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

Реактор NRX, стержни из природного урана, тяжеловодный замедлитель, графитовый отражатель; многократные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Реактор NRX представлял собой систему, работающую на природном уране с тяжеловодным замедлителем, в которой урановые стержни охлаждались тонким слоем легкой воды, прокачиваемой в промежутке между алюминиевой оболочкой топливного стержня и немного большим по размеру концентрическим алюминиевым наружным цилиндрическим каналом. Тяжеловодный замедлитель в достаточной степени снижал энергию нейтронов, так что имело место поглощение нейтронов легководным теплоносителем.

В результате очень сложной последовательности ошибок оператора, а также электрических и механических сбоев в системе аварийной остановки, реактор вышел в надкритический режим с избыточной реактивностью примерно 60 центов. Сначала мощность росла очень быстро, но из-за медленного движения регулирующего стержня появились признаки стабилизации мощности реактора на уровне приблизительно 20 МВт. В обычных условиях такой уровень мощности являлся повышенным, но терпимым, и ситуация была бы под контролем, если бы проходившие эксперименты не потребовали обеспечения режима пониженного теплосъема с помощью легководного теплоносителя в нескольких каналах. На уровне мощности около 17 МВт теплоноситель начал закипать в тех каналах, где был пониженный расход теплоносителя. Этот автокаталитический процесс (легкая вода являлась поглотителем) привел к повышению реактивности примерно на 20 центов, и за интервал времени от 10 до 15 секунд мощность опять возросла. Когда мощность достигла 60–90 МВт, тяжеловодный замедлитель был слит, и реактор был заглушен.

Превышение мощности реактора над уровнем 1 МВт длилось не более 70 с, общий выход энергии, по оценкам, составил 4000 МДж, что соответствует примерно 1,2 X 10 20делений. Активная зона и каландр (опорная конструкция для топливных элементов) были повреждены так, что последующий ремонт был невозможен. Долгоживущие продукты деления с радиоактивностью около 104 Ки вместе с массой охлаждающей воды (10 6галлонов, или 3,78 X 10 6л) вылились в подвальное помещение. Персонал, по-видимому, получил небольшие дозы; чуть больше чем через год реактор был полностью восстановлен.

Реактор «БОРАКС»; топливо в виде сплава алюминия и урана; водный замедлитель; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Национальная станция испытания ядерных реакторов располагалась неподалеку от Айдахо-Фоллз в штате Айдахо (США). Этот всплеск мощности может считаться аварией только в том смысле, что уровень мощности превысил ожидаемый. Реактор БОРАКС-I создавался специально для проведения программы испытаний. Исследования стационарных и переходных режимов считались законченными, и было принято решение перед окончательной разборкой реактора провести проверку короткого разгона для того, чтобы получить в максимальном объеме экспериментальную информацию. Выбрали такое значение избыточной реактивности, чтобы в результате увеличения энерговыхода вызвать расплавление 4 % топливных пластин.

Реактор «БОРАКС-I» состоял из 28 топливных элементов типа MTR с легководным замедлителем. Каждый элемент содержал 18 топливных пластин размером 2,845 X 0,060 X 24,6 дюймов (7,226 X 0,152 X 62,48 см), изготовленных из сплава урана и алюминия в алюминиевой оболочке толщиной 0,020 дюйма (0,05 см). Общая масса загружаемого урана составляла 4,16 кг. Активная зона целиком помещалась внутри бака диаметром 4 фута (1,22 м) и высотой 13 футов (4 м), наполовину погруженного в шахту.

В результате выполненных ранее контролируемых разгонов мощности на мгновенных нейтронах была сделана оценка, в соответствии с которой увеличение к на 4 % приводило к переходному процессу с периодом от 2,0 до 2,5 миллисекунд с выделением энергии при всплеске мощности, равной 80 МДж. Для проведения такого эксперимента потребовалась повышенная загрузка топливом и более эффективный центральный регулирующий стержень.

Всплеск мощности и связанный с ним паровой взрыв с последующим быстрым выбросом регулирующего стержня полностью разрушили активную зону реактора и разорвали реакторный бак (рис. 59). Произошло обширное расплавление топливных пластин, при этом некоторые элементы остались в баке, а мелкие детали были обнаружены на расстоянии до 200 футов (60 м) от него.