Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год)

рс была собрана на установке фкбн⁵¹, первый вариант которой в

1950-1953 гг.

представлял собой гидравлический подъемник с дистанционным управлением. стенд фкбн

размещался в здании б реакторной площадки, удаленной от жилой зоны на расстояние ∼7 км.

управление стендом осуществлялось из смежного пультового помещения (рис. 47).

исследуемая рс была разделена на две части (рис. 46):

¾ верхнюю, содержащую урановые слои диаметром от 120 мм до 300 мм, установленную

неподвижно на трех опорах, сцентрированных относительно вертикальной оси подъемника

с нижней частью рс;

¾ нижнюю, содержащую плутониевую аз и остальные урановые оболочки.

пультовая

детекторы нейтронов

вестибþль

пульт

управления

аппаратная

фкбн

коридор

рисунок 47. планировка здания б.

в исходном состоянии расстояние между нижней и верхней частÿми рс составляло 200 мм.

минимальное расстояние, на которое могли быть сближены части рс, определялось толщиной

стальных упоров (прокладок), которые перед началом сближения устанавливались оператором

вручную на горизонтальном срезе нижней части рс (подъемнике). при достижении заданного

зазора подъемник автоматически отключался, и оператор производил замер величины потока

нейтронов из рс и расчет соответствующей подкритичности.

комиссия, расследовавшая причины аварии, констатировала:

“…устройство фкбн и его предохранительной автоматики таковы,

что

обеспечивается защита только от медленных переходов через критическое состояние.

фкбн не защищен от небрежной работы, и поэтому инструкция предусматривает

ведение работы так, как если бы никакой предохранительной автоматики не было.

непосредственной причиной аварии и выхода фкбн из строя 9 апреля 1953 г. ÿвилась

халатность, допущенная оператором, который, проводÿ работу один, установил

прокладку толщиной 5 мм вместо прокладки толщиной 10 мм”.

106

в результате поток нейтронов при сближении частей рс резко возрос, что привело

к значительному выделению тепла, плавлению и вытеканию части плутония (масса ∼70 г) из аз

в горизонтальный канал уранового отражателя.

по сигналу аварийной тревоги нажатием кнопки на пульте управления оператор опустил

стол подъемника с нижней частью рс в исходное положение и остановил цепную реакцию.

указанные события произошли в обеденный перерыв, когда основная группа экспериментаторов

(∼10 чел.) отсутствовала. спустÿ ∼2 часа прибывший руководитель работы вместе с оператором

зашли в помещение фкбн и произвели внешний осмотр установки. по результатам

дозиметрического контроля интегральная доза за время осмотра составила у них 1,6 р и 1 р,

соответственно.

последующий осмотр рс комиссией специалистов показал,

что три

(из

четырех)

плутониевых полусфер сплавились с дþралюминиевым диском, разделяþщим рс, поэтому для

дальнейшей разборки рс была направлена на комбинат “маяк”.

обработка урановых индикаторов, имевшихся в рс, подтвердила первоначальную оценку

интегрального энерговыделения, составившего ∼10¹⁶ делений.

значительного радиоактивного загрязнения помещения стенда установки не произошло,

и в дальнейшем, после дезактивации, на этом месте был установлен новый стенд для работы

с рс.

по результатам анализа обстоятельств аварии было признано, что установка фкбн в ее

первоначальном варианте не удовлетворяет техническим требованиям по обеспечению

безопасности работ с критическими системами, и установка была демонтирована. взамен ее во

внииэф были спроектированы и сооружены новые варианты: фкбн-1 (1955 г.), фкбн-2

(1963 г.), фкбн-2м и др., снабженные быстродействующей аварийной защитой.

6. лос-аламосская национальная лаборатория, 3 февраля 1954 г.38,42,48

сборка «леди годива», голая сфера из металлического урана (93,7%); сбой в работе стержня

регулирования; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

7. лос-аламосская национальная лаборатория,

12 февраля 1957 г.42,48,49,52,53,54

сборка «леди годива», голая сфера из металлического урана (93,7%), добавлен отражатель;

единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

эти два разгона мощности произошли на критсборке без отражателя с металлическим

топливом «леди годива», состоящей из трех секций, которые в сборе образуют сферу. на

рисунке 48 показана сборка «леди годива» в подкритическом состоянии. центральная секция

неподвижно закреплялась с помощью маленьких трубчатых стальных опор, а верхняÿ и нижняÿ

секции могли перемещаться с помощью пневматических цилиндров, и таким образом

обеспечивались две независимые системы аварийной защиты. критическая масса составляла

приблизительно 54 кг урана с обогащением, равным 93,7%. система управлялась дистанционно

с расстояния 1/4 мили (402 м).

первый всплеск мощности произошел во время приготовлений к плановому эксперименту,

входÿщему в программу измерений параметров разгона. обычно такой нейтронный импульс

получали, приводÿ сборку в состояние критичности на запаздывающих нейтронах. достигалось

это следующим образом: выбиралось положение стержней регулирования, верхняÿ секция

поднималась для снижения реактивности и спада потока нейтронов, после чего нижняÿ часть

приводилась в нужное положение и быстро вводился стержень с весом, превышающим 1 β, для

того чтобы инициировать вспышку нейтронов.

107

за этим следовал всплеск мощности с выходом, который обычно составлял 10¹⁶ делений за

100 микросекунд, а через 40 миллисекунд система заглушалась. поскольку единственным

источником нейтронов служило спонтанное деление, сборку, как правило, настраивали на

избыточную реактивность в 70 центов, чтобы генерировать достаточное количество нейтронов

для определения значений параметров, соответствующих критичности на запаздывающих

нейтронах, за приемлемое время. эта авария произошла, скорее всего, из-за того, что по ошибке

после ввода 70 центов была введена дополнительная реактивность до начала цепной реакции.

энерговыделение в пике составило 5,6 × 10¹⁶ делений, что в среднем в шесть раз больше

выхода при штатном импульсе нейтронов. при аварии не возникала угроза радиационного

поражения, не произошло радиоактивного загрязнения, не было облучения персонала или

существенного разрушения основных урановых деталей. одна деталь была слегка покороблена

и потребовала обработки на станке. погнулись или сломались несколько легких стальных

опорных конструкций (рис. 49).

второй всплеск мощности произошел во время подготовки к эксперименту, во время

которого предполагалось получить импульс быстрых нейтронов на сборке «леди годива».

вспышка нейтронов в этом случае опÿть произошла во время сближения секций с достижением

опорной точки по избыточной реактивности на уровне 80 центов. необходимо было выполнить

настройку регулирующих стержней для обеспечения определенной величины периода.

дополнительная реактивность, как считают, оказалась внесенной за счет присутствия большой

массы графита и полиэтилена, которые предполагалось облучать. непосредственно перед

всплеском мощности эта масса была придвинута к сборке, при этом, возможно, оказалось

недооцененным дополнительное отражение нейтронов, или разложенный материал оказался

ближе от сборки, чем предполагалось.

вспышка дала 1,2 × 10¹⁷ делений, что почти в 12 раз больше стандартного импульса при

эксперименте. металлический уран сильно окислился, покорежился и, очевидно, подплавился

вблизи своего центра. центральный стержень для быстрого ввода реактивности был почти

разорван, в его центре температура, вероятно, не достигла температуры плавления урана

примерно на

100 °с. на рисунке 50 показан внешний вид некоторых деталей. внешние

повреждения ограничились опорной конструкцией, радиоактивное загрязнение было в виде

чешуек из оксида урана, его удалось быстро убрать. ремонтировать «леди годиву» не имело

смысла, поэтому ускоренными темпами приступили к созданию сборки «годива-II»⁵⁴, которая

была специально предназначена для получения импульсов нейтронов. несмотря на масштаб

всплеска мощности, персонал не получил существенной дозы облучения, так как сборка

и пультовая были расположены на большом расстоянии друг от друга.

поведение сборки «леди годива» во время всплесков мощности при критичности на

мгновенных нейтронах хорошо изучено экспериментально и теоретически^48,53,54. на сборке было

получено намного больше 1000 безопасных, контролируемых нейтронных импульсов. расчеты,

выполненные с помощью сопряженных компьютерных программ для теплогидравлического

и нейтронно-физического расчета, адекватно описывают поведение системы.

первый всплеск мощности (5,6 × 10¹⁶ делений), должно быть, характеризовался периодом,

равным 6,4 секунды, что эквивалентно 15 центам избыточной реактивности по отношению

к уровнþ критичности на мгновенных нейтронах. избыточная реактивность в наиболее мощном

пике (1,2 × 10¹⁷ делений) составила 21 цент по отношению к уровнþ критичности на мгновенных

нейтронах, что соответствует периоду, равному 4,7 секунды.

энерговыделение во время второй аварии, равное 1,2 × 10¹⁷ делений, эквивалентно по

энергии 1,7 фунтам (772 г) взрывчатки, однако причиненный ущерб оказался намного меньше,

чем в результате подрыва такого количества взрывчатых веществ. вышеупомянутая

компьютерная программа позволяет рассчитать долю энергии деления, которая переходит

в кинетическую энергию. в данном случае только

1,4% энергии

(что эквивалентно

0,024 фунтам

(11 г) взрывчатки) перешло в кинетическую энергию и могло вызвать

механические повреждения. реальная картина повреждений согласуется с этой цифрой, отсþда

очевидно, что основная часть энергии деления перешла в тепло.

108

рисунок 50. регулирующий стержень для импульсного ввода реактивности и несколько секций

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

поверхности в результате второй аварии 12 февраля 1957 г.

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

сборка из металлического урана (93%), графитовый отражатель; единичный всплеск

мощности; незначительные дозы облучения.

исследовались критические параметры металлических урановых цилиндров

(уран

высокого обогащения - 93%), окруженных толстым отражателем из графита (около 9 дюймов,

или 23 см) и почти бесконечным отражателем из воды. в ходе рассматриваемого эксперимента

было выстроено кольцо из примерно 48 кг урана на графитовом цилиндре, который был

установлен на гидравлическом подъемнике. движение кольца управлялось из пультовой.

кольцо было поднято в графитовый отражатель, установленный на стационарной стальной

платформе. система перешла в состояние критичности до завершения операции, когда кольцо

не доходило на один дюйм (2,54 см) до конечного положения. произошло срабатывание

системы управления и защиты по сигналам оператора и автоматики. после срабатывания

системы управления и защиты подъемник быстро упал вниз, и система стала подкритической,

однако около 1/3 массы металла застряло на несколько секунд в графитовом отражателе перед

тем, как упасть вниз. энерговыход составил около

6 × 10¹⁶ делений. не наблюдалось

радиоактивного загрязнения, металл не был поврежден. дозы, полученные персоналом, были

очень малы.

111

во многих отношениях эта авария похожа на аварию, произошедшую на критсборке

«джемайма» (часть II, раздел в, авария 4). в этом эксперименте не проводились измерения

чувствительности системы к изменению реактивности после разгона, в то же время анализ

аналогичных систем указывает на то, что скорость ввода реактивности, скорее всего, не

превысила нескольких β в секунду, при этом первый пик мог дать 10¹⁵ делений.

энерговыделение было очень близко к величине в первой аварии на критсборке «леди

годива» (3 февраля 1954 г., 5,6 × 10¹⁶ делений), массы делящегося вещества в обоих случаях

вполне сопоставимы. в аварии на критсборке «леди годива» вся энергия выделилась в пике

мощности, были деформированы

части критсборки, наблюдалось повреждение опорных

конструкций. в данном же случае металлический уран не был поврежден, что подтверждает

мнение о том, что первый пик мощности был мал по сравнению с полным энерговыходом.

9. окриджская национальная лаборатория, 10 ноября 1961 г.55

металлический уран (93%), парафиновый отражатель; единственная вспышка;

незначительные дозы облучения.

неконтролируемый разгон произошел в блоке из высокообогащенного

(около

93%)

металлического урана массой около 75 кг, когда одна часть активной зоны, установленная на

платформе вертикального подъемника, приближалась к другой, неподвижной,

части.

эксперимент был последним из серии экспериментов, в ходе которых постепенно добавляли

уран или парафин, меняÿ реактивность всей сборки. все предыдущие эксперименты проходили

в подкритическом состоянии при полностью сформированной конфигурации сборки. в данном

случае система стала надкритической во время движения подъемника, а полный энерговыход

составил от 10¹⁵ до 10¹⁶ делений.

скорость подъемника составляла

16 дюймов/мин

(41 см/мин), критичность на

запаздывающих нейтронах, как это было определено впоследствии, возникла при достижении

расстояния между сдвигаемыми

частÿми, равного

2,7 дюйма

(6,9 см). в этой точке

чувствительность системы равнялась 8,6 β/дюйм (3,39 β/см). таким образом, скорость ввода

реактивности составила 2,3 β/с (0,9 β/с), и замедление движения подъемника, начавшееся на

расстоянии, равном 1,94 дюйма (4,93 см), не повлияло на развитие разгона.

