Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

Фролов В. В.

Последовавший за этим всплеск мощности дал 3 X 10¹⁸ делений, однако максимальные температуры в двуокиси урана не превышали 550 °C. Активная зона не пострадала, облучение персонала было незначительным.

Было установлено, что гашение реакции произошло в результате эффекта Доплера на ²³⁸U. Этот вывод подтвердили эксперименты на сборке «Сперт» с аналогичной активной зоной, в которой уран был обогащен до 4 % (часть II, раздел C, авария 9).

8. Национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. Айдахо, 3 января 1961 г. ⁷⁷

Реактор SL-1, уран-алюминиевое топливо, водяной замедлитель; единичный всплеск мощности; три человека погибли…

Реактор SL-1 (сначала назывался Аргоннский реактор низкой

мощности) был кипящим водо-водяным реактором прямого цикла тепловой мощностью (брутто) 3 МВт, с топливными элементами в виде пластин из обогащенного урана в алюминиевой оболочке. Реактор был спроектирован на время кампании без перегрузок топлива длительностью 3 года, поэтому в активную зону загружался избыток топлива. Для компенсации избыточного топлива к некоторым элементам активной зоны был добавлен выгорающий поглотитель (¹⁰В) в виде сплава алюминия, бора и никеля. Так как пластины из бора могли прогибаться (и, очевидно, также корродировали, что приводило к росту реактивности), в ноябре 1960 года некоторые из них заменили на кадмиевые полоски, запаянные между тонкими алюминиевыми пластинами. При этом была определена величина уставки для срабатывания системы аварийной остановки реактора, равная 3 % (около 4), при том, что исходное значение составляло 3,5–4%. Регулирующие стержни крестообразной формы имели тенденцию прилипать. Они состояли из больших кадмиевых листов, проложенных между алюминиевыми пластинами. Ядерная авария произошла, скорее всего, не в результате плохого состояния активной зоны.

После того, как реактор SL-1 проработал около двух лет, он был остановлен для проведения плановых ремонтных работ, а 4 января его предполагалось снова запустить. Группе из трех человек, дежурившей в ночь на 3 января, было поручено заново собрать приводы регулирующих стержней и подготовить реактор к пуску. По-видимому, они этим и занимались, когда произошел всплеск мощности.

Самая надежная из имеющейся информации (косвенная, но достаточно убедительная) говорит о том, что центральный стержень был извлечен оператором вручную с максимальной скоростью. Такое быстрое увеличение реактивности перевело реактор в режим с периодом, равным 4 миллисекундам. Мощность продолжала расти до тех пор, пока тепловое расширение и формирование парообразований не погасили всплеск мощности. Мощность в пике была 2 X 10⁴ МВт, общее энерговыделение составило 133 ± 10 МДж.

Последовавший паровой взрыв разрушил реактор и мгновенно убил двух операторов. Третий скончался через два часа от травмы головы. Реакторное здание и особенно реакторный зал были сильно загрязнены охлаждающей водой, содержавшей продукты деления. Проведению обследования в начальный период после аварии мешал высокий уровень радиации (от 500 до 1000 Р/ч) в реакторном зале. Несмотря на большой выброс радиоактивности из активной зоны, очень малая ее часть вышла за пределы здания, которое не было герметичным.

Во многих отношениях эта авария со всплеском мощности в реакторе напоминает аварию реактора «БОРАКС» и разрушающие эксперименты на критсборке «Сперт». Каждая из этих аварий, особенно эксперименты на сборке «Сперт» (часть II, раздел C, авария 9), должна была закончиться именно такими всплесками мощности. У. Найер ⁷⁸ отмечает, что основным фактором является плотность энерговыделения в активной зоне. У реактора SL-1 этот показатель был больше других, но не намного больше (на 12 %), чем у реактора БОРАКС, и на 60 % больше, чем у сборки «Сперт». Установившийся период у реактора SL-1 был немного ниже. В результате развития всех трех аварий паровой взрыв вызвал серьезные разрушения реакторов, особенно реакторов БОРАКС и SL-1. Активная зона SL-1 находилась внутри корпуса, и практически вся вода была, очевидно, мгновенно выброшена вверх единой массой. Энергия, приобретенная водой, оказалась так велика, что весь корпус реактора был подброшен на 9 футов (2,75 м), после чего он упал на место.

В экспериментах на сборке «Сперт» паровые взрывы следовали за пиками мощности с интервалом 15 миллисекунд. Неизвестно, наблюдалось ли такое запаздывание в случае реактора SL-1.

9. Национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. Айдахо, 5 ноября 1962 г. ⁷⁹

Сборка из топливных элементов «Сперт»; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Сборка «Сперт» представляла собой маленькую испытательную установку, предназначенную для изучения переходных режимов в водо-водяных реакторах

с топливными элементами в виде пластин. Топливо было изготовлено в виде пластин из сплава высокообогащенного урана с алюминием с оболочкой из того же материала. Из предыдущих испытаний были получены данные о переходных режимах с начальным периодом, превышающим 8 миллисекунд. Эти эксперименты носили неразрушающий характер и вызывали лишь небольшую деформацию топливных пластин. Кроме того, имелись данные о разрушении реактора, которые были получены после испытаний, проводившихся в 1954 году на реакторе «БОРАКС-I», в результате которых произошел взрыв, разрушивший реактор. Цель экспериментов на сборке «Сперт» состояла в том, чтобы исследовать переход от условий разгона реактора без его разрушения к всплескам мощности, разрушающим реактор.

После завершения обширной экспериментальной программы были выполнены два испытания с периодами, составлявшими 5,0 и 4,6 миллисекунды. Их результатом стали деформация пластин и ограниченное плавление топлива. Поведение реактора в переходных режимах явилось логической экстраполяцией результатов более ранних экспериментов с более длительными периодами. Ничто не указывало на то, что нельзя экстраполировать эти результаты дальше.

В последнем испытании с периодом 3,2 миллисекунды (выход энергии 30,7 МДж) все 270 пластин до определенной степени расплавились, в среднем оплавление составило 35 %. С точки зрения ядерной физики это испытание прошло очень близко к тому, что предсказывалось. Было видно, что ядерные аспекты процесса гашения всплеска мощности в реакторе практически совпадали с тем, что наблюдалось в предыдущих переходных состояниях, и включали в себя тепловое расширение топлива и замедлителя, а также кипение воды. Однако примерно через 15 миллисекунд после окончания переходного процесса сильный гидравлический удар полностью разрушил активную зону. Это приписывается паровому взрыву, произошедшему в результате быстрого переноса тепла от расплавленного топлива к воде. Топливо, вода и элементы активной зоны были с силой выброшены из корпуса, в котором проводился эксперимент.

В ходе эксперимента использовались приборы для измерения активности любых выделяющихся продуктов деления, хотя и не предполагался такой мощный всплеск мощности. Измерения показали, что имела место утечка в атмосферу 7 % благородных газов, выделившихся во время разгона. Еще до начала испытания были сняты крыша и часть стен реакторного здания, так что оно обеспечивало лишь ограниченную локализацию. В атмосфере не было обнаружено присутствие твердых продуктов деления и радиоактивного йода.

Основываясь на чувствительности измерительных приборов и отсутствии признаков загрязнения радиоактивным йодом, установили, что менее 0,01 % всех образовавшихся радиоизотопов йода попало в атмосферу.

10. Мол, Бельгия, 30 декабря 1965 г. ^{26, 27}

Критическая сборка «ВЕНУС», твэлы из UO₂ с обогащением 7 % в H₂O-D₂O; единичный всплеск мощности; один человек получил значительную дозу облучения.

Сборка «ВЕНУС» являлась критической сборкой корпусного типа с водяным замедлителем, которая использовалась в экспериментах наряду с реактором «Вулкан». Это был реактор с плавающим спектром нейтронов, потому что исходный замедлитель D₂O можно было разбавлять H₂O для смягчения спектра и поддержания реактивности по мере выгорания делящегося материала. Во время проводившихся на критсборке экспериментов замедлитель и отражатель состояли из 70 % H₂O и 30 % D₂O. Отражатель был на 0,3 м выше активной зоны. Размер активной зоны по высоте и диаметру составлял около 1,6 м. Топливом служил UO₂ в виде таблеток, собранных в твэлы. Общая масса UO₂ составляла 1,2 X 10³ кг, обогащение по урану-235 равнялось 7 %.

Основным способом регулирования реактивности было перемещение поглощающих стержней (восемь стержней САОР и два регулирующих стержня). Дополнительно имелось восемь поглощающих стержней, предназначенных для ввода в активную зону вручную.

Непосредственно перед аварией в активную зону были опущены все стержни системы аварийной остановки реактора, один регулирующий стержень и семь стержней ручного управления. Еще один регулирующий стержень находился в процессе погружения, реактор находился в подкритическом состоянии, соответствующем весу одного стержня САОР и одного регулирующего стержня.