Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год)

полуширина пика описывается формулой

= 3,52

/∆k

(3)

1/2

где l — время жизни нейтронов, а максимальная мощность дается формулой

dE /dt

≈

2∆k

5bl

(4)

max

данные, показанные на рисунках 63 и 64, получены в результате интенсивных исследований

на экспериментальных системах: реакторах «годива», KEWB⁶ и SPERT и в экспериментах

CRAC⁵.

реакторы «годива I» и «годива II» представляли собой почти целиком твердые критические

металлические сборки из урана (93% ²³⁵U), используемые для установок по облучению. при

нескольких центах выше мгновенной критичности контролируемая мгновенная вспышка

мощности дала отличную экспериментальную картину, дополняþщую кривые на

рисунках 63 и 64. из-за теплового расширения возникает мгновенный отрицательный

температурный коэффициент реактивности, около 4,3 × 10³ β/°C (в зависимости от модели),

который непосредственно свÿзан с накоплением энергии деления. изменение во времени

происходит столь быстро, что никакое тепло из системы не теряется. когда шаг изменения

реактивности увеличивается до 4 центов или до 5 центов выше критичности на мгновенных

нейтронах, появляются новые эффекты. мощность растет до такой высокой величины, что

тепловое расширение отстает от роста накопления энергии, и простое соотношение между

E и

∆k

в уравнении (2) перестает быть справедливым. при еще более высоких шагах

изменения реактивности выделение энергии становится пропорциональным квадрату, а затем

кубу исходного превышения реактивности. структурные разрушения от ударных волн

начинаются при 10 центах или 11 центах, определяÿ, таким образом, предел для плановых

повторяþщихся вспышек.

переходное поведение систем растворов изучалось на двух реакторах KEWB⁶. активная

зона KEWB-A представляла собой сферу из нержавеþщей стали объемом 13,6 л, содержащую

11,5 л раствора высокообогащенного UO₂SO₄, отражателем был толстый графит. этот реактор

позволял исследовать переходные режимы в системах растворов, в течение которых период

достигал 2 миллисекунд. активная зона KEWB-B была сконструирована специально так, чтобы

получить в этих экспериментах период в 1 мс. в нем активная зона была цилиндрической и во

время экспериментов по изучению переходных процессов (вплоть до приблизительно 5,2 β выше

критичности на мгновенных нейтронах) содержала 18 л раствора UO₂SO₄.

в системах KEWB⁶ в широком диапазоне вспышек мощности преобладающими были,

по-видимому, два механизма гашения. первый из них — это рост температуры нейтронов и

тепловое расширение при росте температуры активной зоны, в результате чего мгновенный

температурный коэффициент становился равным

-2 цента/°C при

30 °C. этот эффект

достаточен для того, чтобы объÿснить наблюдаемое энерговыделение вблизи критичности на

мгновенных нейтронах, но не он преобладает в экспериментах с большим удалением от нее.

второй механизм гашения — образование пузырьков^104,105. имеþщиеся данные свидетельствуют

в пользу того, что во время пика процессом деления создается пустой объем, состоящий из

множества очень маленьких пузырьков (микропузырьков) с внутренним давлением от 10 до

1000 атмосфер. пузырьки позднее объединяются в большие пузыри и покидают систему,

приводÿ к наблюдаемому коэффициенту образования газа около 4,4 л/мдж.

в росте этих микропузырьков, по-видимому, участвует повторное взаимодействие между

осколками деления и возникшими после прежних делений микропузырьками. таким образом

можно объÿснить механизм гашения, пропорционального квадрату выделения энергии. эта

модель хорошо описывает сцр в растворах, несмотря на неточное знание того, в каком именно

виде пузырьки образуются и растут.

в то время как программы KEWB⁶, SPERT и TRIGA были в значительной степени

ориентированы на безопасность реакторов, исследования по программе CRAC⁵ замышлялись

148

и проводились с целью дальнейшего понимания технологических аварий. сцр инициировалась

в цилиндрических емкостÿх диаметром

300 мм и

800 мм, наполненных растворами

высокообогащенного урана с концентрацией от

48,2 г/л до

298 г/л. в большей

части

экспериментов растворы подавались в емкость с постоянной скоростью до тех пор, пока высота

существенно не превышала критическое состояние. в некоторых экспериментах использовался

нейтронный источник достаточной интенсивности, чтобы началась вспышка мощности, как

только система достигала критичности, в то время как отсутствие такого источника в других

экспериментах позволяло системе оказаться в надкритическом состоянии на мгновенных

нейтронах до развития цепной реакции, в результате чего получался более высокий энерговыход.

в присутствии источника нейтронов величина энерговыхода в пике хорошо коррелировала

со скоростью введения реактивности. для периода короче 10 миллисекунд удельная мощность

в пике, как было найдено, изменялась как обратный период в степени 3/2, что находится

в согласии с предсказаниями, основанными на результатах экспериментов KEWB⁶.

результатом выполнения программы CRAC⁵ ÿвляется также получение полезных данных

о мощности дозы, ожидаемой вблизи емкостей с растворами, в которых произошла сцр (в

отсутствие биологической защиты). для цилиндра диаметром 300 мм на расстоянии 4 м от его

поверхности доза составила около 3 × 10^—15 р на акт деления, а для цилиндра диаметром 800 мм —

около 5 × 10^—16 р на акт деления.

активные зоны реактора SPERT I (реактор гетерогенный, замедлитель и отражатель

нейтронов — вода) были двух основных типов⁹³. топливо зоны первого типа было в форме

алюминиево — урановых пластин, как в реакторе для испытания материалов (MTR), и активные

зоны спроектированы так,

что в них имелись разные области: от области со слабым

замедлением до более опасной области со слишком большим замедлением. активная зона

второго типа была составлена из заключенных в оболочку стержней UO₂ диаметром

приблизительно 10 мм. обогащение урана в этих стержнях составляло 4%.

разгоны в реакторах с тепловыделяþщими элементами пластинчатого типа широко

изучались, начиная с 1957 года, в попытке разрешить проблемы конструкции активной зоны

и найти ограничения для таких реакторов. в частности, были тщательно определены период

и величина энергии, могущая вызвать повреждение. затухание переходной мощности в системах

SPERT более сложно, чем в более простых реакторах. разработанная модель учитывает нагрев

и изменение плотности воды; нагрев и изменение структуры активной зоны, включая изменение

геометрии и выбрасывание замедлителя из-за таких изменений; и, наконец, кипение воды рядом

с пластинами и потери замедлителя, когда вода вытесняется из активной зоны. когда активная

зона пластинчатого типа была разрушена, реактивность, период, пик мощности и выделение

энергии деления были существенно такие, какие были предсказаны. разрушительный импульс

давления пара, начавшийся где-то через 15 миллисекунд после завершения энерговыделения за

счет сцр, не предвиделся и, как полагают, был вызван очень быстрой передачей энергии от

почти расплавленных алюминиевых пластин к тонкому слоþ воды между пластинами. эта

передача, происшедшая прежде, чем имело место сколько-нибудь значительное изменение

объема, и возникшее в результате высокое давление разрушили активную зону. кажется, что

этот же эффект участвовал в разрушении боракс, SPERT и SL-1.

