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

На следующий день, 30 сентября, три оператора начали растворение последних трех партий, необходимых для окончания работы. После заливки растворов от пятой и шестой партий, около 10:35, началось переливание раствора седьмой партии. Почти под конец заливки (из колбы позже было извлечено 183 г урана) в этом здании и в двух соседних зданиях сработала аварийная сигнализация радиационного контроля. В соответствии с инструкциями, рабочие были эвакуированы из всех производственных корпусов и проследовали на сборный пункт, расположенный на производственной площадке. В этом месте были произведены замеры мощности доз гамма-излучения, которые намного превышали фон; возникло подозрение, что произошла и развивается авария с возникновением критичности.

После этого сборный пункт был перенесен на более удаленную часть производственной площадки, на которой мощности доз были близки к фоновым значениям. Энерговыделение продолжалось в течение почти двадцати часов, после чего оно было подавлено в результате специальных действий, проведенных по предписанию и под контролем официальных представителей правительства. В течение этого времени проявилось несколько заслуживающих внимания аспектов этой аварии. Во-первых, компания JCO не была готова к действиям в случае аварии с возникновением критичности — сигнализаторы уровня гамма-излучения не являлись системой аварийной сигнализации, предусмотренной на случай ядерной аварии. В лицензионном соглашении фактически утверждалось, что ядерная авария невозможна. В результате этого для ликвидации аварии пришлось привлечь специалистов и применить приборы с близлежащих ядерных установок. Различные системы мониторинга на самой установке, а также в Японском исследовательском институте атомной энергии (JAERI) зарегистрировали последовательность событий, имевших место при развитии аварии. Они показали, что после первого большого пика система перешла в квазистабильное состояние, при котором уровень мощности постепенно снизился примерно в два раза в течение первых ~17 часов после возникновения аварии.

Примерно через 4,5 часа после начала аварии измерения уровня радиации возле границы производственной территории, примыкающей к жилому дому и коммерческому учреждению, показали, что комбинированная мощность дозы нейтронного и гамма-излучения составляла приблизительно 5 мЗв/час. В это время мэр города Токай-мура рекомендовал населению, проживающему в радиусе 350 м от завода компании JCO, эвакуироваться в более удаленные места. Через 12 часов местные власти префектуры Ибараки рекомендовали населению, проживающему в радиусе 10 км от завода, оставаться внутри помещений из-за повышенной радиоактивности, вызванной аэрозольными продуктами деления.

Вскоре после полуночи была сделана попытка остановить цепную реакцию. Было решено слить охлаждающую воду из рубашки, окружающей нижнюю половину реактора-осадителя, так как считалось, что это могло снизить реактивность настолько, чтобы перевести систему в подкритическое состояние. Для выполнения этой работы были посланы по очереди несколько бригад, по три оператора в каждой. К трубопроводу, питающему рубашку, был доступ непосредственно с наружной стороны здания, но его было трудно разобрать, потому что время работы ограничивалось величиной допустимой дозы (0,1 Зв).

Когда трубопровод был, наконец, вскрыт примерно через 17 часов после начала аварии, не вся вода была слита из рубашки. Это было установлено с помощью различных устройств мониторинга, которые показали, что мощность упала примерно в четыре раза, а затем снова стабилизировалась, что указывало на то, что цепную реакцию все же не удалось остановить полностью. Наконец, вода из рубашки была полностью удалена путем пропускания через трубопровод аргона, при этом люди в здание не заходили. Примерно через двадцать часов это привело к прекращению цепной реакции. Для обеспечения надежной подкритичности в реактор-осадитель была добавлена через резиновый шланг борная кислота.

Через несколько недель после аварии, когда уменьшились уровни радиации, была взята и проанализирована проба раствора из реактора-осадителя. На основании анализа продуктов деления было определено, что полный выход в результате аварии составил примерно 2,5 X 10 18делений. Несмотря на то, что детекторами не были зарегистрированы детали первых нескольких минут всплеска мощности, картина облучения операторов и показания нейтронного детектора на площадке JAERI-NAKA убедительно свидетельствовали в пользу того, что начальная реактивность превысила уровень, соответствующий критичности на мгновенных нейтронах. Результаты экспериментов, поставленных для того, чтобы смоделировать аварии с возникновением критичности в растворах 4,5,6, подтверждали, что энерговыделение в первом пике составило от 4 до 8 X 10 16делений.