Назад

Содержание

Дальше

Анализ безопасности

 

СЦР в системах с делящимися веществами и средства ограничения их последствий


12. Обеспечение ЯБ при работе с ЯТ
12.4 Аварийные инциденты, связанные с возникновением СЦР

Рассмотрены аварии на критических сборках, исследовательских и опытных реакторах и производстве ядерных материалов, при которых уровень мощность за счет деления ядер урана или плутония выходил из-под контроля или неконтролируемо образовывалась критическая масса ядерного материала.

Каждая авария - это горький, но очень ценный опыт, который должен быть известен и из которого должны быть извлечены уроки

С 1945 по 1999 гг. в мире описано 60 аварий с возникновением самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР): в США - 33, СССР/России -19, Канаде - 2 и по одной - в Англии, Аргентине, Бельгии, Франции, Югославии, Японии. Из них 31 авария с СЦР произошла на критических сборках, 8 - на исследовательских и опытных реакторах и 21 - на химико-металлургическом производстве ядерных материалов.

На рисунке внизу представлено распределение количества аварий по годам (пятилетиям):

Рост аварий к 1965 г. объясняется развертыванием научных исследований и производства ядерных материалов в мире, особенно в США и СССР. В последующие годы накапливался опыт и усиливалось внимание к обеспечению безопасности, и с 1978 по 1997 гг. аварий не было. Аварии с СЦР, происшедшие в 1997 г. на производстве в Новосибирске и на критсборке в Сарове, связаны с потерей бдительности, особый случай представляет авария на производстве в Японии в 1999 г.

Обзор состоит из двух частей: в первой части описаны аварии на химико-металлургическом производстве ядерных материалов, во второй-аварии на критических сборках, исследовательских и опытных реакторах.

12.4.2 АВАРИИ НА ХИМИКО-МЕТАЛЛУРГИЧЕСКИХ ПРОИЗВОДСТВАХ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ

В таблице 1 приведены основные условия, при которых происходили аварии на производстве ядерных материалов, причины аварий и их последствия.

Следует отметить, что не произошло ни одной аварии, кроме аварии в Токаи-Мура (Япония), на основном оборудовании, в котором могло находиться существенное количество обогащенного урана или плутония. И в США, и в Советском Союзе с самого начала работ с ядерными материалами было разработано безопасное оборудование - все сосуды, в которых проводились процессы переработки урана и плутония, представляли собой длинные тонкие трубы; расстояние между трубами устанавливалось таким, чтобы не могла образоваться связанная по потоку нейтронов система. При такой геометрии утечка нейтронов предотвращала образование критической массы продукта.

Все аварии произошли на вспомогательном оборудовании, где не должен был концентрироваться делящийся материал, но по разным причинам это случалось.

Причины 20 - ти аварий, указанных в табл. 1, можно разделить на три вида:

  1. · несовершенство конструкции вспомогательного оборудования и отсутствие контроля попадающих туда материалов (9 случаев),
  2. · ошибки эксплуатационного персонала (8),
  3. · нарушение регламента.

Характерными примерами аварий первого вида могут служить аварии в Айдахо (5) и в Новосибирске (20).

На заводе химической обработки ядерных материалов в Айдахо 34 кг урана с обогащением 93 % в виде нитрата хранили в батарее контейнеров безопасной геометрии. Во время операции барботирования произошло непреднамеренное передавливание раствора, и около 200 л его с концентрацией U 170 г/л переместилось в цистерну объемом 20 м3, содержавшую 600 л воды. За первым пиком - 1017 делений ядер урана - последовал ряд затухающих всплесков мощности с общим энерговыделением 4x10^19 делений. Выкипела половина раствора уранил -нитрата, осадок осел на стенках цистерны, этот процесс прекратил цепную реакцию.

На комбинате в Новосибирске травильный раствор (смесь воды, кислоты и органических соединений), из которого уже удалили уран, сливался в емкости, как предполагалось, безопасной плоской геометрии (рис.12.4.2). Содержание урана в этих емкостях не контролировали. Несколько лет работа велась с ураном 36 % обогащения, затем перешли на обработку урана 90 % обогащения. Неожиданно в обеих емкостях произошли одновременные вспышки, за которыми последовали еще несколько вспышек с общим энерговыделением 5?1015 делений. В емкости был залит раствор бора, а затем азотной кислотой был смыт уран. Проведенный после аварии анализ показал, что в течение 13 лет на стенках сосудов отложилось 24,4 кг урана со средним обогащением 70 %. Этого количества оказалось достаточно для образования критмассы даже при плоской геометрии, так как сосуды, расположенные на расстоянии 800 мм друг от друга, образовали связанную по потоку нейтронов систему.

На химическом заводе в Виндскэйле (17) критическая масса образовалась из-за проникновения органического раствора плутония через ловушку, считавшуюся вполне надежной, в большую емкость, содержавшую воду. Накопление продолжалось несколько месяцев, возможно даже около двух лет. Вспышка была относительно слабой (1015 делений), механизм ее гашения не был выяснен.

Эти два случая демонстрируют трудность оценки вероятности аварии для сложных процессов и показывают опасность наличия сосудов большой емкости, подключенных, казалось бы, безопасным способом к основному оборудованию.

Примерами аварий из-за нарушения регламента работ могут служить аварии на Сибирском комбинате по обогащению урана (Томск) (8) и на заводе регенерации урана в Вуд Ривер (13). На Сибирском комбинате имелась установка очистки UF6 от примесей воздуха и HF, состоящая из последовательности ловушек (Рис.12.4.2). В двух из этих ловушек при температуре Т= -60 - -80°С вымораживался UF6, в третьей при температуре Т = -180°С вымораживался HF. Отсос газов производился вакуумным насосом. Поскольку небольшие количества UF6 могли проникать в насос, по регламенту полагалось заменять масло каждые 15 суток. Ловушки охлаждались жидким азотом непрерывно. За четыре дня до аварии из-за неисправности регулятора возрос поток UF6 на очистное устройство, одновременно из-за поломки установки, вырабатывающей жидкий азот, снизилась подача aзотa для непрерывного автоматического охлаждения ловушек, и азот периодически заливали вручную. Эти обстоятельства привели к тому, что в масляном баке вакуумного насоса накопилось 7,4 кг урана с обогащением 22,6 % - количество, достаточное для образования критмассы. Бак имел небезопасные объем и форму. Произошла вспышка с энерговыделением 1,2x10^16 делений. Оператор получил дозу облучения около 200 рад (2 Гр).