второй тип активной зоны SPERT I⁹³

(стержни UO₂ в воде, обогащение урана

4%)

испытывался в течение 1963 г. и 1964 г. эксперименты по изучению переходных процессов

с такой активной зоной показали действенность эффекта доплера в самогашении и создали

основу для анализа аварий подобных энергетических реакторов. две попытки разрушить

активную зону путем вывода реактора на очень короткие периоды (2,2 и 1,55 миллисекунд) были

неудачными. в каждом случае эффект доплера оказывался эффективным, и дополнительное

гашение развивалось потому, что один или два топливных тонких стрежня (из нескольких сотен)

трескался и вызывал локальное кипение. считалось, что тонкие стержни были насыщены

водой перед испытанием.

149

литература

W. R. Stratton, “A Review of Criticality Accidents,” Los Alamos Scientific Laboratory report

LA-3611 (September 1967).

W. R. Stratton, revised by D. R. Smith, “A Review of Criticality Accidents,” Lawrence Livermore

National Laboratory report DOE/NCT-04 (March 1989).

H. C. Paxton, “Glossary of Nuclear Criticality Terms,” Los Alamos National Laboratory report

LA-11627-MS (October 1989).

F. Y. Barbry,

“SILENE Reactor: Results of Selected Typical Experiments,” CEA Institut de

Protection et de Surete Nucleaire, Departement de Recherches en Securite, Centre d’Etudes de

VALDUC, Service de Recherches en Surete et Criticite Report SRSC n^o223 (September 1994).

P. Lecorche and R. L. Seale, “Review of the Experiments Performed to Determine the Radiological

Consequences of a Criticality Accident,” Oak Ridge Y-12 Plant report Y-CDC-12

(November 1973).

M. S. Dunenfeld and R. K. Stitt, “Summary Review of the Kinetics Experiments on Water Boilers,”

Atomics International, North American Aviation, Inc. report NAA-SR-7087 (February 1963).

F. S. Patton, et al., “Accidental Radiation Excursion at the Y-12 Plant, June 16, 1958,” Oak Ridge

Y-12 Plant report Y-1234 (July 1958).

A. D. Callihan and J. T. Thomas, “Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant -I,

Description and Physics of the Accident,” Health Physics 1, 363—372 (1959).

“Oak Ridge Y-12 Accidental Excursion, June 16, 1958,” Nucleonics 16 (11), 138—140, 200—203

(November 1958).

10.

G. S. Hurst, R. H. Ritchie, and L. C. Emerson, “Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge

Y-12 Plant - III, Determination of Radiation Doses,” Health Physics 2, 121—133 (1959).

11.

H. C. Paxton, R. D. Baker, W. J. Maraman, and R. Reider, “Nuclear Critical Accident at the Los

Alamos Scientific Laboratory on December 30, 1958,” Los Alamos Scientific Laboratory report

LAMS-2293 (February 1959).

12.

H. C. Paxton, R. D. Baker, W. J. Maraman, and R. Reider, “Los Alamos Criticality Accident,

December 30, 1958,” Nucleonics 17 (4), 107—108, 151—153 (April 1959).

13.

W. L. Ginkel, et al., “Nuclear Incident at the Idaho Chemical Processing Plant on October 16,

1959,” Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division report IDO-10035 (February 1960).

14.

R. C. Paulus, et al., “Nuclear Incident at the Idaho Chemical Processing Plant on January 25, 1961,”

Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division report IDO-10036 (June 1961).

15.

J. W. Latchum, F. C. Haas, W. M. Hawkins, and F. M. Warzel, “Nuclear Incident at the Idaho

Chemical Processing Plant of January 25, 1961,” Phillips Petroleum Company report LA—54—61A,

(April 1961).

16.

A. R. Olsen, R. L. Hooper, V. O. Uotinen, and C. L. Brown, “Empirical Model to Estimate Energy

Release from Accidental Criticality,” Transactions of the American Nuclear Society 19, 189—191

(October 1974).

17.

D. L. Hetrick, letter to Thomas McLaughlin (14 July 1999).

18.

A. D. Callihan, “Accidental Nuclear Excursion in Recuplex Operation at Hanford in April 1962,”

Nuclear Safety 4 (4), 136—144 (June 1963).

19.

E. D. Clayton,

“Further Considerations of Criticality in Recuplex and Possible Shutdown

Mechanism,” Hanford Atomic Products Operation report HW—77780 (May 1963).

150

20.

C. N. Zangar, “Summary Report of Accidental Nuclear Excursion, Recuplex Operation, 234-5

Facility,” Richland Operations Office, U. S. Atomic Energy Commission report TID—18431 (1962).

21.

C. N. Zangar, et al., “Final Report of Accidental Nuclear Excursion, Recuplex Operation, 234-5

Facility,” Hanford Operations Office report HW—74723 (August 1962).

22.

E. D. Clayton, “The Hanford Pulser Accident,” Transactions of the American Nuclear Society 46,

463—464 (June 1984).

23.

F. R. Nakache and M. M. Shapiro, “The Nuclear Aspects of the Accidental Criticality at Wood

River Junction, Rhode Island, July 24, 1964,” United Nuclear Corporation report TID-21995

(November 1964).

24.

H. Kouts, et al., “Report of the жC Technical Review Committee,” United States Atomic Energy

Commission (November 1964).

25.

J. T. Daniels, H. Howells, and T. G. Hughes,

“Criticality Incident-Aug

24,

1970, Windscale

Works,” Transactions of the American Nuclear Society 14, 35—36 (June 1971).

26.

M. C. Evans, “A Review of Criticality Accidents Within the European Community,” Transactions

of the American Nuclear Society 46, 462—463 (June 1984).

27.

M. C. Evans, “A Review of Criticality Accidents Within the European Community,” supplemental

material presented at the 1984 Annual Meeting of the American Nuclear Society, New Orleans,

Louisiana (June 1984).

28.

“Recovery of ICPP from Criticality Event of October 17, 1978, Part II, Support and Safety

Justification of the Specific Approach to Emptying H-100,” Allied Chemical, Idaho Chemical

Programs report ACI—366 (January 1979).

29.

“ICPP Criticality Event of October 17, 1978,” Nuclear Safety 21 (5), 648—653 (October 1980).

30.

