Томас Маклафлин - Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)
Для того чтобы оценить полную выделенную при аварии энергию, были сделаны анализы двух типов. Анализ первого типа основывался на результатах измерения мощности дозы — 103 мкР/с, выполненного на расстоянии 1,5 м от водяного бака через приблизительно 50 минут после аварии. Результат этого измерения был использован для оценки полного выхода: 5 X 1015 делений. Для определения полного энерговыделения был вырезан участок медного провода, находившийся на расстоянии 1,2 м от бака. По активации меди 63Cu (n, у) 64Cu было определено, что число делений составило ~1016. Однако этот метод, также как и метод, основанный на измерении γ-излучения от продуктов деления, имел значительные расчетные и экспериментальные погрешности.
Восстановление условий протекания аварии показывает, что после очередной остановки насоса 3.11.65 г. в баке начался процесс осаждения взвесей урана из циркулировавшей пульпы. К этому времени в баке уже существовал густой пастообразный осадок окислов урана.
В процессе осаждения взвесей образовалась надкритическая система, вероятно, на запаздывающих нейтронах с коротким периодом разгона мощности цепной реакции. Собственный фон нейтронов в баке составлял около 0,8 X 103 н/с. Самогашение цепной реакции произошло вследствие смешивания части осадка с раствором и переноса (выброса) пульпы в коммуникации и трубы холодильника. Все оборудование осталось герметичным, и радиоактивного загрязнения помещений не произошло. Благодаря тому, что на расстояниях ближе 4,5 м от бака никого не было и персонал быстро покинул здание, а также из-за сравнительно малого числа делений никто существенно не был облучен. Расчет суммарных доз облучения работников показал, что рабочий, находившийся на расстоянии 4,5 м от места аварии, мог получить максимальную дозу 3,4 бэра. Все сотрудники, находившиеся в здании 242, прошли медицинское обследование.
16. ПО «Маяк», г. Озерск, 16 декабря 1965 г
Раствор уранилнитрата, U(90 %), в реакторе-растворителе; многократные вспышки; незначительные дозы облучения персонала.
Авария произошла в цехе переработки отходов химико-металлургического завода. Перерабатываемые отходы поступали с операций растворения, осаждения и восстановления. Схема цеха переработки показана на рисунке 21. Труднорастворимые осадки первоначально подвергались прокалке для превращения урана, содержащегося обычно в количестве меньше одного весового процента, в закись-окись. В соответствии с регламентом, отходы с аномально высокой концентрацией урана, которые иногда возникали в результате переработки бракованных слитков, тиглей с трещинами и пр., направлялись в другие технологические зоны.
Оборудование химико-металлургического цеха представляло собой ряд перчаточных камер, в одной из которых располагались три одинаковые технологические цепочки, состоящие из реактора для растворения отходов, передаточной емкости, нутч-фильтра и сборника фильтратов (рис. 22).
Каждый из трех цилиндрических реакторов имел объем 100 л, диаметр 450 мм, эллиптическое днище, плоскую крышку с загрузочным люком, устройство для перемешивания пульсирующего типа и пароводяную нагревательную рубашку толщиной 25 мм.
На рисунке 22 представлены схема размещения оборудования в камере и направления движения реагентов. Каждый реактор был оснащен линией выдачи растворов в передаточную (напорную) емкость, линией вакуума, линиями сдувки и теплоносителя. Загрузка прокаленных отходов осуществлялась через загрузочный люк в крышке, имеющий уплотнение и запорное устройство.
Процесс растворения в азотной кислоте проводился с подогревом раствора во время перемешивания пульсатором. По завершении процесса растворения полученный таким образом раствор передавался с помощью вакуума в передаточную емкость, после чего раствор проходил через нутч-фильтр (для удаления нерастворенных твердых частиц) в сборник фильтратов.
Примерно за сутки до аварии, 15.12.1965 г., технолог смены выдал оператору задание на прокалку партии 1726 «богатых» отходов (содержание урана более 1 %) в камере, печи которой были предназначены только для прокалки «бедных» отходов (содержание урана менее 1 %), что было нарушением инструкции по ядерной безопасности.
После прокалки из этой партии «богатых» отходов была отобрана проба, и до получения результатов анализа контейнер с «богатыми» отходами был передан в другую камеру, в которой уже хранилось много других отходов, на комплектацию партии отходов для последующей передачи на растворение.
