Текст книги "Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)"
Автор книги: В. Фролов
Соавторы: Б. Рязанов,Норман Прувост,Шан Монахан,Томас Маклафлин,В. Свиридов
Жанр:
Физика
сообщить о нарушении
Текущая страница: 15 (всего у книги 18 страниц)
Сборка из топливных элементов «Сперт»; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.
Сборка «Сперт» представляла собой маленькую испытательную установку, предназначенную для изучения переходных режимов в водо-водяных реакторах с топливными элементами в виде пластин. Топливо было изготовлено в виде пластин из сплава высокообогащенного урана с алюминием с оболочкой из того же материала. Из предыдущих испытаний были получены данные о переходных режимах с начальным периодом, превышающим 8 миллисекунд. Эти эксперименты носили неразрушающий характер и вызывали лишь небольшую деформацию топливных пластин. Кроме того, имелись данные о разрушении реактора, которые были получены после испытаний, проводившихся в 1954 году на реакторе «БОРАКС-I», в результате которых произошел взрыв, разрушивший реактор. Цель экспериментов на сборке «Сперт» состояла в том, чтобы исследовать переход от условий разгона реактора без его разрушения к всплескам мощности, разрушающим реактор.
После завершения обширной экспериментальной программы были выполнены два испытания с периодами, составлявшими 5,0 и 4,6 миллисекунды. Их результатом стали деформация пластин и ограниченное плавление топлива. Поведение реактора в переходных режимах явилось логической экстраполяцией результатов более ранних экспериментов с более длительными периодами. Ничто не указывало на то, что нельзя экстраполировать эти результаты дальше.
В последнем испытании с периодом 3,2 миллисекунды (выход энергии 30,7 МДж) все 270 пластин до определенной степени расплавились, в среднем оплавление составило 35 %. С точки зрения ядерной физики это испытание прошло очень близко к тому, что предсказывалось. Было видно, что ядерные аспекты процесса гашения всплеска мощности в реакторе практически совпадали с тем, что наблюдалось в предыдущих переходных состояниях, и включали в себя тепловое расширение топлива и замедлителя, а также кипение воды. Однако примерно через 15 миллисекунд после окончания переходного процесса сильный гидравлический удар полностью разрушил активную зону. Это приписывается паровому взрыву, произошедшему в результате быстрого переноса тепла от расплавленного топлива к воде. Топливо, вода и элементы активной зоны были с силой выброшены из корпуса, в котором проводился эксперимент.
В ходе эксперимента использовались приборы для измерения активности любых выделяющихся продуктов деления, хотя и не предполагался такой мощный всплеск мощности. Измерения показали, что имела место утечка в атмосферу 7 % благородных газов, выделившихся во время разгона. Еще до начала испытания были сняты крыша и часть стен реакторного здания, так что оно обеспечивало лишь ограниченную локализацию. В атмосфере не было обнаружено присутствие твердых продуктов деления и радиоактивного йода.
Основываясь на чувствительности измерительных приборов и отсутствии признаков загрязнения радиоактивным йодом, установили, что менее 0,01 % всех образовавшихся радиоизотопов йода попало в атмосферу.
10. Мол, Бельгия, 30 декабря 1965 г. 26, 27Критическая сборка «ВЕНУС», твэлы из UO2 с обогащением 7 % в H2O-D2O; единичный всплеск мощности; один человек получил значительную дозу облучения.
Сборка «ВЕНУС» являлась критической сборкой корпусного типа с водяным замедлителем, которая использовалась в экспериментах наряду с реактором «Вулкан». Это был реактор с плавающим спектром нейтронов, потому что исходный замедлитель D2O можно было разбавлять H2O для смягчения спектра и поддержания реактивности по мере выгорания делящегося материала. Во время проводившихся на критсборке экспериментов замедлитель и отражатель состояли из 70 % H2O и 30 % D2O. Отражатель был на 0,3 м выше активной зоны. Размер активной зоны по высоте и диаметру составлял около 1,6 м. Топливом служил UO2 в виде таблеток, собранных в твэлы. Общая масса UO2 составляла 1,2 X 103 кг, обогащение по урану-235 равнялось 7 %.
Основным способом регулирования реактивности было перемещение поглощающих стержней (восемь стержней САОР и два регулирующих стержня). Дополнительно имелось восемь поглощающих стержней, предназначенных для ввода в активную зону вручную.