R. E. Wilson and W. D. Jensen, “Reflections on the 1978 ICPP Criticality Accident,” in Proceedings

of the Sixth International Conference on Nuclear Criticality Safety, Versailles, Vol. 4, pp. 1540—1544

(September 1999).

31.

“Report of the Uranium Processing Plant Criticality Accident Investigation Committee,” The

Uranium Processing Plant Criticality Accident Investigation Committee of The Nuclear Safety

Commission (December 1999).

32.

H. Mizuniwa, et al., “Dose Evaluation to Workers at JCO Criticality Accident Based on Whole Body

Measurement of Sodium—24 Activity and Area Monitoring” (in Japanese), Journal of the Japanese

Nuclear Power Association 43 (1), 56—66 (January 2001).

33.

F. R. McCoy, III, T. P. McLaughlin, and L. C. Lewis,

“Trip Report of Visit to Tokyo and

Tokai-mura, Japan, on October 18—19, 1999, for Information Exchange with Government of Japan

Concerning the September 30, 1999 Tokai-mura Criticality Accident,” U. S. Department of Energy

(November 1999).

34.

J. B. Briggs, Editor, International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark

Experiments, Nuclear Energy Agency, NEA/NSC/DOC(95)-03 (September 2002).

35.

H. C. Paxton and N. L. Pruvost, “Critical Dimensions of Systems Containing ²³⁵U, ²³⁹Pu, and ²³³U,

1986 Revision,” Los Alamos National Laboratory report LA-10860-MS (July 1987).

36.

E. F. Taylor and J. A. Wheeler, Spacetime Physics (W. H. Freeman and Co., San Francisco), p. 60

(1966).

37.

A. D. Callihan, W. J. Ozeroff, H. C. Paxton, and C. L. Schuske, “Nuclear Safety Guide,” U. S.

Atomic Energy Commission report TID-7016 (1957).

38.

D. F. Hayes, “A Summary of Accidents and Incidents Involving Radiation in Atomic Energy

Activities, June 1945 through December 1955,” U. S. Atomic Energy Commission report TID—5360

(August 1956).

151

39.

L. D. P. King,

“Design and Description of Water Boiler Reactors,” in Proceedings of the

International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 2, pp. 372—391

(August 1955).

40.

B. R. Leonard, Jr., “A Study of the Radiation Burst in the Hanford Homogeneous Reactor,” Hanford

Works report HW—24327 (May 1952).

41.

J. T. Thomas and A. D. Callihan,

“Radiation Excursions at the ORNL Critical Experiments

Laboratory, I- May 26, 1954, II- February 1, 1956,” Oak Ridge National Laboratory report

ORNL-2452 (May 1958).

42.

H. C. Paxton, “Booby Traps,” Los Alamos Scientific Laboratory report жCD-4240 (June 1957).

43.

A. D. Callihan, “Excursion at the Oak Ridge Critical Experiments Facility, January 30, 1968,” Oak

Ridge National Laboratory report ORNL-TM-2207 (January 1968).

44.

H. C. Paxton, “Critical-Assembly Booby Traps,” Nucleonics 16 (3), 80—81 (March 1958).

45.

R. W. Paine, Jr., et al.,

“A Study of an Accidental Radiation Burst,” Los Alamos Scientific

Laboratory report LA—1289 (March 1951).

46.

E. C. Mallary, G. E. Hansen, G. A. Linenberger, and D. P. Wood,

“Neutron Burst from a

Cylindrical Untamped Oy Assembly,” Los Alamos Scientific Laboratory report LA—1477

(July 1952).

47.

R. E. Peterson and G. A. Newby, “An Unreflected U-235 Critical Assembly,” Nuclear Science and

Engineering 1 (2), 112—125 (May 1956).

48.

T. F. Wimett, et al., “Time Behavior of Godiva Through Prompt Critical,” Los Alamos Scientific

Laboratory report LA—2029 (April 1956).

49.

H. C. Paxton, “Godiva, Topsy, Jezebel - Critical Assemblies at Los Alamos,” Nucleonics 13 (10),

48—50 (October 1955).

50.

A. M. Voinov, S. V. Vorontsov, V. T. Punin, and I. G. Smirnov, “Criticality accidents at VNIIEF,”

in Proceedings of the Sixth International Conference on Nuclear Criticality Safety, Versailles, Vol. 2,

pp. 874—887 (September 1999).

51.

а. м. воинов и др., “стенд для исследования нейтронно-физических характеристик простых

критических сборок”, вант, серия физика ядерных реакторов, вып. 2, с. 21—29, 1992 г.

52.

H. C. Paxton, “Godiva Wrecked at Los Alamos,” Nucleonics 15 (4), 104 (April 1957).

53.

W. R. Stratton, T. H. Colvin, and R. B. Lazarus, “Analysis of Prompt Excursions in Simple Systems

and Idealized Fast Reactors,” in Proceedings of the Second United Nations International Conference

on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 12, pp. 196—206 (September 1958).

54.

T. F. Wimett, and J. D. Orndoff, “Applications of Godiva II Neutron Pulses,” in Proceedings of the

Second United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva,

Vol. 10, pp. 449—460 (September 1958).

55.

A. D. Callihan, “Criticality Excursion of November 10, 1961,” Oak Ridge National Laboratory

report ORNL-TM-139 (February 1962).

56.

м. и. кувшинов и др., “экспериментальные исследования свÿзанных систем, содержащих

импульсный реактор бир и подкритическую сборку”, вант, cерия импульсные реакторы и

простые критические сборки, ¹ 2, с. 3—15, 1988 г.

57.

R. L. Kathren, W. C. Day, D. H. Denham, and J. L. Brown, “Health Physics Following a Nuclear

Excursion: The LRL Incident of

26 March,

1963,” Lawrence Radiation Laboratory report

UCRL-7345, Rev. 1 (June 1963).

58.

P. D. O'Brien, “Fast Burst Reactor Operational Incidents,” in Proceedings of the National Topical

Meeting on Fast Burst Reactors, Albuquerque, NM, (U. S. Atomic Energy Commission), pp. 373—

384 (January 1969).

152

59.

V. A. Teryokhin, V. D. Perezhogin, and Yu. A. Sokolov, “Criticality Measurements at VNIITF —

Review,” in Proceedings of the Fifth International Conference on Nuclear Criticality Safety,

Albuquerque, NM, Vol. 1, pp. 4.44—4.47 (September 1995).

60.

N. P. Voloshin, I. S. Pogrebov, and V. A. Teryokhin,

“RFNC-VNIITF Physical Experimental

Division and a Short Historical Sketch of Critical Mass Measurements,” in Proceedings of the Fifth

International Conference on Nuclear Criticality Safety, Albuquerque, NM, Vol. 1, pp. P.31—P.36

(September 1995).

61.

