Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год)

оператор с, который удалялся на некоторое время для выполнения других заданий,

вернулся и возобновил выполнение работы по предписанному ему сменному заданию, не

согласовав свои действия с действиями оператора б. оператор с, вместо того чтобы отправить

слитки 1 и 2 на установку 6, начал перегрузку этих слитков, полагая, что это слитки 10 и 11,

в камеру 1392 в контейнер, в котором уже находились слитки 3 и 4. даже если бы контейнер

в 1392 был пустой, действия оператора с нарушали правила для установки. на рисунке 31

показаны эти перегрузки.

при загрузке слитка 1 массой менее 2 кг в контейнер, в котором уже находилось три

слитка (суммарная масса четырех слитков равнялась 10,68 кг), оператор с почувствовал руками

тепловую волну и вспышку света в глазах. при расследовании аварии он не смог уверенно

указать, отдернул ли он инстинктивно руку со слитком или слиток был выброшен вследствие

мгновенного энерговыделения и теплового расширения из сжатого состояния (“теплового

удара”). в тот же момент сработала система аварийной сигнализации (сас) о возникновении

ядерной аварии, причем одновременно в двух зданиях

(901 и 925) завода. датчики сас

представляли собой счетчики гейгера с порогом срабатывания 30 мкр/с, что соответствовало их

скорости счета около 500 имп./с. семь человек, находившихся на разных расстояниях от

установки 13, были облучены дозами от 5 до 60 рад, причем преобладающий вклад в дозовую

нагрузку определялся быстрыми нейтронами.

к установке 6

с установки 6

с установки 12

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

оператор с после срабатывания сас извлек из контейнера два из трех оставшихся слитков

и перенес один из них в отсек 1391а, другой — в отсек 1391в.

были взÿты пробы плутония из всех

четырех слитков и выполнены их гамма-

спектрометрические анализы на содержание лантана-140. с учетом погрешностей метода

энерговыделение за аварию с единственным пиком мощности составило 3 × 10¹⁵ делений. доза

на тело оператора с составила ~250 рад, доза на кисти рук более 2000 рад, что привело

к ампутации рук до локтевого сустава. позднее у него стало ухудшаться зрение. семь

человек, находившихся на разных расстояниях от установки 13, были облучены в дозах от

5 до 60 рад, причем преобладающий вклад в дозовую нагрузку определялся быстрыми

нейтронами. авария не привела ни к разрушениям, ни к разгерметизации камер, ни

к радиоактивному загрязнению оборудования.

21. новосибирский завод химических концентратов, 15 мая 1997 г.

накопление осадка обогащенного урана (90%) в донных областÿх двух параллельных емкостей

плоской геометрии; многократные разгоны мощности; незначительное облучение персонала.

авария произошла в цехе, где методом порошковой металлургии производÿтся сердечники

тепловыделяþщих элементов из дисперсионного материала (UO₂ + Al), в котором обогащение

урана составляет до 90% по ²³⁵U. конечной операцией перед очехловыванием сердечников

в алюминиевую оболочку ÿвляется их химическое травление. цель травления — устранить

микродефекты на поверхности сердечников и обеспечить плотный контакт между сердечником

и его оболочкой.

принципиальная схема узла травления представлена на рисунке 32.

в процессе травления партия сердечников последовательно погружается в три ванны,

заполненные соответственно NaOH, н₂O и HNO₃. щелочь NaOH, взаимодействуÿ с частицами

алюминия на поверхности сердечника, образует алюминат натрия NaAlO₃, который со временем

может частично образовывать осадок в виде Al(OH)₃. в этом процессе травления частично

выщелачивается диоксид урана, осаждающийся на дно ванны.

во второй ванне сердечники отмывают водой от щелочи. в третьей ванне с азотной

кислотой происходит растворение частиц UO₂ с поверхности сердечников и окончательная

нейтрализация следов щелочи.

процесс травления был стандартизирован и контролировался в течение

13 лет до

возникновения ядерной аварии только посредством поддержания основных технологических

параметров: количества сердечников в партии, температуры, концентрации реагентов,

длительности операций. концентрация урана в растворах не измерялась. также не

контролировалась и не учитывалась возможность образования осадков и отложений урана

в оборудовании и коммуникациях.

отсутствие аналитического контроля концентраций урана объÿснялось тем,

что все

оборудование, за исключением ванн, имело безопасную геометрию согласно конструкторской

документации. однако, как было обнаружено уже после ядерной аварии, сборник травильных

растворов 59_1,2 (рис. 32) не был геометрически безопасным.

после завершения травления одной партии сердечников растворы из ванн направляли

самотеком в коллектор в виде трубы диаметром 130 мм. по мере его заполнения раствор

перекачивали насосом в сборник 59_1,2 по трубе диаметром 64 мм и длиной около 100 м. из

сборника 59_1,2 раствор передавали насосом в емкость 28 (рис. 32) на узел регенерации урана.

впервые образование плотного осадка диоксида UO₂ в коллекторе было обнаружено в 1996

году после его вскрытия и обследования. из коллектора было извлечено 5,5 кг осадка

с массовой долей урана ∼69%. осадок был плотным и извлекался постепенно посредством

растворения в азотной кислоте. выполненные анализы показали, что осадок формировался

более 10 лет.

обнаружение осадка в коллекторе не привлекло внимания персонала к поиску отложений

урана в коммуникациях и в сборнике 59_1,2, так как в них условия ядерной безопасности

выполнялись без аналитического контроля урана. в то же время зоной ежегодного баланса

урана ÿвлялся весь цех, в масштабах которого были пренебрежимо малыми и незаметными

потери урана вследствие его частичного осаждения в сборнике 59_1,2.

сборник 59_1,2 состоял из двух плоских сообщающихся емкостей 59/1 и 59/2, имевших общий

вход и выход растворов урана. каждая емкость имела следующие внутренние размеры: высота

3,5 м, длина 2 м, толщина 0,1 м, рабочий объем — 650 л. обе емкости были выполнены из

нержавеþщей стали толщиной 4 мм. расстояние между емкостÿми 0,8 м, расстояние до

бетонного пола

—

0,75 м. емкости были оснащены экранами в виде стальных листов,

установленных на расстоянии 0,14 м от боковых поверхностей (3,5 × 2 м²) для исключения

приближения отражателей к их поверхности.

кислота

вода

щелочь

коллектор

сборник

травильных

растворов

на узел

регенерации

рисунок 32. принципиальная схема узла травления.

боковые поверхности были скреплены внутри поперечными стальными стержнями,

приваренными с шагом прямоугольной квадратной решетки 0,4 м. днище емкостей имело угол

наклона ∼20° в сторону сливных отверстий.

с 1984 г. емкости использовали для сбора травильных растворов урана с обогащением 90%,

однако без согласования с органами надзора за ядерной безопасностью.

в четверг 15 мая 1997 г. в 10 ч 00 мин аппаратчик узла травления завершил щелочную

обработку партии сердечников, слил в коллектор отработанную щелочь и включил на ∼15 мин

насос для передачи щелочного раствора в сборник 59_1,2. в 10 ч 55 мин в здании 17 сработала

система аварийной сигнализации (сас) о возникновении ядерной аварии, имеþщая 12 точек

контроля. в каждой точке установлены три блока детектирования гамма-излучения на основе

пластмассовых сцинтилляторов, срабатывающих по схеме ″2 из 3″ при превышении порога

∼10 мкр/с. по звуковому сигналу сас сменный персонал покинул все установленные зоны

эвакуации. оперативно был закрыт доступ в опасную зону, здание оцеплено охраной, прибыли

аварийные службы, дежурные дозиметристы начали обследование радиационной обстановки вне

и внутри здания.

по максимальной мощности дозы гамма-излучения, измерявшейся носимым гамма-

радиометром, было определено место возникновения аварии — сборник травильных растворов

59_1,2, расположенный на нулевой отметке (первый этаж).

×ерез 25 мин после срабатывания

сас мощность дозы составила ∼10 р/час на расстоянии ∼0,5 м от сборника.

поскольку сборник остался неповрежденным и герметичным, было принято решение

о заливании в него борной кислоты по той же штатной схеме, по которой в него поступали

растворы урана. был подготовлен раствор естественного бора путем смешения 20 кг сухой

борной кислоты с водой. после операции заливания борного поглотителя нейтронов обе

емкости оказались практически полностью заполненными при общем свободном объеме 60 л.

однако в 18 ч 50 мин 15 мая 1997 года произошло второе срабатывание сас. третье,

четвертое и пÿтое срабатывания имели место в 22 ч 05 мин, 16 мая ночью в 2 ч 27 мин и утром

в 07 ч 10 мин.

после анализа сложившейся ситуации было принято решение об изменении способа

заливания нейтрон-поглощающего раствора в сборник 59_1,2. для этого осуществили схему

принудительной замкнутой циркуляции через сборник высококонцентрированного раствора LiCl,

имеþщего намного большую растворимость, чем борная кислота. в целях безопасности

персонала работы по запуску контура циркуляции отложили до очередного, шестого,

срабатывания сас, которое произошло в 13 ч 00 мин. в 14 ч 00 мин был включен контур

циркуляции раствора хлорида лития, и система приобрела надежную подкритичность.

после нескольких

часов циркуляции и интенсивного перемешивания раствора были

отобраны его пробы на элементный анализ и получены следующие значения концентраций:

урана — 6 г/л, лития — 6 г/л, бора — 0,5 г/л, водородный показатель рн — (9—11). оценка массы

урана посредством умножения его концентрации C_u = 6 г/л на суммарный объем двух емкостей

V₅₉ = 1300 л дает значение M_u = 7,8 кг без учета сравнительно малого объема внешнего контура

циркуляции ( ∼50 л).

выполненные расчеты условий критичности для системы из 2-х взаимодействующих

одинаковых емкостей сборника 59_1,2 при соответствии их геометрических размеров проектным

показали, что критическая масса урана при концентрации урана-235 50 г/л и выше превышает

100 кг, т. е. намного больше M_u = 7,8 кг. такое расхождение, как и само возникновение аварии,

можно было объÿснять несоответствием размеров емкостей сборника проектным, в особенности

увеличением толщины плоских емкостей, наиболее значительно влияþщих на критические

параметры.

дальнейшая диагностика аварии выполнялась в следующей последовательности:

1) обнаружение осадков урана и определение зон их локализации; 2) исследование реальных

размеров емкостей после полного извлечения из них урана для обеспечения радиационной

безопасности работ.

возможность образования осадков была установлена экспериментально посредством

фильтрования проб из циркулирующего раствора. прошедший через фильтр чистый раствор

содержал уран с концентрацией 0,3 г/л, т. е. в 20 раз меньшей, чем до фильтрования. поэтому

циркулирующую жидкую фазу правильнее называть не раствором урана, а пульпой,

содержащей уран в виде взвесей частиц UO₂.

для обнаружения осадков UO₂ в сборнике

59_1,2 использовался портативный гамма-

радиометр с выносным пластмассовым детектором в коллиматоре. детектор регистрировал

гамма-излучение продуктов деления в уране со средней энергией 1 мэв. для снижения фона

между емкостÿми был установлен свинцовый экран толщиной 12 мм. в результате гамма —

сканирования боковых поверхностей было установлено: 1) зоны осадков расположены в донной

части обеих емкостей, имеют близкую геометрию и боковую площадь ∼1 м²каждая; 2) масса

осадка в емкости 59/1 примерно в 2,8 раза больше, чем в емкости 59/2.

20.05.97 г. были начаты работы по опорожнению емкостей 59/1 и 59/2 от пульпы с ее

фильтрацией, растворением осадка с UO₂ в безопасной емкости с азотной кислотой. осадок

урана в емкостÿх оказался очень плотным (∼2 г/см³), и для его растворения использовали

азотную кислоту. все полученные азотнокислые растворы были слиты в безопасные емкости

и отправлены на хранение.

29.05.97 г. емкости были практически полностью освобождены от

урана и продуктов деления, что было проверено гамма — сканированием сборника 59_1,2. полная

извлеченная после аварии масса урана со средним обогащением 90% составила 24,4 кг.

третий этаж

10:55

второй этаж

10:55

18:58

22:10

первый этаж

10:55

18:50

22:05

02:27

07:10

13:00

15 мая 1997

16 мая 1997

рисунок 33. последовательность и длительность срабатывания аварийной сигнализации.

для определения реальной толщины емкостей, которая везде должна быть равной 0,1 м,

изготовили измерительное устройство больших размеров, которое позволяло охватить две

противоположные точки на внешних поверхностÿх одной емкости. при его испытаниях была

определена погрешность контроля, составившая

∼3% для толщины в 0,1 м. измерения

позволили составить подробную картограмму толщин для обеих емкостей сборника 59_1,2.