Рис.12.4.1. Схема установки очистки UF6 (1,8)

На заводе в Вуд Ривер восстанавливали высокообогащенный уран из необлученного материала, оставшегося после изготовления реакторных тепловыделяющих элементов. Уран с низкой концентрацией в растворе трихлорэтана извлекали при смешивании раствора с карбонатом натрия. Операцию проводили вручную в маленьких бутылях диаметром 5 дюймов и объемом 11л (безопасная емкость) За несколько дней до аварии из-за большого количества накопившегося раствора урана и нехватки 11 -литровых бутылей операция была перенесена в резервуар для приготовления карбоната натрия диаметром 18 дюймов и объемом 100 л (явно опасная емкость). За сутки до аварии испаритель, где получали раствор урана, стал работать неправильно, в результате чего концентрация урана в растворе возросла до 240 г/л 235U. Раствор сливали в полиэтиленовые бутыли, идентичные тем, в которых обычно содержались растворы урана в трихлорэтане низкой концентрации. Оператор перепутал бутыли и влил концентрированный раствор урана в 100 - литровый. резервуар с раствором карбоната натрия, что привело к образованию критмассы. Произошла вспышка, 1/5 раствора выплеснуло, оператор был отброшен на пол. Оператор получил дозу облучения 10 тыс. рад (100 Гр).

Психологическая подоплека этих двух аварий одна и та же: "Не прерывать же процесс, справимся". Однако последствия аварий значительно превысили потери от требуемой остановки процесса.

Последняя авария на производстве ядерных материалов произошла в Японии на заводе фирмы JCO, располагавшемся в арендованном здании на территории Японского исследовательского института атомной энергии (JAERI). Цех завода получил заказ на переработку порошка U3O8 с ураном обогащения 18,8 % в раствор уранилнитрата для изготовления тепловыделяющих элементов опытного реактора. В инструкции по обеспечению ядерной безопасности было, указано, что растворение порошка в азотной кислоте должно производиться порциями по 2,4 кг U3O8. Процесс должен был осуществляться по схеме А (рис. 4): порция порошка засыпается в обогреваемый сосуд для растворения, заливается азотная кислота, затем готовый раствор переливается в накопительную колонку безопасной геометрии и из нее разливается в канистры емкостью 4 литра для отправки в другой цех.

В действительности операции осуществляли по схеме Б: порцию порошка UзО8 (скрупулезно отвешенные 2,4 кг) засыпали в ведро из нержавеющей стали, заливали азотную кислоту, смесь размешивали мешалкой. Механическое размешивание экономило час на приготовлении одной порции раствора, а администрация фирмы торопила с выполнением заказа. Готовый раствор переливали во флягу (по-видимому, по общей технике безопасности не полагалось носить раствор по цеху в открытом ведре), а из фляги, раствор (порцию за порцией) сливали в бак для растворения - диаметром 450 мм и высотой 610 мм с объемом 100 литров. По схеме А разрешалось сливать несколько порций в накопительную колонку, но исполнителями работы вместо накопительной колонки был выбран бак, потому что у колонки сливной кран был расположен на уровне 10 см от пола и под него было трудно подставлять канистры. Как выяснилось, впоследствии, оперативный состав не имел понятия о безопасной и опасной геометрии сосудов. Вспышка произошла, когда в бак переливали 7-ю порцию раствора, в этот момент в баке оказалось 2,5 кг 235U (55 г/л). Энерговыделение в первой вспышке составило 5x1016 делений, затем система вышла на квазистационарный уровень мощности (1 кВт) и находилась в таком состоянии около 20 часов. Самоподдерживающаяся цепная реакция была прекращена, когда из кожуха обогревателя бака (рис.4, схема Б) с помощью сжатого аргона была удалена вода. Удаление воды, служившей отражателем нейтронов, понизило реактивность и привело систему в подкритическое состояние. Общее энерговыделение за 20 часов составило 2,5x1018 делений. Оператор, который лил раствор в бак, получил дозу облучения 800 бэр (8 Зв), второй, державший воронку, -1800 бэр (18 Зв).

На оборудование, показанное на схеме А, от органов надзора была получена лицензия, разрешающая работы с ураном обогащения до 20 %. Однако оборудование было спроектировано неграмотно - сосуд для растворения U6O8 имеет опасную форму и объем (100 литров) Это послужило одной из причин аварии. Основной же причиной аварии была низкая квалификация сотрудников фирмы JCO на всех уровнях, из-за чего не уделялось внимания ни безопасности оборудования при проектировании, ни обучению персонала, ни соблюдению инструкций по ведению процесса. У специалистов фирмы и инспекторов государственного надзора, выдававших лицензию фирме на работы с делящимися материалами, существовало мнение, что на этом производстве критическая авария невероятна.

Наиболее распространенными ошибками в 50 - 60-е гг. были неправильное управление вентилями при переливе растворов урана или плутония, в результате чего раствор попадал в какую-нибудь вспомогательную емкость большого размера и опасной геометрии (1;3;4;6), а также ошибочное указание концентрации раствора, из-за чего с растворами обращались, как с отходами (11;15).

Таблица 1.

Аварии на химико-металлургическом производстве ядерных материалов

Место, дата

Материал, обогаще-
ние, масса
изотопа
235U
или Pu

Геометрия, объем

Удельное содержание 235U или Pu (г/л)

Оцененная критмасса для сферич. геометрии

Энерго-
выделение в первой вспышке (10
17дел.)

Полное энерго-
выделение (10
17дел.)

Причина аварии

Пострадавшие

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

1

Озерск, Россия 15.03.53

Р-р нитрата плутония 810 г

Цилиндр
D=400мм,
H=247мм,
V=31,0 л

26,1

670 г

 

2

Ошибка операторов при переливе р-ра Pu

Двое облучены

2

Озерск Россия 21.04.57

Р-р U (90%), 3 кг

Цилиндр
D=400мм,
H=247мм,
V=30,0 л

102

1,09 кг

 

1

Осаждение урана в сосуде опасной геометрии

Один погиб, пятеро облучены

3

Окридж, США, 16.06.58

Р-р уранил-нитрата (93%), 2,1кг

Цилиндр
D=552мм,
H=234мм,
V=56,0 л

37,5

1,5 кг

0,1

13,0

Неправильное переключение вентилей, слив р-ра в вспомогат. большую емкость

Восемь облучены

4

Лос-Аламос, США, 30.12.58

Р-р плутония в органич. соед. 2,94 кг

Цилиндр D=1000мм, V=160 л

18,4

0,84

1,5

1,5

Неправильное переключение вентилей, слив р-ра в большую емкость

Один погиб, двое облучены

5

Айдахо, США, 30.12.59

Р-р уранил-нитрата (91%), 31кг

Плоская V=800л

38,6

1,24 кг

0,1

400

Через сифон концентр. р-р 235U перелился в цистерну сбора остатков

Двое облучены

6

Озерск, Россия 05.12.60

Р-р карбоната плутония 850г

Цилиндр H=215мм, V=19,0 л

44,7

710 г

 