A. H. Kazi, H. G. Dubyoski, and R. W. Dickinson, “Preoperational Test Experience with the Army

Pulse Radiation Facility Reactor,” in Proceedings of the National Topical Meeting on Fast Burst

Reactors, Albuquerque, NM (U. S. Atomic Energy Commission), pp. 353—371 (January 1969).

62.

н. п. волошин, “по материалам заключения комиссии о причинах ядерной аварии в рфßц-

внииэф в г. сарове”, атомпресса, ¹ 26 (262), июль 1997 г.

63.

в. т. пунин, и. г. смирнов, с. а. зыков, “авария на стенде критических сборок в рфßц-

внииэф”, атомная энергия, том 83, вып. 2, с. 154—156, август 1997 г.

64.

г. ф. ходалев и др., “доза облучения экспериментатора при аварии на критической сборке в

рфßц-внииэф”, атомная энергия, том 85, вып. 2, с. 153—158, август 1998 г.

65.

H. F. McFarland, Controlled Nuclear Chain Reaction: The First 50 Years (American Nuclear

Society, La Grange Park, IL), pp. 52—54 (1992).

66.

D. G. Hurst and A. G. Ward, “Canadian Research Reactors,” in Progress in Nuclear Energy,

Series II, REACTORS (Pergamon Press, London), Vol. 1, pp. 1—48 (1956).

67.

R. O. Brittan, R. J. Hasterlik, L. D. Marinelli, and F. W. Thalgott, “Technical Review of ZPR-1

Accidental Transient - The Power Excursion, Exposures, and Clinical Data,” Argonne National

Laboratory report ANL-4971 (January 1953).

68.

W. B. Lewis, “The Accident to the NRX Reactor on December 12, 1952,” Atomic Energy of

Canada Ltd. report DR-32 (July 1953).

69.

W. J. Henderson, A. C. Johnson, and P. R. Tunnicliffe,

“An Investigation of Some of the

Circumstances Pertinent to the Accident to the NRX Reactor of December 12, 1952,” Atomic

Energy of Canada Ltd. report NEI-26 (March 1953).

70.

J. R. Dietrich, et al., “Experimental Investigation of the Self-limitation of Power During Reactivity

Transients in a Subcooled, Water-moderated Reactor, Borax-I Experiments,

1954,” Argonne

National Laboratory report ANL-5323 (1954).

71.

“Reactors, Operational Power Reactors,” Nucleonics 13 (9), 40—45 (September 1955).

72.

J. R. Dietrich,

“Experimental Determinations of the Self-regulation and Safety of Operating

Water-moderated Reactors,” in Proceedings of the United Nations International Conference on the

Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 13, pp. 88—101 (August 1955).

73.

J. R. Dietrich and D. C. Layman, “Transient and Steady State Characteristics of a Boiling Reactor,

The Borax Experiments, 1953,” Argonne National Laboratory report жCD-3840 (February 1954).

74.

T. J. Thompson, “Chapter 11 — Accidents and Destructive Tests,” The Technology of Nuclear

Reactor Safety (The M. I. T. Press, Cambridge, MA), Vol. 1, pp. 609—610, 699 (1964).

75.

“Yugoslavian Criticality Accident, October

15,

1958,” Nucleonics,

17 (4),

106, 154—156

(April 1959).

76.

C. C. Lushbaugh, “Reflections on Some Recent Progress in Human Radiobiology,” in Advances in

Radiation Biology (Academic Press Inc., New York), Vol. 3, pp. 292—293 (1969).

77.

A. N. Tardiff, “Some Aspects of the WTR and SL-1 Accidents,” in Proceedings of the IжA

Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, Vienna, Vol. 1, pp. 43—88

(May 1962).

153

78.

W. E. Nyer, G. O. Bright, and R. J. McWhorter, “Reactor Excursion Behavior,” in Proceedings of

the Third United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva,

Vol. 13, pp. 13—25 (August 1964).

79.

R. W. Miller, A. Sola, and R. K. McCardell, “Report of the SPERT I Destructive Test Program on

an Aluminum, Plate-type, Water-moderated Reactor,” Phillips Petroleum Company report

IDO-16883 (June 1964).

80.

D. M. Parfanovich,

“Summary of Two Criticality Accidents at the Russian Research Center

Kurchatov Institute,” Idaho National Engineering and Environmental Laboratory report

INEEL/EXT-98-00409 (August 1998).

81.

A. Yu. Gagarinski and V. D. Pavlov,

“Water-moderated Hexagonally Pitched Lattices of

U(90%)O₂ + Cu Fuel Rods with GD or SM Rods,” HEU-COMP-THERM-004 in International

Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, NEA/NSC/DOC(95)-03, Vol. II

(September 2002).

82.

D. Beninson, “Report of the Accident that Occurred to the Critical Assembly RA—2 Reactor on

September 23, 1984,” [The accident actually took place September 23, 1983], US NRC Information

Notice No. 83-66, Supplement 1 (May 1984).

83.

F. Seghers, “Questions Revolve Around Death in Argentine Research Reactor,” Nucleonics Week

24 (40), 1 (October 1983).

84.

O. R. Frisch, et al., “Controlled Production of an Explosive Nuclear Chain Reaction,” Los Alamos

Scientific Laboratory report LA-397 (September 1945).

85.

F. De Hoffmann, B. T. Feld, and P. R. Stein, “Delayed Neutrons from U²³⁵ After Short Irradiation,”

Physical Review 74 (10), 1330—1337 (November 1948).

86.

R. O. Brittan, “Analysis of the EBR-1 Core Meltdown,” in Proceedings of the Second United

Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 12, pp. 267—

272 (September 1958).

87.

J. H. Kittel, M. Novick, and R. F. Buchanan, “The EBR-1 Meltdown - Physical and Metallurgical

Changes in the Core,” Argonne National Laboratory report ANL-5731 (November 1957).

88.

“Summary Report of HTRE No. 3 Nuclear Excursion,” General Electric Company report APEX-509

(August 1959).

89.

M. E. Remley, et al.,

“Experimental Studies on the Kinetic Behavior of Water Boiler Type

Reactors,” in Proceedings of the Second United Nations International Conference on the Peaceful

Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 11, pp. 447—456 (September 1958).

90.

R. K. Stitt, “A Summary of Experimental Results of the Spherical Core Investigations in the KEWB

Program,” Transactions of the American Nuclear Society 2 (1), A Supplement to Nuclear Science

and Engineering, pp. 212—213 (June 1959).

91.

D. L. Hetrick, et al., “Preliminary Results on the Kinetic Behavior of Water Boiler Reactors,” North

American Aviation Company report NAA-SR-1896 (April 1957).

92.

R. E. Malenfant, H. M. Forehand, and J. J. Koelling,

“Sheba: A Solution Critical Assembly,”

Transactions of the American Nuclear Society 35, pp. 279—280 (November 1980).