изменение во времени реактивности и мощности должно было проходить так же, как это

было в случае аварии на критсборке

«джемайма», однако время срабатывания системы

аварийной защиты в этом случае составляло всего 50 миллисекунд. первый пик не мог

превышать 10¹⁵ делений, а выделение оставшейся энергии происходило, должно быть, на плато,

последовавшем за пиком мощности. внешний вид металла (гладкий, без следов окисления)

и тот факт, что парафин не расплавился, качественно подтверждают оценку энерговыхода

в интервале от 10¹⁵ до 10¹⁶ делений. персонал получил незначительные дозы, лаборатория была

готова к нормальной работе через полтора часа.

10. внииэф, г. саров (арзамас-16), 11 марта 1963 г.50

активная зона (центральная часть сборки) из плутония массой 17,35 кг с отражателем из

дейтерида лития; управление экспериментом дистанционное, из пультового помещения

с биологической защитой; одна вспышка; два оператора серьезно переоблучились.

авария произошла при проведении эксперимента, целью которого ÿвлялось изучение

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

центральную часть (активную зону) внешним диаметром 135 мм в отражателе из дейтерида

лития с внешним диаметром

∼350 мм, в состоянии, близком к критическому с учетом

запаздывающих нейтронов

(коэффициент умножения потока нейтронов от центрального

источника ≤ 10³). активная зона

(аз) состояла из набора вкладывающихся друг в друга

112

полусферических слоев металлического плутония в δ-фазе, покрытых слоем никеля толщиной

∼0,1 мм.

отражатель нейтронов состоял из набора полусферических слоев прессованного LiD

суммарной толщиной ∼107 мм.

в центре аз в полости ∅63 мм находился нейтронный источник мощностью ∼10⁶ н /с.

отражатель (LiD)

конфорка

(сталь)

аз (плутоний)

источник

нейтронов

отражатель (LiD)

×аша (сталь)

блок аварийной

защиты

несущая труба

демпфер

опорная плита

шток

электропривода

электромеханический

привод

рисунок 51. схема эксперимента с исследуемой рс на стенде мскс.

работа с описанной рс проводилась на стенде установки мскс (малый стенд критических

сборок), принципиальная схема которого приведена на рисунке 51⁵⁶. стенд мскс размещался

в экспериментальном зале здания б реакторной площадки (рис. 52). мскс был предназначен

для изучения динамических процессов в рс с использованием импульсного нейтронного

генератора. данные эксперименты разрешалось проводить только с предварительно

проверенными критическими (с учетом запаздывающих нейтронов) рс, для которых геометрия,

состав, максимальный коэффициент умножения потока нейтронов от центрального источника

113

(≤ 1000), порядок безопасной сборки-разборки, влияние используемых приспособлений

и оборудования уже определены в специальном калибровочном опыте на установке фкбн,

размещенной в том же здании б реакторной площадки (рис. 52).

9 марта 1963 г. без калибровочного опыта на установке фкбн описанная рс была собрана

на стенде мскс (рис. 51). сборку и пробное сближение частей рс производил начальник

установки мскс, которому ассистировал инженер по эксплуатации. сближение частей рс

осуществлялось дистанционно с пульта управления, установленного за биологической защитой

(рис. 52).

11 марта 1963 г. начальник установки и ассистент в помещении стенда возобновили работу

по подготовке экспериментов с собранной ими ранее рс. экспериментаторы попытались внести

изменения в механическую

часть стенда, используÿ нештатные приспособления и не

контролируÿ состояние сборки (что ÿвлялось грубым нарушением правил работы). аварийный

импульс делений возник в тот момент, когда они, находÿсь рядом со стендом, производили

настройку подъемного устройства. увидев вспышку света, экспериментаторы быстро убежали

в пультовую, откуда начальник установки произвел сброс подъемника с нижней частью рс,

нажав соответствующую кнопку на пульте.

детекторы нейтронов

пультовая

фкбн

мскс

вестибþль

пульт

управления

фкбн

пульт

фкбн

управления

мскс

коридор

рельсовый

мскс

путь

нейтронный

детекторы нейтронов

источник

рисунок 52. планировка здания б.

на основе проведенного анализа обстоятельств аварии было сделано заключение, что рс

перешла в критическое (а, возможно, слегка надкритическое) по мгновенным нейтронам

состояние. энерговыделение во вспышке, по оценкам, составило ∼5 × 10¹⁵ делений. установка

114

мскс никаких повреждений не получила и находилась в полностью исправном состоянии.

радиоактивного загрязнения помещения не произошло. детали рс не получили повреждений,

что позволило использовать их для проведения специального эксперимента с целью уточнения

доз облучения персонала, находившегося рядом со стендом, а также в смежных помещениях.

причиной несчастного случая ÿвились грубые нарушения установленных правил работы на

мскс со стороны начальника установки и его помощника. аварийная вспышка произошла за

счет случайного смыкания частей рс при манипуляциях экспериментаторов с механизмом

стенда.

оба сотрудника были немедленно госпитализированы и направлены для лечения

в специализированную клинику в москву.

начальник установки (1929 г. рождения) получил дозу 370 бэр (острая лучевая болезнь

(олб) средней тÿжести (2 степень)). он вернулся к работе через несколько месяцев. он

работал на ускорителе ван-де-граафа. потом переехал в москву, где и умер в возрасте ∼60 лет.

ассистент (1932 г. рождения) получил дозу 550 бэр (олб тÿжелой формы (3 степень)).

после возвращения на работу периодически проходил курсы лечения в клинике в течение

нескольких лет. он занимался разработкой радиоэлектронной аппаратуры для реакторных

исследований. в 1998 г. вышел на пенсию. сейчас проживает в г. сарове (арзамас-16).

в результате аварии облучению подверглись еще

4 сотрудника. они находились

в смежных помещениях, и дозы их были незначительны: ∼7, ∼1, ∼1 и ∼0,02 бэр.

стенд мскс после описанного случая в течение длительного времени использовался

в различных экспериментах.

11. ливерморская лаборатория им. лоуренса, 26 марта 1963 г.57

сборка из металлического урана с бериллиевым отражателем; единичный всплеск

мощности; незначительные дозы облучения.

критическая сборка состояла из концентрических цилиндров, изготовленных из

высокообогащенного металлического урана, окруженных бериллиевым отражателем. общая

масса обогащенного урана, составлявшая 47 кг, была поделена на две части: центральный блок

находился на подъемнике, а кольца большего диаметра и отражатель находились на

неподвижной платформе. критичность достигалась путем пошагового подъема центрального

блока внутрь кольцевого слоя, окруженного отражателем. эксперименты проводились

в оборудованном мощной защитой боксе, который примыкал к зоне с импульсным реактором

«кукла», дававшим импульсы мгновенных нейтронов.

были успешно осуществлены семь шагов подъема, и были выполнены эксперименты по

измерению размножения на каждом шаге. на восьмом шаге, когда все шло практически

нормально, экспериментальная сборка внезапно перешла в надкритический режим. раздался

звук, похожий на взрыв, и сработала система аварийной защиты и аварийная сигнализация.

спустÿ несколько секунд можно было видеть, как плавится и горит уран. позднее был измерен

энерговыход, составивший 3,76 × 10¹⁷ делений. при этом практически не было выделения

механической энергии. около 15 кг урана сгорело, около 10 кг расплавилось и растеклось по

полу. дозы облучения персонала, находившегося в здании или вблизи него, были низкими и не

превысили 0,12 бэр. в результате аварии было сильно загрязнено помещение, в котором

располагалась сборка.

считается,

что авария произошла потому, что центральный металлический цилиндр,

стоявший на платформе подъемника, оказался слегка сдвинутым от центра. когда он был

поднят и вошел в неподвижную секцию экспериментальной сборки, одно или несколько

металлических колец приподнялись. после восьмого шага кольца сами по себе просели, заняв

свое нормальное положение относительно центральной цилиндрической секции сборки, при этом

резко возросла реактивность. ни скорость ввода, ни максимальная реактивность не известны.

115

первый пик, вероятно, не превысил

10¹⁶ делений, большая

часть энергии выделилась,

по-видимому, когда мощность системы стабилизировалась и находилась на высоком плато.

гашение сцр произошло вследствие теплового расширения и плавления сборки.

12. ракетный полигон уайт сэндз, 28 мая 1965 г.58

импульсный быстрый реактор с уран-молибденовой активной зоной без отражателя;

единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

после того как реактор «годива» был успешно применен для генерации коротких мощных

импульсов нейтронов со спектром, близким к спектру деления, было разработано несколько

подобных импульсных реакторов для целей облучения. один из таких импульсных реакторов,

содержавший 96 кг сплава высокообогащенного урана и молибдена (10%), был построен на

ракетном полигоне уайт сэндз, расположенном на þге штата нью-мексико. конструкция

этого реактора в чем-то похожа на конструкцию реактора «годива II»⁵⁴: семь колец и верхняÿ

пластина образовывали большое пространство в центре, которое в критическом состоянии было

заполнено блоком безопасности.

×ерез отверстия в кольцах проходили два регулирующих

стержня и импульсный стержень. вся система удерживалась в сборе с помощью трех

металлических болтов. первоначально болты были сделаны из нержавеþщей стали, но

непосредственно перед аварией их заменили на болты, изготовленные из уран-молибденового

сплава. в эксперименте определялся вклад в реактивность, вносимый разными компонентами

сборки. были измерены новые веса регулирующих стержней, импульсного стержня,

реактивность, вводимая разными мелкими компонентами, а также реактивность, обусловленная

извлечением блока безопасности на один дюйм.

для дальнейшей калибровки реактивности блока безопасности нужен был более мощный

нейтронный поток, чем тот, который давал полоний-бериллиевый нейтронный источник.

×тобы

получить мощность в 1 ватт, сняли (зашунтировали) блокировку, и блок безопасности вдвигался

внутрь, приближаясь, как думали, к известному состоянию. всплеск мощности произошел,

когда блок безопасности приблизился к полудюймовой отметке.

все механизмы защиты реактора сработали как положено, при этом за короткий

промежуток времени выделилась большая энергия, и всплеск мощности был погашен

вследствие теплового расширения металла. новые уран-молибденовые болты не выдержали

(отлетели головки), и два верхних кольца вместе с мелкими деталями были отброшены на

расстояния от 1,5 м до 4,6 м.

по данной аварии сохранился полный набор показаний приборов. минимальный период был

9,2 микросекунды, максимальная реактивность на 15 центов превысила уровень критичности на

мгновенных нейтронах, скорость ввода реактивности составила

2,2 β/с, длительность

нейтронного импульса составила 28 микросекунд. увеличение внутренней температуры на

290 °с говорит о выходе, составляþщем

1,5 × 10¹⁷ делений,

что всего в

1,4 раза больше

максимального выхода, наблюдавшегося в нормальных условиях эксперимента.

во время неожиданной вспышки были разрушены только крепежные болты и немного

откололось никелевое покрытие колец. дозы облучения персонала были очень маленькими.

×ерез час после всплеска мощности камеру вскрыли и измерили уровень радиации, который

оказался выше обычного фона, но не намного выше уровня, наблюдавшегося после плановой

вспышки.

116

13. ×елябинск-70, 5 апреля 1968 г.59,60

сборка из металлического урана, U(90%), с отражателем из природного урана; единичный

всплеск мощности; два человека погибли.

авария произошла

5 апреля

1968 г. в российском федеральном ßдерном центре

(вниитф), расположенном в þжной

части уральских гор между екатеринбургом

и ×елябинском. эксперименты с критическими сборками, использующие механизм

вертикального подъема на установке фкбн^*, начались во вниитф в 1957 г. акронимом

фкбн обозначается «физический котел быстрых нейтронов».

в те годы велись интенсивные работы по разработке мощных реакторов для исследования

радиационной стойкости. на фкбн, в

частности, был реализован ряд критических

конфигураций с толстым отражателем и большой внутренней полостью, обеспечивающих

работу в импульсном режиме и в статическом режиме на мощности несколько квт.

в рассматриваемом случае проводились исследования влияния полиэтиленового

сферического образца на кинетические характеристики реакторной системы методом котельных

шумов.

Mеханизм сборки в установке фкбн и компоненты системы в том виде, как они были

составлены во время аварии, показаны схематически

(но не в масштабе) на рисунке 53.

активная зона сборки состояла из сферической металлической оболочки U(90%) с внутренней

полостью. активная зона могла быть окружена толстым сферическим металлическим

отражателем из природного урана. на рисунке 53 показано, что внешний отражатель разделен

на верхнюю и нижнюю половины. аварийный выброс привел к смерти двух знающих

и полностью квалифицированных специалистов по ядерной критичности, стоявших рядом со

сборкой во время выброса. система аварийной сигнализации о критичности была установлена,

но не работала во время эксперимента можно провести некоторую аналогию между этой

аварией и аварией, которая случилась почти тридцать лет спустÿ 17 июня 1997 г. в арзамасе-16

(внииэф) при использовании абсолютно идентичных полусферических слоев U-90%, из

которых собиралась активная зона.

верхний отражатель состоял из металлического природного урана, полная масса урана

в нем была 308 кг. внутренний радиус составлял 9,15 см, а наружный радиус — 20,00 см.