2,5

Ошибка оператора, сосуд опасной геометрии

Нет

7

Айдахо, США, 25.01.61

Р-р урана (90%), 7,2 кг

Цилиндр D=610мм, H=184мм, V=40,0 л

180,0

2,48 кг

0,6

6,0

Р-р передавлен воздухом в цилиндр отделения пара

Нет

8

Томск, Россия, 14.07.61

UF6 (22,6%) в масле 1,68 кг

V=43,0 л

39,2

1,29 кг

 

0,12

Вакуумный подсос в масляный бак насоса

Один облучен

9

Хэнфорд, США, 07.04.62

Р-р плутония, 1,29 кг

Цилиндр D=457мм, H=280мм, V=45,0 л

28,7

1,07 кг

0,1

8,0

Вакуумный пересос концентр. р-ра в большой сосуд

Трое облучены

10

Озерск, Россия 07.09.62

Р-р нитрата плутония 1,3 кг

Цилиндр D=450мм, H=500мм, V=800,0 л

15,8

1,05 кг

 

2,0

Нарушение технологии, сосуд опасной геометрии

Нет

11

Томск, Россия, 30.01.63

Р-р уранил-нитрата (90%). 2,3кг

Цилиндр D=390мм, H=338мм, V=35,5 л

63,9

2,06 кг

 

8,0

Ошибка oпеpa-тора в расчете концентрации р-ра

Нет

12

Томск, Россия, 02.12.63

Р-р урана в органических соединениях (90%), 1,93

V=65 л

29,8

1,38 кг

 

0,16

В ловушке ва-куумного насоса постепенно накопился уран

Нет

13

Вуд Ривер, США, 24.07.64

Р-р уранил-нитрата (93%), 2,67 кг

Цилиндр D=458мм Н=288мм V=41л

50,5

1,72 кг

1,0

1,3

Опеpaтop перепутал бутыли с р-ром урана и вручную влил в большую емкость

Один погиб, один облучен

14

Электро-
сталь Россия, 03.11.65

Пыль окиси урана (6,5%) в воде, 3,65 кг

Цилиндр D=650мм H=300мм V=100л

36,5

26,1кг

 

0,08

Вакуумный перенос пыли в емкость с водой

Нет

15

Озерск, Россия, 16.12.65

Р-р уранил-нитрата (90%), 2,0кг

Полусфера D=480мм V=28,6л

690

1,65кг

 

5,5 (11вспы-шек)

Ошибка оператора

Нет

16

Озерск, Россия 10.12.68

Водно-орга-нический р-р Рu, 1,5кг

V=28,8л

52,1

1,36 кг

0,3

1,3

Нарушение инструкции по отбору проб

Один погиб, один облучен

17

Винд-
скэйл, Англия, 24.08.70

Р-р плутония в органическ. соединениях, 2,07 кг

Цилиндр, V=40,0 л

51,8

690 г

 

0,01

Постепенное (до2-х лет) на-копление Рu в ловушке

Нет

18

Айдахо, США. 17.10.78

Р-р урана (82%), 6 кг

Цилиндр D=610мм H=1220мм V=315л

19,3

4,34 кг

 

27,0

Обогащение р-ра из-за нарушения технологии

Нет

19

Томск, Россия

Металли-ческий плутоний 10,1кг

V=540 см3

18700

9,18кг

0,03

0,03

Несогласо-
ванность действий двух операторов

Семеро
облучены

20

Ново-
сибирск, Россия, 15.05.97

Осадок на стенках сосудов, 17,1кг

Два плоских сосуда по 700 л

 

 

 

0,055

Накопление в течение нескольких лет осадка на стенках 2-х сосудов, образовавших связанную систему

Нет

21

Токаи-мура, Япония, 30.09.99

Р-р уранил-нитрата (18,8%), 2,5кг

Цилиндр D=450мм Н=312мм V=45 л

60

2,9 кг (1,9 кг с отра-жателем)

0,5

25

Низкая квалификация персонала фирмы на всех уровнях. Опасное оборудование. Несоблюдение регламента.

Двое погибли, один облучен

12.4.3. АВАРИИ НА КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ, ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ И ОПЫТНЫХ РЕАКТОРАХ

В таблице 2 приведены данные о 39 авариях на критических сборках, исследовательских и опытных реакторах. Делящиеся системы разбиты на растворные, металлические и гетерогенные с замедлителем. Помимо общих данных о системе там, где это возможно, приведены величины реактивности, введенной над уровнем критичности, и скорости ввода реактивности.

Причины аварий, как и при производстве ядерных материалов, можно разделить на те же три вида:

Необходимо отметить, что в последнем случае происходили аварии с наиболее тяжелыми последствиями (5;19;21;23;34).

По-видимому, первая в истории освоения ядерной энергии критическая авария произошла в Лос-Аламосской лаборатории 6 июня 1945 г. (22). Определяли критическую массу металлического обогащенного (79,2 %) урана, окруженного водородосодержащим материалом. Кубики из урана были собраны в псевдосферу в кубической полиэтиленовой коробке, Пустое пространство внутри коробки заполнили полиэтиленовыми блоками, всю сборку поместили в большой, бак, в который должны были залить воду. При заполнении бака водой сборка неожиданно пришла в надкритическое, состояние (как потом выяснилось, полиэтиленовая коробка пропускала воду). Единственной защитой сборки был слив воды из бака, таким способом система и была приведена в подкритическое состояние через 5 - 10 с. За это время произошло 4x1016 делений. Два человека получили по 60 - 70 бэр (0,6 - 0,7Зв). Радиоактивного загрязнения помещения не было.

Две более серьезные аварии произошли в той же Лос-Аламосской лаборатории при определении критических масс металлического плутония с различными отражателями 21 августа 1945 г. (7) и 21 мая 1946 г. (8). В обоих случаях активная зона состояла из двух полусфер плутония в дельта-фазе, покрытых слоем никеля толщиной 0,127 мм.

21 августа 1945 г. вокруг плутониевой сферы вручную укладывали кирпичи из карбида вольфрама весом по 4,4 кг. Контроль за приближением к критическому состоянию осуществляли с помощью нейтронного источника и нейтронных счетчиков, помещенных вблизи сборки. Работавший в одиночку экспериментатор подносил последний кирпич к сборке, заканчивая сооружение отражателя весом 236 кг, когда по нарастанию счета заметил, что этот последний кирпич приведет систему в надкритическое состояние. Он отдернул руку, но кирпич выскользнул и упал в центр сборки. Создавшегося отражения нейтронов было достаточно, чтобы система пришла в надкритическое состояние на мгновенных нейтронах и возник всплеск мощности. Экспериментатор отодвинул последний кирпич и принялся разбирать отражатель. Он получил смертельную дозу облучения и скончался через 28 суток. Энерговыделение составило 1016 делений.

