мгновенных нейтронах; произошел всплеск мощности. ни один из самописцев детекторов

гамма-излучения, расположенных поблизости от места происшествия, не зарегистрировал

характерную картину; тем не менее, характер сделанных записей указывал, что имел место

один пик мощности. энерговыделение составило 1,5 × 10¹⁷ делений.

на основании экспериментов, проведенных после аварии в сосуде с аналогичной

геометрией, было установлено, что между запуском мешалки и достижением полной скорости

вращения, составлявшей 60 оборотов в минуту, не произошло никакой видимой задержки.

×ерез 1 с (один оборот) наблюдалось движение или возмущение поверхности, а через 2 или

3 секунды в системе произошло интенсивное перемешивание. из этих наблюдений можно было

заключить, что система могла достичь критичности примерно за 1 с. образование пузырей,

вероятно, стало доминирующим механизмом гашения первого пика мощности, а перемешивание

слоев переводило систему в подкритическое состояние. средняÿ концентрация плутония

в полностью перемешанном растворе составляла

6,8 г/л, т. е. была меньше минимальной

критической концентрации для бесконечной гомогенной системы металл-вода.

рисунок 11. конфигурация раствора и органики в емкости перед аварией.

из приведенных интервалов времени и оценки, показывающей,

что первоначально

подкритичность системы соответствовала 5 β, следует, что скорость ввода реактивности должна

была составлять приблизительно

5 β/с. при соответствующих значениях коэффициентов

пересчета для данного раствора выход в первом пике мощности составил 2,2 × 10¹⁷ делений,

продолжительность пика составила 1,65 с, т. е. всплеск мощности завершился через 0,45 с после

достижения критичности на мгновенных нейтронах.

×тобы получить наблюдаемый выход

(1,5 × 10¹⁷ делений) в единичном пике, скорость ввода реактивности должна быть уменьшена

приблизительно до 2 β/с. так как это не согласуется с оценкой времени процесса (около 3 с до

полного перемешивания), единственная возможность объÿснения состоит в том,

чтобы

предположить, что скорость ввода реактивности была несколько меньше 5 β/с и что цепная

реакция прекратилась приблизительно через 3 с в результате перемешивания. можно также

предполагать, что первым толчком, вызвавшим всплеск мощности, стало утолщение верхнего

слоя органики, к тому же добавилось отражение нейтронов сбоку за счет водного раствора.

вслед за этим произошла деформация системы, и под действием лопастей мешалки она

приобрела конфигурацию в виде воронки с меньшей реактивностью. после этого система стала

надежно подкритической вследствие установления однородной концентрации, составлявшей

менее 7 г/л.

примерно за месяц до аварии весь плутониевый технологический участок проверялся

комиссией лаборатории по ядерной безопасности. начали осуществляться планы по замене

технологических аппаратов большого объема несколькими секциями из труб безопасного

диаметра

(диаметр труб в секциях

—

15 см, длина

— около

3 м). считалось,

что

Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год) - часть 1