Томас Маклафлин - Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)
Ответственный руководитель сделал ошибку в рассуждении, ожидая, что полиэтиленовый шар приведет к малому влиянию на реактивность системы, сделав вечернюю сборку менее реактивной, чем дневная сборка. Расследование, последовавшее за аварией, установило, что полиэтиленовый шар имел на самом деле положительное влияние на реактивность системы, сделав вечернюю сборку более чувствительной, чем дневная сборка. Расследование после аварии установило, что в дополнение к ошибке в рассуждениях, экспериментатор нарушил несколько рабочих инструкций. При монтаже вечером нижняя половина уранового отражателя не была помещена на 2,0 см выше его нижнего упора, как требовалось для гарантии адекватного запаса в отношении критической безопасности в процессе сборки. Вместо этого, нижний отражатель был установлен на 9,0 см выше его нижнего упора, то есть на 3,0 см ниже его верхнего упора, соответствовавшего тому, что нижний отражатель приходит в контакт с активной зоной. Тот факт, что положение нижнего отражателя не было изменено после дневного эксперимента, был определен как главная причина аварии.
Расследование выявило несколько дополнительных нарушений инструкций.
• Руководитель сам выписал себе наряд на работу, что категорически запрещено!
• Измерительная система, достаточно чувствительная, чтобы привлечь внимание экспериментаторов к тому, что размножение нейтронов в системе быстро увеличивается при опускании верхней половины отражателя, не работала. Эта система была выключена по окончании дневного эксперимента и не была включена при проведении вечерней сборки в целях ускорения проведения процесса сборки.
• Требовалось, чтобы при вечерней сборке в диспетчерской присутствовал третий специалист, но в диспетчерской никого не было.
• При вечерней сборке должен был присутствовать дозиметрист. Дозиметрист отсутствовал, поскольку он не был уведомлен о вечерней сборке.
После аварийного выброса оба специалиста оставались в сознании и не теряли самоконтроля. Они были в состоянии проинформировать администрацию о том, что произошла авария, и вызвать по телефону скорую помощь. Ответственный руководитель работы провел оценки дозы для себя и оператора (старшего инженера). Он сделал следующую запись в своем экспериментальном журнале.
«Вынута заглушка [цилиндрическая заглушка из 238U в канале верхнего отражателя — подстраховка для уменьшения критичности не сработала] диаметром 80 мм, зазор 30 мм. Вставлен полиэтилен. При опускании оболочки произошел импульс. Защита сработала. Оператор стоял на расстоянии 0,5 метра от оболочки, ответственный руководитель — на расстоянии 1,7 м от пульта кран-балки. Видна была вспышка, слышен удар, лицо обдало жаром. Вклад полиэтилена превысил ожидаемую величину».
Два специалиста по критической безопасности, работая с этой сборкой во время аварийного выброса мощности, были знакомы с нейтронной физикой и экспериментальными процедурами, необходимыми при критических измерениях. Ответственный руководитель (старший научный сотрудник) родился в 1929 году, поступил на предприятие в 1955 году и был квалифицирован как могущий работать с делящимися материалами в 1958 году. Оператор (старший инженер) родился в 1938 году, поступил на предприятие в 1961 году и был допущен к работе с делящимися материалами в 1962 г. Оба имели квалификацию, нужную для проведения экспериментальных процедур, имевших место во время аварийного выброса. Аварийный выброс привел к смерти двух знающих и полностью квалифицированных специалистов по ядерной критичности, стоявших рядом со сборкой во время выброса. Во время выброса оператор стоял приблизительно в 0,5 м от оси сборки. Ответственный руководитель располагался примерно в 1,7 м от оси сборки. Исполнитель (оператор) получил суммарную дозу нейтронного и гамма-излучения в диапазоне 20–40 Зв [3000 бэр]. Ответственный руководитель получил суммарную дозу нейтронного и гамма-излучения в диапазоне 5 — 10 Зв [800 бэр]. После аварии оба специалиста были взяты в местную больницу и сразу перевезены в Москву в Институт биофизики. Оператор умер через три дня после аварии, старший научный сотрудник прожил после аварии еще 54 дня.