Рис. 5. Положение бериллиевого отражателя, предшествующее аварии 8

 

Таблица 2.

Аварии на критических сборках и исследовательских реакторах

Место, дата

Материал, обогащение, масса изотопа 235U или Pu

Геометрия, объем

Удельное содержание 235U или Pu (г/л)

Введенная реактив-ность (β)

Скорость ввода реактив-ности (β/с)

Энерговы-деление (1017 дел.)

Причина аварии

Постра-давшие

Ущерб

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

А. Делящиеся системы в растворе

1

Лос-Аламос, CШA, 12.49

Раствор уранил-нитрата, ~1 кг

Сфера, графитовый отражатель, 13,6л а

740

1,03

 

~0,3

Извлечение одновремен-но двух регу-лирующих стержней

Нет

2

Хэнфорд, США, 16.11.51

Раствор нитрата плутония, 1,15 кг

“Голая” алюминиев сфера, D=508 мм, 49л

23,5

 

4,7

0,8

Слишком быстрое извлечение стержня

Нет

3

Ок-Ридж, США,

26.05.54

Водный раствор UO2F2, 18,3 кг

“Голое” ци-линдрич. кольцо, dвн=50,8мм

dнар=254мм

h-1016мм

55,4л

330

 

3,3

1,0

Наклон внутреннего цилиндра, имевшего кадмиевый чехол

Нет

4

Ок-Ридж, США, 01.02.56

Водный раствор UO2F2, 27,7 кг

“Голый” цилиндр D=760 мм

Н=132мм, 58,9л

470

~2

90

1,6

Падающая пластина быстрой остановки реактора вызвала волну в растворе

Нет

5

Россия, 02.01.58

Раствор уранил-нитрата (90%), 22,0 кг

Плоский цилиндр D=750мм Н=132мм, 58,4л

377

 

 

~2,0

Наклонили бак и изменили геометрию раствора (критмасса для сферы 5,24 кг)

Трое погибли, один облучен

6

Ок - Ридж, США, 30.01.68

Раствор ура-нил-нитрата (97,6%) 0,95кг

Алюминие-вая сфера 5,84 л. вод-ный отражатель

163

 

 

0,1

Воздушный пузырь добавил в сферу раствор

Нет

Б. Металлические системы с отражателем и без отражателя

7

Лос-Аламос, США, . 21.08.45

6,2 кг Ри в

δ-τΰзе

Сфера с отажателем из карбида вольфрама

 

0,15

7

0,1

Эксперимен-татор уронил кирпич отра-жателя на центр сборки

Один погиб

8

Лос-Аламос, США, 21.05.46

6,2 кг Pu в

δ-τΰзе

Сфера с от-ражателем из бериллия

 

0,10

8

~0,03

Эксперимен-татор уронил бериллиевую полусферу

Один по-гиб, семь облучены

9

Лос-Аламос, США, 01.02.51

62,9 кг урана (93%)

Два цилинд-ра в воде (связанные, системы)

 

0,10

9

~1

При быстром извлечении цилиндры качнулись друг к другу

Нет

10

Лос-

Аламос, США, 18.04.52

92,4 кг урана 93%)

Цилиндр из пластин без, отражателя

 

 

~2

0,15

Ошибка в оценке критмассы

Нет

11

Саров, Россия, 09.04.53

8 кг Pu в

δ-τΰзе

Сфера с от-ражателем естествен-ного урана

 

 

11

~0,1

Эксперимен-татор устано-вил непра-вильный зазор между полусферами отражателя. Работал один

Нет

Расплавилось ~70 г

плутония

12

Лос-Аламос, США, 03.2.54

53 кг урана (93%)

Сфера без отражателя. Сборка “Леди Годайва”

 

0,15

12

0,56

Ввели реак-тивность больше запланиро-ванной

Нет

13

Лос-Аламос, США, .... 12.02.57

54 кг урана (93%)

Сфера без отражателя. Сборка “Леди Годайва”

 

0,21

13

1,2

Не учли влияния помещенного вблизи графита

Нет. Повреж-дение сборки, окисление урана

14

Лос-Аламос, США, 17.06.60.

51 кг урана (93%) -

Цилиндр с графитовым и водным отражате-лем

 

 

 

0,6

Добавлено избыточное количество урана

Нет

15

Ок-Ридж, США, 10.11.61

75 кг урана (93%)

Парафино-вый отража-тель

 

 

2,3

0,1 Сработала защита

Добавлено избыточное количество урана

Нет

16

Саров, Россия, 11.03.63

17,35 кг Pu в

δ-τΰзе

Сфера с LiD отражате-лем

 

 

 

0,05

Сблизили полусферы при наладке подъемника

Двое облучены

17

Ливермор, США,

26.03.63

47 кг урана (93%)

Цилиндр с бериллие-вым отражателем

 

 

 

3,7

Смещение незакреплен-ных урановых деталей

Нет. Расплав-ление и окислениеурана

18

Уайт Сэндс, США, 28.05.65

96 кг сплава урана (93%) с молибденом

Цилиндр без отражателя

 

1,15

2,2

1,5

Неправильная оценка эф-фективности стержня, до-бавляющего реактивность:

Нет. Неболь-шие по-вреждения сборки

19

Челябинск-70, Россия, 05.04.68

47,7 кг урана (90%)

Сфера с полиэтиле-новой вставкой, отражатель из естеств. урана

 

 

40

-0.6

Неправильная оценка влия-ния; полиэти-леновой, вставки, отключение контрольной аппаратуры

Двое погибли

20

Абердин, США, 06.09.68

123 кг сплава урана (93%) с молибденом

Цилиндр без отражателя

 

0,18

 

6,1

Неправильная оценка эф-фективности блока добав-ляющего реактивность

Нет. Частичное рacплавле-ние урана

21

Саров,

Россия,' 17.06.97

44 кг урана (90%)

Сфера с медным от-ражателем

 

0,065

 

100 (2 в первой вспышке)

Неправильная

запись тол-щины отра-жателя, опе-ратор достра-ивал отража-тель вручную, работал один

Один погиб

В. Металлические и оксидные системы с замедлителем

22

Лос-Аламос, США, 06.06.45

35,4 кг урана (79,2%) в виде кубиков

Псевдосфе-ра с поли-этиленовым и водным отражателем

 

~2

 

~ 0,4

Вода просочилась в сборку

Двое облучены

23

Чок-Ривер, Канада, 1950г.