Непосредственно перед аварией в активную зону были опущены все стержни системы аварийной остановки реактора, один регулирующий стержень и семь стержней ручного управления. Еще один регулирующий стержень находился в процессе погружения, реактор находился в подкритическом состоянии, соответствующем весу одного стержня САОР и одного регулирующего стержня.
Для проведения эксперимента с новой конфигурацией стержней оператор реактора решил понизить реактивность путем погружения в активную зону последнего стержня ручного управления после того, как завершится введение в активную зону второго регулирующего стержня. При этом реактор должен был находиться в подкритическом состоянии, соответствующем весу одного стержня САОР, двух регулирующих стержней и одного стержня ручного управления. Тогда можно было извлечь из активной зоны другой стержень ручного управления, расположенный около стержня, вставленного последним, а затем перевести сборку в состояние критичности путем извлечения двух стержней САОР.
Такая программа предполагала, что оператор будет вводить один стержень и вынимать другой. Оператор пренебрег инструкцией, согласно которой запрещалось проводить какие-либо манипуляции стержнем ручного управления без предварительного удаления воды из корпуса реактора. Он дал технику письменное указание ввести один стержень ручного управления, а затем извлечь другой. Техник не дождался, когда движущийся регулирующий стержень достигнет конечного нижнего положения, и провел операцию в неправильном порядке. Вместо того, чтобы сначала ввести один стержень, а после этого извлекать второй, он сразу же извлек первый стержень.
Во время подъема стержня ручного управления сборка пришла в критическое состояние. Левая ступня техника выступала над краем бака, опираясь на решетку в 5 см над отражателем, правая нога была слегка отставлена назад и частично экранирована. Он заметил свечение на дне реактора, тут же бросил регулирующий стержень и покинул помещение.
Выделилась энергия, равная 13 МДж (4,3 X 1017 делений). По-видимому, всплеск мощности был остановлен падающим стержнем ручного управления, хотя возможно, что аварийная остановка была ускорена комбинацией эффекта Доплера и опорожнением корпуса, которое произошло при автоматическом срабатывании системы аварийной остановки реактора. Точной информации об этом нет.
Образование пара не наблюдалось, топливо не было повреждено, радиоактивного загрязнения не было. Техник получил очень большую дозу, в основном, из-за гамма облучения. Грубая оценка, сделанная через восемь дней после облучения по результатам 300 измерений, выполненных на фантоме человека, показала, что дозы облучения составляли 300–400 бэр для головы, 500 бэр для груди и 1750 бэр для левой лодыжки. На ступне доза облучения достигала 4000 бэр. Лечение пациента было успешным, но левую ступню пришлось ампутировать.
11. Российский научный центр «Курчатовский институт», г. Москва, 15 февраля 1971 г. 80Твэл из двуокиси урана, U(20 %), в сборке с отражателем из железа и бериллия; несколько всплесков мощности; два случая тяжелой степени облучения.
На стенде проводились исследования относительной эффективности железо-водного отражателя нейтронов и отражателя из металлического бериллия для активной зоны энергетического реактора. Активная зона размерами Н = 1200 мм и D = 1000 мм набиралась из 349 кассет с тепловыделяющими элементами стержневого типа. Компенсация оперативного запаса реактивности осуществлялась компенсирующей решеткой из стержней с карбидом бора, охватывающей центральную часть активной зоны. Три периферийных ряда кассет не охватывались решеткой. Компенсация реактивности на выгорание урана осуществлялась выгорающим поглотителем.
На первом этапе экспериментов изучалась активная зона с невыравненным по радиусу зоны распределением потока нейтронов. Измерения показали, что активная зона, полностью залитая водой при погруженной компенсирующей решетке, глубоко подкритична (~10 %), а изменение реактивности при замене железо– водного отражателя на бериллиевый невелико (+0,8 %).
На втором этапе предполагалось исследовать активную зону с выравненным по радиусу распределением потока нейтронов. В центральную часть активной зоны, перекрываемую компенсирующей решеткой, помещалось 147 кассет с наибольшим содержанием выгорающего поглотителя нейтронов. Далее шли два ряда кассет (118 шт.) с уменьшенным содержанием поглотителя. Периферийный ряд кассет (84 шт.) не содержал поглотителя нейтронов.