активная зона представляла собой сферическую оболочку из металлического урана

с обогащением 90%, с внутренним радиусом 5,50 см и наружным радиусом 9,15 см (∅∅ 110-120-

135-151-167-183 мм). масса урана в активной зоне составляла

47,7 кг, или

43,0 кг ²³⁵U.

наружный радиус полиэтиленовой сферы составлял 5,50 см. нижний отражатель представлял

собой полусферу из природного урана с внутренним радиусом 9,15 см и наружным радиусом

20,00 см.

авария произошла в пÿтницу вечером после обычного рабочего дня. в этот самый день

с утра проводилась сборка на стенде фкбн. два экспериментатора, участвовавшие в сборке

в течение рабочего дня, решили продолжить работу вечером для того, чтобы завершить вторую

сборку. вечерняÿ сборка должна была повторить дневную сборку с одним отличием: сплошной

полиэтиленовый шар нужно было вставить в полость активной зоны, которая оставалась

в дневной сборке пустой, и заполнить эту полость. с ручного пульта управления, находÿсь

в зале, ответственный руководитель работы (старший научный сотрудник) стал оперировать

верхним талем (тельфером), чтобы опустить верхнюю половину отражателя и привести ее

в соприкосновение с активной зоной. оператор (старший инженер), стоя рядом с фкбн, рукой

направлял опускавшийся отражатель. авария произошла, когда верхняÿ половина отражателя

^* прототип фкбн был разработан и ранее использован в научном центре арзамаса-16. он упомянут в

воспоминаниях а. д. сахарова. см. также в трудах международной конференции по ядерной

критической безопасности, 1995 г., том 1, статью в. а. терехина, в. д. пережогина, Þ. а. соколова

«критические измерения во вниитф. обзор.»

117

опускалась по направлению к активной зоне и почти пришла в соприкосновение с ней. после

того, как мощность выброса достигла киловаттного уровня, сработала быстродействующая

аварийная защита, и нижняÿ половина отражателя была сброшена, что было достаточно для

приведения системы в глубоко подкритическое состояние и прекращения цепной реакции.

заглушка (80 мм)

верхний

отражатель

активная зона

30 мм

полиэтиленовая

сфера

нижний отражатель

рисунок 53. схематическое изображение приблизительной конфигурации сборочного

механизма вертикального подъема и активной зоны фкбн во время аварии.

схема приведена не в масштабе.

ответственный руководитель сделал ошибку в рассуждении, ожидая, что полиэтиленовый

шар приведет к малому влиянию на реактивность системы, сделав вечернюю сборку менее

реактивной, чем дневная сборка. расследование, последовавшее за аварией, установило, что

полиэтиленовый шар имел на самом деле положительное влияние на реактивность системы,

сделав вечернюю сборку более чувствительной, чем дневная сборка. расследование после

аварии установило, что в дополнение к ошибке в рассуждениях, экспериментатор нарушил

несколько рабочих инструкций. при монтаже вечером нижняÿ половина уранового отражателя

не была помещена на 2,0 см выше его нижнего упора, как требовалось для гарантии адекватного

запаса в отношении критической безопасности в процессе сборки. вместо этого, нижний

отражатель был установлен на 9,0 см выше его нижнего упора, то есть на 3,0 см ниже его

верхнего упора, соответствовавшего тому,

что нижний отражатель приходит в контакт

с активной зоной. тот факт, что положение нижнего отражателя не было изменено после

дневного эксперимента, был определен как главная причина аварии.

расследование выÿвило несколько дополнительных нарушений инструкций.

¾ руководитель сам выписал себе наряд на работу, что категорически запрещено!

¾ измерительная система, достаточно

чувствительная,

чтобы привлечь внимание

экспериментаторов к тому, что размножение нейтронов в системе быстро увеличивается

при опускании верхней половины отражателя, не работала. эта система была выключена

по окончании дневного эксперимента и не была включена при проведении вечерней сборки

в целях ускорения проведения процесса сборки.

118

¾ требовалось,

чтобы при вечерней сборке в диспетчерской присутствовал третий

специалист, но в диспетчерской никого не было.

¾ при вечерней сборке должен был присутствовать дозиметрист. дозиметрист

отсутствовал, поскольку он не был уведомлен о вечерней сборке.

после аварийного выброса оба специалиста оставались в сознании и не теряли

самоконтроля. они были в состоянии проинформировать администрацию о том, что произошла

авария, и вызвать по телефону скорую помощь. ответственный руководитель работы провел

оценки дозы для себÿ и оператора (старшего инженера). он сделал следующую запись в своем

экспериментальном журнале.

«вынута заглушка [цилиндрическая заглушка из ²³⁸U в канале верхнего отражателя —

подстраховка для уменьшения критичности не сработала] диаметром 80 мм, зазор

30 мм. вставлен полиэтилен. при опускании оболочки произошел импульс.

защита сработала. оператор стоял на расстоянии

0,5 метра от оболочки,

ответственный руководитель — на расстоянии 1,7 м от пульта кран-балки. видна была

вспышка, слышен удар, лицо обдало жаром. вклад полиэтилена превысил

ожидаемую величину».

два специалиста по критической безопасности, работая с этой сборкой во время аварийного

выброса мощности, были знакомы с нейтронной физикой и экспериментальными процедурами,

необходимыми при критических измерениях. ответственный руководитель (старший научный

сотрудник) родился в 1929 году, поступил на предприятие в 1955 году и был квалифицирован как

могущий работать с делящимися материалами в 1958 году. оператор (старший инженер)

родился в 1938 году, поступил на предприятие в 1961 году и был допущен к работе с делящимися

материалами в 1962 г. оба имели квалификацию, нужную для проведения экспериментальных

процедур, имевших место во время аварийного выброса. аварийный выброс привел к смерти

двух знающих и полностью квалифицированных специалистов по ядерной критичности,

стоявших рядом со сборкой во время выброса. во время выброса оператор стоял

приблизительно в 0,5 м от оси сборки. ответственный руководитель располагался примерно

в 1,7 м от оси сборки. исполнитель (оператор) получил суммарную дозу нейтронного и гамма-

излучения в диапазоне 20—40 зв [3000 бэр]. ответственный руководитель получил суммарную

дозу нейтронного и гамма-излучения в диапазоне

5 — 10 зв

[800 бэр]. после аварии оба

специалиста были взÿты в местную больницу и сразу перевезены в москву в институт

биофизики. оператор умер через три дня после аварии, старший научный сотрудник прожил

после аварии еще 54 дня.

оцененный выход при выбросе составил 6 × 10¹⁶ делений. в начале выброса мощности

верхняÿ половина отражателя из природного урана опускалась на активную зону со скоростью

приблизительно

10 см/с, приведÿ сборку в мгновенное надкритическое состояние. такая

скорость опускания соответствовала скорости ввода реактивности примерно

40 центов/с.

источник ²³⁸Pu-Be с интенсивностью испускания

5,2 × 10⁶ нейтронов в секунду размещался

в небольшой полости вблизи центра системы. реактивная способность при зазоре в 3,0 см,

отделяþщем положение нижнего отражателя от полного смыкания его с нижней частью

активной зоны, была оценена как 2,2 β.

расследование пришло к заключению, что, хотÿ специалисты были очень опытными

в работе с критическими сборками, именно их чрезмерная уверенность и торопливость привела

к потере их жизней. оба специалиста имели театральные билеты на тот вечер, когда произошла

авария. ответственный руководитель подготавливал процедуру вечерней сборки, пренебрегая

основным правилом критической безопасности, которое гласит, что всякая неизвестная система

критична. расследование пришло к выводу, что «авария произошла в результате грубых

нарушений правил техники безопасности и действующих инструкций, свÿзанных с недостаточным

контролем со стороны вышестоящего руководства и дозиметрической службы».

119

14. испытательный полигон абердин, шт. мериленд,

6 сентÿбря 1968 г.61

быстрый импульсный реактор с металлической уран-молибденовой активной зоной;

единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

армейская импульсная реакторная установка (APRFR) была построена в штате мериленд

в сша для целей облучения. это был еще один из серии реакторов, подобных критсборке

«годива». конструкция реактора APRFR ÿвилась дальнейшим развитием концепции реактора,

построенного для исследований в области радиационной безопасности в окриджской

национальной лаборатории. он предназначался для формирования мощных нейтронных

потоков с высокими плотностÿми нейтронов.

во время предварительных испытаний по программе оптимизации параметров реактора были

изучены некоторые варианты небольшого изменения его конфигурации. во время этих

испытаний произошла неожиданно большая вспышка (6,09 × 10¹⁷ делений). она приблизительно

в три раза превышала максимум, который реактор мог выдержать без повреждений. внутри

активной зоны температура дошла до 1150 °с, т. е. до точки плавления топлива. начальный

период составил 9,1 микросекунды, реактивность, по оценкам, на 18 центов превышала уровень

критичности на мгновенных нейтронах. расчетная избыточная реактивность для этой вспышки

должна была составлять 8,05 центов, что соответствует энерговыделению в пике, равному

1,68 × 10¹⁷ делений.

последующий анализ аварии показал, что избыточная реактивность была результатом

возникшей конфигурации реактора: стержень, с помощью которого инициировалась вспышка,

вносит максимальную реактивность на пути движения до того, как он достигнет конечного

положения. никто не предполагал, что может возникнуть такое состояние. по-видимому,

в предыдущих случаях стержень, инициирующий вспышки, успевал достичь конечной позиции до

того, как появлялся инициирующий реакцию нейтрон. если нет сильного внешнего источника

нейтронов, время для развития всплеска мощности может быть долгим.

были повреждены топливные компоненты реактора, некоторые части были деформированы,

растрескались, вытÿнулись болты.

×етыре центральных кольца сплавились друг с другом по

внутренней поверхности и местами растрескались.

не было измеряемых уровней радиоактивного загрязнения и аэрозольной активности за

пределами здания. переоблучения персонала также не было.

15. внииэф, г. саров (арзамас-16), 17 июня 1997 г.50,62,63,64

стенд для исследования характеристик простых критических сборок (фкбн-2м), активная

зона (центральная часть сборки) из урана-235 (90%) с медным отражателем, сборка вручную;

один человек погиб.

стенд фкбн-2м предназначен для изучения ядерно-физических характеристик простых

критических сборок. стенд расположен в экспериментальном зале размером 12 × 10 × 8 м

в отдельном здании реакторной площадки, удаленной от жилой зоны на

∼7 км. схема

расположения экспериментального оборудования приведена на рисунке 54.

схема стенда приведена на рисунке 55. исследуемые сборки (размножающие системы

(рс)) разделяются на

2 части. нижняÿ

часть рс собирается на столе, который может

перемещаться вверх и вниз в вертикальном направлении. верхняÿ часть рс собирается на

каретке, которая может перемещаться в горизонтальной плоскости и надвигаться в положение

над столом с нижней частью рс. процедура сборки представляет собой последовательное

вложение одного в другой полусферических слоев различных материалов, как в кукле-

матрешке. для проведения разнообразных экспериментов имеются наборы полусфер из

120

различных делящихся (уран, плутоний) и инертных (сталь, медь, полиэтилен и т. д.) материалов

стандартизованных размеров.

сближение верхней и нижней частей рс (накат каретки и подъем стола) производÿтся

дистанционно из пультовой, расположенной за биологической защитой (∼3 м железобетона).

при превышении потока нейтронов утечки установленной величины выдается сигнал на

аварийный сброс — стол с нижней частью рс падает в нижнее положение.

детекторы

рельсовый

нейтронов

путь

фкбн-2м

пульт управления фкбн-2м

пультовая

рисунок 54. планировка здания установки фкбн-2м.

авария произошла 17 июня 1997 г. в 10:40 во время ручной сборки рс в виде шара из

высокообогащенного урана с медным отражателем, параметры которой предполагалось

изучить. сборка производилась в одиночку без оформления соответствующих документов (что

ÿвлялось грубым нарушением инструкций). работу выполнял опытный экспериментатор,

который был уверен, что собирает уже проверенную ранее (в 1972 г.) рс. размеры составных

частей рс он взÿл из журнала измерений 1972 г., но допустил ошибку: для отражателя вместо

размера D_внутр/D_внеш = 167/205 мм он записал размер

167/265 мм. используÿ ошибочные

данные, экспериментатор собрал на столе стенда

(рис. 56) нижнюю

часть рс

(нижний

отражатель полностью, урановый шар полностью, в центре сборки — источник нейтронов

мощностью ∼10⁵ нейтрон/с) и при попытке установить первую верхнюю медную оболочку уронил

ее на сборку. это привело к сцр, в результате чего произошел сброс стола в нижнее

положение и сработала аварийная сигнализация.

121

верхняÿ часть

размножающей

нижняÿ часть

системы

размножающей

системы

200 мм

конфорка

подставка

труба

подставка

нижняÿ

стол (подъем

1840 мм

нижней части

каретка

размножающей

(перемещение

системы )

верхней части

размножающей

системы)

тележка

1000 мм

рисунок 55. схема стенда фкбн-2м.