Природный уран

Стержни в алюмини-евых обо-лочках, тя-желоводный замедлитель

 

 

 

 

Неконтроли-руемый залив замедлителя, оператор щепкой зажал кнопку насо-са и отошел

Трое облучены

24

Аргонск. нац. лаб. США, 02.06.52

6,8 кг U02 (93%) в пластике

Топливные элементы в водном за медлителе

 

 

 

1,2

Регулирую-щий стержень извлечен с нарушением инструкции

Четверо облучены.

Поврежде-ние эле-ментов

25

Чок-Ривер,

Канада,

12.12.52

Топливные

стержни из природного урана.

Реактор NRX

Тяжеловод-ный замед-литель, ох-лаждение легкой водой

 

Разгон с периодом 10 с. Реак-тор оста-новлен сливом тяжелой воды

 

1200

При повыше-нии мощнос-ти реактора легка вода стала выки-пать, положи-тельный па-ровой эффект привел к раз-гону реактора

Нет. Сильное повреж-дение активной зоны

26

Айдахо,

США,

22.07.54

4,16 кг сплава

урана (93%) с алюминием, Реактор “боракс”

Топливные элементы в водном за-медлителе, открытый бак

 

> 5

Период разгона 2мс

47

Превышение планируемой мощности. Цепная реак-ция прекрати-лась за счет разрушения топлива, до парового взрыва

Нет.

Полное раз-рушение активной ЗОНЫ

27

Винка, Югославия, 15.10.58

Природный уран

Стержни в тяжелой воде, без отражателя

 

 

 

~ 2,6

Неконтроли-руемый вы-ход на мощ-ность из-за отказа конт-рольной аппаратуры

Один погиб, пять облучены

28

Сакле, Франция, 15.03.60

2,2 т U02 (1,5%)

Топливные стержни в воде

 

 

Период 0,25с

30

Ошибочное извлечение регулирующего стержня. Прекращение цепной реакции за счет Доплер - эффекта в 238U.

Нет

29

Айдахо, США, 03.01.61

Пластины урана (93%), очехлованные алюминием.

Реактор SL-1

Топливные пластины в воде

 

 

Период 4мс

44

Ошибочное извлечение регулирую-щего стержня механиком. Прекращение цепной реакции за счет разрушения топлива

Трое погибли от взрыва. Разруше-ние реактора

30

Айдахо, США, 05.11.62

Пластины из сплава U(93%) Аl в алюминиевой оболочке. Реактор SPERT

Топливные пластины в воде

 

 

Период 3,2 мс

18

Превышение планируемого увеличения мощности

Нет.

Активная зона разрушена

31

Мол, Бельгия, 30.12.65

1.2 т UО2 (7%), таблетки

Стержни в смеси 70% H2O 30% D2О

 

 

~0,15

~ 200

(~ 50 вспышек)

Оператор не выполнил предписанное осушение бака критсборки, техник нарушил порядок загрузки и извлечения стержней регулирования

Один облучения

32

Курчатовский ин-т, Москва, Россия 15.02.71

Уран (20%)

Стержни в воде, бериллиевый отражатель

 

 

~0,15

~ 200 (~50 вспышек)

Ошибка в оценке, подкритичности, бесконтрольный залив замедлителя

Двое облучены

33

Курчатовский ин-т, Москва, Россия 26.05.71

Уран (90%)

Стержни в воде, водный отражатель

 

 

~2

50

Развал "жесткой" активной зоны из-за непрочности конструкции. Прекращение цепной реакции за счет разрушения топлива

Двое погибли, двое облучены

34

Буэнос-Айрес. Аргентина, 23.09.83

Топливные пластины типа MTR

Реактор бассейнового типа

 

 

 

~4

Не произведен предписанный слив замедлителя, перепутан порядок перемещения топлива

Один погиб, двое облучены

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

35

Лос-Аламос, США, 11.02.45

Гидрид урана в пластике, состав: UC4H10

Кубики топлива в графитовом отражателе. Реактор "Дракон"

 

 

 

0,06

Превышена допустимая мощность

Кубики распухли

36

Айдахо, США, 29.11.55

Обогащенный уран в трубах с NaK-тепло-носителем, 52 кг

Модель реактора-размножителя EBR-1

 

Период разгона 0,9 с

 

4,6

Вовремя не был остановлен разгон реактора

Расплавилось 50% активной зоны

37

Лос-Аламос, США, 03.07.56

Фольга U(93%) в графите

576 кубиков разделены на две части

 

 

 

0,32

При сближении частей наступила мгновенная критичность. Защитная система раздвинула половины сборки

Ущерба и радиоактивных загряз нений не было

38

Айдахо, США, 03.07.56

Топливные элементы из сплава UO2CrNi, замедлитель HZr

Прототип авиационного двигателя

 

 

 

250

Неправильная работа аппаратуры, измерявшей мощность реактора

Частичное рас плавление топлива понизило реактивность

39

Лос-Аламос, США, 11.12.62

Фольга из U(93%) в графитовом цилиндре

Активная зона вдвигалась в отражатель

 

0,12

 

0,3

Перемещали активную зону, не определив критического положения

Ущерба не было, остановлена аварийной защитой

Во втором случае авария произошла во время демонстрации способов создания металлических критических систем. Сборка состояла из той же плутониевой сферы, но с бериллиевым отражателем. Экспериментатор, проводящий демонстрацию, медленно опускал верхний полусферический бериллиевый кожух на сферу; один край его касался нижней бериллиевой полусферы, другой поддерживался отверткой. Экспериментатор держал кожух большим пальцем левой руки, введя его в отверстие, а в правой держал отвертку. Систему собирали на обыкновенном верстаке (рис. 5), никакой аварийной защиты, кроме контроля размножения нейтронов, еще не существовало. Рядом лежали детали и вещи, которые служили отражателями нейтронов. По-видимому, экспериментатор слишком быстро опустил бериллиевую полусферу и отложил ее от сборки. Восемь человек, находившихся в комнате, получили дозы 2100, 360, 250, 160, 110, 65, 47, 37 бэр (21, 3.6, 2.5, 1.6, 1.1, 0.65, 0.47, 0.37 Зв). Проводивший демонстрацию экспериментатор умер через 9 суток. В обоих случаях плутониевая сфера не претерпела никаких, изменений.