Второй этап экспериментов должен был начаться с применением бериллиевого отражателя, поскольку на нем закончилась первая серия опытов.
Расчеты критичности новой композиции активной зоны были сделаны только для варианта с применением железо-водного отражателя, а на основании результатов сравнения эффективности бериллиевого и железо-водного отражателей для первой композиции руководитель работы Д. А. Мастин считал, что замена стали на бериллий не даст существенного увеличения оперативного запаса реактивности.
Новая композиция активной зоны была собрана в сухом баке критстенда и оставлена на ночь. На следующий день утром Д. А. Мастин пришел в помещение стенда (рис. 60) и, не дожидаясь прихода оператора пульта управления и контролирующего физика, считая, что система глубоко подкритична, включил насос подачи воды в бак критсборки. Контрольно-измерительная аппаратура была включена, но нейтронный источник не был помещен в критсборку, и стержни аварийной защиты не были взведены.
Д. А. Мастин вместе с подошедшим стажером стояли у бака критсборки, обсуждая предстоящий эксперимент. Внезапно они увидели голубое свечение, отраженное от потолка зала, и услышали лавинообразное нарастание частоты звукового индикатора потока нейтронов (щелкуна). Подумав, что что-то произошло на соседнем стенде, на котором также производились подготовительные работы, они выбежали из зала критстендов. Другие сотрудники, находившиеся в зале, также покинули зал. О случившемся доложили начальнику сектора Н. А. Лазукову. Лазуков с дозиметристом попытались войти в зал, чтобы сбросить воду из бака критсборки, но радиационная обстановка и пар, заполнивший зал, не позволили подойти к пульту управления 2 критстенда. Насос продолжал подавать воду в бак критсборки. Через 5–7 минут зал критстендов был обесточен с электроподстанции, и подача воды в критсборку прекратилась.
Последующие оценки показали, что за то время, пока вода подавалась в критсборку, произошло примерно 50 вспышек. Поскольку нейтронного источника в критсборке не было, уровень воды в активной зоне поднимался до критического значения на мгновенных нейтронах, происходила быстротечная вспышка, вода вскипала и выплескивалась из бака, цепная реакция прекращалась. Затем вода доливалась до критического уровня, и процесс повторялся. Общее энерговыделение составило ~2 X 1019 делений (~103 МДж). Скорость ввода реактивности была сравнительно небольшой (~0,15 в в секунду), поэтому оболочки тепловыделяющих элементов не потеряли герметичности, и загрязнения зала критстендов радиоактивными веществами не произошло. Через три дня было произведено измерение критического уровня замедлителя. Он оказался равным 560 мм от низа активной зоны, т. е. половине высоты активной зоны, при полностью погруженной компенсирующей решетке. Разница в «свободном» запасе реактивности у активной зоны с бериллиевым отражателем и зоны с железо-водным отражателем при такой структуре зоны оказалась равной ~10 %.
Пострадали два человека: руководитель работы Д. А. Мастин и стажер Р. А. Леднев, которые в момент первой вспышки находились внутри отсека критсборки. Они получили ~1500 бэр на конечности ног. Остальной персонал, находившийся в зале за теневой защитой, не получил существенных доз. Таким образом, авария носила локальный характер.
Причинами аварии следует считать наложение двух фактов:
1) Небрежная оценка изменения реактивности при замене железо-водного отражателя на бериллиевый без проведения расчетов.
2) Грубейшее нарушение правил работы на критическом стенде, состоящих из следующих положений:
• любое воздействие на реактивность активной зоны (в данном случае заливание замедлителя) должно рассматриваться как критический эксперимент;
• критический эксперимент должен проводиться полным составом смены: научным руководителем, контролирующим физиком, оператором пульта управления, взаимно контролирующими действия каждого члена смены;
• до начала эксперимента (воздействия на реактивность) должна быть проверена контрольная аппаратура, в активную зону помещен источник нейтронов, задействована аварийная защита;
• любое изменение реактивности должно осуществляться порциями с регистрацией показаний контрольной аппаратуры и с экстраполяцией к критическому значению изменяемого параметра.
Рисунок 60. Помещение стенда, где произошла авария 15 февраля 1971 г.
