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

В росте этих микропузырьков, по-видимому, участвует повторное взаимодействие между осколками деления и возникшими после прежних делений микропузырьками. Таким образом можно объяснить механизм гашения, пропорционального квадрату выделения энергии. Эта модель хорошо описывает СЦР в растворах, несмотря на неточное знание того, в каком именно виде пузырьки образуются и растут.

В то время как программы KEWB 6, SPERT и TRIGA были в значительной степени ориентированы на безопасность реакторов, исследования по программе CRAC 5замышлялись и проводились с целью дальнейшего понимания технологических аварий. СЦР инициировалась в цилиндрических емкостях диаметром 300 мм и 800 мм, наполненных растворами высокообогащенного урана с концентрацией от 48,2 г/л до 298 г/л. В большей части экспериментов растворы подавались в емкость с постоянной скоростью до тех пор, пока высота существенно не превышала критическое состояние. В некоторых экспериментах использовался нейтронный источник достаточной интенсивности, чтобы началась вспышка мощности, как только система достигала критичности, в то время как отсутствие такого источника в других экспериментах позволяло системе оказаться в надкритическом состоянии на мгновенных нейтронах до развития цепной реакции, в результате чего получался более высокий энерговыход.

В присутствии источника нейтронов величина энерговыхода в пике хорошо коррелировала со скоростью введения реактивности. Для периода короче 10 миллисекунд удельная мощность в пике, как было найдено, изменялась как обратный период в степени 3/2, что находится в согласии с предсказаниями, основанными на результатах экспериментов KEWB 6.

Результатом выполнения программы CRAC 5является также получение полезных данных о мощности дозы, ожидаемой вблизи емкостей с растворами, в которых произошла СЦР (в отсутствие биологической защиты). Для цилиндра диаметром 300 мм на расстоянии 4 м от его поверхности доза составила около 3 X 10 —15Р на акт деления, а для цилиндра диаметром 800 мм — около 5 X 10 —16Р на акт деления.

Активные зоны реактора SPERT I (реактор гетерогенный, замедлитель и отражатель нейтронов — вода) были двух основных типов 93. Топливо зоны первого типа было в форме алюминиево — урановых пластин, как в реакторе для испытания материалов (MTR), и активные зоны спроектированы так, что в них имелись разные области: от области со слабым замедлением до более опасной области со слишком большим замедлением. Активная зона второго типа была составлена из заключенных в оболочку стержней UO 2диаметром приблизительно 10 мм. Обогащение урана в этих стержнях составляло 4 %.

Разгоны в реакторах с тепловыделяющими элементами пластинчатого типа широко изучались, начиная с 1957 года, в попытке разрешить проблемы конструкции активной зоны и найти ограничения для таких реакторов. В частности, были тщательно определены период и величина энергии, могущая вызвать повреждение. Затухание переходной мощности в системах SPERT более сложно, чем в более простых реакторах. Разработанная модель учитывает нагрев и изменение плотности воды; нагрев и изменение структуры активной зоны, включая изменение геометрии и выбрасывание замедлителя из-за таких изменений; и, наконец, кипение воды рядом с пластинами и потери замедлителя, когда вода вытесняется из активной зоны. Когда активная зона пластинчатого типа была разрушена, реактивность, период, пик мощности и выделение энергии деления были существенно такие, какие были предсказаны. Разрушительный импульс давления пара, начавшийся где-то через 15 миллисекунд после завершения энерговыделения за счет СЦР, не предвиделся и, как полагают, был вызван очень быстрой передачей энергии от почти расплавленных алюминиевых пластин к тонкому слою воды между пластинами. Эта передача, происшедшая прежде, чем имело место сколько-нибудь значительное изменение объема, и возникшее в результате высокое давление разрушили активную зону. Кажется, что этот же эффект участвовал в разрушении БОРАКС, SPERT и SL-1.

Второй тип активной зоны SPERT I 93(стержни UO 2в воде, обогащение урана 4 %) испытывался в течение 1963 г. и 1964 г. Эксперименты по изучению переходных процессов с такой активной зоной показали действенность эффекта Доплера в самогашении и создали основу для анализа аварий подобных энергетических реакторов. Две попытки разрушить активную зону путем вывода реактора на очень короткие периоды (2,2 и 1,55 миллисекунд) были неудачными. В каждом случае эффект Доплера оказывался эффективным, и дополнительное гашение развивалось потому, что один или два топливных тонких стрежня (из нескольких сотен) трескался и вызывал локальное кипение. Считалось, что тонкие стержни были насыщены водой перед испытанием.