93.

S. G. Forbes, et al.,

“Analysis of Self-shutdown Behavior in the SPERT I Reactor,” Phillips

Petroleum Company report IDO-16528 (July 1959).

94.

W. E. Nyer and S. G. Forbes, “SPERT I Reactor Safety Studies,” in Proceedings of the Second

United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 11,

pp. 470—480 (September 1958).

95.

F. Schroeder, et al., “Experimental Study of Transient Behavior in a Subcooled, Water-moderated

Reactor,” Nuclear Science and Engineering 2 (1), 96—115 (February 1957).

154

96. R. S. Stone, H. P. Sleeper, Jr., R. H. Stahl, and G. West,

“Transient Behavior of TRIGA,

a Zirconium-hydride, Water-moderated Reactor,” Nuclear Science and Engineering 6 (4), 255—259

(October 1959).

97. S. L. Koutz, et al., “Design of a 10-kw Reactor for Isotope Production, Research and Training

Purposes,” in Proceedings of the Second United Nations International Conference on the Peaceful

Uses of Atomic Energy, Geneva, Vol. 10, pp. 282—286 (September 1958).

98. и. х. ганев, физика и расчет ядерных реакторов (энергоиздат, москва), с. 273—277, 1981 г.

99. G. E. Hansen, “Burst Characteristics Associated with the Slow Assembly of Fissionable Materials,”

Los Alamos Scientific Laboratory report LA-1441 (July 1952).

100. K. Fuchs, “Efficiency for Very Slow Assembly,” Los Alamos Scientific Laboratory report LA-596

(August 1946).

101. G. E. Hansen, “Assembly of Fissionable Material in the Presence of a Weak Neutron Source,”

Nuclear Science and Engineering 8 (6), 709—719 (December 1960).

102. G. R. Keepin,

“Integral Solution of Reactor Kinetic Equations,” Physics of Nuclear Kinetics

(Addison—Wesley Publishing Company Inc., Reading, MA), p. 287 (1965).

103. G. R Keepin and C. W. Cox, “General Solution of the Reactor Kinetic Equations,” Nuclear Science

and Engineering 8 (6), 670—690 (December 1960).

104. D. P. Gamble, “A Proposed Model of Bubble Growth During Fast Transients in the KEWB

Reactor,” Transactions of the American Nuclear Society 2 (1), A Supplement to Nuclear Science

and Engineering, pp. 213—214 (June 1959).

105. D. P. Gamble, “A Proposed Model of Bubble Growth During Fast Transients in the KEWB

Reactor,” supplemental material presented at the 1959 Annual Meeting of the American Nuclear

Society (June 1959).

155

приложение а

глоссарий терминов по авариям

с возникновением сцр

несколько лет назад был составлен авторитетный глоссарий терминов по критичности,

употребляемых в ядерной науке и технике. мы решили включить его в данный отчет целиком

как приложение, а не только ту

часть, которая относится непосредственно к авариям

с возникновением критичности. таким образом, мы надеемся, что настоящий отчет в будущем

найдет еще одно практическое применение как своеобразный стандарт для определений

и терминов.

предлагаемый ниже глоссарий терминов по критичности ядерных устройств составлен

хью пакстоном

(LA-11627-MS)³. данный глоссарий содержит термины, используемые

в литературе по критичности ядерных устройств и по безопасности при возникновении сцр.

нижеследующая пара терминов ÿвляется настолько значимой и часто употребляемой, что

мы решили рассмотреть ее отдельно и предоставили ей вводное место.

critical, criticality [критический, критичность]: правильное использование обычно соответствует

следующему определению, приводимому в международном словаре вебстера, издание

второе, полное:

-ity [-сть]: cуффикс, обозначающий состояние, условие, качество, степень, используемый для

образования абстрактных существительных от прилагательных, например, кислотность

(acidity), несчастье (calamity).

таким образом, выражения “delayed criticality” (критичность на запаздывающих нейтронах)

и “delayed critical state” (критическое состояние на запаздывающих нейтронах) ÿвляются

эквивалентными. слово

“critical” не используется как существительное, но может

употребляться в этой роли в обозначениях, на схемах и графиках, там, где имеется

дефицит места, означая

“critical state”. в случаях, когда значение прилагательного

“critical” может быть неправильно истолковано, например,

“critical terms”,

“critical

accidents”, его можно заменить для ÿсности существительным “criticality”. использование

термина “criticality” для обозначения “critical condition”, как мы можем часто это слышать,

ÿвляется неприемлемым. смотри: критичность на запаздывающих нейтронах,

критичность на мгновенных нейтронах.

Albedo, neutron [альбедо нейтронов]: вероятность того, что при определенных условиях нейтрон,

входÿщий в некую область через некую поверхность, вернется обратно через эту же

поверхность.

absorbed dose [поглощенная доза]: энергия, переданная веществу прямо или косвенно через

воздействие ионизирующего излучения, на единицу массы облученного материала в данной

конкретной точке; единицей поглощенной дозы ÿвляется рад; в настоящее время

в международной системе единиц (си) используется грей (гр).

100 рад = 1 грей. смотри:

рад, грей.

A-1

absorption, neutron

[поглощение нейтронов]:

реакция, инициируемая нейтронами, включая

деление, в результате которой нейтрон перестает существовать как свободная частица.

сечение реакции поглощения обозначается как σ_a. смотри: захват нейтронный, сечение

реакции нейтронов.

alarm system, criticality accident

[система аварийной сигнализации, авария с

возникновением

критичности]: система, способная подавать звуковой сигнал при обнаружении нейтронного

или гамма-излучения во время аварии с возникновением критичности. смотри: авария

с возникновением сцр.

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

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

buckling [лапласиан, оператор лапласа]: в нашем случае это — алгебраические выражения,

устанавливающие соотношение между критическими размерами простых форм (сфера,

цилиндр, куб) активной зоны одного состава и такими же отражателями. например,

известный радиус критической сферы можно использовать для определения радиуса

и длины соответствующего критического цилиндра.

смотри: активная зона,

отражатель.

burst, prompt [импульс на мгновенных нейтронах]: обычно имеет отношение к импульсу энергии

при делении в реакторе импульсного типа. смотри импульсный реактор на мгновенных

нейтронах, всплеск (мгновенный всплеск мощности).

capture, neutron

[захват нейтронный]: поглощение нейтрона, не приводÿщее к делению или

образованию другого нейтрона.

сечение захвата обозначается как σ_с.