увидев вспышку, экспериментатор немедленно покинул зал, закрыл защитную дверь

и сообщил о факте аварии находившимся в пультовой инженеру и дежурному дозиметристу,

а затем по телефону — начальнику лаборатории, а также продиктовал прибывшему в пультовую

начальнику установки состав рс, который был зафиксирован в журнале измерений.

рс после импульса делений вышла на стационарную мощность.

измерения плотности потока нейтронов от аварийной сборки (19.06.97) и проведенные

компьютерные расчеты * позволили восстановить параметры аварийной вспышки

(рис. 57).

асимптотическая мощность сборки была получена равной 480 вт, она соответствует инциденту,

в котором величина введенной на начальном этапе избыточной реактивности равна 7,45 × 10^-3, то

есть

1,065 β_эф. в сборке после кратковременного всплеска мощности на мгновенных

нейтронах с энерговыделением ∼0,12 мдж (4 × 10¹⁵ делений) произошел импульс делений на

запаздывающих нейтронах длительностью 3—5 мин с энерговыделением 5,7 мдж (2 × 10¹⁷

делений). за этим импульсом последовали быстро затухающие осцилляции мощности

с периодом ∼40 мин.

×ерез несколько часов мощность сборки и температура активной зоны

и отражателя вышли на асимптотические равновесные уровни. максимальная температура

урана достигала, по оценкам, 865 °с.

^* соответствующие расчеты были выполнены в. ф. колесовым и в. х. хоружим.

122

конфорка

размножающая

система

активная зона

(уран)

подставка

отражатель

(медь)

подставка

труба

подставка

нижняÿ

стол

источник

нейтронов

каретка

тележка

подставка

рисунок 56. схема аварийной сборки.

кроме экспериментатора, проводившего сборку рс, никто не пострадал. радиационная

обстановка в пультовой установки и на прилегающей к зданию территории оставалась

нормальной.

причиной аварии ÿвилась ошибка экспериментатора в оценке степени критичности

собираемой рс при проведении сборки вручную.

сцр была прекращена около 00:48 ночи 24 июня 1997 г., когда с помощью вакуумного

захвата основная

часть рс была отделена от нижней оболочки медного отражателя

и переставлена на подставку, установленную в зале (рис. 58). все операции выполнялись

дистанционно. суммарное энерговыделение в рс составило ∼10¹⁹ делений.

в последующем с рс были сняты еще две нижние оболочки отражателя, после чего рс

была разделена на две части и упакована в контейнеры. после спада мощности γ-излучения до

приемлемого уровня запланировано проведение разборки рс на отдельные слои

и восстановление поврежденного защитного медно-никелевого покрытия деталей из дм.

механизмы стенда и технологическое оборудование из-за аварии практически не

пострадали. радиоактивного загрязнения зала не произошло.

после аварии эксперименты на установке фкбн-2м были прекращены для выполнения

работ по ее реконструкции с целью повышения безопасности проводимых исследований.

экспериментатор при аварии получил поглощенную дозу по нейтронам — 4500 рад, по

гамма-квантам — 350 рад. он был в тот же день доставлен в москву в специализированную

клинику, где скончался в ночь с 19 на 20 июня 1997 года.

123

с. системы с металлическим или оксидным топливом

с замедлителем

1. лос-аламос, шт. нью-мексико, 6 июня 1945 г.38,42

псевдосфера из кубических урановых элементов, водÿной отражатель; единичный всплеск

мощности; 3 человека получили значительные дозы облучения.

данный эксперимент проводился в то время, когда еще не были разработаны системы

дистанционного управления. цель эксперимента состояла в определении критической массы

обогащенного металлического урана, окруженного водородсодержащим материалом. масса

урана составляла 35,4 кг при среднем обогащении, равном 79,2%. она была собрана в виде

псевдосферы из кубических элементов со стороной, равной половине дюйма (1,27 см), и из

блоков размером

0,5 × 0,5 × 1 дюйм

(1,27 × 1,27 × 2,54 см). активная зона помещалась

в полиэтиленовом боксе кубической формы со стороной

6 дюймов

(15,24 см). пустоты

заполнялись полиэтиленовыми блоками. вся сборка помещалась в большом баке, частично

заполненном водой.

перед тем как полиэтиленовый бокс был полностью покрыт водой, сборка неожиданно

пришла в критическое состояние. ситуацию усугубило отсутствие системы для быстрой

остановки реактора, а также то, что впускные и выпускные задвижки находились на расстоянии

15 футов (4,57 м) друг от друга. прежде чем система спустÿ 5-10 секунд перешла в безопасное

подкритическое состояние, произошло от 3 до 4 × 10¹⁶ делений, причем выделилось достаточно

энергии для того,

чтобы средняÿ температура металла повысилась более чем на 200 °с.

последующее обследование полиэтиленового бокса показало,

что он пропускал воду.

возможно, что при этом вода медленно проникала в урановую сборку, по мере того как

поднимался уровень воды в боксе. дополнительное замедление нейтронов послужило причиной

развития надкритического режима, который был погашен в результате начавшегося кипения

воды в боксе непосредственно вблизи кладки из металлических кубических элементов.

расчеты позволили получить некоторое представление об этой аварии. при этом

рассматривалась конфигурация, состоявшая из вложенных друг в друга урановых сфер

с обогащением 79,2% толщиной 8 мм и общей массой 35,4 кг, зазор между которыми составлял

0,5 или 1 мм. при добавлении воды в зазоры увеличение коэффициента размножения для

зазора, равного 1 мм, составило 0,04, а для случая 0,5-миллиметрового зазора ∆k составило

0,02. эти результаты относятся к сборке с полным водÿным отражателем при расчетных

значениях k_eff, равных 1,024 и 1,018, соответственно. вклад водÿного отражателя в величину

k оказался равным 0,21. расчетная геометрия лишь приблизительно описывает реальную

сборку, однако вряд ли необходимо ее уточнять. очевидно, что кладка из урановых кубических

элементов была нерегулярной, поэтому невозможно точно определить объем, который могла

заполнить вода.

имеþщиеся знания о характеристиках всплесков мощности, которые происходÿт

в больших массах делящегося материала, находÿщегося в воде, можно определить, в лучшем

случае, как недостаточно хорошие. расчеты, сделанные хансеном, показывают, что в сфере из

металлического урана радиусом 6,85 см, погруженной в воду, 15% делений происходит во

внешнем слое толщиной 0,5 мм, и плотность делений в этой области в шесть раз превышает

плотность делений в центре. пик в

3 × 10¹⁵ делений дает увеличение температуры на

поверхности на 130 °с, при этом температура в центре практически не повышается (прирост

температуры в центре составляет всего 19 °с). вероятно, первый пик имел примерно такой

порядок величины, и большая

часть делений произошла, когда средняÿ мощность уже

существенно понизилась.

125

в результате этой аварии три человека получили дозы облучения, равные соответственно

66, 66 и 7,4 фэр (см. приложение а). радиоактивного загрязнения не было, и через 3 дня

материал активной зоны использовался вновь.

2. лаборатория ×ок-ривер, конец 40-х - начало 50-х годов.65,66

критическая сборка ZEEP; единичный всплеск мощности; три человека получили

значительные дозы облучения.

критсборка ZEEP состояла из стержней металлического урана в алюминиевой оболочке,

находÿщихся в замедлителе из тÿжелой воды. цилиндрический корпус сборки, изготовленный

из алюминия, по бокам и снизу имел графитовый отражатель; он также был окружен с боков

биологической защитой в виде контейнеров с водой толщиной 3 фута (91,5 см). сверху защиты

не было. реактивность регулировалась путем изменения уровня тÿжелой воды, которая

подавалась из бака электрическим насосом. из соображений безопасности насос управлялся

таймером, который отключал насос каждые 10 секунд, и его требовалось заново включать

нажатием кнопки.

в качестве стержней суз использовались покрытые кадмием пластины, которые были

подвешены на тросах в пространстве между активной зоной и графитовым отражателем.

система управления и защиты была настроена на срабатывание при достижении уровня

мощности около 3 ватт.

во время аварии двое физиков работали на верху реактора, вставляÿ фольгу в каналы.

техник, который осуществлял подъем уровня воды в реакторе, управляÿ насосом, по инструкции

должен был прекратить операцию по достижении заранее определенного уровня подкритичности

с большим запасом по времени работы насоса.

один из физиков попросил техника поднять инструмент на верх сборки.

×тобы не терять

времени и напрямую нарушая правила, техник прижал контрольную кнопку насоса деревÿнной

щепкой, чтобы таймер не останавливал насос. затем он отправился на верх сборки и там

присоединился к работе; уровень тÿжелой воды в это время продолжал подниматься.

реактор достиг критичности, и, как было предусмотрено конструкцией, сработала система

аварийной остановки. насос был автоматически остановлен системой блокировки, ÿвлявшейся

частью системы аварийной остановки реактора. под воздействием проникающего излучения

произошла остановка реактора NRX, расположенного в соседнем здании. последующие

проверки обнаружили, что уровень мощности реактора ZEEP мог в десять раз превысить

уставку для срабатывания системы аварийной остановки реактора.

три

человека, работавшие в верхней

части реактора, получили дозы облучения,

превысившие предельно допустимую дозу за квартал, а может быть, и предельную годовую

дозу.

3. аргоннская национальная лаборатория, 2 июня 1952 г.38,67

двуокись урана в полистироле, водÿной замедлитель; единичный всплеск мощности;

4 человека получили значительные дозы облучения.

данная авария произошла в активной зоне реактора с легководным замедлителем, где

6,8 кг оксида урана были внедрены в полоски из полистирола. десять процентов частиц оксида

имели диаметр в пределах 10 микрон, остальные — 40 микрон. семь пластиковых полос,

соединенных с шестью циркониевыми полосами (0,91 × 0,110 × 43 дюймов, или 2,31 × 0,28 ×

109 см), составляли один стандартный топливный элемент. активная зона имела форму

неправильного цилиндра и содержала 324 топливных элемента. объемные доли циркония,

пластиковых полос с топливом и воды составляли соответственно 60%, 7,71% и 32,2%.

126

эксперимент, во время которого произошла авария, заключался в сравнении реактивностей

центральных регулирующих стержней разной конструкции. система перешла в надкритическое

состояние на мгновенных нейтронах после того, как была сделана попытка (в нарушение правил

эксплуатации) заменить центральный регулирующий стержень, когда в активной зоне было

нормальное количество воды. периферийные стержни-поглотители были на месте, но их

оказалось недостаточно, чтобы предотвратить развитие аварии.

механизм, с помощью которого был погашен всплеск энерговыделения, достигавшего

1,22 × 10¹⁷ делений, заключался в почти равномерном тепловом расширении пластика при

разогреве

частиц размером 10 микрон, а вблизи частиц размером 40 микрон происходило

образование пузырей. этот процесс вытеснил почти всþ воду из активной зоны, и сцр

полностью завершилась

через

0,6 секунды после того, как оператор начал извлекать

регулирующий стержень. максимальная величина обратного периода составила почти 100 с−1,

максимальная мощность — 1,7 × 10⁸ ватт, полуширина пика мощности — 18,5 миллисекунд.

в результате этого всплеска мощности топливные элементы активной зоны были

разрушены, однако при этом не было значительных потерь делящегося материала. уровень

радиации в реакторном зале в течение одних суток превышал допустимый предел.

×ерез 5 дней

были удалены элементы активной зоны, была проведена однократная дезактивация

с применением стирального порошка и теплой воды.

×етыре

человека получили дозы

облучения, равные 136, 127, 60 и 9 фэр (см. приложение а).

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

канада лимитед», 12 декабря 1952 г.65,66,68,69

реактор NRX, стержни из природного урана, тÿжеловодный замедлитель, графитовый

отражатель; многократные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

реактор NRX представлял собой систему, работающую на природном уране

с тÿжеловодным замедлителем, в которой урановые стержни охлаждались тонким слоем

легкой воды, прокачиваемой в промежутке между алюминиевой оболочкой топливного

стержня и немного большим по размеру концентрическим алюминиевым наружным

цилиндрическим каналом. тÿжеловодный замедлитель в достаточной степени снижал энергию

нейтронов, так что имело место поглощение нейтронов легководным теплоносителем.

в результате очень сложной последовательности ошибок оператора, а также

электрических и механических сбоев в системе аварийной остановки, реактор вышел

в надкритический режим с избыточной реактивностью примерно 60 центов. сначала мощность

росла очень быстро, но из-за медленного движения регулирующего стержня появились признаки

стабилизации мощности реактора на уровне приблизительно 20 мвт. в обычных условиях

такой уровень мощности ÿвлялся повышенным, но терпимым, и ситуация была бы под

контролем, если бы проходившие эксперименты не потребовали обеспечения режима

пониженного теплосъема с помощью легководного теплоносителя в нескольких каналах. на

уровне мощности около

17 мвт теплоноситель начал закипать в тех каналах, где был

пониженный расход теплоносителя. этот автокаталитический процесс (легкая вода ÿвлялась

поглотителем) привел к повышению реактивности примерно на 20 центов, и за интервал времени

от

10 до

15 секунд мощность опÿть возросла. когда мощность достигла

60-90 мвт,

тÿжеловодный замедлитель был слит, и реактор был заглушен.