в отдельных точках внутренний зазор составил 132 мм, т. е. был на 32% выше проектного

значения. в среднем по зоне локализации осадков увеличение толщины было около 17%, или

117 мм, что существенно повлияло на возникновения условий критичности в сборнике 59_1,2.

места обнаружения твердых отложений близко совпадали с местами деформации емкостей.

причины деформаций неизвестны.

непосредственно перед первым пиком мощности в сборнике 59_1,2 уран находился в трех

слоях, располагавшихся друг над другом: осадок, пульпа, слабоконцентрированный раствор.

передачи травильных растворов из коллектора в сборник 59_1,2 и выдачи их из этого сборника

происходили с частотой до 300 операций/год. благодаря гравитационному осаждению частиц

диоксида урана, гидроокиси алюминия и других взвесей происходило медленное и постоянное

накопление осадка урана в донной части сборника, приведшее в итоге к возникновению цепной

реакции. параметры пиков мощности были оценены по моментам срабатывания датчиков сас,

а также посредством анализа содержания изотопов ¹⁴⁰La и ²³⁵U в пробах пульпы, отобранных

20.05.97 г.

в здании датчики сас были размещены в 12 точках контроля. при возникновении 1-го

пика они сработали только в трех ближайших точках: 1) мойка, 1 этаж; 2) ремонтная зона,

2 этаж; 3) склад,

3 этаж.

последовательность пиков, моменты срабатывания и

продолжительность состояния превышения порога срабатывания в 10 мкр/с регистрировались

оператором на центральном приборном щите (рис. 33).

вышеуказанные три точки контроля расположены одна над другой. известны расстояния

от сборника до каждой из них и кратности ослабления мгновенного гамма-излучения от цепной

реакции в бетонных перекрытиях между этажами. используÿ эти данные, были оценены

периоды удвоения мощности в первых трех пиках т_1/2, введенные избыточные реактивности

∆к_изб., отношения

(f) полного

числа делений в пиках к числу делений в 1-м пике. эти

результаты представлены в таблице 8.

таблица 8. характеристики первых трех пиков

оцениваемая

последовательность пиков

величина

т1/2 (с)

1,5

147

∆к_изб., β

0,67

0,09

0,05

0,13

0,075

ввод положительной реактивности был обусловлен увеличением концентрации урана

в пульпе благодаря гравитационному осаждению взвесей UO₂. подкритичность системы после

пика мощности была результатом уменьшения концентрации урана в пульпе из-за ее

перемешивания радиолитическим газом. абсолютные значения этих двух противоположных по

знаку изменений реактивности уменьшались с каждым последующим пиком. после пÿтого

пика система достигала квазистационарного критического состояния, которое без

искусственного гашения могло бы существовать неопределенно длительное время.

полное число делений в системе из двух емкостей, 59/1 и 59/2, было определено по

активности ¹⁴⁰La и составило за шесть пиков ∼5,5 × 10¹⁵.

×исло делений в каждом пике составило: 1) 4,3 × 10¹⁵; 2) 5,6 × 10¹⁴; 3) 3,2 × 10¹⁴,

в последующих 4, 5 и 6 пиках по ∼10¹⁴.

дозы облучения персонала были незначительными. коллективная доза для группы из

20 человек не превысила 4 мзв. оборудование осталось целым. материальный ущерб от

аварии определялся остановкой производства в цехе на

3 месяца. причины деформации

сборника неизвестны, хотÿ есть мнение, что деформация происходила постепенно в течение ряда

лет. сборник был заменен, и были разработаны мероприятия по контролю накопления урана

и геометрических размеров оборудования.

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

30 сентÿбря 1999 г.31,32,33

раствор уранилнитрата, U(18,8%), в отстойнике; многократные всплески мощности; двое

погибших; один человек получил значительную дозу облучения.

авария произошла в здании, предназначенном для проверки опытной технологии конверсии

топлива на производственной площадке компании JCO в городе токай-мура, префектура

ибараки, ßпония. в здании находилось оборудование для производства или порошка диоксида

урана, или раствора уранилнитрата из гексафторида урана или закиси-окиси урана (U₃O₈). это

было одно из трех зданий на площадке, для которых была выдана лицензия на проведение работ

с делящимися материалами. в двух корпусах размещалось крупномасштабное производство по

переработке UF₆ в UO₂, предназначенный для использования в коммерческих легководных

реакторах. работы велись с ураном, имевшим обогащение не более 5%. здание для проверки

опытной технологии конверсии топлива было гораздо меньших размеров по сравнению

с остальными двумя, оно использовалось редко, только для специальных задач. в здании

разрешалось работать с ураном, обогащенным до

20%. во время аварии происходила

переработка уранового топлива U(18,8%). продукт предназначался для экспериментального

реактора-размножителя Joyo, расположенного на территории оараи ßпонского института по

разработке ядерного топливного цикла (JNC). малый размер производственной площадки

токаи компании JCO (~300 × 500 метров), а также то, что она расположена внутри города,

сделали эту аварию уникальной: это была первая авария с возникновением критичности

в радиохимическом производстве, в результате которой произошло облучение населения.

в ходе работы требовалось приготовить приблизительно

16,8 кг U(18,8%) в виде

уранилнитрата с концентрацией урана, равной

370 г/л. уранилнитрат должен был быть

отправлен с завода в виде раствора для последующего изготовления реакторного топлива.

процесс проводился отдельными партиями, в соответствии с требованиями по ядерной

безопасности. инструкции устанавливали различные предельные значения массы урана в партии

для различных диапазонов обогащения. в диапазоне обогащения от 16 до 20% предельная масса

урана в партии составляла 2,4 кг. упрощенная схема основного технологического оборудования

и материальных потоков в процессе приготовления и затаривания уранилнитрата приведена на

рисунке 34-A в том виде, как это было определено в лицензии, выданной компании JCO

федеральным правительством.

разрешенная технология

2.4 кг

азотная

U ₃O 8

кислота

растворитель

бутыли 4 л

конечный продукт UO ₂(NO 3

) ₂

реализованная технология

2,4 кг

азотная

реактор-

U ₃O 8

кислота

осадитель б

10 л ведро из

5 л колба

конечный

нержавеþщей

продукт

стали

UO ₂(NO 3

) ₂

рисунок 34. разрешенная и реализованная технологии.

три оператора начали выполнять задание 29 сентÿбря, за день до аварии. при этом они

выполняли операции в том порядке, который приведен на рисунке 34-B. проводившиеся

операции осуществлялись с двумя отклонениями от утвержденного регламента. во-первых,

в регламенте, разработанном компанией, которому должны были следовать операторы,

указывалось, что растворение должно проводиться в открытых 10-литровых ведрах, сделанных

из нержавеþщей стали, а не в реакторе-растворителе, как это определялось в лицензии. было

известно, что это изменение позволяло сократить время растворения примерно на 1 час.

гораздо более серьезным отклонением от утвержденной технологии стало то, что раствор

уранилнитрата был перелит в реактор-осадитель опасной геометрии, а не в емкости с безопасной

геометрией. причиной, по которой это было сделано, стало то, что 4-литровые контейнеры

было неудобно наполнять растворенным продуктом из колонок, в которых он хранился.

сливной кран внизу колонок был всего на 10 см выше пола. в своþ очередь, реактор-

осадитель, использованный при выполнении операции, был оборудован мешалкой для

обеспечения однородности продукта и позволял легко наполнять бутыли готовым продуктом.

29 сентÿбря операторы закончили последовательное растворение четырех партий, по 2,4 кг

каждая. сначала раствор был помещен в пÿтилитровую колбу, а затем вручную перелит через

воронку в реактор-осадитель. реактор-осадитель объемом около 100 литров имел 450 мм

в диаметре и высоту 610 мм. на рисунке 35 сфотографированы: реактор-осадитель, система

трубопроводов, загрузочные люки, через которые добавлялись материалы, и лестница, на

ступеньках которой стоял оператор, когда заливал раствор. второй оператор стоял на полу

и держал воронку. дневное задание для смены из трех человек закончилось после переработки

четырех партий раствора.

на следующий день, 30 сентÿбря, три оператора начали растворение последних трех партий,

необходимых для окончания работы. после заливки растворов от пÿтой и шестой партий, около

10:35, началось переливание раствора седьмой партии. почти под конец заливки (из колбы

позже было извлечено 183 г урана) в этом здании и в двух соседних зданиях сработала аварийная

сигнализация радиационного контроля. в соответствии с инструкциями, рабочие были

эвакуированы из всех производственных корпусов и проследовали на сборный пункт,

расположенный на производственной площадке. в этом месте были произведены замеры

мощности доз гамма-излучения, которые намного превышали фон; возникло подозрение, что

произошла и развивается авария с возникновением критичности.

после этого сборный пункт был перенесен на более удаленную часть производственной

площадки, на которой мощности доз были близки к фоновым значениям. энерговыделение

продолжалось в течение почти двадцати часов, после чего оно было подавлено в результате

специальных действий, проведенных по предписанию и под контролем официальных

представителей правительства. в течение этого времени проявилось несколько заслуживающих

внимания аспектов этой аварии. во-первых, компания JCO не была готова к действиям в случае

аварии с возникновением критичности — сигнализаторы уровня гамма-излучения не ÿвлялись

системой аварийной сигнализации, предусмотренной на случай ядерной аварии. в лицензионном

соглашении фактически утверждалось, что ядерная авария невозможна. в результате этого

для ликвидации аварии пришлось привлечь специалистов и применить приборы с близлежащих

ядерных установок. различные системы мониторинга на самой установке, а также в ßпонском

исследовательском институте атомной энергии (JжRI) зарегистрировали последовательность

событий, имевших место при развитии аварии. они показали, что после первого большого пика

система перешла в квазистабильное состояние, при котором уровень мощности постепенно

снизился примерно в два раза в течение первых ~17 часов после возникновения аварии.

примерно через 4,5 часа после начала аварии измерения уровня радиации возле границы

производственной территории, примыкающей к жилому дому и коммерческому учреждению,

показали, что комбинированная мощность дозы нейтронного и гамма-излучения составляла

приблизительно 5 мзв/час. в это время мэр города токай-мура рекомендовал населению,

проживающему в радиусе 350 м от завода компании JCO, эвакуироваться в более удаленные

места.

×ерез

12 часов местные власти префектуры ибараки рекомендовали населению,

проживающему в радиусе 10 км от завода, оставаться внутри помещений из-за повышенной

радиоактивности, вызванной аэрозольными продуктами деления.

вскоре после полуночи была сделана попытка остановить цепную реакцию. было решено

слить охлаждающую воду из рубашки, окружающей нижнюю половину реактора-осадителя, так

как считалось,

что это могло снизить реактивность настолько,

чтобы перевести систему

в подкритическое состояние. для выполнения этой работы были посланы по очереди несколько

бригад, по три оператора в каждой. к трубопроводу, питающему рубашку, был доступ

непосредственно с наружной стороны здания, но его было трудно разобрать, потому что время

работы ограничивалось величиной допустимой дозы (0,1 зв).

когда трубопровод был, наконец, вскрыт примерно через 17 часов после начала аварии, не

вся вода была слита из рубашки. это было установлено с помощью различных устройств

мониторинга, которые показали, что мощность упала примерно в четыре раза, а затем снова

стабилизировалась, что указывало на то, что цепную реакцию все же не удалось остановить

полностью. наконец, вода из рубашки была полностью удалена путем пропускания через

трубопровод аргона, при этом люди в здание не заходили. примерно через двадцать часов это

привело к прекращению цепной реакции. для обеспечения надежной подкритичности в реактор-

осадитель была добавлена через резиновый шланг борная кислота.

×ерез несколько недель после аварии, когда уменьшились уровни радиации, была взÿта

и проанализирована проба раствора из реактора-осадителя. на основании анализа продуктов

деления было определено, что полный выход в результате аварии составил примерно 2,5 × 10¹⁸

делений. несмотря на то,

что детекторами не были зарегистрированы детали первых

нескольких минут всплеска мощности, картина облучения операторов и показания нейтронного

детектора на площадке JжRI-NAKA убедительно свидетельствовали в пользу того, что

начальная реактивность превысила уровень, соответствующий критичности на мгновенных

нейтронах. результаты экспериментов, поставленных для того, чтобы смоделировать аварии

с возникновением критичности в растворах^4,5,6, подтверждали, что энерговыделение в первом

пике составило от 4 до 8 × 10¹⁶ делений.