смотри:поглощение нейтронов, сечение реакции нейтронов.

cent [цент]: единица реактивности, равная одной сотой доли приращения между критичностью на

запаздывающих нейтронах и критичностью на мгновенных нейтронах (β). смотри: бета,

реактивность.

chain reaction, fission

[цепная реакция деления]:

последовательность реакций деления ядра,

в которых процесс деления инициируется нейтронами, образованными в предыдущем акте

деления. в зависимости от того, ÿвляется ли

число делений, непосредственно

инициированных нейтронами одного деления, в среднем меньшим, равным или большим

единицы,

различают

цепные

реакции

сходÿщиеся

(подкритические),

самоподдерживающиеся (критические) и расходÿщиеся (надкритические).

core

[активная зона]:

часть делящейся системы, содержащая наибольшее количество

делящегося материала, отделяемая от внешнего отражателя. смотри: система

с делящимся материалом, отражатель.

critical infinite cylinder [бесконечный критический цилиндр]: для определенной делящейся среды

и окружающего отражателя бесконечно длинный цилиндр с диаметром, способствующим

критическому состоянию.

critical infinite slab

[бесконечная критическая плита]:

для определенной делящейся среды

и отражателя на каждой из поверхностей - плита с бесконечными боковыми размерами

и толщиной, обеспечивающей ее критичность.

criticality accident

[авария с

возникновением сцр]: выброс энергии в результате неожиданно

возникшей самоподдерживающейся или неограниченно растущей цепной реакции.

A-2

criticality safety [ядерная безопасность]: комплекс мер и средств защиты от последствий аварии

с возникновением сцр, предпочтительно, путем предотвращения этой аварии. включает

методики, подготовку персонала и другие меры дополнительно к физической защите.

смотри: авария с возникновением сцр.

criticality safety standards

[стандарты обеспечения ядерной безопасности]: данные стандарты

описывают методы обеспечения ядерной безопасности, общие для промышленности. их

согласование и принятие обеспечивается американским национальным институтом

стандартов.

сross section σ, neutron

[сечение реакции нейтронов]: коэффициент пропорциональности,

свÿзывающий скорость данной конкретной реакции

(например, захвата или деления)

с произведением количества нейтронов в секунду, падающих перпендикулярно на единицу

площади тонкой мишени, на количество ядер мишени на единице площади. для каждого

ядра мишени рассматривается малая площадь, выражаемая в барнах, т. е.

10^—24 см².

смотри: поглощение нейтронов, захват нейтронный, деление ядра.

decay, radioactive [распад радиоактивный]: процесс спонтанного ядерного превращения, в ходе

которого испускаются

частицы или гамма-излучение, рентгеновское излучение как

следствие захвата орбитального электрона, или в ходе которого происходит спонтанное

деление ядра. смотри: деление ядра, гамма-излучение.

delayed criticality [критичность на запаздывающих нейтронах]: состояние делящейся системы,

при котором k_eff = 1, т. е. устойчивое состояние. смотри: коэффициент размножения.

delayed neutrons

[запаздывающие нейтроны]:

нейтроны, испускаемые возбужденным ядром

в результате бета-распада после деления в интервале времени от секунд до нескольких

минут. смотри: мгновенные нейтроны.

dollar [бета]: единица реактивности, равная разнице между критичностью на запаздывающих

нейтронах и на быстрых нейтронах для фиксированной системы осуществления цепной

реакции. смотри: реактивность.

dose equivalent [эквивалентная доза ]: поглощенная доза, умноженная на коэффициент качества

и другие менее значимые преобразующие коэффициенты с целью сложения доз от

различных излучений (альфа, бета, гамма, медленные нейтроны, быстрые нейтроны) для

получения эффективной полной дозы в данной конкретной точке. общепринятой единицей

измерения ÿвляется бэр; в настоящее время, согласно международной системе единиц

(Cи), это зиверт (зв), 100 бэр = 1 зв. смотри: бэр, зиверт.

dose rate [мощность дозы]: поглощенная доза в единицу времени. смотри: поглощенная доза.

excursion, nuclear

[внезапное возрастание

критичности]: резкое, в виде пика, возрастание

скорости деления в надкритической системе с последующим снижением до низкого

значения.

excursion, prompt-power

[мгновенное резкое увеличение мощности, разгон на мгновенных

нейтронах]: внезапное возрастание мощности, возникающее как результат создания

критической конфигурации делящегося материала на мгновенных нейтронах. как

правило, это резкий всплеск мощности, за которым следует пологий участок кривой

с возможным прерыванием ее небольшими пиками. смотри: внезапное возрастание

критичности, всплеск (мгновенный всплеск мощности).

A-3

excursion period (T) [период выбега (т)]: характерное время, в течение которого мощность

ядерного деления возрастает в e = 2,718 раз при ее экспоненциальном росте (e^t/T) в

условиях ядерной критичности до начала действия механизма гашения. смотри:

внезапное возрастание критичности, механизм гашения.

exponential column

[экспоненциальная колонна]:

подкритический блок или цилиндр из

делящегося материала с независимым нейтронным источником на конце. при

соответствующих условиях отклик нейтронного детектора снижается экспоненциально

с расстоянием от источника. по логарифму скорости снижения отклика и боковым

размерам колонны можно определить размеры критической сборки из данного материала

без отражателя.

exposure

[экспозиция/облучение]:

мера ионизации атмосферного воздуха под воздействием

рентгеновского или гамма—излучений; сумма электрических зарядов всех ионов одного

знака в малом объеме воздуха при полной остановке всех электронов, освобожденных

фотонами, на единицу массы воздуха. обратите внимание,

что понятие экспозиция

относится к среде, а не к поглощающему материалу. единицей экспозиции ÿвляется

рентген. смотри: гамма-излучение, рентген. другими словами, экспозиция

— это

воздействие излучения на живые и неживые объекты.

favorable geometry [безопасная геометрия]: геометрические пределы делящегося материала,

обеспечивающие его подкритичность в предполагаемых условиях. примером могут быть

ограниченные размеры диаметров труб, содержащих делящийся раствор, или ограниченные

объемы контейнеров с делящимся раствором.

fissile nucleus

[делящееся ядро]:

ядро, делящееся тепловыми нейтронами, при условии, что

эффективное сечение деления ν σ_f превышает эффективное сечение поглощения σa .

