Томас Маклафлин - Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

По результатам измерений в процессе подведения баланса плутония в камерах № 9 и № 10 и коммуникациях оказалось, что в монжюсе к началу ядерной аварии было около 900 г плутония, и только в виде раствора.

Было проведено расследование с целью восстановления последовательности событий, приведших к аварии. В ходе расследования было установлено, что авария произошла в результате превышения нормы загрузки в реакторе Р0 камеры № 9. В таблице 5 представлена хронология событий, приведших к перегрузке Р0.

После аварии ловушка вакуумной системы, монжюс и реакторы Р2 и Р3 были тщательно промыты. В результате промывки образовалось 40 л промывных растворов, в которых было обнаружено 180 г плутония. Было также проанализировано содержание Pu в трех 20-литровых бутылях, наполненных из монжюса и реактора Р3. Результаты анализа представлены в таблице 6.

Чтобы оценить объем раствора и массу плутония, находившегося в монжюсе во время аварии, воспользовались данными из таблицы 6 (714 г) и содержанием плутония в промывной воде (180 г), что дало 894 г плутония в 19 л раствора и осадка. В результате промывки реактора Р3 образовалось 10 л воды, содержащей 43 г плутония в нерастворимом осадке. Общая масса плутония в промывной воде плюс в трех 20-литровых бутылях составила 1003 г, с учетом того, что 66 г плутония было в реакторе Р2.

При работах по ликвидации аварии и ее последствий пять человек облучились дозой до 2Р. Разрушения оборудования не произошло. Сразу после аварии монжюс был заменен на новый аппарат безопасной геометрии.

Радиоактивного загрязнения в результате аварии не произошло.

Полное число делений, согласно грубым оценкам, составило около 2–3 X 10 17.

Раствор уранилнитрата, U(90 %), в конденсаторе; многочисленные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Авария произошла в главном производственном здании СРР-601 в камере Н, имеющей толстую биологическую защиту из бетона, в которой производилась химическая очистка от продуктов деления растворов, полученных при переработке отработавшего топлива. После этого уран концентрировался в выпарном аппарате. Операции проводились круглосуточно, 24 часа, в три восьмичасовые смены. Авария произошла в 9 ч 5 мин после того, как по обычному распорядку новая смена заступила на работу в 8 ч 00 мин. Это был всего лишь пятый рабочий день после почти годового перерыва в работе предприятия.

Авария произошла в конденсаторе выпарного аппарата Н-110. Конденсатор представлял собой вертикальную цилиндрическую емкость диаметром около 600 мм и высотой более 1,5 м и находился над безопасной секцией выпарного аппарата диаметром 130 мм. Несмотря на наличие линии перелива непосредственно под конденсатором, предназначенной не допускать попадания в конденсатор значительного количества раствора, все-таки концентрированный раствор уранилнитрата (200 г/л) с большой скоростью забрасывался в этот небезопасный объем.

В отчете комиссии по расследованию аварии 14,15обсуждается несколько предположительных причин попадания раствора в конденсатор. Самой правдоподобной причиной считается случайное выталкивание пузырем воздуха под высоким давлением (последствие ранее проводившейся операции по очистке трубы) большей части из 40 л раствора уранилнитрата, находящегося в 130 мм трубе выпарного аппарата, вверх в конденсатор. Не известны ни точный объем делящегося материала (следовательно, и масса урана), ни геометрия системы во время всплеска мощности. О них можно лишь предполагать. Точно известно, что СЦР произошла в конденсаторе и, по отчетам, была кратковременной, всего несколько минут. По оценкам с погрешностью 25 % общее количество делений составило 6 X 10 17.

Не было каких-либо показаний приборов, непосредственно отразивших историю аварийного энерговыделения. О временной картине энерговыделения можно было судить только по показаниям далеко находившихся детекторов, предназначенных для непрерывного контроля воздуха. Исследование графиков самописцев этих детекторов с учетом их нахождения привело к неубедительным, а в одном случае необъяснимым результатам. В появившейся после аварии статье Американского ядерного общества (АЯО) 16 о методе оценки энерговыделения во время ядерных аварий приводится величина первого пика 6 X 10 16делений и общее энерговыделение 6 X 10 17делений. Экспериментальные данные серии CRAC 5 по динамике систем с критичностью на мгновенных нейтронах, дополненные данными по объему вовлеченного в аварию раствора, подтвердили значения из статьи АЯО. Последним источником информации о возможной величине первого пика является частное заключение доктора Д. Л. Хетрика 17 о том, что значение 6 X 10 16кажется наиболее разумным.