Оцененный выход при выбросе составил 6 X 1016 делений. В начале выброса мощности верхняя половина отражателя из природного урана опускалась на активную зону со скоростью приблизительно 10 см/с, приведя сборку в мгновенное надкритическое состояние. Такая скорость опускания соответствовала скорости ввода реактивности примерно 40 центов/с. Источник 238Pu-Be с интенсивностью испускания 5,2 X 106 нейтронов в секунду размещался в небольшой полости вблизи центра системы. Реактивная способность при зазоре в 3,0 см, отделяющем положение нижнего отражателя от полного смыкания его с нижней частью активной зоны, была оценена как 2,2 β.
Расследование пришло к заключению, что, хотя специалисты были очень опытными в работе с критическими сборками, именно их чрезмерная уверенность и торопливость привела к потере их жизней. Оба специалиста имели театральные билеты на тот вечер, когда произошла авария. Ответственный руководитель подготавливал процедуру вечерней сборки, пренебрегая основным правилом критической безопасности, которое гласит, что всякая неизвестная система критична. Расследование пришло к выводу, что «авария произошла в результате грубых нарушений правил техники безопасности и действующих инструкций, связанных с недостаточным контролем со стороны вышестоящего руководства и дозиметрической службы».
14. Испытательный полигон Абердин, шт. Мериленд, 6 сентября 1968 г. 61
Быстрый импульсный реактор с металлической уран-молибденовой активной зоной; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.
Армейская импульсная реакторная установка (APRFR) была построена в штате Мериленд в США для целей облучения. Это был еще один из серии реакторов, подобных критсборке «Годива». Конструкция реактора APRFR явилась дальнейшим развитием концепции реактора, построенного для исследований в области радиационной безопасности в Окриджской национальной лаборатории. Он предназначался для формирования мощных нейтронных потоков с высокими плотностями нейтронов.
Во время предварительных испытаний по программе оптимизации параметров реактора были изучены некоторые варианты небольшого изменения его конфигурации. Во время этих испытаний произошла неожиданно большая вспышка (6,09 X 1017 делений). Она приблизительно в три раза превышала максимум, который реактор мог выдержать без повреждений. Внутри активной зоны температура дошла до 1150 °C, т. е. до точки плавления топлива. Начальный период составил 9,1 микросекунды, реактивность, по оценкам, на 18 центов превышала уровень критичности на мгновенных нейтронах. Расчетная избыточная реактивность для этой вспышки должна была составлять 8,05 центов, что соответствует энерговыделению в пике, равному 1,68 X 1017 делений.
Последующий анализ аварии показал, что избыточная реактивность была результатом возникшей конфигурации реактора: стержень, с помощью которого инициировалась вспышка, вносит максимальную реактивность на пути движения до того, как он достигнет конечного положения. Никто не предполагал, что может возникнуть такое состояние. По-видимому, в предыдущих случаях стержень, инициирующий вспышки, успевал достичь конечной позиции до того, как появлялся инициирующий реакцию нейтрон. Если нет сильного внешнего источника нейтронов, время для развития всплеска мощности может быть долгим.
Были повреждены топливные компоненты реактора, некоторые части были деформированы, растрескались, вытянулись болты. Четыре центральных кольца сплавились друг с другом по внутренней поверхности и местами растрескались.
Не было измеряемых уровней радиоактивного загрязнения и аэрозольной активности за пределами здания. Переоблучения персонала также не было.
15. ВНИИЭФ, г. Саров (Арзамас-16), 17 июня 1997 г. 50, 62, 63, 64
Стенд для исследования характеристик простых критических сборок (ФКБН-2М), активная зона (центральная часть сборки) из урана-235 (90 %) с медным отражателем, сборка вручную; один человек погиб.
Стенд ФКБН-2М предназначен для изучения ядерно-физических характеристик простых критических сборок. Стенд расположен в экспериментальном зале размером 12 X 10 X 8 м в отдельном здании реакторной площадки, удаленной от жилой зоны на ~7 км. Схема расположения экспериментального оборудования приведена на рисунке 54.
Схема стенда приведена на рисунке 55. Исследуемые сборки (размножающие системы (РС)) разделяются на 2 части. Нижняя часть РС собирается на столе, который может перемещаться вверх и вниз в вертикальном направлении. Верхняя часть РС собирается на каретке, которая может перемещаться в горизонтальной плоскости и надвигаться в положение над столом с нижней частью РС. Процедура сборки представляет собой последовательное вложение одного в другой полусферических слоев различных материалов, как в кукле-матрешке. Для проведения разнообразных экспериментов имеются наборы полусфер из различных делящихся (уран, плутоний) и инертных (сталь, медь, полиэтилен и т. д.) материалов стандартизованных размеров.