Следует заметить, что при работе на критическом стенде роль «человеческого фактора» особенно велика, так как свойства каждой новой системы заранее неизвестны, и даже при наличии расчетов параметров критсистемы к любой системе надо подходить, как к неизвестной, и соблюдать все отработанные десятилетиями правила работы с критическими системами.
12. Российский научный центр «Курчатовский институт», г. Москва, 26 мая 1971 г. 80,81Урановый твэл, U(90 %); сборка с водяным отражателем; единственный всплеск мощности; два человека погибли; два случая тяжелой степени облучения.
Авария произошла при следующих обстоятельствах. Для отработки новых программ расчета параметров активных зон проводились эксперименты по измерению "чистых" критических масс из стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов). Определялось критическое количество твэлов при разном соотношении числа ядер водорода и U-235 в ячейке системы (ρH /ρ5). Это соотношение изменялось путем изменения шага расстановки твэлов при сохранении шестигранной формы ячейки. В таблице 12 указаны шаги расстановки твэлов и соответствующее критическое количество твэлов.
Таблица 12. Шаги расстановки твэлов и соответствующее критическое количество твэлов
Из таблицы видно, что критмасса резко уменьшается в диапазоне шагов 7–9 мм – в 3 раза.
Эксперименты старались сделать по возможности "чистыми", такими, чтобы возмущения в системе были минимальными. Для этого решетки, в которых закреплялись концы твэлов, были изготовлены из алюминиевых листов толщиной 2 мм, а опорная плита, на которую опиралась вся масса твэлов, из органического стекла (плексигласа) толщиной 20 мм. По содержанию водорода плексиглас близок к воде. Направляющие для стержней аварийной защиты и регулирования были вынесены в боковой отражатель. Концы твэлов высовывались из верхней дистанционирующей решетки на 2–3 мм.
Таким образом, конструкция была весьма ажурная и непрочная.
Эксперименты проводились следующим образом. Для каждого шага решетки в сухом баке критсборки собиралась система, содержащая несколько меньшее количество твэлов, чем критическое число, определенное расчетом. Затем система заливалась водой с соблюдением всех правил, перечисленных выше, так, чтобы верхний отражатель составлял не менее 20 см. Далее небольшими порциями с построением функции 1/n (обратного счета) добавляли тепловыделяющие элементы до тех пор, пока система не становилась критической.
В последнем опыте измерялось критическое количество твэлов при самом тесном шаге – 7,2 мм. Это количество составило 1790 шт. Оно превышало критмассу для оптимального шага в ~7 раз.
По окончании эксперимента руководитель работы В. Ерофеев дал указание опустить стержни регулирования и аварийной защиты. Четыре сотрудника зашли в отсек критсборки, осмотрели ее, и Ерофеев дал команду слить воду через клапан быстрого (аварийного) слива.
Вода из бака критсборки сливается через вентиль медленного слива в течение 15–20 минут или через клапан быстрого слива большого сечения (диаметр ~500 мм) за 20–30 секунд. В предыдущих опытах вода сливалась через вентиль медленного слива.
Плексигласовая опорная плита перекрывала почти все сечение бака, площадь зазора между краем плиты и стенкой бака была меньше, чем площадь отверстия клапана быстрого слива. Поэтому при быстром сливе воды опорная плита прогнулась, и тепловыделяющие элементы, концы которых входили в верхнюю дистанционирующую решетку всего на 3–5 мм, вывалились из решетки (рис. 61).
Активная зона "веером" развалилась, и шаг расстановки твэлов приблизился к оптимальному. Скорость ввода реактивности при этом, по оценке, могла составить ~2β в секунду, и произошел разгон критсборки на мгновенных нейтронах (нужно отметить, что источник нейтронов был из активной зоны удален).
Два периферийных ряда твэлов, для которых шаг увеличивался наиболее быстро, разрушились. Большинство осколков напоминало град от сварочных электродов. Вода выплеснулась из бака.
Интегральное энерговыделение во вспышке, оцененное по радиоактивности активной зоны, составило ~5 X 1018 делений (~200 МДж). Эта цифра, по-видимому, является универсальной для урано-водных систем в открытом баке при большой скорости ввода реактивности. Цепная реакция прерывается или за счет разрушения топлива, или за счет вскипания воды.