общеизвестными делящимися ядрами ÿвляются ядра

²³⁵U,

²³⁹Pu и

²³³U. смотри:

поглощение нейтронов, деление ядра.

fissile system [система с делящимся материалом]: система, содержащая ядра ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U

и способная к значительному размножению нейтронов. смотри: деление ядра,

размножение подкритическое.

fission, nuclear [деление ядра]: расщепление ядра (обычно Th, U, Pu, или тÿжелых ядер) на две

(реже более) массы одного порядка величины, сопровождающееся выделением большого

количества энергии и испусканием нейтронов. хотÿ некоторые виды деления происходÿт

спонтанно, деление под действием нейтронов представляет наибольший интерес в плане

безопасности при возникновении сцр. сечение деления обозначается σ_f, ν — количество

нейтронов, испускаемых в одном акте деления. смотри: сечение реакции нейтронов.

fission products

[осколки деления]:

нуклиды, образовавшиеся в результате деления или

в последующем радиоактивном распаде. смотри: деление ядра, нуклид.

fission yield, excursion

[полный энерговыход]:

общее количество делений при внезапном

возрастании критичности. смотри: внезапное возрастание критичности.

fissionable nucleus

[способное к делению ядро]:

ядро, способное к делению нейтронами

определенной энергии. к делимым ядрам относятся ²³⁸U, ²⁴⁰Pu, делящиеся ядра и другие

ядра, которые делятся нейтронами с энергией, превышающей некий порог. смотри:

делящееся ядро.

gamma radiation

[гамма-излучение]: коротковолновое электромагнитное излучение,

испускаемое в процессе ядерного превращения или аннигиляции частицы.

A-4

gray (Gy) [грей, гр]: единица поглощенной дозы; 1 гр = 1 дж/кг = 100 рад. принята в 1976 на

международной конференции по мерам и весам в качестве замены рада. смотри: рад.

hazard [опасность]: потенциальная опасность.

«потенциально опасный» - это дублирующий

термин. обратите внимание, что опасный объект не обÿзательно ÿвляется объектом

повышенного риска. смотри: риск.

H/X: общепринятое выражение для отношения числа атомов водорода к ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U

в растворах или водородсодержащих смесях. там, где присутствует несколько делящихся

веществ, отношение определяется отдельно для каждого.

inhour [обратный час]: величина реактивности, которую нужно добавить в критическую систему

на замедленных нейтронах,

чтобы получить период реактора, равный одному

часу;

в настоящее время используется редко. смотри: реактивность.

ionizing radiation [ионизирующее излучение]: любое излучение, прямо или косвенно состоящее

из ионизирующих частиц, фотонов или их комбинации. примером ÿвляются рентгеновское

излучение и излучения, сопровождающие процесс радиоактивного распада. смотри:

распад радиоактивный.

irradiation

[облучение]:

попадание

под

воздействие

ионизирующего

излучения.

смотри:экспозиция (альтернативное определение).

isotopic code [изотопный код]: комбинация из последних цифр атомного номера и атомного веса;

так, например, для ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²³³U − это "25”, "49” и "23"; для ²⁴⁰Pu принят изотопный код

"410"; встречается в литературе, но в настоящее время употребляется редко.

linear energy transfer

(LET)

[линейная передача энергии

(лпэ)]:

средняÿ потеря энергии

ионизирующего излучения на единицу расстояния при его прохождении в среде. высокая

лпэ обычна присуща протонам, альфа-частицам и нейтронам, тогда как низкая

—

рентгеновскому излучению, электронам и гамма-излучению. смотри: ионизирующее

излучение.

monitor, radiation

[монитор радиационный]:

детектор для измерения уровня ионизирующего

излучения. одной из целей измерения может быть получение информации о величине

дозы или мощности дозы. смотри: ионизирующее излучение.

multiplication,

subcritical

[размножение подкритическое]:

коэффициент равновесия

в подкритической делящейся системе с нейтронным источником, определяþщий отношение

общего количества нейтронов деления и источника к числу нейтронов источника.

multiplication factor (k_eff

eff)

[коэффициент размножения (k

eff)]: среднее число нейтронов деления

цепной реакции, образованных нейтроном за период его жизни внутри системы. отсþда

следует, что k_eff = 1, если система критична; k_eff < 1, если система подкритична; и k_eff > 1,

если система надкритична.

neutron

[нейтрон]:

элементарная частица, не имеþщая электрического заряда, масса покоя

которой равна 1.67495 × 10^—24 граммов и среднее время жизни около 10 минут.

neutron poison

[нейтронный поглотитель]: неделящийся поглотитель нейтронов, обычно

используемый для управления критичностью системы. смотри: поглощение нейтронов,

захват нейтронный.

A-5

neutrons, epithermal [нейтроны надтепловые]: нейтроны, кинетическая энергия которых выше

энергии тепловых нейтронов,

часто ограничены значениями энергии, сопоставимыми

с энергией химической свÿзи.

neutrons, fast [нейтроны быстрые]: нейтроны, кинетическая энергия которых выше определенной

конкретной величины; обычно выбирается значение 0,1 мэв (мэв = миллион электрон-

вольт).

neutrons, thermal [нейтроны тепловые]: нейтроны, находÿщиеся в тепловом равновесии со средой

существования. при комнатной температуре средняÿ энергия тепловых нейтронов равна

0.025 эв (эв = электрон-вольт).

nonfavorable geometry [опасная геометрия]: смотри: безопасная геометрия.

nuclide

[нуклид]:

вид атома, характеризующийся атомным номером, массовым числом и,

возможно, возбужденным состоянием, если оно ÿвляется долгоживущим.

oralloy

(Oy)

[оралой]:

термин был введен в лос-аламосе для использования в ранних

документах для обозначения обогащенного урана (окриджский сплав); в настоящее время

используется редко, в основном, для высокообогащенного урана. смотри: тубалой.

personnel monitor

(radiation)

[индивидуальный дозиметр,

радиационный]: устройство для

измерения экспозиционной дозы излучения. информация об эквивалентной дозе

воздействия ионизирующего излучения на биологическую ткань может быть получена из

значения экспозиционной дозы, зарегистрированной пленочным дозиметром,

ионизационными камерами и термолюминесцентными устройствами; из общего обсчета

всего тела и анализа биологических образцов; а также путем мониторинга и специальных

наблюдений.

photon [фотон]: квант электромагнитного излучения.

prompt burst reactor

[импульсный реактор на мгновенных нейтронах]: устройство для

осуществления неразрушающих сверхбыстрых ядерных импульсов на мгновенных

нейтронах. смотри: импульс на мгновенных нейтронах, внезапное возрастание

критичности.

prompt criticality [критичность на мгновенных нейтронах]: состояние делящейся системы, при

котором условие k_eff = 1 обеспечивается мгновенными нейтронами. смотри: коэффициент

размножения.

prompt neutrons [мгновенные нейтроны]: нейтроны, испускаемые мгновенно в процессе деления.

смотри: запаздывающие нейтроны.

quality factor

(QF)

[коэффициент качества]:

линейный, зависимый от передачи энергии

коэффициент, с помощью которого, при умножении его на поглощенную дозу, можно

получить количественное выражение биологической эффективности поглощенной дозы от

различных источников. необходим в контексте защиты от излучения. примерно

соответствует отношению эквивалентной дозы к поглощенной дозе. смотри:

поглощенная доза, эквивалентная доза, линейная передача энергии.

quenching mechanism [механизм гашения]: физический процесс, отличный от механического

повреждения, ограничивающий величину пика мощности при вспышке. примерами

ÿвляются тепловое расширение или формирование в растворе микропузырьков за счет

радиолиза. смотри: всплеск (мгновенный всплеск мощности).