двое рабочих, участвовавших в проведенной операции заливки раствора, были сильно

переоблучены, при этом оцененные дозы составили между

16 и 20 гр и между

6 и 10 гр,

соответственно. когда произошла авария, третий оператор сидел за столом на расстоянии

нескольких метров и получил оцененную дозу облучения от 1 до 4,5 гр. всем трем операторам

был предоставлен специальный медицинский уход. оператор, который держал воронку, умер

через 82 дня после аварии. оператор, заливавший уранилнитрат, умер спустÿ 210 дней после

аварии. наименее облученный оператор покинул госпиталь примерно через три месяца после

аварии.

помимо уже упомянутых нарушений разрешенной технологии, могут быть названы

следующие факторы, повлиявшие на аварию.

1) персонал JCO на всех уровнях слабо понимал факторы, влияþщие на критичность.

в частности, отсутствовало понимание того, что одни и те же 45 литров раствора,

которые далеки от критичности, когда они находÿтся в регламентных колонках для

хранения, могут оказаться надкритичными в опасном реакторе-осадителе.

2) компания оказывала давление,

чтобы заставить людей работать более

производительно.

3) в компании JCO и в регулирующем органе на всех уровнях устоялось мнение, что

авария с возникновением критичности невозможна. в результате этого принимавшиеся

методики, планы, схемы расположения оборудования, учет человеческого фактора и

т. д. не получали адекватного изучения как со стороны компании, так и со стороны

должностных лиц, выдававших лицензию.

B. физические и нейтронные характеристики аварий с

возникновением сцр на технологических установках

в этом разделе мы рассмотрим физические и нейтронные характеристики аварий

с возникновением сцр, которые случились на ядерных промышленных установках российской

федерации, соединенных штатов америки, соединенного королевства великобритании

и ßпонии. для того, чтобы оценить достоверность описаний аварий, мы сравнили физические

параметры, сообщенные для каждой аварии, с известными из экспериментов условиями

достижения критичности.

восстановление картины аварии

приведенных в документах об аварии данных о геометрии и составах материалов далеко

недостаточно для того,

чтобы рассматривать их в качестве контрольных параметров

критичности, как они принимаются международным сообществом по ядерной безопасности³⁴.

из-за отсутствия сообщаемых технических деталей возможность точного восстановления

аварийной обстановки серьезно ограничена. восстановление картины аварий с

1 по 22

проводится с использованием интерпретации условий, сообщаемых для каждой такой аварии.

восстановление проводится с целью оценить аварийную конфигурацию, соответствующую

критическому состоянию. оцененные значения параметров, необходимых для такого

восстановления, не следует интерпретировать как новые «факты», которые нужно добавить

в документы об авариях.

в наших оценках рассматриваются лишь главные параметры, влияþщие на критичность:

делящийся материал (²³⁵U или ²³⁹Pu), его плотность, форма и степень замедления. в случаях

аварий 9,

15 и 22 принималась также во внимание степень обогащения урана. примеры

параметров, которых для восстановления картины аварии недостает или которыми пренебрегли,

как имеþщими второстепенную важность, включают материал емкости, толщину ее стенок,

наличие делящихся нуклидов иных, чем ²³⁵U и ²³⁹Pu, и наличие внешних отражателей вблизи

делящегося материала или соприкасающихся с ним. смеси материалов моделировались как

однородные смеси металл — вода, из чего можно оценить степень замедления. для нескольких

аварий (2, 9, 15 и 21), о которых известно, что делящийся материал распределен неоднородно,

такое упрощение было чрезмерным.

в таблице

9 представлены оцененные величины параметров для

22 аварий на

технологических установках. насколько мы знаем, этими 22 авариями исчерпывается полный

список событий, которые однозначно квалифицируются как ядерные аварии на технологических

установках в рф, сша, ск великобритании и ßпонии.

необходимо дать некоторое объÿснение заголовков столбцов таблицы 9.

номер аварии: 22 аварии пронумерованы в хронологическом порядке. хронологический

порядок был выбран в силу признания того, что технологические разработки этих четырех стран

развивались во времени параллельно.

площадка и дата: используется сокращенное наименование страны, в которой имела место

авария: рф, сша, ск для аварий, которые соответственно произошли в российской федерации,

соединенных штатах америки и соединенном королевстве великобритании. дата аварии

приводится в формате день — месяц — год.

геометрия

форма емкости: форма емкости, например, цилиндрическая с вертикальной осью. хотÿ

такое обозначение ÿвляется точным для большинства аварий, некоторые аварии, как известно,

произошли, когда ось симметрии цилиндрического сосуда была не вертикальной и не

горизонтальной, а была наклонена под некоторым углом к вертикали.

объем емкости: объем емкости означает ее полный объем.

объем делящегося материала: это оцененное значение объема, занимаемого делящимся

материалом, имевшим преобладающее влияние на нейтронную реактивность системы.

в некоторых случаях (аварии 5 и 18) делящийся материал в низкой концентрации присутствовал

и вне этого объема. этот дополнительный материал имел второстепенное влияние на

реактивность системы, и им, следовательно, можно было пренебречь. для аварий, которые

произошли или были смоделированы в условиях, когда цилиндрическая емкость имела

вертикальную ось симметрии, а делящийся материал находился в виде раствора или суспензии,

приводится дополнительный параметр h/D. в таких случаях делящийся материал

моделировался как прямой круговой цилиндр

(строчной буквой h обозначается высота

цилиндра, а заглавной буквой D обозначается его диаметр).

формфактор: это коэффициент формы, использовавшийся для преобразования реальной

формы в эквивалентную сферическую форму, чтобы таким образом можно было сравнить эти

22 аварии с точки зрения геометрически эквивалентных сферических систем.

для 18 аварий, для которых отношение h/D указано точно, для определения коэффициента

формы была использована кривая

«без отражателя»

(т. е. полученная в отсутствие

отражателей) на рисунке 36³⁵. кривая на рисунке 36 построена непосредственно на основе

экспериментальных результатов,

что сводит к минимуму зависимость от расчетов. для

остальных 3 аварий (номера 2, 6 и 20) для оценки коэффициента формы использовались

лапласиан или другие математически простые аппроксимации.

таблица 9. воссоздание аварийной геометрии и конфигурации материала

авария

геометрия

материал

оцененная

объем

масса

концентрация

критическая

объем

делящегося

масса

площадка

емкости

материала

форм-

материала

в сфере (кг)

и дата

форма емкости

(л)

фактор

(кг)

(г/л)

цилиндрическая

«маяк» (рф)

1,2

с вертикальной

40,0

31,0

0,81 ²³⁹Pu

26,1

0,67

15.03.53

h/D = 0,62

осью

цилиндрическая

«маяк» (рф)

с горизонтальной

100,0

30,0

2,8

3,06 ²³⁵U

102,0

1,09

21.04.57

осью

цилиндрическая

«маяк» (рф)

4,2

с вертикальной

442,0

58,4

22,0 ²³⁵U

376,7

5,24

02.01.58

h/D = 0,18

осью

цилиндрическая

Y-12 (сша)

1,4

с вертикальной

208,0

56,0

2,10 ²³⁵U

37,5

1,50

16.06.58

h/D = 0,42

осью

цилиндрическая

ланл (сша)

3,5

с вертикальной

982,0

160,0

2,94 ²³⁹Pu

18,4

0,84

30.12.58

h/D = 0,20

осью

цилиндрическая

ICPP * (сша)

с горизонтальной

18900,0

800,0

25,0

30,9 ²³⁵U

38,6

1,24

16.10.59

осью

цилиндрическая

«маяк» (рф)

1,2

с вертикальной

40,0

19,0

0,85 ²³⁹Pu

44,7

0,71

05.12.60

h/D = 0,55

осью

цилиндрическая

ICPP * (сша)

2,9

с вертикальной

461,0

40,0

7,20 ²³⁵U

180,0

2,48

25.01.61

h/D = 0,22

осью

цилиндрическая

1,29

схк (рф)

1,3

1,68 ²³⁵U

с вертикальной

65,0

42,9

39,2

(0,9 с

14.07.61

h/D = 0,47

H/²³⁵U~600

осью

отражателем)

ханфорд

цилиндрическая

1,2

(сша)

с вертикальной

69,0

45,0

1,29 ²³⁹Pu

28,7

1,07

h/D = 0,60

07.04.62

осью

^*ICPP — радиохимический завод в штате айдахо

авария

геометрия

материал

оцененная

объем

масса

концентрация

критическая

объем

делящегося

масса

площадка

емкости

материала

форм-

материала

в сфере (кг)

и дата

форма емкости

(л)

фактор

(кг)

(г/л)

цилиндрическая

«маяк» (рф)

1,2

с вертикальной

100,0

80,0

1,26 ²³⁹Pu

15,8

1,05

07.09.62

h/D = 1,11

осью

цилиндрическая

схк (рф)

1,1

с вертикальной

49,9

35,5

2,27 ²³⁵U

63,9

2,06

30.01.63

h/D = 0,62

осью

цилиндрическая

схк (рф)

1,4

с вертикальной

100,0

64,8

1,93 ²³⁵U

29,8

1,38

02.12.63

h/D = 0,47

осью

вуд ривер

цилиндрическая

1,2

(сша)

с вертикальной

103,7

41,0

2,07 ²³⁵U

50,5

1,72

h/D = 0,54

24.07.64

осью

электросталь

цилиндрическая

2,61

1,4

3,65 ²³⁵U

(рф))

с вертикальной

300,0

100,0

36,5

(1,6 с

h/D = 0,46

H/²³⁵U ~600

03.11.65

осью

отражателем)

цилиндрическая

«маяк» (рф)

1,2

с вертикальной

100,0

28,6

1,98 ²³⁵U

69,2

1,65

16.12.65

h/D = 0,60

осью

цилиндрическая

«маяк» (рф)

1,1

с вертикальной

62,1

28,8

1,50 ²³⁹Pu

52,1

1,36

10.12.68

h/D = 0,70

осью

виндскэйл

цилиндрическая

3,0

(великобритания)

с вертикальной

156,0

40,0

2,07 ²³⁹Pu

51,8

0,69

h/D = 0,22

24.08.70

осью

цилиндрическая

ICPP * (сша)

1,4

с вертикальной

315,5

6,08 ²³⁵U

19,3

4,34

17.10.78

h/D = 1,75

осью

цилиндрическая

схк (рф)

с вертикальной

3,2

0,54

1,1

10,1 ²³⁹Pu

18700,0

9,18

13.12.78

осью

новосибирск

700,0

параллельные

9,0

(рф)

каждая

145,0

24,4 ²³⁵U

168,0

2,71

емкости

h/D = 0,1

15.05.97

емкость

токай-мура

цилиндрическая

2,9

1,1

3,12 ²³⁵U

(ßпония)

с вертикальной

100,0

45,0

69,3

(1,9 с

h/D = 0,6

H/²³⁵U ~380

30.09.99

осью

отражателем)

^*ICPP — радиохимический завод в штате айдахо

материал

масса делящегося материала: это масса либо ²³⁵U, либо ²³⁹Pu. тип делящегося материала

приводится рядом с элементом столбца, означающим массу. в трех авариях, 9, 15 и 22, уран

имел степень обогащения соответственно 22,6; 6,5 и 18,8 весовых процента. для этих аварий

в столбце «масса делящегося материала» также приводится атомное отношение водорода к ²³⁵U.

для восьми аварий с плутонием было принято, что имелось 95 весовых % ²³⁹Pu.

концентрация делящегося материала: это отношение массы делящегося материала к его

объему в предположении, что смесь однородна.

оцененная критическая масса в сфере: элементы этого столбца представляют собой

значения сферической критической массы, определенные как отношение делящейся массы

к коэффициенту формы. эти оцененные массы используются как мера согласованности или

согласия условий восстановленных картин аварий с установленными условиями возникновения

цепной реакции. для аварий 9, 15 и 22 критическая масса в сфере была подогнана к величине

при полном отражении водой.

обсуждение

традиционно о методиках такого типа, которые использовались для создания оцененных

значений, представленных в таблице 9, говорят как о вычислениях на «оборотной стороне

конверта». эти вычисления характеризуются математической простотой, и их результаты

лучше назвать оценками, когда они сопоставляются с компьютерными вычислениями.

в некоторых случаях этих оценок достаточно, и нет необходимости проводить более детально

расчеты по компьютерным программам. эти результаты характеризуются как оценки

в соответствии с первым моральным принципом вилера: «никогда не делайте расчетов, пока вы

не знаете ответа. делайте оценки перед каждым расчетом...»³⁶.