Авария носила локальный характер, существенного загрязнения зала критстендов радиоактивными веществами не произошло. Вне зала никаких загрязнений не было. Для персонала последствия аварии были трагическими.
Механик И. И. Васильев, находившийся в момент вспышки у самого бака критсборки, получил дозу ~6000 бэр и скончался на пятый день. В. Ерофеев получил дозу 2000 бэр и скончался через 15 дней. Два сотрудника, также находившиеся внутри отсека критсборки, получили дозы по 700–800 бэр. Врачам удалось спасти им жизнь, но не здоровье.
Основной причиной аварии явилась непродуманность конструкции критической сборки. Полноценной конструкторской проработки сделано не было, не были проведены расчеты на прочность элементов системы и всей конструкции. На это наложилась непродуманность действий и недопустимая торопливость персонала при завершении эксперимента.
Причины и исход двух аварий тщательно анализировались. По результатам анализа был предложен ряд технических усовершенствований систем критстендов и улучшена организация работы на них.
Введена система блокировок, определяющая обязательную последовательность операций на стенде и запрещающая последующие операции, если не выполнены предыдущие, а именно:
1) включена контрольно– измерительная аппаратура;
2) закрыта дверь в отсек критсборки;
3) в активную зону помещен источник нейтронов;
4) взведены стержни аварийной защиты;
5) разрешен либо подъем механического органа управления, либо разрешена заливка воды.
Установлена локальная биологическая защита непосредственно на баки критсборок, уменьшающая излучение в 2–3 раза.
Введено обязательное трехступенчатое планирование эксперимента:
1) Принципиальная программа, формулирующая смысл эксперимента.
2) Рабочая программа, в которой указываются этапы эксперимента и меры обеспечения ядерной безопасности.
3) Сменная программа – подробная программа на каждую рабочую смену.
4) Программа подписывается руководителем эксперимента и согласовывается с контролирующим физиком.
5) Любые отклонения от порядка проведения эксперимента, указанного в программе, требуют письменного подтверждения.
Принят порядок проведения эксперимента, при котором любые перестройки активной зоны производятся в сухом баке, а затем выход в критическое состояние осуществляется дистанционно с пульта управления заливкой воды и перемещением органов управления. Также дистанционно критсборка приводится в безопасное состояние сливом воды или опусканием механических органов управления.
Рисунок 61. Макет конфигурации установки во время аварии, случившейся 26 мая 1971 г.
13. Установка RA-2, Буэнос-Айрес, Аргентина, 23 сентября 1983 гКритсборка с топливными элементами типа MTR; водяной отражатель; единичный всплеск мощности; один человек погиб, два человека получили значительные дозы облучения.
Установка ИА-2 находилась в Буэнос-Айресе в Аргентине. В качестве регулирующих стержней в этом экспериментальном реакторе нулевой мощности использовались элементы MTR, в которых 4 из 19 топливных пластин были заменены двумя кадмиевыми пластинами. Непосредственно за пределами активной зоны (размеры которой составляли примерно 305 мм X 380 мм) был установлен графитовый отражатель толщиной около 7,5 см. Во время работы большой реакторный корпус был заполнен дистиллированной водой. Во время выполнения операций, связанных с изменением конфигурации топлива, когда требовалось присутствие людей, вода должна была удаляться из корпуса.
Квалифицированный оператор, с 14-летним опытом работы, находился один в реакторном зале и выполнял операции по изменению конфигурации топлива. Замедлитель не был слит из бака, хотя этого требовали инструкции. Вместо того, чтобы удалить из бака два топливных элемента, их разместили за графитовым отражателем. Топливная конфигурация дополнялась двумя регулирующими элементами без кадмиевых пластин. Критическое состояние было достигнуто, очевидно, когда производилась установка второго из них, так как его нашли лишь частично погруженным.
Всплеск мощности дал от 3 до 4,5 X 1017 делений, оператор получил поглощенную дозу гамма-излучения около 2000 рад и 1700 рад нейтронного излучения. Облучение было крайне неравномерным, верхняя правая часть тела была облучена сильнее. Оператор прожил после этого два дня. Два оператора, находившиеся в пультовой, получили дозы в 15 рад нейтронного и 20 рад гамма-излучения. Шестеро других получили меньшие дозы, составившие около 1 рад, еще девять человек – менее 1 рад.