превышение мощности реактора над уровнем 1 мвт длилось не более 70 с, общий выход

энергии, по оценкам, составил

4000 мдж, что соответствует примерно 1,2 × 10²⁰ делений.

активная зона и каландр (опорная конструкция для топливных элементов) были повреждены

так,

что последующий ремонт был невозможен. долгоживущие продукты деления

с радиоактивностью около 10⁴ ки вместе с массой охлаждающей воды (10⁶ галлонов, или

3,78 × 10⁶ л) вылились в подвальное помещение. персонал, по-видимому, получил небольшие

дозы; чуть больше чем через год реактор был полностью восстановлен.

127

5. национальная станция испытания ядерных реакторов, айдахо,

22 июля 1954 г.38,70,71,72,73

реактор «боракс»; топливо в виде сплава алюминия и урана; водный замедлитель;

единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

национальная станция испытания ядерных реакторов располагалась неподалеку от айдахо-

фоллз в штате айдахо (сша). этот всплеск мощности может считаться аварией только в том

смысле,

что уровень мощности превысил ожидаемый. реактор боракс-I создавался

специально для проведения программы испытаний. исследования стационарных и переходных

режимов считались законченными, и было принято решение перед окончательной разборкой

реактора провести проверку короткого разгона для того, чтобы получить в максимальном

объеме экспериментальную информацию. выбрали такое значение избыточной реактивности,

чтобы в результате увеличения энерговыхода вызвать расплавление 4% топливных пластин.

реактор «боракс-I» состоял из 28 топливных элементов типа MTR с легководным

замедлителем.

каждый элемент содержал

топливных пластин размером

2,845 × 0,060 × 24,6 дюймов

(7,226 × 0,152 × 62,48 см), изготовленных из сплава урана и

алюминия в алюминиевой

оболочке толщиной

0,020 дюйма

(0,05 см). общая масса

загружаемого урана составляла 4,16 кг. активная зона целиком помещалась внутри бака

диаметром 4 фута (1,22 м) и высотой 13 футов (4 м), наполовину погруженного в шахту.

в результате выполненных ранее контролируемых разгонов мощности на мгновенных

нейтронах была сделана оценка, в соответствии с которой увеличение k на 4% приводило

к переходному процессу с периодом от 2,0 до 2,5 миллисекунд с выделением энергии при

всплеске мощности, равной 80 мдж. для проведения такого эксперимента потребовалась

повышенная загрузка топливом и более эффективный центральный регулирующий стержень.

всплеск мощности и свÿзанный с ним паровой взрыв с последующим быстрым выбросом

регулирующего стержня полностью разрушили активную зону реактора и разорвали реакторный

бак (рис. 59). произошло обширное расплавление топливных пластин, при этом некоторые

элементы остались в баке, а мелкие детали были обнаружены на расстоянии до 200 футов (60 м)

от него.

о силе взрыва говорит то, что механизм управления регулирующим стержнем оказался

вырванным и выброшенным в сторону. механизм весом 2200 фунтов (1 т) был установлен на

опорной плите на высоте 8 футов (2,44 м) над поверхностью реакторного бака. за исключением

этой опорной плиты площадью

4 квадратных фута

(0,37 м²), выступающая поверхность

10-футового (3 м) бака была ничем не прикрыта. взрывная волна плюс динамический удар

воды и осколков об опорную плиту оторвали плиту от ее крепления и, как показала ускоренная

съемка, подбросили механизм в воздух примерно на 30 футов (9 м).

всего выделилось 135 мдж энергии вместо предполагаемых 80 мдж, или, при величине

удельного энерговыделения, равной 180 мэв на деление, 4,68 × 10¹⁸ делений. эта энергия

эквивалентна 70 фунтам (31,8 кг) тротила, однако в соответствии со сделанными оценками

сопоставимый ущерб мог быть нанесен при взрыве тротила массой от 6 до 17 фунтов (от 2,7 до

7,7 кг). минимальная длительность всплеска мощности равнялась

2,6 миллисекундам,

максимальная мощность составила 1,9 × 10¹⁰ ватт. ßсно, что всплеск реактивности закончился

до того, как система была разрушена паровым взрывом.

в результате данного всплеска мощности реактор был разрушен, но так как он находился

на удаленной площадке, других разрушений не было. никто из персонала не облучился.

128

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

6. институт бориса кидрича, Þгославия, 15 октÿбря 1958 г.^* ^74,75

сборка из природного урана с тÿжеловодным замедлителем без отражателя, без защиты;

один человек погиб, пÿтеро получили высокие дозы облучения.

критическая сборка располагалась в институте бориса кидрича в винке, Þгославия.

авария произошла в сборке без отражателя с тÿжеловодным замедлителем, собранной из

топливных стержней из природного урана. стержни в алюминиевой оболочке имели диаметр

2,5 см и длину 2,1 м, масса загружаемого в активную зону урана составляла 3,995 кг, объем

активной зоны равнялся

6,36 м³. имелось два кадмиевых стержня суз, которые не

управлялись по электрическим цепÿм, включающим датчики нейтронов. в нормальных

условиях реактивность системы регулировалась уровнем жидкости (уровень, соответствующий

достижению критичности, составлял 1,78 м).

авария случилась во время подкритического эксперимента по измерению скорости счета

облученных фольг.

×тобы добиться максимальной активации фольги, было желательно

поднять умножение до соответствующего уровня, тем не менее остававшегося подкритическим.

^* мы обÿзаны д-ру т. дж. томпсону за то, что он первым изложил правильную последовательность

событий. некоторые детали этой аварии дословно приводÿтся из проведенного им обсуждения.

129

это было достигнуто; в результате камеры

(BF₃) работали как обычно, т. е. отследили

возросший уровень потока, а третьÿ камера вела себÿ неустойчиво и была отключена.

система оставалась на этом уровне D₂O в течение

5-8 минут, после

чего один из

экспериментаторов почувствовал запах озона и понял, что система перешла в надкритическое

состояние с неизвестным уровнем мощности. цепную реакцию остановили с помощью

кадмиевых стержней суз.

последующее расследование показало, что обе камеры, про которые думали, что они

работают исправно, достигли насыщения и после этого показывали достигнутую постоянную

максимальную величину сигнала, в то время как уровень мощности продолжал возрастать.

персонал получил высокие дозы облучения, составившие, в соответствии со сделанными

оценками, 205, 320, 410, 422 и 433 бэр⁷⁶. из шестерых облучившихся один умер, а остальные

пÿтеро выздоровели после тÿжелой лучевой болезни. критическая сборка выдержала

энерговыделение 80 мдж (2,6 × 10¹⁸ делений); о механическом разрушении не сообщалось.

7. центр ядерных исследований в сакле, франция, 15 марта 1960 г.26,27

критсборка со стержнями из UO₂

2 (1,5%); замедлитель и отражатель — легкая вода;

единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

критическая сборка

“ализ” представляла собой систему с водÿным отражателем

и водÿным замедлителем, в которой в качестве топлива использовался UO2 с обогащением

урана, составлявшим 1,5%. стержни имели длину 1 метр и диаметр 1 см, общая масса UO₂

равнялась 2,2 тоннам.

для эксперимента, во время которого произошла авария, требовалось достичь стабильный

положительный период реактора на очень низком уровне мощности. экспериментально была

найдена критическая конфигурация стержней, и было вычислено положение стержней,

соответствующее нужному периоду. подождав, пока спадут запаздывающие нейтроны,

стержни подняли в заданное положение. однако вслед за этим оператор по неизвестной причине

полностью извлек стержень, который до этого был извлечен не полностью. из-за этого

в системе установился период, составлявший 0,25 с.

последовавший за этим всплеск мощности дал 3 × 10¹⁸ делений, однако максимальные

температуры в двуокиси урана не превышали 550 °с. активная зона не пострадала, облучение

персонала было незначительным.

было установлено, что гашение реакции произошло в результате эффекта доплера на ²³⁸U.

этот вывод подтвердили эксперименты на сборке «сперт» с аналогичной активной зоной,

в которой уран был обогащен до 4% (часть II, раздел C, авария 9).

8. национальная станция испытания ядерных реакторов,

шт. айдахо, 3 ÿнваря 1961 г.77

реактор SL-1, уран-алюминиевое топливо, водÿной замедлитель; единичный всплеск

мощности; три человека погибли.

реактор SL-1 (сначала назывался аргоннский реактор низкой мощности) был кипÿщим

водо-водÿным реактором прямого цикла тепловой мощностью (брутто) 3 мвт, с топливными

элементами в виде пластин из обогащенного урана в алюминиевой оболочке. реактор был

спроектирован на время кампании без перегрузок топлива длительностью 3 года, поэтому

в активную зону загружался избыток топлива. для компенсации избыточного топлива

к некоторым элементам активной зоны был добавлен выгорающий поглотитель (¹⁰в) в виде

сплава алюминия, бора и никеля. так как пластины из бора могли прогибаться (и, очевидно,

также корродировали, что приводило к росту реактивности), в ноябре 1960 года некоторые из

130

них заменили на кадмиевые полоски, запаянные между тонкими алюминиевыми пластинами.

при этом была определена величина уставки для срабатывания системы аварийной остановки

реактора, равная

3% (около

4β), при том,

что исходное значение составляло

3,5-4%.

регулирующие стержни крестообразной формы имели тенденцию прилипать. они состояли из

больших кадмиевых листов, проложенных между алюминиевыми пластинами. ßдерная авария

произошла, скорее всего, не в результате плохого состояния активной зоны.

после того, как реактор SL-1 проработал около двух лет, он был остановлен для

проведения плановых ремонтных работ, а 4 ÿнваря его предполагалось снова запустить. группе

из трех человек, дежурившей в ночь на 3 ÿнваря, было поручено заново собрать приводы

регулирующих стержней и подготовить реактор к пуску. по-видимому, они этим и занимались,

когда произошел всплеск мощности.

самая надежная из имеþщейся информации (косвенная, но достаточно убедительная)

говорит о том, что центральный стержень был извлечен оператором вручную с максимальной

скоростью. такое быстрое увеличение реактивности перевело реактор в режим с периодом,

равным 4 миллисекундам. мощность продолжала расти до тех пор, пока тепловое расширение

и формирование парообразований не погасили всплеск мощности. мощность в пике была

2 × 10⁴ мвт, общее энерговыделение составило 133 ± 10 мдж.

последовавший паровой взрыв разрушил реактор и мгновенно убил двух операторов.

третий скончался через два часа от травмы головы. реакторное здание и особенно реакторный

зал были сильно загрязнены охлаждающей водой, содержавшей продукты деления.

проведению обследования в начальный период после аварии мешал высокий уровень радиации

(от 500 до 1000 р/ч) в реакторном зале. несмотря на большой выброс радиоактивности из

активной зоны, очень малая ее часть вышла за пределы здания, которое не было герметичным.

во многих отношениях эта авария со всплеском мощности в реакторе напоминает аварию

реактора «боракс» и разрушающие эксперименты на критсборке «сперт». каждая из этих

аварий, особенно эксперименты на сборке «сперт» (часть II, раздел C, авария 9), должна была

закончиться именно такими всплесками мощности. у. найер⁷⁸ отмечает,

что основным

фактором ÿвляется плотность энерговыделения в активной зоне. у реактора SL-1 этот

показатель был больше других, но не намного больше (на 12%), чем у реактора боракс, и на

60% больше, чем у сборки «сперт». установившийся период у реактора SL-1 был немного

ниже. в результате развития всех трех аварий паровой взрыв вызвал серьезные разрушения

реакторов, особенно реакторов боракс и SL-1. активная зона SL-1 находилась внутри

корпуса, и практически вся вода была, очевидно, мгновенно выброшена вверх единой массой.

энергия, приобретенная водой, оказалась так велика, что весь корпус реактора был подброшен

на 9 футов (2,75 м), после чего он упал на место.

в экспериментах на сборке «сперт» паровые взрывы следовали за пиками мощности

с интервалом 15 миллисекунд. неизвестно, наблюдалось ли такое запаздывание в случае

реактора SL-1.

9. национальная станция испытания ядерных реакторов,

шт. айдахо, 5 ноября 1962 г.79

сборка из топливных элементов «сперт»; единичный всплеск мощности; незначительные

дозы облучения.

сборка

«сперт» представляла собой маленькую испытательную установку,

предназначенную для изучения переходных режимов в водо-водÿных реакторах с топливными

элементами в виде пластин. топливо было изготовлено в виде пластин из сплава

высокообогащенного урана с алюминием с оболочкой из того же материала. из предыдущих

испытаний были получены данные о переходных режимах с начальным периодом,

превышающим 8 миллисекунд. эти эксперименты носили неразрушающий характер и вызывали

лишь небольшую деформацию топливных пластин. кроме того, имелись данные о разрушении

131

реактора, которые были получены после испытаний, проводившихся в 1954 году на реакторе

«боракс-I», в результате которых произошел взрыв, разрушивший реактор. цель

экспериментов на сборке «сперт» состояла в том, чтобы исследовать переход от условий

разгона реактора без его разрушения к всплескам мощности, разрушающим реактор.