В дальнейшем для подобных опытов в разных странах, в первую очередь в США и СССР, были разработаны критические стенды, оборудованные аварийной защитой и позволяющие выводить систему в критическое состояние с помощью дистанционного управления. Было создано множество типов критических сборок, но аварии продолжались. Причиной были конструктивные недостатки и, прежде всего, недостаточная прочность (жесткость) конструкции. Критическое состояние системы, зависит от конфигурации и расстояния между элементами конструкции, содержащими делящиеся материалы. Изменение конфигурации может привести к непреднамеренному увеличению реактивности системы.

На рис. 6 представлена сборка, которая была сооружена в Лос - Аламосской лаборатории для исследования критического расстояния в связанной системе из двух цилиндров, выполненных из металлического урана. Правый цилиндр был неподвижен, а левый перемещался с помощью пневматического привода. Аварийной защитой служил кадмиевый экран, рассекающий систему по аварийному сигналу. Быстрый подъем левого цилиндра служил дополнительной защитой.

При демонстрации эксперимента, чтобы сделать его более эффектным, в конце был приведен в действие механизм аварийной защиты. Подъем цилиндра пневмоприводом произошел значительно быстрее, чем опускание кадмиевого экрана. При подъеме цилиндра возникли силы Бернулли, качнувшие цилиндры друг к другу, отчего произошла вспышка 6-1015 делений. Цилиндры, по-видимому, сблизились несколько раз, так как общее энерговыделение составило 1017 делений до того, как кадмиевый экран заглушил систему. Причиной аварии (9) явилась недостаточно жесткая фиксация цилиндров.

26 марта 1963 г. в Ливерморской лаборатории произошла авария (17) на критической сборке, состоящей из концентрических цилиндров из высокообогащенного урана, окруженных бериллиевым отражателем. Общая масса урана (47 кг) была поделена на две части: центральная сердцевина находилась на подъемнике с дистанционным управлением, а кольца большого диаметра и отражатель - на фиксированной платформе. К критичности приближались, поднимая центральную часть шагами внутрь отражающего кольца.

Рис. 6. Схема критсборки (авария 9)

Неожиданно послышался звук взрыва, включились механизмы быстрого останова реакции и сигнализация. Через несколько секунд можно было видеть, что уран плавится и горит. Выход энергии составил 1,8x1017 делений, около 15 кг урана сгорело, 10 кг расплавилось и растеклось по полу. Персонал находился за биологической защитой. Авария произошла из-за того, что центральный цилиндр слегка сдвинулся. Когда его поднимали в неподвижную половину, одно или несколько колец приподнялись, а затем опустились и расположились точно вокруг центральной части. Это привело к резкому возрастанию реактивности. Гашение реакции произошло, от теплового расширения и плавления урана.

26 мая 1971 г. в Курчатовском институте, произошла авария (33) на урано - водной критической сборке при проведении экспериментов по измерению критических масс из стержневых тепловыделяющих элементов. Определяли критическое количество стержней при разном соотношении числа ядер водорода и 235U в ячейке системы.

Ниже указаны шаги расстановки стержней и их соответствующие критические количества:

Шаг, мм

7.2

9,5

11,5

14,4

NKp

1790

590

370

260

Эксперименты старались сделать по возможности “чистыми”, такими, чтобы возмущения в. системе были минимальными. Для этого решетки, в которых закреплялись концы урановых стержней, были изготовлены из алюминиевых листов толщиной 2 мм, а опорная плита, на которую опиралась вся масса стержней, из органического стекла (плексиглаcа) толщиной 20 мм.

Концы стержней выступали из верхней дистанционирующей решетки на 2 -3 мм. Направляющие для стержней аварийной защиты и регулирования были вынесены в боковой отражатель. Вся конструкция была весьма ажурной и непрочной. Для каждого шага расстановки стержней в сухом баке критсборки собирали систему, содержащую несколько меньшее количество стержней, чем определенное расчетом критическое число. Затем систему заливали водой и добавлением стержней по одному доводили до критического состояния.

В последнем опыте измеряли критическое количество стержней при наименьшем шаге - 7,2 мм. Это количество составило 1790 шт. и превышало критмассу для оптимального шага примерно в 7 раз. По окончании эксперимента руководитель работы дал указание опустить стержни регулирования и аварийной защиты. Четыре сотрудника вошли в отсек критсборки, осмотрели ее, после чего руководитель дал команду слить воду через клапан быстрого (аварийного) слива. Вода из бака критсборки может сливаться через вентиль медленного слива в течение 15-20 мин или через клапан быстрого слива большого сечения (D = 500 мм) за 20-25 с. Во всех предыдущих опытах вода сливалась через вентиль медленного слива. При быстром сливе воды плита прогнулась, и концевики урановых стержней вывалились из верхней дистанционирующей решетки. Активная зона “веером” развалилась, и шаг расстановки стержней приблизился к оптимальному. Скорость ввода реактивности могла составить 2 β в секунду, произошел разгон на мгновенных нейтронах. Два периферийных ряда стержней, для которых шаг увеличивался наиболее быстро, разрушились, вода выплеснулась из бака. Энерговыделение во вспышке, оцененное по радиоактивности активной зоны, составило 5x1018 делений.

Цепная реакция была остановлена за счет разрушения топлива (разрушения критического ансамбля). Находившиеся, у критсборки четыре сотрудника получили дозы облучения 6000, 2000, 800 и 700 бэр (60, 20, 8, 7 Зв). Один скончался через 6 суток, второй через 15 суток после аварии. Причиной аварии явилась непродуманность конструкции критической сборки, при разработке не были проведены расчеты на прочность элементов системы и сборки в целом. Ситуацию усугубила недопустимая торопливость персонала при завершении эксперимента.

Ранее отмечалось, что аварии с самыми тяжелыми последствиями происходили при нарушении разработанных, продуманных регламентов работы. Ниже приведено описание некоторых из них.

В 1957 г. на комбинате “Маяк” (Россия) была проведена работа по измерению критических масс и критических объемов растворов высокообогащенного урана различной концентрации при разной форме сосудов с целью получить данные для выбора сосудов безопасной геометрии и объема в химическом производстве.