отношение H/ ²³⁵U

44.3

329

52.9

43.9

320

без

отражателя

водÿной

отражатель

0,05

0,1

высота цилиндра /диаметр цилиндра

рисунок 36. отношение критической массы растворов U(93%)O₂

2F2 в цилиндре к их критической

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

от отношения высоты цилиндра к его диаметру.

рисунки

37,

38 и

39 взÿты, с некоторыми изменениями, из отчета лос-аламосской

национальной лаборатории LA-10860³⁵. эти три рисунка содержат точки, соответствующие

приведенным в таблице 9 значениям плотности делящегося материала

(или атомному

отношению) и оцененной сферической критической массы для двадцати двух восстановленных

аварий. рисунок 38 содержит кривые для систем с обогащением урана, соответствующим 2.0,

3.0, 5.0, 30.3 и 93.0 процентам. на этот рисунок также наложены точки для аварий 9, 15 и 22.

поскольку кривые на рисунке 38 относятся к водÿным отражающим системам, эти точки были

смещены вниз, поскольку реальные аварии происходили в условиях относительного отсутствия

отражателей.

можно было бы выполнить дополнительную подгонку к реальной концентрации

делящегося материала и к оцененной критической массе в сфере. например, при оценке можно

было бы учесть влияние поглощения нитратом и органический, в противоположность водному,

базовый состав. разумеется, требуется решить, имеют ли смысл такие подгонки и приведут ли

они к таким оцененным значениям, которые будут находиться в лучшем согласии с кривыми,

представленными на рисунках

37,

38 и

39. проведение таких подгонок не может быть

оправданным. отсутствие технических деталей, представленных в описаниях аварий,

препÿтствует обоснованному уточнению оценок. недостаток технической информации также

мешает любой попытке осмысленного, более детального нейтронного компьютерного

моделирования.^*

200

100

данные для сфер

данные для цилиндров

расчет для смеси металл-вода

расчет для смеси UO ₂- вода

0,16 см отражатель

из нержавеþщей

стали

водÿной

отражатель

13 4

минимальная критическая концентрация

металл

0,5

0,01

0,1

концентрация 235U (кг/л)

рисунок 37. критические массы гомогенных сфер.

аварии с делящимся материалом, содержащим уран; цифры внутри кружка означают номер аварии.

100

U(2)F ₂

- парафин

U(3)F ₂

- парафин

U(5)O ₂F 2

(раствор)

U(30.3)O ₂

F ₂

(раствор)

U(93)O ₂

F ₂

(раствор)

расчет UO ₂

F ₂

- вода

расчет UF ₄

- парафин

0,8

100

500

1000

2000

отношение H / 235U

рисунок 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.

выводы

принимая во внимание эффекты

частичного отражения и свойственные оценкам

погрешности, можно сделать вывод, что положения 19 точек из 22 точек, нанесенных на

рисунках 37, 38 и 39, в достаточной степени подтверждают согласие между условиями

возникновения аварий, которые приводÿтся в их описаниях, и известными условиями

возникновения самоподдерживающейся цепной реакции. оцененные значения для

аварий 1, 7 и 9 кажутся отчасти сомнительными в том отношении, что для возникновения

критичности при гипотетических условиях этих аварий в отсутствие отражения потребовалась

бы большая масса, чем та, что приведена в сообщениях об авариях. однако оценки для

аварий 1 и 7 оказались бы в разумном согласии с реальными величинами, если было бы учтено

наличие частичного отражения во время аварии. следует заметить, что в этих двух случаях

«недостающая» масса не больше по величине, чем в других восстановленных авариях (особенно

в авариях

12,

14 и

17), в которых сообщенная величина массы превышает величину,

ÿвляþщуюся известным условием возникновения критичности. расхождение в случае аварии 9

также согласуется с большой неопределенностью массы, указанной в отчете об аварии. нельзÿ

выделить никаких систематических особенностей, которыми отличались бы между собой аварии

в рф, сша, объединенном королевстве и в ßпонии.^*

с водÿным

отражателем

без

отражателя

сферы с водÿным отражателем

цилиндры с водÿным отражателем

металловодная смесь - из экспериментов

с полистереном

сферы без отражателя

Pu металловодная смесь - из данных

для растворов

718

металлический

минимальная критическая концентрация

плутоний в α–фазе

0,4

0,005

0,01

0,1

концентрация плутония (кг/л)

рисунок 39. критические массы гомогенных плутониевых сфер с водÿным замедлителем.

точки между кривыми относятся к раствору Pu(NO₃

3)4 с избыточным содержанием

HNO₃

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

с водÿным отражателем. аварии показаны кружками с номерами.

выход числа делений

в таблице 10 приведены для 22 аварий оцененные значения выделенной энергии делений.

в настоящей редакции была сделана попытка распределить выход числа делений в пике по

категориям так, чтобы они совпадали с описанными в предыдущих двух редакциях этого отчета

и определениями, приведенными в приложении. эти определения для удобства читателя

повторены здесь.

аварии с делящимся материалом, содержащим плутоний; цифры внутри кружка означают номер

аварии.

пик (мгновенный всплеск мощности): начальный импульс мощности при мгновенном

резком увеличении мощности, ограниченный механизмом самогашения. см. мгновенное резкое

увеличение мощности.

мгновенное резкое увеличение мощности: резкое выделение ядерной энергии в результате

мгновенной критической конфигурации делящегося материала. обычно за резким пиком

мощности следует плато, которое может прерываться меньшими пиками.

из данных, полученных в экспериментах по резкому увеличению мощности в растворах,

таких, как многие из экспериментов CRAC⁵иSILENE⁴, ÿсно, что имеется плавный переход от

резких выбросов мощности, при которых максимальная реактивность не достигает мгновенной

критической реактивности, к таким выбросам мощности, при которых она слегка превышает

мгновенную критическую реактивность. не существует значительного различия между

изменениями мощности во времени при двух резких выбросах мощности, один из которых

происходит при максимальной реактивности 0,90 β, а другой — при максимальной реактивности

1,10 β. в обоих случаях обнаруживается начальный пик, за которым с интервалом

приблизительно от 10 до 20 секунд следуют повторяþщиеся пики меньшей энергии, в конце

концов переходÿщие в квазиплато. только тогда, когда максимальная реактивность достигает

приблизительно 0,50 β или меньшего значения, традиционный пик не присутствует.

другим результатом экспериментов CRAC⁵ и SILENE⁴, который можно сопоставить

с перечисленными в таблице 10 значениями выхода числа делений при авариях, ÿвляется

удельный выход первого выброса мощности, т. е. пика мощности. в экспериментах, в которых

максимальная реактивность достигала приблизительно 0,50 β или больших значений, удельный

выход делений в пике составлял всегда примерно 1,0 × 10¹⁵ делений на литр, за исключением

очень быстрых выбросов мощности, таких, в которых обратный период был много больше, чем

100 с^-1. для этих очень быстрых выбросов мощности были измерены значения удельного

выхода числа делений вплоть до нескольких единиц на 10¹⁵ делений на литр. значения выхода

числа делений в пике при авариях, которые приводÿтся в таблице 10, согласуются со значениями

удельного выхода, полученными в экспериментах CRAC⁵ и SILENE⁴, в которых ни одно

значение не превышает нескольких единиц на 10¹⁵ делений на литр. однако, описаны три случая,

когда значения выхода в пике (аварии 4, 6 и 8) выпадают из этого правила и значительно ниже

10¹⁵ делений на литр. это либо указывает на медленный выброс мощности, в котором пик

в классическом смысле отсутствует, либо оценка величины выхода просто некорректна.

поскольку нет никакого неопровержимого свидетельства в пользу той или другой

интерпретации, эти элементы таблицы были оставлены такими, какими они были представлены

в предыдущих редакциях.

почти в половине случаев аварий, перечисленных в таблице 10, не имелось никакого

резкого пика мощности. это следует интерпретировать как указание на медленный выброс

мощности, т. е. такой выброс, когда интервалы времени между пиками мощности составляют

минуты или более, а следовательно, обратный период равен 10 мс^-1 или менее. заметим, что

авария

20 была в металлической системе. хотÿ не существует никаких экспериментов

с металлическим плутонием, дающих основу для сравнения, в двух авариях с возникновением

сцр в эксперименте с металлическим плутонием в лос-аламосе (1945 и 1946 годы) были

подобные же значения удельного выхода в пике.

таблица 10. энерговыделение при аварии

энерговыделение

объем

удельное

полное

площадка

в первом пике

делящегося

энерговыделение

и дата

(10¹⁷ делений)

материала (л)

(1015 делений/л)

(10¹⁷

делений)

«маяк» (рф)

неизвестно

31,0

неизвестно

~2,0

15.03.53

«маяк» (рф)

неизвестно

30,0

неизвестно

~1,0

21.04.57

«маяк» (рф)

~2,0

58,4

~3,4

~2,0

02.01.58

Y-12 (сша)

~0,1

56,0

~0,2

13,0

16.06.58

ланл (сша)

1,5

160,0

0,9

1,5

30.12.58

ICPP * (сша)

~1,0

800,0

~0,1

400,0

16.10.59

«маяк» (рф)

неизвестно

19,0

неизвестно

~2,5

05.12.60

ICPP * (сша)

~0,6

40,0

~1,5

6,0

25.01.61

схк (рф)

нет

42,9

нет

0,012

14.07.61

хaнфорд (сша)

~0,1

45,0

~0,2

8,0

07.04.62

«маяк» (рф)

нет

80,0

нет

~2,0

07.09.62

схк (рф)

неизвестно

35,5

неизвестно

7,9

30.01.63

схк (рф)

нет

64,8

нет

0,16

02.12.63

вуд ривер (сша)

~1,0

41,0

~2,4

~1,3

24.07.64

электросталь (рф)

нет

100,0

нет

~0,08

03.11.65

«маяк» (рф)

нет

28,6

нет

~5,5

16.12.65

«маяк» (рф)

0,3

28,8

1,0

~1,3

10.12.68

виндскэйл

(великобритания)

нет

40,0

нет

0,01

24.08.70

ICPP * (сша)

неизвестно

315,5

неизвестно

27,0

17.10.78

схк (рф)

0,03

0,54

5,6

0,03

13.12.78

новосибирск

(рф)

0,043

145,0

0,03

0,055

15.05.97

токай-мура

(ßпония)

~0,5

45,0

~1,1

25,0

30.09.99

^*ICPP — радиохимический завод в штате айдахо

C. результаты наблюдений и уроки, извлеченные из

производственных аварий с возникновением сцр

на сегодняшний день имеются описания

22 аварий, которые произошли при

технологических операциях обработки делящихся материалов. из этих аварий были извлечены

существенные и зачастую болезненные уроки. эти уроки свÿзаны со следующими проектными,

управленческими и рабочими атрибутами: общение между работниками; процедуры; учет

и накопление делящегося материала; геометрия и объем резервуаров; знания оператора; заново

проведенные или единственные в своем роде операции; неправильное функционирование

оборудования и неожиданное перемещение растворов. этот обзор также показал реальные

размеры и размах последствий аварий и ценность аварийной сигнализации о возникновении

критичности. существуют и другие существенные факторы, влияþщие на риск возникновения

аварий, хотÿ они и не всегда легко выÿвляются или подчеркиваются при их расследовании. эти

другие факторы включают:

(1) осведомленность высшего руководства и его участие в решении

вопросов безопасности в целом и, в частности, ядерной безопасности;

(2) знания персонала

регулирующих органов и его участие в решении вопросов безопасности;

(3) национальные

и международные согласованные нормы и правила, которые ÿвляются как корпоративными, так

и правительственными.

важно отметить, что не было таких аварий, которые были бы вызваны лишь единственной

ошибкой. иначе говоря, для каждой из 22 аварий всегда имелось много причин. заслуживает

внимания также и то, что отказ оборудования или его неправильное функционирование было при

всех авариях фактором либо незначительным, либо не вносящим вообще никакого вклада.

тот факт, что из прошлых аварий с возникновением критичности уроки действительно

извлекались, становится ÿсным из временной гистограммы, показанной на рисунке 1. нет

никаких сообщений о какой-либо аварии за все почти первое десятилетие работы со

значительными^* количествами делящихся материалов. это, вероятно, свÿзано с относительно

малым масштабом отдельных операций и относительно малым общим количеством делящегося

материала (почти исключительно состоявшего из плутония и обогащенного урана), который

тогда имелся.