после завершения обширной экспериментальной программы были выполнены два

испытания с периодами, составлявшими

5,0 и 4,6 миллисекунды. их результатом стали

деформация пластин и ограниченное плавление топлива. поведение реактора в переходных

режимах ÿвилось логической экстраполяцией результатов более ранних экспериментов с более

длительными периодами. ничто не указывало на то,

что нельзÿ экстраполировать эти

результаты дальше.

в последнем испытании с периодом 3,2 миллисекунды (выход энергии 30,7 мдж) все

270 пластин до определенной степени расплавились, в среднем оплавление составило 35%.

с точки зрения ядерной физики это испытание прошло очень близко к тому,

что

предсказывалось. было видно, что ядерные аспекты процесса гашения всплеска мощности

в реакторе практически совпадали с тем,

что наблюдалось в предыдущих переходных

состояниях, и включали в себÿ тепловое расширение топлива и замедлителя, а также кипение

воды. однако примерно через 15 миллисекунд после окончания переходного процесса сильный

гидравлический удар полностью разрушил активную зону. это приписывается паровому

взрыву, произошедшему в результате быстрого переноса тепла от расплавленного топлива

к воде. топливо, вода и элементы активной зоны были с силой выброшены из корпуса,

в котором проводился эксперимент.

в ходе эксперимента использовались приборы для измерения активности любых

выделяþщихся продуктов деления, хотÿ и не предполагался такой мощный всплеск мощности.

измерения показали,

что имела место утечка в атмосферу

7% благородных газов,

выделившихся во время разгона. еще до начала испытания были сняты крыша и часть стен

реакторного здания, так что оно обеспечивало лишь ограниченную локализацию. в атмосфере

не было обнаружено присутствие твердых продуктов деления и радиоактивного йода.

основываясь на

чувствительности измерительных приборов и отсутствии признаков

загрязнения радиоактивным йодом, установили,

что менее

0,01% всех образовавшихся

радиоизотопов йода попало в атмосферу.

10. мол, бельгия, 30 декабря 1965 г.26,27

критическая сборка «венус», твэлы из UO₂

2 с обогащением 7% в H2O-D2O; единичный всплеск

мощности; один человек получил значительную дозу облучения.

сборка

«венус» ÿвлялась критической сборкой корпусного типа с водÿным

замедлителем, которая использовалась в экспериментах наряду с реактором «вулкан». это

был реактор с плавающим спектром нейтронов, потому что исходный замедлитель D₂O можно

было разбавлять H₂O для смягчения спектра и поддержания реактивности по мере выгорания

делящегося материала. во время проводившихся на критсборке экспериментов замедлитель

и отражатель состояли из 70% H₂O и 30% D₂O. отражатель был на 0,3 м выше активной зоны.

размер активной зоны по высоте и диаметру составлял около 1,6 м. топливом служил UO₂

в виде таблеток, собранных в твэлы. общая масса UO₂ составляла 1,2 × 10³ кг, обогащение по

урану-235 равнялось 7%.

основным способом регулирования реактивности было перемещение поглощающих

стержней (восемь стержней саор и два регулирующих стержня). дополнительно имелось

восемь поглощающих стержней, предназначенных для ввода в активную зону вручную.

непосредственно перед аварией в активную зону были опущены все стержни системы

аварийной остановки реактора, один регулирующий стержень и семь стержней ручного

управления. еще один регулирующий стержень находился в процессе погружения, реактор

132

находился в подкритическом состоянии, соответствующем весу одного стержня саор и одного

регулирующего стержня.

для проведения эксперимента с новой конфигурацией стержней оператор реактора решил

понизить реактивность путем погружения в активную зону последнего стержня ручного

управления после того, как завершится введение в активную зону второго регулирующего

стержня. при этом реактор должен был находиться в подкритическом состоянии,

соответствующем весу одного стержня саор, двух регулирующих стержней и одного стержня

ручного управления. тогда можно было извлечь из активной зоны другой стержень ручного

управления, расположенный около стержня, вставленного последним, а затем перевести сборку

в состояние критичности путем извлечения двух стержней саор.

такая программа предполагала, что оператор будет вводить один стержень и вынимать

другой. оператор пренебрег инструкцией, согласно которой запрещалось проводить какие-либо

манипуляции стержнем ручного управления без предварительного удаления воды из корпуса

реактора. он дал технику письменное указание ввести один стержень ручного управления,

а затем извлечь другой. техник не дождался, когда движущийся регулирующий стержень

достигнет конечного нижнего положения, и провел операцию в неправильном порядке. вместо

того, чтобы сначала ввести один стержень, а после этого извлекать второй, он сразу же извлек

первый стержень.

во время подъема стержня ручного управления сборка пришла в критическое состояние.

левая ступня техника выступала над краем бака, опираясь на решетку в 5 см над отражателем,

правая нога была слегка отставлена назад и частично экранирована. он заметил свечение на дне

реактора, тут же бросил регулирующий стержень и покинул помещение.

выделилась энергия, равная

13 мдж

(4,3 × 10¹⁷ делений). по-видимому, всплеск

мощности был остановлен падающим стержнем ручного управления, хотÿ возможно, что

аварийная остановка была ускорена комбинацией эффекта доплера и опорожнением корпуса,

которое произошло при автоматическом срабатывании системы аварийной остановки реактора.

точной информации об этом нет.

образование пара не наблюдалось, топливо не было повреждено, радиоактивного

загрязнения не было. техник получил очень большую дозу, в основном, из-за гамма облучения.

грубая оценка, сделанная через восемь дней после облучения по результатам 300 измерений,

выполненных на фантоме человека, показала, что дозы облучения составляли 300-400 бэр для

головы, 500 бэр для груди и 1750 бэр для левой лодыжки. на ступне доза облучения достигала

4000 бэр. лечение пациента было успешным, но левую ступнþ пришлось ампутировать.

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

15 февраля 1971 г.80

твэл из двуокиси урана, U(20%), в сборке с отражателем из железа и бериллия; несколько

всплесков мощности; два случая тÿжелой степени облучения.

на стенде проводились исследования относительной эффективности железо-водного

отражателя нейтронов и отражателя из металлического бериллия для активной зоны

энергетического реактора. активная зона размерами н = 1200 мм и D = 1000 мм набиралась из

349 кассет с тепловыделяþщими элементами стержневого типа. компенсация оперативного

запаса реактивности осуществлялась компенсирующей решеткой из стержней с карбидом бора,

охватывающей центральную

часть активной зоны. три периферийных ряда кассет не

охватывались решеткой. компенсация реактивности на выгорание урана осуществлялась

выгорающим поглотителем.

на первом этапе экспериментов изучалась активная зона с невыравненным по радиусу зоны

распределением потока нейтронов. измерения показали, что активная зона, полностью залитая

водой при погруженной компенсирующей решетке, глубоко подкритична (~10%), а изменение

реактивности при замене железо- водного отражателя на бериллиевый невелико ( +0,8%).

133

на втором этапе предполагалось исследовать активную зону с выравненным по радиусу

распределением потока нейтронов. в центральную

часть активной зоны, перекрываемую

компенсирующей решеткой, помещалось 147 кассет с наибольшим содержанием выгорающего

поглотителя нейтронов. далее шли два ряда кассет (118 шт.) с уменьшенным содержанием

поглотителя. периферийный ряд кассет (84 шт.) не содержал поглотителя нейтронов.

второй этап экспериментов должен был начаться с применением бериллиевого

отражателя, поскольку на нем закончилась первая серия опытов.

расчеты критичности новой композиции активной зоны были сделаны только для варианта

с применением железо-водного отражателя, а на основании результатов сравнения

эффективности бериллиевого и железо-водного отражателей для первой композиции

руководитель работы д. а. мастин считал, что замена стали на бериллий не даст существенного

увеличения оперативного запаса реактивности.

новая композиция активной зоны была собрана в сухом баке критстенда и оставлена на

ночь. на следующий день утром д. а. мастин пришел в помещение стенда (рис. 60) и, не

дожидаясь прихода оператора пульта управления и контролирующего физика, считая, что

система глубоко подкритична, включил насос подачи воды в бак критсборки. контрольно-

измерительная аппаратура была включена, но нейтронный источник не был помещен

в критсборку, и стержни аварийной защиты не были взведены.

д. а. мастин вместе с подошедшим стажером стояли у бака критсборки, обсуждая

предстоящий эксперимент. внезапно они увидели голубое свечение, отраженное от потолка

зала, и услышали лавинообразное нарастание частоты звукового индикатора потока нейтронов

(щелкуна). подумав,

что

что-то произошло на соседнем стенде, на котором также

производились подготовительные работы, они выбежали из зала критстендов. другие

сотрудники, находившиеся в зале, также покинули зал. о случившемся доложили начальнику

сектора н. а. лазукову. лазуков с дозиметристом попытались войти в зал, чтобы сбросить

воду из бака критсборки, но радиационная обстановка и пар, заполнивший зал, не позволили

подойти к пульту управления 2 критстенда. насос продолжал подавать воду в бак критсборки.

×ерез

5-7 минут зал критстендов был обесточен с электроподстанции, и подача воды

в критсборку прекратилась.

последующие оценки показали, что за то время, пока вода подавалась в критсборку,

произошло примерно 50 вспышек. поскольку нейтронного источника в критсборке не было,

уровень воды в активной зоне поднимался до критического значения на мгновенных нейтронах,

происходила быстротечная вспышка, вода вскипала и выплескивалась из бака, цепная реакция

прекращалась. затем вода доливалась до критического уровня, и процесс повторялся. общее

энерговыделение составило ~2 × 10¹⁹ делений (~10³ мдж). скорость ввода реактивности была

сравнительно небольшой (~0,15 β в секунду), поэтому оболочки тепловыделяþщих элементов не

потеряли герметичности, и загрязнения зала критстендов радиоактивными веществами не

произошло.

×ерез три дня было произведено измерение критического уровня замедлителя. он

оказался равным 560 мм от низа активной зоны, т.е. половине высоты активной зоны, при

полностью погруженной компенсирующей решетке. разница в “свободном” запасе реактивности

у активной зоны с бериллиевым отражателем и зоны с железо-водным отражателем при такой

структуре зоны оказалась равной ~10%.

пострадали два человека: руководитель работы д. а. мастин и стажер р. а. леднев,

которые в момент первой вспышки находились внутри отсека критсборки. они получили

~1500 бэр на конечности ног. остальной персонал, находившийся в зале за теневой защитой, не

получил существенных доз. таким образом, авария носила локальный характер.

причинами аварии следует считать наложение двух фактов:

1) небрежная оценка изменения реактивности при замене железо-водного отражателя на

бериллиевый без проведения расчетов.

2) грубейшее нарушение правил работы на критическом стенде, состоящих из следующих

положений:

134

¾ любое воздействие на реактивность активной зоны (в данном случае заливание

замедлителя) должно рассматриваться как критический эксперимент;

¾ критический эксперимент должен проводиться полным составом смены:

научным руководителем, контролирующим физиком, оператором пульта

управления, взаимно контролирующими действия каждого члена смены;

¾ до начала эксперимента (воздействия на реактивность) должна быть проверена

контрольная аппаратура, в активную зону помещен источник нейтронов,

задействована аварийная защита;

¾ любое изменение реактивности должно осуществляться порциями

с регистрацией показаний контрольной аппаратуры и с экстраполяцией

к критическому значению изменяемого параметра.

следует заметить, что при работе на критическом стенде роль “человеческого фактора”

особенно велика, так как свойства каждой новой системы заранее неизвестны, и даже при

наличии расчетов параметров критсистемы к любой системе надо подходить, как к неизвестной,

и соблюдать все отработанные десятилетиями правила работы с критическими системами.

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

26 мая 1971 г.80,81

урановый твэл, U(90%); сборка с водÿным отражателем; единственный всплеск мощности;

два человека погибли; два случая тÿжелой степени облучения.

авария произошла при следующих обстоятельствах. для отработки новых программ

расчета параметров активных зон проводились эксперименты по измерению

“чистых”

критических масс из стержневых тепловыделяþщих элементов

(твэлов). определялось

критическое количество твэлов при разном соотношении числа ядер водорода и U-235 в ÿчейке

системы (ρ_H /ρ₅). это соотношение изменялось путем изменения шага расстановки твэлов при

сохранении шестигранной формы ÿчейки. в таблице 12 указаны шаги расстановки твэлов

и соответствующее критическое количество твэлов.

таблица 12. шаги расстановки твэлов и соответствующее критическое количество твэлов

шаг, мм.

7,2

9,5

11,5

14,4

N (кол. твэлов)

1790

590

370

260

из таблицы видно, что критмасса резко уменьшается в диапазоне шагов 7-9 мм — в 3 раза.