На рис. 7 представлена схема экспериментального оборудования для проведения этих исследований. Очередной раствор урана доставляли на стенд в 6-литоровых бутылях безопасной геометрии. Из бутылей с помощью вакуумного насоса раствор всасывался в градуированный 3-литровый цилиндр и из него под контролем нейтронных счетчиков порциями заливался в бак критической системы. После достижения критического состояния системы раствор отсасывался в тот же 3-литровый цилиндр и переливался в бутыли. Было проведено несколько опытов с определением критических масс в сосудах небольшого объема. Затем для изучения “плоской” геометрии сосудов (отношение высоты к диаметру H/D << 1) было решено использовать бак объемом 400 л и диаметром 750 мм. Описанным способом система была доведена до критического состояния. Объем раствора составил 58,4 л при высоте 132 мм, критическая масса была равна 22 кг 235U (она превышала критмассу для сферической формы приблизительно в 4 раза). Экспериментаторы перелили часть раствора с помощью насоса в несколько 6-литровых бутылей и решили, что система стала глубоко подкритичной. Процесс откачки раствора насосом был очень медленным, а рабочий день уже кончился. Они решили вручную разлить раствор из бака по бутылям, для чего отвинтили болты, которыми бак крепился к постаменту, втроем подняли его и наклонили. Изменение формы раствора уменьшило утечку нейтронов, и произошла вспышка. Раствор выплеснуло в потолок. Увеличению пика энерговыделения способствовало то, что источник нейтронов удалили из системы. Энерговыделение, оцененное по радиоактивности раствора, составило 2x1017 делений. Три сотрудника, поднимавшие бак, получили дозы облучения по 6000 рад (60 Гр) и скончались на 5 - ый и 6 - ой день после аварии, четвертый, находившийся на расстоянии 2,5 м от бака, получил 600 рад (6 Гр).

Рис. 7. Схема экспериментального оборудования

30 декабря 1965 г. в г. Моль (Бельгия) на критической сборке “Вентус”, где исследовали системы с ураном 7 % обогащения и смесью Н2О – D2O в качестве замедлителя, проводили работы по изменению расположения стержней ручного управления. По инструкции такая операция должна была проводиться при осушенном баке критсборки, однако оператор не выполнил этого требования. Oн дал письменное распоряжение технику загрузить один стержень и затем извлечь другой. Но техник стал извлекать стержень, не загрузив предварительно другой стержень. Во время подъема стержня реактор вышел в надкригическое состояние. Техник увидел черенковское свечение и бросил стержень, реакция была остановлена комбинацией эффекта Доплера на ядрах 235U и падающим стержнем. Энерговыделение составило 4,3x1017 делений. Техник получил общую дозу облучения 500 бэр (5 Зв), а на его ступню пришлась доза 4000 бэp (40 Зв). Ступню пришлось ампутировать.

23 сентября 1983 г. в Буэнос-Айресе (Аргентина) на сборке бассейнового типа меняли конфигурацию топлива. И в этом случае требование инструкции о сливе воды при такой операции не было выполнено. Регулирующими элементами служили топливные кассеты, в некоторых 4 из 19 топливных пластин были просто удалены, в других вместо них установлены по 2 кадмиевые пластины. Техник с 14 - летним стажем работы на критсборках в одиночку менял конфигурацию топлива. Он извлек две топливные кассеты, но вместо того чтобы удалить их из бака, переместил их в боковой отражатель. Таким образом, реактивность системы практически не уменьшилась. Затем он стал погружать регулирующие элементы без кадмиевых пластин, т.е. добавлять топливо. При погружении второго элемента возник всплеск мощности 4,5x1017 делений. Техник получил поглощенную дозу 2000 paд (20 Гр) γ-излучения и 1700 рад (17 Гр) нейтронного излучения и скончался на третьи сутки.

В феврале 1971 г. в Курчатовском институте исследовали относительную эффективность железо-водного отражателя нейтронов и отражателя из металлического бериллия для активной зоны судового реактора.

Активную зону набирали из 349 кассет с тепловыделяющими элементами стрежневого типа. Компенсацию оперативного запаса реактивности осуществляли решеткой из стержней с карбидом бора, охватывающей центральную часть активной зоны; три периферийных ряда кассет находились вне решетки. Компенсацию реактивности на выгорание урана осуществляли выгорающим поглотителем.

На первом этапе экспериментов изучали активную зону с не выровненным по радиусу зоны распределением потока нейтронов - выгорающий поглотитель был равномерно распределен по всем кассетам. Измерения показали, что активная зона, полностью залитая водой при погруженной решетке, глубоко подкритична (10%), а изменение реактивности при замене железо-водного отражателя на бериллиевый невелико (+0,8%). Далее предполагали исследовать зону с выровненным по радиусу распределением потока нейтронов. В центральную часть активной зоны, перекрываемую компенсирующей решеткой, поместили 147 кассет с наибольшим содержанием выгорающего поглотителя; далее два ряда кассет (118 шт.) с уменьшенным содержанием поглотителя; периферийный ряд кассет (84 шт.) не содержал поглотителя нейтронов.

Эксперименты должны были начаться с применением бериллиевого отражателя, поскольку на нем закончилась первая серия опытов. Расчеты критичности новой композиции активной зоны были сделаны только для варианта с железо-водным отражателем, а на основании результатов сравнения эффективности бериллиевого и железо-водного отражателей для первой композиции зоны руководитель экспериментов считал, что замена стали на бериллий не даст существенного увеличения реактивности системы. Активная зона была собрана в сухом баке критстенда и оставлена на ночь. Утром руководитель работы, не дожидаясь прихода оператора пульта управления и контролирующего физика (трое являются обязательным составом смены при проведении критического эксперимента), считая, что система глубоко подкритична, включил насос подачи воды в бак критсборки.

Контрольно-измерительная аппаратура была включена, но стержни аварийной защиты не были подняты, и в сборку не был помещен источник нейтронов. Руководитель работы и подошедший стажер стояли у бака Критсборки, когда внезапно увидели голубое свечение, отраженное от потолка, и услышали лавинообразное нарастание частоты звукового индикатора потока нейтронов (щелкуна). Они покинули помещение критстенда. Начальник лаборатории с дозиметристом через несколько минут попытались войти в помещение стенда, чтобы сбросить воду из бака сборки, но радиационная обстановка и пар, заполнивший помещение, не позволили подойти к пульту управления стенда. Насос продолжал подавать воду в бак сборки.

Через 5 - 7 минут помещение было обесточено с электроподстанции, и подача воды в критсборку прекратилась. Оценки покачали, что за время, пока вода подавалась в сборку, произошло примерно 50 вспышек. Уровень воды в активной зоне поднимался до критического, происходила быстротечная вспышка, вода вскипала и выплескивалась из бака, цепная реакция прекращалась. Затем вода доливалась, и процесс повторялся. Общее энерговыделение составило 2 x 1019 делений (1000 МДж). Скорость ввода реактивности была сравнительно небольшой (0,15 р в секунду), поэтому оболочки тепловыделяющих элементов не потеряли герметичности и загрязнения помещения критстенда не произошло. Измеренный через три дня критический уровень замедлителя оказался равным 1/2 высоты активной зоны при полностью погруженной компенсирующей решетке. Разница в “свободном” запасе реактивности у активных зон с бериллиевым и, железо - водным отражателями при “выровненной” структуре зоны оказалась равной 10%. Находившиеся около критсборки два сотрудника получили дозу облучения ног - 1500 бэр (15 Зв). Одному пришлось ампутировать ступни.