однако, между концом 1950-х годов и серединой 1960-х как в россии, так и в сша

происходила примерно одна авария в год. в течение этого времени было очень большое

увеличение производства делящихся материалов и масштаба операций на обрабатывающих

предприятиях. с середины 1960-х годов частота аварий упала почти в 10 раз и свелась примерно

к одной аварии за десять лет. это падение можно приписать нескольким факторам. во-

первых, из первых аварий были извлечены важные уроки, такие, как необходимость избегать

опасной геометрии резервуаров. во-вторых, значительно возросло внимание, уделяемое

руководством вопросам ядерной безопасности, в частности, появились сотрудники, специально

предназначенные контролировать опасность возникновения сцр. эти аварии также подсказали

тем, кто нес ответственность за работу и критичность, начать документировать данные

о критических массах и о хорошей рабочей практике. первые собрания данных начали

появляться в конце пÿтидесятых годов, а первые национальные стандарты в середине

шестидесятых.

добытые при анализе всех технологических аварий сведения можно подытожить, разделив

их на две категории: результаты наблюдений и извлеченные уроки. первые представляют

собой просто описания фактических событий, происшедших за это время. вторые же

^* термин «значительный» в том смысле, в котором он используется здесь, относится к обладанию

делящимся материалом в количестве, достаточном для поддержания цепной реакции. реальное

количество материала, обрабатываемого в течение первого десятилетия, было намного меньшим, чем

во время последующих десятилетий.

представляют собой конкретные выводы из фактов, которые можно использовать в руководстве

по усилению безопасности будущих технологических операций. обе категории обсуждаются

в следующих разделах.

результаты наблюдений

фактические выводы из 22 описанных технологических аварий с некоторыми уточнениями,

чтобы их можно было применить к извлеченным урокам, состоят в следующем.

¾ ×астота аварий выросла от нуля в первом десятилетии работы со значительными

количествами делящихся материалов до максимума, равного приблизительно одной аварии

в год, как в рф, так и в сша, в течение ряда лет до и после 1960 г.

×астота аварий затем

заметно упала, примерно до одной аварии в десять лет, и осталась, по-видимому, на этом

уровне. было предположено, что во втором десятилетии происходило значительное

увеличение как производства делящегося материала, так и масштаба работ на

технологических предприятиях, без соответствующего усиления внимания к критической

безопасности. уроки, извлеченные из этих первых аварий, безусловно, внесли свой вклад

в улучшение дальнейших показателей.

¾ никаких аварий не происходило с делящимся материалом во время его хранения. этому

не следует удивляться, если принять во внимание относительную простоту этой работы.

¾ никаких аварий не происходило с делящимся материалом во время его транспортировки.

это не ÿвляется удивительным, если учесть существующие национальные

и международные нормы и правила транспортировки. эти нормы и правила устанавливают

эшелонированную защиту, намного превосходÿщую требования, которые были бы

практичными и экономичными применительно к заводским условиям.

¾ ни одна из аварий не привела к значительным радиационным последствиям ни для людей,

ни для окружающей среды за пределами территории установки. это подкрепляет обычно

высказываемое утверждение, что по последствиям для персонала и окружающей среды

аварии с возникновением критичности подобны небольшим, в масштабе рабочего стола,

химическим взрывам, то есть это проблема безопасности отдельных работников.

¾ аварии на установках с радиационной защитой не привели к радиационному облучению,

дозы которого превысили бы существующие профессиональные пределы или пределы,

указанные в руководствах, основанных на правительственных правилах и нормах и на

национальных и международных стандартах. в свете этого применимость процедур

аварийной эвакуации для установок с радиационной защитой следует оценить заново.

¾ ни одну из аварий нельзÿ приписать исключительно отказу оборудования.

¾ ни одну из аварий нельзÿ отнести за счет ошибочных расчетов, сделанных аналитиками —

специалистами по критичности.

¾ многие аварии произошли во время нестандартных операций. однако число аварий

слишком мало, чтобы вывести какое-либо твердое заключение.

¾ административные соображения, а не масштабы аварии, как правило, определяли

продолжительность времени после аварии, в течение которого установка не работала.

¾ не наблюдалось никаких новых физических ÿвлений. все аварии могут быть объÿснены на

базе существующих в настоящее время знаний.

извлеченные уроки

первый и, пожалуй, самый главный вывод состоит в том, что человеческий фактор не

только присутствовал, но и был преобладающей причиной во всех авариях, как будет показано

в обсуждениях нескольких уроков. во-вторых, и это не всегда очевидно, во всех авариях

присутствовал элемент ответственности непосредственного начальства, высшего руководства

и регулирующего органа. в-третьих, и это естественно вытекает из первых двух выводов,

у каждой аварии было много причин. ниже излагаются уроки, извлеченные из этих 22 аварий

и имеþщие важное значение для ядерной безопасности.

в том, что излагается ниже, имеется не просто формулировка «урока», но и детально

разработанное обоснование. эти обоснования взÿты из обсуждений, которые авторы широко

вели между собой, и предлагаются для того,

чтобы помочь оперативному персоналу

и специалистам по критичности в более полном понимании урока.

уроки, важные для работы

следует избегать емкостей небезопасной геометрии на участках, где могут находиться

растворы высокой концентрации. если этого избежать невозможно, то емкости должны быть

подвергнуты строгим контрольным мерам или же должны быть оснащены поглотителями

нейтронов, в зависимости от ситуации. во всех авариях, кроме одной, участвовал делящийся

материал в растворах или шламах (квазирастворы, но, вероятно, неоднородные и высокой

концентрации). из этого немедленно осознается важность безопасной геометрии содержащих

растворы емкостей

(ограниченные размеры). когда приходÿт к выводу,

что необходимо

полагаться на контроль концентрации при использовании больших,

не оснащенных

поглотителями нейтронов технологических резервуаров, то тогда следует проводить

многочисленные проверки входной концентрации, а также мониторинг накопления делящегося

материала, особенно при операциях в отсутствие радиационной защиты. кроме того, не следует

успокаиваться и тогда, когда почти исключительно используются емкости безопасной

геометрии. это только уменьшает вероятность аварии, но не исключает ее. большое число

резервуаров безопасной геометрии из-за их взаимодействия между собой может всегда стать

опасным в отношении критичности. повреждение резервуаров безопасной геометрии также

может привести к аварии. авария в новосибирске в 1997 году ÿвляется, возможно, примером

комбинации самоуспокоенности персонала и повреждения емкости.

важные инструкции, информация и процедурные изменения должны всегда быть

в письменном виде. несогласованность действий операторов была главным фактором, внесшим

свой вклад в несколько аварий. эта несогласованность проявилась множеством способов.

в одной аварии, на участке со сменной работой, процедуры восстановления после

технологического нарушения не были документально зарегистрированы и не были переданы

каждому оператору следующей смены; в результате произошла авария с летальным исходом.

операции следует проводить только в соответствии с хорошо написанными, утвержденными

и понятными (для пользователей) руководствами, включая рабочие инструкции и плакаты. две

аварии можно прямо отнести за счет неправильно понятого сообщения о концентрациях проб во

время передачи по телефону результатов аналитической лаборатории. важные данные следует

всегда передавать в письменном виде.

×етвертая авария произошла тогда, когда проводились

импровизированные операции, при этом устные инструкции были неправильно поняты, и были

предприняты неправильные действия.

процессы должны быть хорошо знакомы и хорошо поняты так, чтобы аномальные условия

могли быть немедленно замечены. несколько аварий было свÿзано с неполным пониманием

аномальных условий. будь эти аномальные условия осознаны, то могли бы быть предприняты

меры контроля с тем, чтобы предотвратить эти аварии. хотÿ эти аварии, вообще говоря,

произошли в эпоху, когда руководство еще не вводило в число сотрудников специалистов по

ядерной безопасности, урок этот не потерял своей важности.

обеспечение ядерной безопасности должно быть частью комплексной программы, которая

включает учет и контроль ядерных материалов. все трубопроводы и операции, свÿзанные

с работой с делящимся материалом, должны соответствующим образом контролироваться,

чтобы предотвратить нежелательные накопления делящегося материала. несколько аварий

было свÿзано с утерей или неадекватным учетом делящихся материалов. иногда такой

недостаточный учет казался почти непредотвратимым, когда потеря материала росла так

постепенно, что контрольные меры учета, существовавшие в то время, были не в состоянии ее

обнаружить. однако, если бы было соответствующее наблюдение за трубопроводами или

резервуарами, через которые проходил или мог бы с вероятностью пройти делящийся материал,

то непреднамеренное накопление могло бы быть обнаружено. проверка могла бы

осуществляться в виде визуальных осмотров, физических чисток, измерений радиационного

излучения. контроль критичности и учет делящегося материала ÿвляются важными и, часто,

взаимно поддерживающими мерами.

рабочий персонал должен знать, как следует реагировать на предвидимую неправильную

работу оборудования или на свои собственные ошибки. поспешные и неправильные действия

в ответ на неправильное функционирование процесса привели к более чем одной аварии. это

подчеркивает важность нескольких вопросов: во-первых, необходимость для оператора

понимания концепции критичности и важности особого контроля критичности в проводимом

процессе; во-вторых, важность осторожности и тщательности при определении достоверности

того,

что возникли аномальные условия, которые следует анализировать; и, в-третьих,

важность обдуманных мер реагирования на незапланированные условия.

рабочий персонал должен быть обучен тому, что очень важно не принимать никаких

несанкционированных действий после проведения эвакуации. возвращение после эвакуации, за

исключением, возможно, ситуаций, свÿзанных со спасением жизни, следует предпринимать

только после того, как техническая оценка аварии выполнена, тщательно понята и утверждены

планируемые действия. во время одной аварии несанкционированное возвращение на место

аварии без адекватного понимания опасности, свÿзанной с критичностью, за которым

последовали импульсивные действия, привело к потере жизни. в другой аварии произошло

значительное облучение из-за неэффективного и необдуманного возвращения, и только случай

предотвратил летальный исход.

следует обдумать вопрос о считывании уровней радиации на участках, на которых может

произойти авария. знание уровней радиации на эвакуированных участках оказывается ценным

при планировании мер по восстановлению. во многих авариях время, в течение которого

изменялась мощность, простиралось от минут до многих часов. в двух случаях авария была

прекращена благодаря практическому вмешательству в те промежутки времени, когда

ожидаемое облучение было минимальным. успех этих случаев вмешательства был основан на

детальном знании и понимании динамики выброса мощности во времени и ожидаемого поведения

мощности.

требуются

чрезвычайные усилия для понимания возможных нарушенных условий

в операциях, в которых участвуют как водные растворы, так и органика, если происходит

смешивание фаз. неÿсные условия процесса и незапланированные химические реакции привели,

по меньшей мере, к четырем авариям.

рабочий персонал должен быть осведомлен об опасностÿх, свÿзанных с критичностью,

и ему должна быть дана возможность прекратить работу в случае такой опасности. эта

осведомленность должна появиться в результате официального и неофициального обучения,

такого как обучение в классе, обучение на рабочем месте непосредственным руководством

и обсуждения со специалистами по критичности. недостаточное понимание опасностей,

свÿзанных с критичностью, внесло свой вклад в несколько аварий и в то, что последствия аварий

были тÿжелыми.

рабочий персонал должен научиться понимать, на

чем основано требование всегда

следовать письменным утвержденным руководствам, и строго соблюдать это требование.

отсутствие строгого соблюдения существующих руководств, непреднамеренное или

сознательное, было главным фактором, внесшим вклад в несколько аварий.

аппаратура, которая важна для контроля критичности, но отказ или неправильное

функционирование которой может оказаться незамеченным рабочим персоналом, должна

использоваться с осторожностью. недосмотр во время работы, такой как неудача

с приведением вентилей в действие согласно требованиям, приводил к авариям. могут

оказаться полезными дублирование аппаратуры, строгий процедурный контроль

с многочисленными проверками действий оператора и тщательно выполняемое техническое

обслуживание.

аварийная сигнализация и строгое выполнение инструкций о порядке действий в аварийной

ситуации спасли жизни и уменьшили облучение. большая часть из 22 аварий происходила

с выбросами мощности, которые не прекращались после первой вспышки. незамедлительное

обнаружение и немедленная эвакуация персонала были очень важными для спасения жизней

и для ограничения облучения.

уроки, важные для вопросов руководства, управления

и регулирования

мастера технологических участков должны гарантировать, что подчиненные им операторы

ÿвляются знающими и способными выполнять работу. несколько аварий могли бы быть

предотвращены или их последствия были бы смягчены, если бы непосредственные начальники

были больше осведомлены о стандартных действиях операторов при выполнении ими заданий.