В аналитической лаборатории определили массовую концентрацию урана в пробе 1726, которая составила 44 % (весовых). Этот результат был записан в журнале для проб, но не был передан в цех для записи в учетную карточку.
Оператор, комплектовавший отходы на растворение, обнаружил отсутствие результата анализа для пробы номер 1726 и по телефону запросил его в аналитической лаборатории.
В результате взаимного недопонимания между лаборантом и оператором последний записал результат анализа пробы 1826, в которой массовая доля урана была 0,32 %, т. е. в ~138 раз меньше, чем в пробе 1726. Этот результат оператор внес в учетную карточку и на этикетку контейнера с «богатыми» отходами.
Рисунок 21. Схема химико-металлургического цеха.На следующий день, 16.12.1965 г., отходы массой 5 кг, включая около 2,2 кг урана с обогащением 90 %, были переданы на растворение как «бедные» и загружены в реактор, для которого норма загрузки составляла 0,3 кг урана, т. е. имело место превышение нормы загрузки более чем в 7 раз.
К этому моменту в двух других реакторах проводилось растворение «бедных» отходов.
«Богатые» отходы были загружены в реактор № 1. Согласно технологическому регламенту, растворение должно было производиться при температуре ~100 °C и при непрерывном перемешивании в течение 1,5 часов. Однако этот процесс был остановлен через 40 минут в связи с началом плановой уборки внутри камеры перед сдачей смены.
Примерно через 10 минут после выключения нагрева и перемешивания оператор, производивший уборку, услышал характерный звук кратковременного срабатывания ближайшего аварийного сигнализатора о возникновении ядерной аварии, покинул рабочее место и направился на центральный пульт управления для выяснения причин срабатывания сигнализатора. В этот момент произошло повторное срабатывание ближайшего сигнализатора. В последующие несколько секунд начали срабатывать сигнализаторы, более удаленные от реактора № 1. Всего в цехе сработало несколько десятков сигнализаторов типа УСИД-1.
Различимая во времени последовательность их срабатывания по мере увеличения расстояния между ними и местом аварии указывала на то, что нарастание мощности 1-го пика происходило на запаздывающих нейтронах. Весь персонал оперативно эвакуировался из цеха и укрылся в подземном переходе, как это и было предусмотрено инструкцией и отрабатывалось на противоаварийных тренировках.
Срабатывание сигнализаторов и эвакуация персонала относились к моменту времени около 22 ч 10 мин 16.12.1965 г.
До прибытия противоаварийной комиссии (23 часа) наблюдение за динамикой СЦР велось по показаниям стационарных дозиметрических приборов (у-излучение) и приборов РНС-6 технологического контроля (нейтронные поля) в другом здании на расстояния ~50 метров от места аварии. Было зафиксировано 4 пика с интервалом 15–20 минут. После прибытия комиссии оценка радиационной обстановки показала, что помещение центрального пульта управления (рис. 21) безопасно для персонала даже в моменты пиков мощности, и дальнейшие наблюдения и руководство противоаварийными работами осуществлялось из помещения центрального пульта управления.
Рисунок 22. Схема размещения оборудования в камере.Опрос персонала, анализ технологической и учетной документации, анализ диаграммных записей показаний стационарных дозиметрических приборов, диагностика у-полей коллимированным носимым дозиметром "Карагач" позволили установить, что цепная реакция, вероятнее всего, протекает либо в реакторе № 1, либо в передаточной (напорной) емкости (рис. 22).
По результатам измерений мощность дозы γ-излучения через ~1,5 минуты после очередного пика на расстоянии ~2 м составляла в среднем 2,2 мР/с.
Основываясь на том, что имелась техническая возможность для дистанционной подачи раствора кадмия в промежуточную емкость, было принято решение реализовать в первую очередь эту возможность с использованием существовавших коммуникаций. Эта операция была выполнена после 9-го пика мощности.
После заливки раствора кадмия было решено сделать контрольную паузу около 40 минут, чтобы убедиться в эффективности принятых мер. Однако уже через 20 минут был зафиксирован очередной 10-й пик, что позволило однозначно определить место аварии — реактор № 1 (рис. 22).