По результатам анализа этой и произошедшей в мае 1971 г. в Курчатовском институте аварий (32;33) был предложен ряд технических усовершенствований систем критстендов и улучшена организация работы на них. Введена система блокировок, определяющая обязательную последовательность операций на стенде и; запрещающая последующие операции, если не выполнены предыдущие, а именно:

Принято правило, по которому все операции перестройки активной зоны производятся в сухом баке критсборки, после чего дистанционно заливается замедлитель. Введено обязательное трехступенчатое планирование эксперимента:

Следует отметить, что при работе на критических сборках роль “человеческого фактора”” особенно велика, так как даже при наличии расчетов параметров системы к любой из них надо подходить, как к неизвестной, и соблюдать все отработанные годами правила проведения критических экспериментов.

Эти правила были нарушены 17 июня 1997 г. в Сарове опытным экспериментатором (21). Он собирал систему, состоящую из урановой сферы (уран 90% обогащения) и сферического медного отражателя. Урановая сердцевина состояла из, 9 сферических слоев с полостью внутри, в которую был помещен источник нейтронов с выходом ~105 нейтр/с. Отражатель должен был состоять из нескольких сферических слоев меди. Экспериментатор работал один, не имея надлежащим образом составленной программы эксперимента (эти два факта являются недопустимым нарушением правил работы при сборке критической системы). Он собирал систему, которая, была изучена в 1972 г., но в своем рабочем журнале, переписывая внутренний и внешний размеры отражателя (167 и 205 соответственно), неправильно записал внешний размер - 265 мм. Из имеющихся в наличии он подобрал последний слой отражателя с внешним диаметром 258 мм. Система состояла из полусфер - нижней и верхней. Нижняя часть устанавливалась на подставке, перемещаемой гидравлическим подъемником по вертикали. Подъемник служил аварийной защитой - по аварийному сигналу он под действием силы тяжести опускался, разъединяя части системы. Верхняя часть укреплялась на тележке, дистанционно перемещаемой по горизонтали (рис. 8).

Рис. 8. Схема критстенда (авария 21) 

После сборки обеих частей верхняя часть системы дистанционно сближалась с нижней под контролем нейтронных детекторов. В качестве нижней критической системы экспериментатор собрал нижний полусферический отражатель с внешним размером 258 мм и полную сферу из урана (рис. 9). При установке первой верхней полусферы медного отражателя, (возможно, он ее выронил) произошла вспышка. Экспериментатор увидел вспышку света, покинул бокс стенда и закрыл за собой защитную дверь. По сигналу нарастания нейтронного потока подъемник опустился, но с ним опустилась вся система, оказавшаяся критической. По оценке, энерговыделение в первой вспышке составило ~2-1017 делений, последовал разогрев системы, падение реактивности и мощности, а затем установился стационарный уровень мощности 500 Вт. Избыточная реактивность была скомпенсирована разогревом урана до температуры 865°С. В таком состоянии сборка находилась 6,5 суток, пока с помощью вакуумного подъёмника, сооруженного из пылесоса, не была дистанционно разъединена на части. Экспериментатор получил дозу облучения 4500 рад (45 Гр) за счет нейтронного излучения и 350 рад (3,5 Гр) излучения и скончался через двое суток. Следует отметить, что, поскольку металлическая система испускает быстрые нейтроны, 4500 рад соответствует эквивалентной дозе 45-90 тыс. бэр (450-900 Зв).

Рис. 9. Конфигурация сборки в момент аварии 21

Несколько обособленно следует рассматривать аварии на критической сборке “Леди Годайва” (12;13) и опытных реакторах BORAX и SPERT. Эти системы предназначались для исследования быстрых процессов (разгонов). Их не предполагали доводить до разрушения, но, поскольку изучали миллисекундные разгоны и вводили реактивность больше Р, по-видимому, трудно было рассчитать, на какой величине вводимой реактивности cледовало остановиться, В итоге все эти установки были разрушены из-за превышения допустимой мощности вспышки.

Таблица 3.

Энерговыделение во вспышке и механизм самопогашения

Вид системы

Свойство

Растворные

Гетерогенные

Металлические

Из низко обогащенного урана < 7%

Из высоко обогащенного урана > 70%

Из 235U

Из 239Pu

Энерговыделение во вспышке (1017 дел.)

1

~50

~50

1

0,1

Механизм самопогашения цепной реакции

Образование радиолитических пузырьков – увеличение утечки нейтронов

Увеличение поглощения нейтронов в 235U за счет Доплер-эффекта

Разрушение топлива – разрушение критического ансамбля

Разогрев топлива-увеличение утечки нейтронов

Разогрев топлива • увеличение утечки нейтронов

Таблица 4.

Соотношение эквивалентных доз облучения за счет нейтронного и гамма-излучения

Вид системы

Растворные

Гетерогенные урано-водные

Металлические

Параметр

с отражателем

без отражателя

Ннγ

1:1

1:1

10:1

100:1

Из рассмотрения аварий можно извлечь ряд данных, которые будут полезны при составлении технических обоснований безопасности (ТОБ) различных критических систем. В табл. 3 приведены характерное энерговыделение при разгоне системы на мгновенных нейтронах и механизм самопогашения цепной реакции.

Присутствие источника нейтронов в системе при разгоне на мгновенных нейтронах уменьшает пиковую мощность и скорость нарастания мощности за счет более раннего включения механизмов гашения реакции и тем самым уменьшает “бризантность” вспышки - долю тепловой энергии, превращаемую в механическую. Это уменьшает разрушение делящегося материала и конструкций системы.

Для оценки медицинских последствий аварий с самоподдерживающейся цепной реакцией представляет интерес соотношение эквивалентных доз облучения человека от нейтронного и гамма - излучения для критических систем разного вида. Это соотношение (Ннγ) представлено в табл. 4.

В заключение необходимо подчеркнуть, что ошибки персонала приводили к авариям в том случае, если они накладывались на несовершенство оборудования или организации процесса обращения с ядерными материалами. Производственные процессы и оборудование критических систем совершенствовали и продолжают совершенствовать, это уменьшает вероятность ошибок. Нарушение же регламентов или инструкций по безопасности может привести к аварии и при самом совершенном оборудовании и производственном процессе. Поэтому всем работникам, связанным с критическими системами, следует постоянно напоминать, что они имеют дело с опасными процессами и воспитывать у них культуру безопасности.


Назад

Содержание

Дальше

Анализ безопасности

 

СЦР в системах с делящимися веществами и средства ограничения их последствий