одно дело — иметь письменные руководства, которым нужно следовать для того, чтобы

обеспечить безопасные операции. другое дело — чтобы эти руководства были правильно поняты

и правильно выполнялись. начальники должны периодически спрашивать себÿ: «когда

в последний раз ÿ видел, что работа выполняется правильно?»

как ключевая задача, оборудование должно быть сконструировано и скомпоновано так,

чтобы им легко было пользоваться. не одну аварию, включая аварию в ßпонии, можно было

бы избежать, если бы операторов обеспечили оборудованием, удобным в использовании.

политика и нормативные правила должны поощрять работников самим докладывать

о сбоях процесса и большее значение придавать обучению, а не наказаниям. по меньшей мере,

одна авария и свÿзанный с ней летальный исход были вызваны

чрезмерной заботой

непосредственного начальника вернуть процесс в требуемые пределы, прежде чем неполадки

будут раскрыты руководством. были проведены импровизированные операции без

соответствующего предупреждения об опасностÿх критичности.

высшее руководство должно хорошо знать опасность аварийной критичности и ее

последствия. ответственное руководство вынуждено принимать трудные решения, в которых

должны быть учтены расходы, риск и выгоды. у руководства всегда будут проблемы баланса

между нормами выдачи продукции и графиком производства и приемлемыми уровнями риска.

большая часть аварий случилась во время максимальной напряженности в годы холодной

войны, когда высокие уровни производства считались предельно важными. тем не менее,

высшее руководство, очевидно, училось на этих авариях и выделяло ресурсы на контроль

критичности. у специалистов по критичности, посвÿтивших себÿ безопасности технологических

операций, были три главные статьи расходов: безопасная геометрия и резервуары

с замедлителями нейтронов, несмотря на их стоимость и помехи для производства, а также

получение дополнительных данных по критической массе. следует заметить, что перед первой

аварией с возникновением сцр в российской федерации почти все технологические емкости

имели опасную геометрию, позволявшую увеличить объем производства; к 1968 г. более чем

95% из них были заменены емкостÿми безопасной геометрии.

должны существовать нормы и правила, которые содействуют безопасным

и эффективным операциям. те, кто работал на экспериментальных критических установках,

непосредственно знали о риске, свÿзанном с ядерными авариями. некоторые из них также

осознавали необходимость того,

чтобы были созданы официальные руководства по

безопасности, доступные тем, кто работает на технологических установках. в соответствии

с этим, эти специалисты вместе со специалистами по технологическим процессам спонтанно

взÿлись за то, чтобы разработать и оформить в виде документа руководство по критической

безопасности для технологических операций. в сша техническое руководство и хорошая

административная практика были приведены в систему в серии документов, озаглавленных

«руководство по ядерной безопасности», начиная с издания 1957 года³⁷. многие из этих же

самых специалистов затем участвовали в разработке американских национальных стандартов,

а затем — международных стандартов. подобные меры разрабатывались параллельно в других

странах, как в тех, которые испытали уже аварии с возникновением критичности, так и в тех,

которые сумели работать с делящимися материалами без аварий. заметное уменьшение числа

аварий за год к концу 1960-х годов произошло, вероятно, из-за сочетания строгого соблюдения

этих новых систематизированных правил и внимания высшего руководства к этой новой

опасности.

органы государственного регулирования, подобно мастерам на технологических участках,

должны гарантировать, что те, кого они обÿзывают выполнять правила, обладают хорошими

знаниями и способностÿми. хотÿ ответственность за предотвращение аварии должна лежать,

в первую очередь и прежде всего, на тех, кто непосредственно отвечает за работу, органы

государственного регулирования должны также играть совершенно определенную роль.

подобно мастерам на технологических участках, представители органов государственного

регулирования должны задавать себе вопросы, такие как: «когда в последний раз ÿ видел

работу, выполняемую правильно?» и «когда в последний раз ÿ беседовал с мастерами на

технологических участках и удостоверился, что они понимают операции, проводимые под их

контролем, и проявляют сознательное поведение и сознательное отношение к вопросам

безопасности?». ко времени аварии на заводе вуд ривер джанкшен, через 131 день после

запуска завода, его все еще не посетили представители органов государственного регулирования.

во время аварии

1997 года на новосибирском заводе химических концентратов органы

государственного регулирования не знали об изменении условий эксплуатации оборудования,

несмотря даже на то, что эти изменения были сделаны за 13 лет до аварии.

выводы

риск аварий с возникновением сцр не исчезнет, пока существуют значительные количества

делящихся материалов. однако в результате плановых экспериментов и прошлых аварий были

накоплены значительные знания, позволяþщие обеспечить высокую степень уверенности в том,

что при соответствующей поддержке со стороны ответственных руководителей, разумных

усилий специалистов по ядерной безопасности и рабочего персонала, а также при непрерывном

строгом соблюдении кодекса фундаментальных принципов безопасности и руководств,

вероятность аварий может поддерживаться на современном низком уровне или, возможно, даже

уменьшиться в будущем. это потребует непрерывного обучения будущего персонала на всех

уровнях — представителей регулирующих органов, высшего руководства, непосредственных

начальников, специалистов по критичности и операторов — на уроках прошлого с тем, чтобы

подобные аварии не могли повториться.

следующее положение, хотÿ оно было вплетено повсþду в предыдущий текст,

заслуживает того, чтобы его повторить: «во всех авариях господствующими были недостатки

в конструкции, в управлении и в рабочих операциях. именно на этих вопросах следует

сосредоточиться для предотвращения аварий».

II. аварии при экспериментах с реакторами

и при критических экспериментах

в настоящем разделе выÿвляются ошибки, которых следует избегать при проведении

экспериментов с реакторами и экспериментов по изучению критичности. поскольку

возникновение критичности при таких экспериментах ожидается заранее, то уроки, которые

можно извлечь из данного раздела, не вносят непосредственного вклада в ту отрасль знания,

которая решает проблемы безопасности в отношении критичности при технологической

обработке материалов. из 38 изученных аварий 5 произошли на таких установках, которые

следует классифицировать как работающие реакторы (кипÿщий реактор, «годива», «дрэгон»,

SL-1 и канадский исследовательский экспериментальный реактор NRX), а 33 аварии произошли

на критических установках, на которых исследовались свойства самих критических сборок.

главное изменение в

части II этой второй редакции, по сравнению с предыдущими

редакциями, состоит в добавлении описаний шести аварий, случившихся в российской

федерации.

×етыре из них произошли с небольшими металлическими урановыми и

плутониевыми сборками, две произошли на критических сборках с макетами активной зоны

реактора.

некоторые данные об авариях при экспериментах с реакторами и при критических

экспериментах сведены в таблице 11. там, где это ÿвляется возможным и уместным, энергия

деления при резком увеличении мощности разделяется на ту, которая была выделена в пике,

и на ту, которая была выделена на плато зависимости выделенной энергии от времени. для

некоторых выбросов мощности почти все акты деления имели место на плато; другие выбросы

мощности состояли лишь из единственного пика.

таблица 11. аварии при экспериментах с реакторами и при критических экспериментах

II-A системы растворов делящихся материалов

×исло

авария

дата

место

материал

геометрия

последствия

делений

лос-аламос,

~1 кг ²³⁵U в виде

сфера, графитовый

12.49

нет

~3 × 10¹⁶

шт. нью-мексико

нитрата уранила

отражатель

сфера без

ханфорд,

1,15 кг Pu в виде

16.11.51

отражателя,

нет

8 × 10¹⁶

шт. вашингтон

нитрата

заполненная на 93%

цилиндрический

ок-ридж,

18,3 кг ²³⁵U в виде

26.05.54

кольцевой канал

нет

1 × 10¹⁷

шт. теннесси

фторида уранила

без отражателя

ок-ридж,

27,7 кг ²³⁵U в виде

цилиндр без

незнач.

01.02.56

1.6 × 10¹⁷

шт. теннесси

фторида уранила

отражателя

повреждения

локальное

ок-ридж,

0,95 кг ²³³U в виде

сфера с водÿным

30.01.68

радиоактивное

1.1 × 10¹⁶

шт. теннесси

нитрата

отражателем

загрязнение

II-B металлические сборки с отражателями и без отражателей

×исло

авария

дата

место

материал

геометрия

последствия

делений

сфера

лос-аламос,

один смертельный

отражетелем из

21.08.45

шт. нью-

6,2 кг Pu в δ-фазе

исход; поврежд.

~1 × 10¹⁶

карбида

мексико

нет

вольфрама

лос-аламос,

сфера

один смертельный

21.05.46

шт. нью-

6,2 кг Pu в δ-фазе

с отражателем

исход; поврежд.

~3 × 10¹⁵

мексико

из Be

нет

62,9 кг

цилиндр

лос-аламос,

незнач.

1.02.51

металлического

и кольцевой

~1 × 10¹⁷

шт. нью-мексико

повреждения

U(93%)

канал в воде

92,4 кг

лос-аламос,

цилиндр без

18.04.52

металлического

нет

1.5 × 10¹⁶

шт. нью-мексико

отражателя

U(93%)

сфера

значительные

саров

9.04.53

~8 кг Pu в δ-фазе

с отражателем

повреждения

~1 × 10¹⁶

(внииэф), рф

из природного U

активной зоны

53 кг

лос-аламос,

сфера без

незнач.

3.02.54

металлического

5.6 × 10¹⁶

шт. нью-мексико

отражателя

повреждения

U(93%)

54 кг

лос-аламос,

сфера без

очень сильные

12.02.57

металлического

1.2 × 10¹⁷

шт. нью-мексико

отражателя

повреждения

U(93%)

~51 кг

цилиндр

лос-аламос,

незнач.

17.06.60

металлического

с отражателем

6 × 10¹⁶

шт. нью-мексико

повреждения

U(93%)

из C

~75 кг

ок-ридж,

отражатель —

10.11.61

металлического

нет

~1 × 10¹⁶

шт. теннесси

парафин

U(93%)

сфера

два человека

саров

∼17,35 кг Pu

с отражателем

получили большие

11.03.63

∼5 × 10¹⁵

(внииэф), рф

в δ-фазе

из дейтерида

дозы облучения;

лития

повреждений нет

47 кг

цилиндр

ливермор,

очень сильные

26.03.63

металлического

с отражателем

3.7 × 10¹⁷

шт. калифорния

повреждения

U(93%)

из Be

уайт-сэндс,

96 кг сплава

цилиндр без

незнач.

28.05.65

1.5 × 10¹⁷

шт. нью-мексико

U(93%)-Mo

отражателя

повреждения

47,7 кг

сфера

два смертельных

снежинск,

5.04.68

металлического

с отражателем

исхода;

6 × 10¹⁶

(вниитф), рф

U(90%)

из природного U

поврежд. нет

абердин,

123 кг сплава

цилиндр без

очень сильные

6.09.68

6.1 × 10¹⁷

шт. мериленд

U(93%)-Mo

отражателя

повреждения

один смертельный

∼2 × 10¹⁷

саров

сфера с медным

17.06.97

∼44 кг U²³⁵ (90%)

исход; поврежд.

за импульс

(внииэф), рф

отражателем

нет

(∼10¹⁹ всего)

II-C системы с металлическим или оксидным топливом с замедлителем

×исло

авария

дата

место

материал

геометрия

последствия

делений

35,4 кг U(79.2%)

псевдосфера

лос-аламос,

в виде кубов

незнач.

6.06.45

с водÿным

~4 × 10¹⁶

шт. нью-мексико

с ребром

повреждения

отражателем

1/2 дюйма

природный уран

стержни

×ок-ривер, пров.

незнач.

~1950

в алюминиевой

в тÿжеловодном

неизвестно

онтарио, канада

повреждения

оболочке

замедлителе

аргоннская нац.

оксид U(93%)

твэлы в водном

очень сильные

2.06.52

лаборатория,

1.2 × 10¹⁷

в пластмассе

замедлителе

повреждения

шт. иллинойс

топливные

реактор

×ок-ривер, пров.

очень сильные

12.12.52

стержни из

с тÿжеловодным

1.2 × 10²⁰

онтарио, канада

повреждения

природного урана

замедлителем

нац. станция

4,16 кг U(93%)

испытания ядер.

твэлы в водном

сильные

22.07.54

в виде сплава

4.7 × 10¹⁸

реакторов,

замедлителе

повреждения

U/Al

шт. айдахо

один

топливные

стержни из

смертельный

15.10.58

винка, Þгославия

стержни

~2.6 × 10¹⁸

природного урана

исход; поврежд.

в тÿжелой воде

нет

2,2 тонны U(1.5%)

топливные

15.03.60

саклэ, франция

нет

3 × 10¹⁸

в виде оксида

стержни в воде

нац. станция

три смертельных

U(93%)

испытания ядер.