A-6

rad [рад]: единица измерения поглощенной дозы; 1 рад = 10^—2 дж/кг среды. в 1976 году на

международной конференции по мерам и весам было принято решение о переходе на

использование греÿ в качестве единицы измерения поглощенной дозы (гр = 1 дж/кг), но

грей не использовался в литературе, описывающей аварии с возникновением критичности,

так как все они произошли до введения этой единицы в употребление. смотри:

поглощенная доза, грей, индивидуальный дозиметр.

radiation [излучение]: в контексте безопасности при возникновении критичности данное понятие

объединяет альфа-частицы, бета-частицы, нейтроны, гамма-лучи и различные их

сочетания. смотри: альфа-частицы, бета-частицы, нейтроны, рентгеновское излучение.

reactivity

[реактивность]:

параметр делящейся системы, пропорциональный 1- 1/k_eff. таким

образом, реактивность равна нулю, когда система критична, положительна, когда система

надкритична и отрицательна, когда система подкритична. смотри: бета, цент и обратный

час, т.е. различные единицы измерения реактивности; коэффициент размножения.

reflector

[отражатель]:

материал, окружающий снаружи активную зону, обладающий

способностью обратного рассеивания, что позволяет возвращать в активную зону нейтроны,

которые иначе бы из нее безвозвратно исчезли. смотри: активная зона, система

с делящимся материалом.

reflector savings [экономия отражателя]: абсолютная разница между размером аз критической

системы с отражателем и соответствующим размером той же по составу аз в критическом

состоянии, но без отражателя. смотри: активная зона, система с делящимся

материалом, отражатель.

relative biological effectiveness

(RBE)

[относительная биологическая эффективность]:

коэффициент, употребляемый для сравнения биологической эффективности поглощенной

дозы (в радах или греÿх) от различных типов источников ионизирующих излучений;

точнее, это экспериментально определенное отношение поглощенной дозы данного

излучения к поглощенной дозе эталонного излучения, потребной для оказания идентичного

биологического эффекта на конкретный экспериментальный организм или ткань. данный

термин применяется только в радиобиологии, и его не следует применять в защите от

излучений вместо коэффициента качества. смотри: коэффициент качества.

rem

[бэр]:

единица измерения эквивалентной дозы

(биологический эквивалент рентгена),

замененная на зиверт, принятый в качестве единицы измерения в 1980 международной

конференцией по мерам и весам. однако в литературе по авариям с возникновением

критичности зиверт не употребляется. смотри: эквивалентная доза, зиверт.

rep

[фэр]:

устаревший термин для выражения поглощенной дозы тканями человеческого

организма, был впоследствии заменен на рад. изначально образован как сокращение от

выражения “физический эквивалент рентгена”.

risk

[риск]:

стоимость класса аварий за определенный период времени, обычно выраженная

в денежном выражении или человеческих жертвах в год или за период ресурса объекта.

при отсутствии возможности определения опытным путем риск оценивается как

произведение вероятности возникновения на последствия аварии данного типа. не путать

с опасностью. смотри: опасность.

roentgen

(R)

[рентген]:

единица измерения экспозиционной дозы; 1 р = 2,58 × 10^—4 кл/кг

в воздухе. строго говоря, рентген применяется к рентгеновскому или гамма-излучению,

хотÿ в одном из отчетов по авариям с возникновением критичности дозы бета-излучения

были выражены в рентгенах. смотри: экспозиция/облучение.

A-7

scram

[быстрый останов]:

альтернативный термин, обозначающий мгновенное заглушение

реактора.

shutdown mechanism [механизм останова]: механизм гашения и механического повреждения,

если оно имеется, который может ограничить мгновенный всплеск мощности. смотри:

разгон на мгновенных нейтронах, механизм гашения, всплеск

(мгновенный всплеск

мощности).

sievert (Sv) [зиверт]: единица измерения эквивалентной дозы; 1 зв = 1 дж/кг = 100 бэр. принят

в 1980 на международной конференции по мерам и весам вместо бэра. смотри:

эквивалентная доза, бэр.

spike (in a prompt-power excursion) [пик (мгновенный всплеск мощности)] начальный импульс при

мгновенном всплеске мощности, ограниченный механизмом останова. смотри: разгон на

мгновенных нейтронах, механизм останова.

tuballoy (Tu) [тубалой]: термин, который использовался во время второй мировой войны для

обозначения урана. пришел из англии, в настоящее время считается устаревшим.

смотри: оралой.

uranium enrichment (enrichment) [обогащение урана (обогащение)]: весовой процент урана ²³⁵U

в уране при условии, что процентное содержание превышает его естественное значение.

если говорится о “повышенном содержании ²³³U”, то должно быть указано обогащение ²³³U.

x-ray

[рентгеновское излучение]:

электромагнитное излучение с длиной волны в интервале

от 10^—10 до 10^—6 см.

A-8

приложение B

схемы оборудования, табулированные

физические данные и данные

о выходе числа делений для

22 технологических аварий

×асть 1 содержит раздел, следующий сразу за описанием 22-ой аварии и озаглавленный как

«физические и нейтронные характеристики аварий с возникновением критичности на

технологических установках». в этом разделе описывается большое

число неизвестных

величин, приближений и неопределенностей, свÿзанных с упрощенным воссозданием картин

аварий и табулированием данных. выход и удельный выход в таблицах этого приложения

приводÿтся в единицах «число делений» и «число делений на литр», соответственно.

та же самая информация представлена здесь в новом формате для облегчения понимания

приблизительной геометрии и данных о выходе, свÿзанных с каждой технологической аварией.

хотÿ эти данные никогда не будут квалифицироваться как «реперные» (можно было бы

провести расчеты, но результаты были бы в большой степени спорными), они могут оказаться

полезными для студентов и преподавателей университетов и для специалистов по критичности

при чтении лекций оперативному персоналу с целью его обучения.

для каждой из двадцати двух промышленных аварий, описанных в ×асти I, в этом

приложении дается схематическое изображение геометрии емкостей, в которых произошла

авария. в подавляþщем большинстве случаев эти емкости были заполнены делящимся

материалом лишь частично. на всех схемах делящийся материал, содержащий плутоний,

изображен зеленым цветом, а содержащий уран материал изображен красным цветом.

в некоторых случаях объем с делящимся материалом реально состоял из двух частей, в одной

из которых плотность делящегося материала была ниже, чем в другой. на соответствующих

схемах на более низкую плотность плутония указывает светло-зеленый цвет, а на более низкую

плотность урана указывает светло-красный цвет.

B-1

Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (2003 год) - часть 5