эксперименты старались сделать по возможности “чистыми”, такими, чтобы возмущения

в системе были минимальными. для этого решетки, в которых закреплялись концы твэлов,

были изготовлены из алюминиевых листов толщиной 2 мм, а опорная плита, на которую

опиралась вся масса твэлов, из органического стекла (плексигласа) толщиной 20 мм. по

содержанию водорода плексиглас близок к воде. направляþщие для стержней аварийной

защиты и регулирования были вынесены в боковой отражатель. концы твэлов высовывались из

верхней дистанционирующей решетки на 2-3 мм.

таким образом, конструкция была весьма ажурная и непрочная.

эксперименты проводились следующим образом. для каждого шага решетки в сухом

баке критсборки собиралась система, содержащая несколько меньшее количество твэлов, чем

критическое число, определенное расчетом. затем система заливалась водой с соблюдением

всех правил, перечисленных выше, так, чтобы верхний отражатель составлял не менее 20 см.

далее небольшими порциями с построением функции

1/n

(обратного счета) добавляли

тепловыделяþщие элементы до тех пор, пока система не становилась критической.

136

в последнем опыте измерялось критическое количество твэлов при самом тесном

шаге - 7,2 мм. это количество составило

1790 шт. оно превышало критмассу для

оптимального шага в ~7 раз.

по окончании эксперимента руководитель работы в. ерофеев дал указание опустить

стержни регулирования и аварийной защиты.

×етыре сотрудника зашли в отсек критсборки,

осмотрели ее, и ерофеев дал команду слить воду через клапан быстрого (аварийного) слива.

вода из бака критсборки сливается через вентиль медленного слива в течение 15—20 минут

или через клапан быстрого слива большого сечения (диаметр

~500 мм) за 20—30 секунд.

в предыдущих опытах вода сливалась через вентиль медленного слива.

плексигласовая опорная плита перекрывала почти все сечение бака, площадь зазора

между краем плиты и стенкой бака была меньше, чем площадь отверстия клапана быстрого

слива. поэтому при быстром сливе воды опорная плита прогнулась, и тепловыделяþщие

элементы, концы которых входили в верхнюю дистанционирующую решетку всего на 3-5 мм,

вывалились из решетки (рис. 61).

активная зона

“веером” развалилась, и шаг расстановки твэлов приблизился

к оптимальному. скорость ввода реактивности при этом, по оценке, могла составить ~2 β

в секунду, и произошел разгон критсборки на мгновенных нейтронах (нужно отметить, что

источник нейтронов был из активной зоны удален).

два периферийных ряда твэлов, для которых шаг увеличивался наиболее быстро,

разрушились. большинство осколков напоминало град от сварочных электродов. вода

выплеснулась из бака.

интегральное энерговыделение во вспышке, оцененное по радиоактивности активной зоны,

составило ~5 × 10¹⁸ делений (~200 мдж). эта цифра, по-видимому, ÿвляется универсальной

для урано-водных систем в открытом баке при большой скорости ввода реактивности. цепная

реакция прерывается или за счет разрушения топлива, или за счет вскипания воды.

авария носила локальный характер, существенного загрязнения зала критстендов

радиоактивными веществами не произошло. вне зала никаких загрязнений не было. для

персонала последствия аварии были трагическими.

механик и. и. васильев, находившийся в момент вспышки у самого бака критсборки,

получил дозу ~6000 бэр и скончался на пÿтый день. в. ерофеев получил дозу 2000 бэр

и скончался через 15 дней. два сотрудника, также находившиеся внутри отсека критсборки,

получили дозы по 700-800 бэр. врачам удалось спасти им жизнь, но не здоровье.

основной причиной аварии ÿвилась непродуманность конструкции критической сборки.

полноценной конструкторской проработки сделано не было, не были проведены расчеты на

прочность элементов системы и всей конструкции. на это наложилась непродуманность

действий и недопустимая торопливость персонала при завершении эксперимента.

причины и исход двух аварий тщательно анализировались. по результатам анализа был

предложен ряд технических усовершенствований систем критстендов и улучшена организация

работы на них.

введена система блокировок, определяþщая обÿзательную последовательность операций

на стенде и запрещающая последующие операции, если не выполнены предыдущие, а именно:

1) включена контрольно- измерительная аппаратура;

2) закрыта дверь в отсек критсборки;

3) в активную зону помещен источник нейтронов;

4) взведены стержни аварийной защиты;

5) разрешен либо подъем механического органа управления, либо разрешена заливка

воды.

137

установлена локальная биологическая защита непосредственно на баки критсборок,

уменьшающая излучение в 2—3 раза.

введено обÿзательное трехступенчатое планирование эксперимента:

1) принципиальная программа, формулирующая смысл эксперимента.

2) рабочая программа, в которой указываются этапы эксперимента и меры обеспечения

ядерной безопасности.

3) сменная программа — подробная программа на каждую рабочую смену.

4) программа подписывается руководителем эксперимента и согласовывается

с контролирующим физиком.

5) любые отклонения от порядка проведения эксперимента, указанного в программе,

требуют письменного подтверждения.

принят порядок проведения эксперимента, при котором любые перестройки активной зоны

производÿтся в сухом баке, а затем выход в критическое состояние осуществляется

дистанционно с пульта управления заливкой воды и перемещением органов управления. также

дистанционно критсборка приводится в безопасное состояние сливом воды или опусканием

механических органов управления.

13. установка Rа-2, буэнос-айрес, аргентина, 23 сентÿбря 1983 г.82,83

критсборка с топливными элементами типа мтR; водÿной отражатель; единичный всплеск

мощности; один человек погиб, два человека получили значительные дозы облучения.

установка Rа-2 находилась в буэнос-айресе в аргентине. в качестве регулирующих

стержней в этом экспериментальном реакторе нулевой мощности использовались элементы

MTR, в которых 4 из 19 топливных пластин были заменены двумя кадмиевыми пластинами.

непосредственно за пределами активной зоны

(размеры которой составляли примерно

305 мм × 380 мм) был установлен графитовый отражатель толщиной около 7,5 см. во время

работы большой реакторный корпус был заполнен дистиллированной водой. во время

выполнения операций, свÿзанных с изменением конфигурации топлива, когда требовалось

присутствие людей, вода должна была удаляться из корпуса.

квалифицированный оператор, с 14-летним опытом работы, находился один в реакторном

зале и выполнял операции по изменению конфигурации топлива. замедлитель не был слит из

бака, хотÿ этого требовали инструкции. вместо того, чтобы удалить из бака два топливных

элемента, их разместили за графитовым отражателем. топливная конфигурация дополнялась

двумя регулирующими элементами без кадмиевых пластин. критическое состояние было

достигнуто, очевидно, когда производилась установка второго из них, так как его нашли лишь

частично погруженным.

всплеск мощности дал от 3 до 4,5 × 10¹⁷ делений, оператор получил поглощенную дозу

гамма-излучения около 2000 рад и 1700 рад нейтронного излучения. облучение было крайне

неравномерным, верхняÿ правая часть тела была облучена сильнее. оператор прожил после

этого два дня. два оператора, находившиеся в пультовой, получили дозы в 15 рад нейтронного

и 20 рад гамма-излучения. шестеро других получили меньшие дозы, составившие около 1 рад,

еще девÿть человек — менее 1 рад.

139

D. смешанные системы

1. лос-аламосская национальная лаборатория, 11 февраля 1945 г.84,85

критсборка «дрэгон», UH₃

3 в пластике; единичный всплеск мощности; незначительные дозы

облучения.

критсборка

«дрэгон» была первой размножающей системой, предназначенной для

формирования импульсов мощности на мгновенных нейтронах. возможно, это вообще был

первый реактор, реактивность которого превысила уровень критичности на мгновенных

нейтронах *. это было осуществлено преднамеренно

18 ÿнваря

1945 года. сообщается

о повышении температуры на 0,001 °с. значение энерговыделения не сообщается, но может

быть оценено примерно в 2 × 10¹¹ делений.

сборка

«дрэгон» была загружена обогащенным UH₃, впрессованным в специальный

пластик, стирекс, изготовленный в виде маленьких кубиков, имевших средний химический

состав UC₄H₁₀. во время заключительных экспериментов сборка содержала 5,4 кг этого

материала, была разбавлена полиэтиленом и имела графитовый и полиэтиленовый отражатель.

реактор держали в состоянии критичности на мгновенных нейтронах в течение около

1/100 с. это осуществлялось сбросом

части активной зоны

через вертикальный канал

в активной зоне, которая была установлена на стальном столе толщиной 3/8 дюйма (0,95 см).

сбрасываемый материал помещался в стальной параллелепипед, траектория движения которого

задавалась четырьмя направляþщими.

энергия, выделявшаяся при делении, не вносила вклада в подавление всплеска мощности.

энерговыделение определялось остаточной скоростью деления и конечной конфигурацией

материала, сложенного на столе. величину вспышки можно было менять, приближая

отражатель к сборке или увеличивая фоновую скорость деления.

×асто использовались оба

метода. так, возможно, было и во время последнего эксперимента, поскольку осуществлялось

постепенное наращивание мощности вспышек. во время последней вспышки с выходом,

составившим 6 × 10¹⁵ делений, кубики UH₃так разогрелись, что начали распухать и покрываться

пузырями. вся система расширилась приблизительно на 1/8 дюйма (3,2 мм).

при последнем всплеске мощности был поврежден материал активной зоны, но делящийся

материал не был потерян, и не было радиоактивного загрязнения или облучения персонала.

2. национальная станция испытания ядерных реакторов,

шт. айдахо, 29 ноября 1955 г.38,86,87

EBR-1, быстрый реактор-размножитель на обогащенном уране; единичный всплеск мощности;

незначительные дозы облучения.

проектирование реактора EBR-1 на быстрых нейтронах началось в 1948 году с целью

установить возможные значения величин коэффициентов воспроизводства ядерного топлива

и продемонстрировать техническую возможность осуществления охлаждения реактора

с металлическим топливом жидкометаллическим теплоносителем. эти цели были достигнуты,

и в начале

1952 г. установка уже с избытком обеспечивала реактор и реакторное здание

электроэнергией. избыточный пар сбрасывался на конденсатор.

^* р. п. фейнман отметил, что эти эксперименты похожи на щекотание хвоста дракона, поэтому их и

назвали

«эксперименты с драконом». это название

часто используется для класса импульсных

экспериментов, где реактивность вводится и выводится механическими устройствами и где механизмы

гашения, зависящие от энерговыхода, не влияют на процесс гашения цепной реакции.

140

активная зона реактора состояла из цилиндрических стержней из высокообогащенного

урана диаметром чуть менее 1/2 дюйма (12,7 мм) в оболочке из нержавеþщей стали с NaK

между чехлом и стержнем. общая масса урана в активной зоне составляла около 52 кг.

теплосъем в активной зоне осуществлялся потоком эвтектики NaK, служившей

теплоносителем.

заключительный эксперимент планировался для изучения коэффициентов реактивности,

в особенности положительного мощностного коэффициента при потере теплоносителя. для

этого систему привели в надкритическое состояние с периодом 60 секунд на уровне мощности

50 вт. приблизительно через 3 секунды мощность поднялась до 1 мвт, период сократился до

0,9 с, температура в активной зоне существенно возросла. появился сигнал об аварийной

остановке реактора, но по ошибке были задействованы медленные приводы регулирующих

стержней вместо быстродействующей системы аварийной остановки реактора, которая

действовала по принципу сбрасывания под собственным весом части зоны воспроизводства

реактора, состоявшей из природного урана. такой операцией обычно заканчивались все сходные

эксперименты. изменение реактивности при вводе поглощающих стержней вызвало

моментальное падение мощности, но его оказалось недостаточно,

чтобы скомпенсировать

естественные процессы

(стержни

чуть-чуть прогнулись внутрь), вводившие в систему

положительную реактивность. с задержкой не более 2 секунд автоматически и вручную была

приведена в действие система аварийной остановки реактора, и эксперимент был закончен.

поначалу не было очевидно, что активная зона повреждена. последующая проверка

обнаружила, что около половины активной зоны расплавилось, испарившийся NaK выбросил

часть расплавившегося топлива в отражатель. теоретический анализ показал, что всплеск

мощности был остановлен сброшенным отражателем, после того как мощность достигла

максимальной величины, составившей 9-10 мвт. всего произошло примерно 4,6 × 10¹⁷ делений.

теоретический анализ был продолжен для того, чтобы понять, погасилась бы цепная реакция

сама по себе без катастрофических последствий. в результате был сделан вывод,

что

энерговыделение в два с половиной раза больше того, которое наблюдалось во время аварии, не

вызвало бы сильного разрушения активной зоны.

во время этой аварии персонал получил незначительные дозы облучения за счет

аэрозольных продуктов деления, доза прямого облучения практически равнялась нулю.