топливные

исхода; очень

3.01.61

в алюминиевой

4.4 × 10¹⁸

реакторов,

стержни в воде

сильные

оболочке

шт. айдахо

повреждения

нац. станция

пластины сплава

испытания ядер.

очень сильные

5.11.62

U(93%)/Al,

твэлы в воде

~1 × 10¹⁸

реакторов,

повреждения

оболочка из Al

шт. айдахо

стержни в воде/

30.12.65

мол, бельгия

оксид U(7%)

нет

~4 × 10¹⁷

тÿжелой воде

топливные

курчатовский

с отражателем

15.02.71

стержни

нет

2 × 10¹⁹

институт, рф

из Be

U(20%)O₂

топливные

два смертельных

курчатовский

с водным

26.05.71

стержни

исхода; поврежд.

5 × 10¹⁸

институт, рф

отражателем

U(90%)O₂

нет

один

буэнос-айрес,

реактор

смертельный

23.09.83

твэлы типа MTR

~4 × 10¹⁷

аргентина

бассейнового типа

исход; поврежд.

нет

II-D смешанные системы

×исло

авария

дата

место

материал

геометрия

последствия

делений

реакторная

лос-аламос,

гидрид урана

незнач.

11.02.45

сборка

~6 × 10¹⁵

шт. нью-мексико

в стирексе (styrex)

повреждения

«дрэгон»

нац. станция

испытания ядер.

обогащенный уран

очень сильные

29.11.55

EBR-1

~4 × 10¹⁷

реакторов,

в NaK

повреждения

шт. айдахо

реакторная

лос-аламос, шт. нью-

фольга U(93%)

3.07.56

установка

нет

3.2 × 10¹⁶

мексико

в графите

«ханикомб»

нац. станция

прототип

испытания ядер.

оксид урана в сплаве

незнач.

18.11.58

авиационного

2.5 × 10¹⁹

реакторов,

никель-хром

повреждения

двигателя

шт. айдахо

цилиндр плюс

лос-аламос,

большой цилиндр из

11.12.62

кольцевой

нет

~3 × 10¹⁶

шт. нью-мексико

U(93%) и графита

отражатель

A. Cистемы растворов делящихся материалов

1. лос-аламосская национальная лаборатория, декабрь 1949 г.38,39

реактор-бойлер; поглощающие стержни удалялись вручную; единичный всплеск мощности;

незначительная доза облучения.

эта авария произошла при испытании двух новых поглощающих стержней в реакторе,

названном «бойлером» из-за своей схожести с этим аппаратом. реактор представлял собой

сферу из нержавеþщей стали диаметром 12 дюймов (305 мм), содержащую 13,6 л водного

раствора уранилнитрата с обогащением урана 88,7%. в 1949 году в качестве отражателя

в реакторе использовался толстый слой графита. реактор имел биологическую защиту из

бетона сверху и с боковых сторон. стержни перемещались в каналах в графите.

стержни были смонтированы, и оператор вынимал их вручную, проверяÿ время падения

в активную зону. испытание стержней поодиночке ÿвлялось безопасной процедурой, так как

одного стержня в активной зоне было достаточно для поддержания подкритичности. после

нескольких проверок каждого из стержней по отдельности были извлечены оба стержня, их

подержали в поднятом положении 5 секунд, а затем одновременно сбросили в активную зону.

при извлечении обоих стержней реактивность превысила на 3 цента уровень критичности на

мгновенных нейтронах, что соответствовало периоду разгона мощности 0,16 с. вероятно, за

этот интервал времени мощность достигла величины от 2 до 3 × 10¹⁶ делений в секунду и

оставалась примерно на таком уровне в течение около полутора секунд. всплеск мощности не

был сразу обнаружен, потому что все приборы были выключены, за исключением термометра,

предназначенного для прямых измерений, который показал повышение температуры на 25 °с,

что соответствовало энерговыработке от 3 до 4 × 10¹⁶делений.

оператор, находÿщийся за защитой, получил дозу радиации, равную

2,5 рад.

механических повреждений реактора не было.

2. завод в ханфорде, шт. вашингтон, 16 ноября 1951 г.38,40

сборка с плутониевым раствором; слишком быстрое извлечение кадмиевого стержня;

единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

критическая сборка, в которой произошел разгон мощности, содержала 1,15 кг плутония

в форме нитрата плутония, находÿщегося внутри алюминиевой сферы без отражателя

диаметром 50,8 см. целью экспериментальной программы было определение критической

массы плутония для емкостей различной геометрии и различных концентраций плутония

в растворе. всплеск мощности произошел при подходе к состоянию критичности, когда сфера

была заполнена на 93%, в результате удаления полого кадмиевого стержня суз. стержень

выводился с пульта управления постепенно, шагами, причем промежуток времени между

шагами оказался недостаточным. энерговыход в результате всплеска мощности составил

8 × 10¹⁶ делений. небольшое количество топлива оказалось выплеснутым через прокладки

в верхней части критсборки. поскольку до аварии система уплотнения удерживала около

18 литров воздуха над поверхностью топлива, давление в процессе аварии должно было намного

превышать атмосферное.

опубликованные данные предполагают, что скорость ввода реактивности в результате

извлечения стержня суз должна была составлять примерно 4,7 β/с, что соответствует (если

использовать известные температуры и значения пустотных коэффициентов реактивности)

выходу делений, в два раза превышающему наблюдавшееся значение. в данном случае, однако,

действие аварийной системы было достаточно быстрым, так что сам кадмиевый стержень,

скорее всего, тоже способствовал гашению цепной реакции. небольшое уменьшение скорости

ввода реактивности по сравнению с приведенной величиной удлинило бы время разгона

и сделало бы его таким, что еще с большей вероятностью можно было бы предположить, что

всплеск мощности был погашен падающим стержнем-поглотителем.

в результате этого всплеска мощности никто из персонала не пострадал, хотÿ произошло

загрязнение экспериментальной зоны раствором нитрата плутония.

×ерез несколько дней

здание было успешно дезактивировано, но до окончания полной очистки экспериментальной

зоны в нем произошел пожар, и здание больше не использовалось.

3. окриджская национальная лаборатория, 26 мая 1954 г.38,41,42

сборка с урановым раствором; центральный поглощающий цилиндр отклонился от

нормального положения; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

данный эксперимент был одним из серии экспериментов по изучению критических свойств

водных растворов в кольцевых цилиндрических емкостÿх. внешний цилиндр имел диаметр

10 дюймов (25,4 см), а облицованный кадмием внутренний цилиндр — диаметр 2 дюйма (5,08 см).

система не имела отражателя и содержала

55,4 л водного раствора UO₂F₂. масса

высокообогащенного урана (93%) составляла 18,3 кг. всплеск мощности произошел, когда

уровень жидкости достиг

40 дюймов (101,6 см), но продолжался процесс слива раствора

в емкость. на рисунке 40 изображена схема эксперимента до и после аварии. внутренний

цилиндр, по сути дела, выполнял роль поглощающего стержня. когда он отсоединился от

места крепления в верхней части установки и наклонился в сторону стенки внешнего цилиндра,

эффективность поглощения понизилась, и произошло увеличение реактивности системы.

уровень критичности на запаздывающих нейтронах был существенно превышен, и произошел

всплеск мощности с энерговыделением 10¹⁷ делений.

ход этой аварии был восстановлен самым тщательным образом. в результате наклона

внутреннего цилиндра реактивность вводилась со скоростью 3,33 β/с и продолжала вводиться,

когда система стала критической на мгновенных нейтронах. используÿ известные

коэффициенты и время генерации нейтронов, можно рассчитать, что в начальном пике выход

составил 5,1 × 10¹⁶ делений. на развитие пика мощности после того, как система достигла

критичности на мгновенных нейтронах, потребовалось лишь 0,07 с (0,43 секунды с момента

начала отклонения цилиндра). это означает,

что цилиндр продолжал наклоняться.

особенностью таких аварий ÿвляется то,

что после начального пика скорость ввода

реактивности компенсируется ростом мощности. для данного раствора требовалась мощность

в несколько мегаватт, которая поддерживалась достаточно стабильно, пока внутренний цилиндр

не достиг максимального отклонения через 0,91 секунды после начала падения. в этот момент

мощность резко упала, и, когда жидкость начали сливать, система оказалась в глубоко

подкритическом состоянии.

вследствие наличия толстой защиты никто из персонала не получил более 0,9 бэр. из

цилиндра выплеснулось несколько десятков кубических сантиметров раствора.

×ерез три дня

на установке возобновились эксперименты.

рисунок 40. схема сборки с урановым раствором в окриджской национальной лаборатории

с указанием нормального и смещенного положений центрального

поглощающего цилиндра.

4. окриджская национальная лаборатория, 1 февраля 1956 г.41,42

сборка с раствором урана; падающий лист кадмия создал волну; единичный всплеск

мощности; незначительные дозы облучения.

в ходе данного эксперимента изучались параметры реактора путем измерения периодов

разгона реактора. система представляла собой цилиндрический бак диаметром

76 см,

заполненный до уровня 130 мм 58,9 литрами водного раствора UO₂F₂, содержащего 27,7 кг ²³⁵U.

раствор подавался из емкости для хранения в экспериментальный реактор посредством создания

избыточного давления воздуха в емкости для хранения. расход раствора регулировался

с пульта управления клапаном на трубопроводе диаметром ½ дюйма. когда переключатель

находился в положении

«заливка раствора», клапан был открыт и давление подавалось

в систему; когда переключатель находился в положении «слив», клапан также был открыт, но

подкачка воздуха прекращалась, а давление в емкостÿх для хранения стравливалось до

атмосферного. когда переключатель находился в промежуточном,

«нейтральном»,

положении, клапан закрывался и стравливалось давление в емкостÿх для хранения.

к этому моменту объем раствора был примерно на 100 миллилитров меньше критического.

после добавления порции раствора период разгона быстро сократился до 30 с и, как казалось,

стабилизировался на этом уровне. вскоре после этого переключатель подачи раствора

(топлива) перевели в положение «слив». порог срабатывания автоматики был установлен на

величину периода разгона в 10 секунд. периодомер показал быстрое уменьшение периода

разгона, и произошло почти мгновенное срабатывание системы аварийной защиты по сигналам

оператора и автоматики. сразу же после этого произошел всплеск мощности.

энерговыделение составило 1,6 × 10¹⁷ делений, и в данном случае значительный объем раствора

был с силой выброшен из емкости.

последовавшие за аварией проверки показали, что, если продолжительность времени,

в течение которого стравливалось рабочее давление, была недостаточной, раствор мог

продолжать поступать в реактор в течение нескольких секунд после того, как переключатель

подачи топлива устанавливался в положение «слив». такая добавка раствора может объÿснить

сокращение периода разгона, в результате которого сработала аварийная защита, однако при

этом не могла быть добавлена реактивность, достаточная для объÿснения наблюдавшегося

всплеска мощности.

реактивность таких неглубоких (плоских) сборок большого диаметра очень чувствительна

к уровнþ раствора в установке и мало

чувствительна к изменению диаметра. для

рассматриваемой системы разница между состояниями критичности на запаздывающих

и мгновенных нейтронах определялась разницей в уровнях раствора, составлявшей всего 1 мм.

при уменьшении эффективного диаметра до 50 см для сохранения состояния критичности на

запаздывающих нейтронах высота должна была увеличиться только на 12 мм. предполагается,

что падающий в раствор кадмиевый лист, слегка деформированный в нижней части, вызвал

возникновение волн в жидкости, в результате сложения которых по крайней мере один раз

должна была образоваться конфигурация с критичностью на мгновенных нейтронах.

в данном случае анализ был направлен на определение величины скорости ввода

реактивности, которая могла вызвать пик мощности с соответствующим энерговыделением.

результаты анализа сравнивались с известными фактами с целью выÿвления противоречий.

в результате анализа оказалось, что скорость ввода реактивности, равная 94 β/с, достаточна для

образования пика длительностью

8 миллисекунд с соответствующим энерговыходом.

максимальная избыточная реактивность на 2 β превышала уровень критичности на мгновенных

нейтронах, а газовыделение могло быть в 12 раз больше, чем во время аварии 26 мая 1954 года

в окриджской лаборатории (см. аварию 3 в разделе а части II), что объÿсняет выброс раствора.

механизм возникновения газовыделения в виде сливающихся микропузырьков (образующихся

вследствие диссоциации молекул воды продуктами деления) обсуждается в

части III

«самоподдерживающаяся цепная реакция и механизмы гашения».

для очистки от выплеснувшегося раствора потребовалась трудоемкая химическая

дезактивация помещения, где располагалась сборка.

деформация дна цилиндра

свидетельствовала о небольшом механическом повреждении. максимальная доза не превысила

0,6 бэр.

5. окриджская национальная лаборатория, 30 ÿнваря 1968 г.43

сфера с раствором урана-233; введение реактивности вследствие движения воздушных

пузырьков; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

проводились штатные критические эксперименты по определению критической

концентрации водного раствора уранилнитрата в тонкой алюминиевой сфере (объем 5,84 литра)

с толстым водÿным отражателем. уран содержал 97,6% урана-233 при концентрации 167 г/л.

плотность раствора составляла 1,23 г/см³.

тонкая регулировка уровня раствора в сфере осуществлялась вертикальным

перемещением цилиндра диаметром 55 мм. регулирующий цилиндр был соединен со сферой

гибкой прозрачной трубкой диаметром 13 мм. система достигла критичности, и проводились

измерения при изменении реактивности. опускание регулирующего цилиндра не привело

к ожидаемому снижению реактивности. в трубке, соединяþщей регулирующий цилиндр

и сферу, был виден воздушный пузырек. при попытке удалить пузырек в емкость, откуда

осуществлялась подача раствора, в хранилище слился раствор в количестве, достаточном для

того,

чтобы система стала подкритической. затем регулирующий цилиндр поочередно

поднимался и опускался для того, чтобы сдвинуть пузырек. движение было повторено как

минимум два раза. в то время, когда никакого регулирования вообще не проводилось,

произошло быстрое возрастание реактивности, сработали все механизмы аварийной защиты,

сработала аварийная сигнализация.

предполагается, что движение воздушного пузырька привело к вытеснению в сферу

раствора в количестве, достаточном для того,

чтобы перевести систему из состояния

подкритичности в критическое состояние на мгновенных нейтронах. впоследствии было

определено,

что энерговыделение при всплеске мощности составило

1,1 × 10¹⁶ делений.

приблизительно 90 миллилитров раствора выплеснулось из сферы в водÿной отражатель, на

пол и оборудование. была оперативно проведена дезактивация.

впоследствии возникновение воздушных пузырьков было исключено в результате простой

модификации экспериментальной установки.

в. металлические сборки с отражателями

и без отражателей

1. лос-аламосская национальная лаборатория, 21 августа 1945 г.38

плутониевая активная зона с отражателем из карбида вольфрама; единичный всплеск

мощности; один человек погиб, один человек получил значительную дозу облучения.

2. лос-аламосская национальная лаборатория, 21 мая 1946 г.38

плутониевая активная зона с отражателем из бериллия; один человек погиб, семь человек

получили значительные дозы облучения.

обе аварии произошли с одной и той же активной зоной и были похожи во многих

отношениях. активная зона состояла из двух полусфер плутония в дельта-фазе, покрытых

1,25 мм никеля. общая масса активной зоны составляла 6,2 кг, плотность плутония составляла

около 15,7 г/см³.

в первом случае критическая сборка собиралась вручную: вокруг плутониевой активной

зоны укладывались блоки из карбида вольфрама весом

4,4 кг каждый. на рисунке 41

воссоздана конфигурация сборки в тот момент, когда была уложена половина вольфрамовых

блоков^*. экспериментатор без помощника собирался установить последний блок в сборку,

заканчивая монтаж отражателя весом

236 кг, когда по показаниям находÿщихся вблизи

нейтронных счетчиков он заметил, что установка этого блока приведет сборку в состояние

критичности. он отдернул руку, но блок выскользнул и упал в центр сборки. добавочного

отражения нейтронов оказалось достаточно для того, чтобы система перешла в надкритическое

состояние. возник всплеск мощности. экспериментатор быстро убрал последний блок и начал

разбирать сборку. он получил

510 бэр в результате интегрального энерговыделения,

составившего 10¹⁶ делений.

×ерез 28 дней он умер.

×асовой, охранявший здание, но не участвовавший в экспериментах, получил дозу

радиации, составившую около 50 бэр. никелевая оболочка, которой была покрыта плутониевая

активная зона, не была повреждена.

во втором случае нескольким специалистам демонстрировался способ монтажа

металлических критических сборок. система состояла из такой же плутониевой сферы, но на

сей раз с бериллиевым отражателем. последней операцией ÿвлялась установка верхней

полусферической бериллиевой оболочки. ее медленно опускали на место, так что один край

касался нижней бериллиевой полусферы, а другой, диаметрально противоположный, конец

удерживался в приподнятом состоянии отверткой

(рис. 42).

×еловек, проводивший

демонстрацию, придерживал верхнюю полусферу, просунув большой палец левой руки

в отверстие в верхней ее части.

энерговыход в результате всплеска мощности составил 3 × 10¹⁵ делений. механического

разрушения никелевой оболочки и в этом случае не наблюдалось. восемь

человек,

^* в архивах лос-аламосской национальной лаборатории хранятся некоторые данные и комментарии по

поводу эксперимента 2 октÿбря 1945 г., проведенного с целью определения доз радиации, полученных

в результате аварии 21 августа 1945 г. энерговыход при эксперименте составил около 6 × 10¹⁵ делений,

однако критичность на мгновенных нейтронах не была достигнута. максимальная реактивность системы

во время эксперимента была примерно на 60 центов выше значения, соответствующего критичности на

запаздывающих нейтронах.

находившихся в комнате, получили дозы, составившие 2100, 360, 250, 160, 110, 65, 47 и 37 бэр.

×еловек, проводивший демонстрацию, умер через 9 дней.

на рисунке 43 показаны результаты расчета мощности энерговыделения в сфере как

функции времени для нескольких значений избыточной реактивности. на рисунке 44 для тех

же значений избыточной реактивности приведены соответствующие значения интегрального

энерговыделения в зависимости от времени. эти данные можно применять к обеим

описываемым авариям, так как разный материал отражателя очень мало сказывается на

кинетике цепной реакции. если в случае первой аварии избыточная реактивность не превышала

15 центов, то вся конструкция должна была удерживаться в собранном виде в течение

нескольких секунд, что вполне соответствует реальной картине событий. во втором случае

экспериментатор был лучше подготовлен к тому, чтобы быстро разобрать конструкцию.

считается, что это удалось сделать за доли секунды, возможно, меньше чем за полсекунды.

тогда известные параметры процесса можно объÿснить, если положить избыточную

реактивность равной 10 центам.

рисунок 41. сфера из плутония с частичным отражателем из карбида вольфрама.

100

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

3. лос-аламосская национальная лаборатория, 1 февраля 1951 г.38,42,44,45

эксперимент по взаимодействию; две большие массы урана (93,5%) в воде; многократные

всплески мощности; незначительные дозы облучения.

в 1949 году была создана установка для изучения размножающих свойств сборки из

металла в воде. установка имела две системы аварийной защиты. первая, с быстрым

срабатыванием, состояла из пневматического цилиндра, поднимавшего из воды изделие; вторая,

более медленная, опустошала бак. впоследствии установка была оборудована подвижной

консолью, предназначенной для определения критических расстояний между двумя

взаимодействующими частÿми, и была добавлена дополнительная система аварийной защиты

в виде падающей кадмиевой пластины (рис. 45).

к всплеску мощности привел эксперимент по измерению критического расстояния между

двумя частÿми сборки из обогащенного урана (с обогащением 93,5%), помещенными в воду.

одна часть представляла собой сплошной цилиндр массой 24,4 кг, а вторая — полый цилиндр

массой 38,5 кг. наружная поверхность сплошного цилиндра и внутренняÿ поверхность полого

102

цилиндра были облицованы листовым кадмием с толщиной слоя, равной 2,54 мм. полый

цилиндр был заполнен парафином.

по завершении эксперимента по определению критического расстояния (при коэффициенте

умножения, равном

65,5) сборка была заглушена. начался слив воды, была сброшена

кадмиевая пластина, происходил подъем сплошного цилиндра (слева на рисунке 45). в этот

момент произошел всплеск мощности

(позже было определено,

что выход составил

10¹⁷ делений), о

чем свидетельствовали захлебнувшиеся нейтронные счетчики и появление

облака пара над поверхностью воды, которое было видно на телеэкране.

рисунок 45. установка, использовавшаяся в лос-аламосской национальной лаборатории при

измерении критических расстояний между взаимодействующими частÿми сборки.

последующее воспроизведение событий показало, что первой сработала пневматическая

система аварийной защиты (подъемник для извлечения из воды), что вызвало осложнения двух

типов. во-первых, максимальная реактивность системы имела место при слегка поднятом

положении левого цилиндра относительно его нижнего состояния. эта реактивность

реализовалась в процессе подъема сплошного цилиндра (в момент всплеска мощности). во-

вторых, быстрый подъем из воды вызвал возникновение гидродинамических сил, под действием

которых цилиндры приблизились друг к другу. комбинация этих двух факторов оказалась

достаточной для того, чтобы сборка перешла в критическое состояние на мгновенных нейтронах,

причем реактивность поддерживалась бы в этом случае, по крайней мере, на том же уровне

в течение 0,2 с, если бы не произошел всплеск мощности. по оценкам, энерговыход в первом

пике составил 6 × 10¹⁵ делений. возможно, что за первым пиком последовали один или

103

несколько всплесков мощности при движении блока в области реализации мгновенной

критичности, поскольку основным механизмом гашения цепной реакции было кипение.

при этой аварии с полным энерговыделением 10¹⁷ делений персонал не был облучен, не

произошло загрязнения экспериментальной установки. повреждение урановых блоков

выразилось в небольшом коррозионном отслаивании и вздутии за счет образования оксида

урана. работы на экспериментальной установке были возобновлены уже через два дня.

4. лос-аламосская национальная лаборатория, 18 апреля 1952 г.38,42,44,46

«джемайма» — цилиндрическая сборка из металлического урана (93%) без отражателя; ход

энерговыделения неизвестен; незначительные дозы облучения.

система, в которой произошел разгон мощности, представляла собой цилиндрическую

сборку из металлического урана с обогащением, равным 93%, составленную из нескольких

пластин диаметром 26,7 см и толщиной 0,8 см.

полная сборка состояла из двух частей, причем нижняÿ часть была собрана из шести

пластин, а верхняÿ собиралась сначала из трех, а потом из четырех пластин.

график обратного умножения в зависимости от числа пластин, или общего количества

урана в системе, ÿвно указывает на то, что систему не следовало делать из 11 пластин. тем не

менее, такую систему попытались собрать после того, как два человека независимо сделали

одну и ту же ошибку в расчетах. в нарушение правил эксплуатации данные не были

представлены в виде графика. энерговыделение в пике составило 1,5 × 10¹⁶ делений.

без воспроизведения условий эксперимента невозможно установить, как изменялась

мощность, выделяемая в массе урана, равной 92,4 кг. в тот момент, когда система была близка

к критичности на мгновенных нейтронах, нижняÿ часть сборки двигалась по инерции вверх,

и ввод реактивности, наверное, не превышал 2 или 3 β/с. такая скорость ввода реактивности

может дать пик в 10¹⁵ делений. после этого мощность стабилизировалась на уровне около

10¹⁷ делений/с,

что было как раз достаточно для компенсации введенной реактивности.

большая часть из 1,5 × 10¹⁶ делений должна была произойти на этом плато. мощность упала

практически до нуля, когда автоматическая система аварийной защиты развела в стороны две

массы металла.

система была оборудована дистанционным управлением, никакого механического

повреждения системы или делящегося материала не было. никто из персонала не облучился,

экспериментальная зона осталась

чистой.

очевидное свойство самогашения,

продемонстрированное при данном всплеске мощности, стимулировало дальнейшие

исследования на сборке «леди годива»^47,48,49, которая использовалась в качестве установки для

генерации мощных импульсов нейтронов деления с длительностью менее 100 микросекунд.

5. внииэф, г. саров (арзамас-16), 9 апреля 1953 г.50

активная зона (центральная часть сборки) из плутония массой ∼8 кг с отражателем из

природного урана; управление экспериментом дистанционное из пультового помещения

с биологической защитой.

авария произошла при проведении эксперимента, целью которого ÿвлялось изучение

ядерно-физических характеристик размножающей системы (рс), содержащей плутониевую

центральную часть (активную зону) внешним диаметром ∼100 мм в отражателе из природного

урана внешним диаметром 300 мм. активная зона (аз) состояла из четырех полусферических

слоев плутония в δ-фазе, покрытых слоем никеля толщиной ∼0,1 мм.

104

Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год) - часть 3