3. лос-аламосская национальная лаборатория, 3 июля 1956 г.42,44

критическая сборка «ханикоум», фольга из металлического урана с графитовым

замедлителем; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

сборка, в которой произошел этот всплеск мощности, ÿвлялась типичной среди нескольких

имевшихся тогда установок. лос-аламосская установка состояла из большой матрицы

размером 3 дюйма × 3 дюйма × 6 футов (7,6 × 7,6 × 183 см), составленной из 576 квадратных

алюминиевых труб. матрица была разделена посередине, и одна из половин могла

передвигаться по рельсам. на рисунке 62 сборка «ханикоум» показана в разделенном виде.

установка использовалась для отработки конструктивных особенностей сложных реакторов,

так как допускала многообразие вариантов расположения урановой фольги и различных

замедляþщих материалов. неоднородность размещения материалов в этой и подобных

установках характеризуется наименьшей отрицательной обратной свÿзью по реактивности из

всех существующих на сегодня критических сборок. этот вывод следует из ÿвного отсутствия

какого-либо существенного механизма гашения, за исключением испарения урановой фольги,

и отсутствия достаточно быстродействующей системы аварийной остановки.

3 июля 1956 года загрузка состояла из 58 кг обогащенного урана (с обогащением 93%)

в виде фольги толщиной 2 и 5 мил (0,05 и 0,127 мм), разложенной между брусками из графита.

активную зону окружал бериллиевый отражатель. общая масса графита была 1139 кг.

к этому эксперименту были сделаны изменения в отражателе и графитовом замедлителе,

в результате которых состояние критичности наступало слишком быстро по сравнению

141

с условиями штатных экспериментов. когда тележка двигалась со скоростью около 0,2 дюйма

в секунду

(0,5 см/с), система перешла в состояние критичности на мгновенных нейтронах,

произошла вспышка, и системой аварийной защиты были извлечены бериллиевые регулирующие

стержни

(снизившие реактивность) и было изменено направление движения тележки на

противоположное. энерговыделение при вспышке составило 3,2 × 10¹⁶ делений.

очевидно, это был всплеск мощности того же типа, что и те, которые моделировались на

сборке «дрэгон», так как добавление и уменьшение избыточной реактивности осуществлялось

механическим путем. разрушений и радиоактивного загрязнения не было. поскольку

осуществлялось дистанционное управление с расстояния 1/4 мили (400 м), никто из персонала не

облучился.

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

положении, и алюминиевая матрица загружена частично.

4. национальная станция испытания ядерных реакторов,

шт. айдахо, 18 ноября 1958 г.88

реактор HTRе; сбой автоматики; единичный всплеск мощности; незначительные дозы

облучения.

опытный реактор для изучения теплопередачи

(HTRE

¹ 3) ÿвлялся сборкой,

моделирующей энергетический реактор, и представлял собой большой реактор (активная зона

диаметром 51 дюйм (129,54 см) и высотой 43,5 дюйма (110,5 см)) с топливными элементами из

UO₂ в оболочке из хромоникелевого сплава с замедлителем из гидрида циркония и бериллиевым

142

отражателем. цель эксперимента состояла в повышении мощности до 120 квт, т. е. примерно

в два раза по сравнению с мощностью, на которой сборка работала в течение этого дня.

увеличение мощности достигалось при помощи регулирующего стержня с ручным приводом,

пока не был достигнут уровень мощности, составляþщий 10% от запланированной. в этот

момент управление перешло к сервоприводу, который должен был вывести реактор на уровень

мощности в 120 квт с 20-секундным периодом. когда был достигнут уровень в 80% от

запланированной мощности, поток, согласно показаниям устройства, регистрирующего уровень

мощности, стал резко спадать, и сервосистема еще больше извлекла регулирующие стержни.

однако показания уровня мощности не увеличились, а продолжали падать. такое развитие

ситуации продолжалось около 20 с, после чего автоматически включилась система аварийной

остановки реактора. не более

чем

через 3 секунды оператор также дал команду на

срабатывание системы аварийной защиты. считается,

что автоматическое срабатывание

системы аварийной остановки произошло вследствие расплавления проводов термопар.

основной причиной аварии было падение напряжения на электродах ионизационной камеры,

ÿвлявшейся частью сервосистемы, при увеличивающейся плотности потока нейтронов. такое

поведение было, в своþ очередь, вызвано добавлением в электрическую схему специального

фильтра, предназначенного для подавления электронных помех, идущих от источника высокого

напряжения или его соединительных кабелей. таким образом, данная авария ÿвляется

уникальной. она произошла исключительно из-за отказа измерительной аппаратуры.

при всплеске мощности в 2,5 × 10¹⁹ делений произошло расплавление разной степени всех

топливных элементов активной зоны. были разрушены отдельные элементы замедлителя из

гидрида циркония.

расплавление топливных элементов привело к небольшому

перераспределению топлива с понижением реактивности примерно на

2%. имел место

небольшой выброс радиоактивности, которая разносилась ветром, однако облучение персонала

было, по-видимому, незначительным.

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

критическая сборка «зэпо» из урановой фольги с графитовым замедлителем; единичный

всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

критическая сборка имела большую активную зону, состоявшую из обогащенного урана

и графита и установленную на подъемнике стационарной платформы, на которой располагался

отражатель из графита и бериллия, в который поднималась активная зона. большая часть

урана в виде тонкой фольги была распределена в графите, так что характеристики пиков

мощности должны были быть сходными с пиками мощности в сборках типа «ханикоум».

эксперимент был посвÿщен измерениям осевого распределения числа делений в активной зоне,

которое было искажено по сравнению с нормальным режимом работы вследствие установки

концевого отражателя из графита и полиэтилена. поэтому в сборку загрузили необлученную

фольгу из урана, чтобы получить достаточно точное значение распределения энерговыделения.

смена, работавшая на сборке, предполагала, что днем ранее сборка работала и была

проверена, однако в действительности это было не так. система перешла в критическое

состояние в тот момент, когда активная зона двигалась вверх. когда мощность достигла

уровня около 200 ватт, автоматически сработала система аварийной остановки. прежде чем

удалось остановить и начать опускать подъемник, реактивность системы примерно на 12 центов

превысила уровень критичности на мгновенных нейтронах. мощность в пике составила около

1 мвт, максимальный обратный период — 40 с^-1, энерговыделение составило 3 × 10¹⁶ делений.

не было механических разрушений и облучения персонала. в помещение установки вошли

через 30 минут.

143

III. самоподдерживающаяся цепная

реакция и механизмы гашения

для ограничения

частоты аварий с возникновением сцр и снижения тÿжести их

последствий важно изучать и понимать инициирующие аварию события и механизмы гашения

цепной реакции. хотÿ с критическими экспериментами и авариями на небольших реакторах

было свÿзано большее число летальных исходов (12), чем при технологической обработке

делящихся материалов (9), однако именно в последнем случае еще важнее ÿсное понимание

способов обеспечения безопасности. это свÿзано с большим числом лиц, которые потенциально

могут подвергнуться облучению на перерабатывающих заводах, с большими экономическими

последствиями остановки предприятия и с признанием большей степени принятого риска для

систем, работающих в критическом состоянии или вблизи него.

самая очевидная и важная характеристика аварий с возникновением сцр, случившихся при

проведении технологических операций, состоит в том, что во всех авариях, кроме одной,

участвовали растворы или суспензии. это можно приписать нескольким факторам:

относительно малым количествам делящегося материала, требуемым для достижения

критического состояния при хорошем замедлении нейтронов; высокой подвижности растворов

и легкости, с какой реактивность в них отслеживает изменение формы сосудов; потенциальной

возможности изменения концентрации; и, в нескольких случаях, обмену делящимся

материалом между водной и органической фазами. к счастью, вместе с частотой аварий

в растворах, имеется хорошее понимание механизмов гашения и присущего растворам

ограничения плотности энергии деления.

хотÿ и нельзÿ оставлять без внимания твердые делящиеся материалы, интересы

безопасности могут сконцентрироваться главным образом на изучении поведения растворов, для

которых вопрос обеспечения ядерной безопасности более труден. в то время как нынешняÿ

практика основана на средствах ядерной безопасности, встроенных в технологическое

оборудование, чрезвычайно трудно достигнуть полной независимости от административного

контроля. исследования механизмов реальных и моделированных аварий дают понимание

методов, могущих смягчить последствия маловероятной аварии, коль скоро она произойдет.

один из таких методов состоит в том, чтобы ввести соответствующие сильные нейтронные

источники внутрь аппарата, который по необходимости имеет опасную геометрию и получает

раствор обычно с концентрациями недостаточными, чтобы поддерживать критичность, и не

имеет значительного собственного источника нейтронов. эксперименты CRAC⁵ ÿсно

демонстрируют эффективность такого источника для ограничения высоты первых пиков

вспышки мощности.

в дополнение к пониманию, полученному в результате изучения технологических аварий

и разгонов в реакторах и в критических сборках, происходивших с участием растворов, большое

количество информации доставляет серия экспериментов по изучению контролируемых

всплесков мощности в растворах. представляют интерес проведенные в сша серии

экспериментов KEWB^6,89,90,91 (кинетические эксперименты в кипÿщих реакторах), в то время как

эксперименты CRAC⁵, проводимые во франции отделом изучения критичности комиссариата по

атомной энергии

(Service d’еtudes de Criticitе of the Commissariat a l’еnergie Atomique),

непосредственно используются для оценок последствий аварий. эти программы, в которых

используются растворы высокообогащенного урана, дополняются серией измерений,

проведенных в лос-аламосской национальной лаборатории с помощью сборки SHEBA⁹². эта

сборка заполнена раствором обогащенного до 5% урана, который дает информацию о мощности

дозы при всплесках мощности в системах с низким обогащением урана. анализ результатов

экспериментов KEWB⁶ и CRAC⁵ привел к разработке относительно простых компьютерных

программ, которые хорошо описывают переходное поведение на ранней стадии и в качестве

механизмов гашения принимают тепловое расширение и образование газа вследствие радиолиза.

144

параметры сцр в твердой активной зоне с замедлителем изучались по экспериментальным

программам SPERT^93,94,95 и TRIGA^96,97, в то время как очень быстрая кинетика переходного

процесса в простых металлических системах без замедлителя хорошо понята в результате

исследований на критической сборке «годива» и на подобных реакторах с быстрыми всплесками

мощности.

механизмы гашения, ÿсно проявившиеся в вышеуказанных экспериментальных

исследованиях и прекратившие многие аварийные выбросы мощности, включают в себÿ тепловое

расширение, кипение, эффект доплера⁹⁸ на ²³⁸U и образование пузырьков радиолитического газа.

они перечислены здесь не в порядке их важности, и не все они независимы. вдобавок,

в некоторых ситуациях вклад в гашение или прекращение всплеска мощности вносит более чем

один механизм; во многих случаях появляются также дополнительные механизмы гашения,

когда плотность энергии или температура достигают некоторого порогового значения. эта

проблема имеет разнообразные и многочисленные ответвления, но самый простой и наиболее

общий из применимых механизмов используется в энергетической модели^99,100,101, в которой

изменение реактивности пропорционально выделяемой энергии деления.

для специального случая увеличения реактивности на величину

∆k

можно написать

∆k t)

= ∆k

−bE t),

(1)

где E(t) есть энергия деления, выделяемая к моменту времени t, а b — постоянная,

характеризующая систему. в таком предположении была составлена программа численного

решения кинетических уравнений реактора с использованием цифровых вычислительных машин.

такие программы существуют во многих лабораториях; результаты, приведенные здесь, взÿты

из программы RTS лос-аламосской национальной лаборатории^102,103. рисунок 63 иллюстрирует

серию результатов расчетов для гипотетических систем, в которых прирост

∆k составляет

1,20 β относительно критичности на запаздывающих нейтронах, значение b постоянно, а время

жизни нейтронов l изменяется от 10^—8 до 10^—4 секунд. кривые мощности и реактивности в случае

короткоживущих нейтронов характерны для мгновенных резких всплесков мощности

в реакторах на быстрых нейтронах. очень резкие рост и падение мощности называется пиком

мощности, а относительно постоянная мощность, следующая за пиком, называется плато. во

время пика реактивность изменяется на

2∆k

, то есть она отражает почти мгновенную

критичность. характеристики таких пиков определяются почти полностью мгновенными

нейтронами. кривые для l = 10^—4 (они моделируют раствор или реактор с замедлителем) не

обнаруживают отражения почти мгновенной критичности, и не имеется никакого

четко

определенного плато вслед за пиком. масштаб времени порядка времени распада более

короткого предшественника запаздывающих нейтронов; влиянием этих нейтронов нельзÿ

пренебречь.

рисунок 64 иллюстрирует аналогичные данные при увеличении реактивности на шаг,

равный 1,0 β. развитие во времени реактивности и мощности в этом случае совершенно иное

и типично для резких выбросов мощности в критической области с запаздывающими

нейтронами. шкала времени более протÿженная, допускающая возможность использования

механических приборов для выключения переходного режима, пики выбросов мощности шире,

и реактивность теперь пытается отразить почти запаздывающую критичность. следует

заметить, что подразумеваемое предположение об отсутствии в системе тепловых потерь не

может быть реализовано на практике. любая такая потеря энергии имела бы результатом

большие значения мощности, чем те, что показаны на рисунке.

145

Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год) - часть 4