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
сообщить о нарушении

Текущая страница: 16 (всего у книги 18 страниц)

D. Смешанные системы

1. Лос-Аламосская национальная лаборатория, 11 февраля 1945 г. ^{84, 85}

Критсборка «Дрэгон», UH₃ в пластике; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Критсборка «Дрэгон» была первой размножающей системой, предназначенной для формирования импульсов мощности на мгновенных нейтронах. Возможно, это вообще был первый реактор, реактивность которого превысила уровень критичности на мгновенных нейтронах. Это было осуществлено преднамеренно 18 января 1945 года. Сообщается о повышении температуры на 0,001 °C. Значение энерговыделения не сообщается, но может быть оценено примерно в 2 X 10¹¹ делений.

Сборка «Дрэгон» была загружена обогащенным UH₃, впрессованным в специальный пластик, стирекс, изготовленный в виде маленьких кубиков, имевших средний химический состав UC₄H₁₀. Во время заключительных экспериментов сборка содержала 5,4 кг этого материала, была разбавлена полиэтиленом и имела графитовый и полиэтиленовый отражатель.

Реактор держали в состоянии критичности на мгновенных нейтронах в течение около 1/100 с. Это осуществлялось сбросом части активной зоны через вертикальный канал в активной зоне, которая была установлена на стальном столе толщиной 3/8 дюйма (0,95 см). Сбрасываемый материал помещался в стальной параллелепипед, траектория движения которого задавалась четырьмя направляющими.

Энергия, выделявшаяся при делении, не вносила вклада в подавление всплеска мощности. Энерговыделение определялось остаточной скоростью деления и конечной конфигурацией материала, сложенного на столе. Величину вспышки можно было менять, приближая отражатель к сборке или увеличивая фоновую скорость деления. Часто использовались оба метода. Так, возможно, было и во время последнего эксперимента, поскольку осуществлялось постепенное наращивание мощности вспышек. Во время последней вспышки с выходом, составившим 6 X 10¹⁵ делений, кубики UH₃ так разогрелись, что начали распухать и покрываться пузырями. Вся система расширилась приблизительно на 1/8 дюйма (3,2 мм).

При последнем всплеске мощности был поврежден материал активной зоны, но делящийся материал не был потерян, и не было радиоактивного загрязнения или облучения персонала.

2. Национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. Айдахо, 29 ноября 1955 г. ^{38, 86, 87}

EBR-1, быстрый реактор-размножитель на обогащенном уране; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Проектирование реактора EBR-1 на быстрых нейтронах началось в 1948 году с целью установить возможные значения величин коэффициентов воспроизводства ядерного топлива и продемонстрировать техническую возможность осуществления охлаждения реактора с металлическим топливом жидкометаллическим теплоносителем. Эти цели были достигнуты, и в начале 1952 г. установка уже с избытком обеспечивала реактор и реакторное здание электроэнергией. Избыточный пар сбрасывался на конденсатор.

Р. П. Фейнман отметил, что эти эксперименты похожи на щекотание хвоста дракона, поэтому их и назвали «эксперименты с драконом». Это название часто используется для класса импульсных экспериментов, где реактивность вводится и выводится механическими устройствами и где механизмы гашения, зависящие от энерговыхода, не влияют на процесс гашения цепной реакции.

Активная зона реактора состояла из цилиндрических стержней из высокообогащенного урана диаметром чуть менее 1/2 дюйма (12,7 мм) в оболочке из нержавеющей стали с NaK между чехлом и стержнем. Общая масса урана в активной зоне составляла около 52 кг. Теплосъем в активной зоне осуществлялся потоком эвтектики NaK, служившей теплоносителем.

Заключительный эксперимент планировался для изучения коэффициентов реактивности, в особенности положительного мощностного коэффициента при потере теплоносителя. Для этого систему привели в надкритическое состояние с периодом 60 секунд на уровне мощности 50 Вт. Приблизительно через 3 секунды мощность поднялась до 1 МВт, период сократился до 0,9 с, температура в активной зоне существенно возросла. Появился сигнал об аварийной остановке реактора, но по ошибке были задействованы медленные приводы регулирующих стержней вместо быстродействующей системы аварийной остановки реактора, которая действовала по принципу сбрасывания под собственным весом части зоны воспроизводства реактора, состоявшей из природного урана. Такой операцией обычно заканчивались все сходные эксперименты. Изменение реактивности при вводе поглощающих стержней вызвало моментальное падение мощности, но его оказалось недостаточно, чтобы скомпенсировать естественные процессы (стержни чуть-чуть прогнулись внутрь), вводившие в систему положительную реактивность. С задержкой не более 2 секунд автоматически и вручную была приведена в действие система аварийной остановки реактора, и эксперимент был закончен.

Поначалу не было очевидно, что активная зона повреждена. Последующая проверка обнаружила, что около половины активной зоны расплавилось, испарившийся NaK выбросил часть расплавившегося топлива в отражатель. Теоретический анализ показал, что всплеск мощности был остановлен сброшенным отражателем, после того как мощность достигла максимальной величины, составившей 9-10 МВт. Всего произошло примерно 4,6 X 10¹⁷ делений. Теоретический анализ был продолжен для того, чтобы понять, погасилась бы цепная реакция сама по себе без катастрофических последствий. В результате был сделан вывод, что энерговыделение в два с половиной раза больше того, которое наблюдалось во время аварии, не вызвало бы сильного разрушения активной зоны.

Во время этой аварии персонал получил незначительные дозы облучения за счет аэрозольных продуктов деления, доза прямого облучения практически равнялась нулю.

3. Лос-Аламосская национальная лаборатория, 3 июля 1956 г. ^{42, 44}

Критическая сборка «Ханикоум», фольга из металлического урана с графитовым замедлителем; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Сборка, в которой произошел этот всплеск мощности, являлась типичной среди нескольких имевшихся тогда установок. Лос-Аламосская установка состояла из большой матрицы размером 3 дюйма X 3 дюйма X 6 футов (7,6 X 7,6 X 183 см), составленной из 576 квадратных алюминиевых труб. Матрица была разделена посередине, и одна из половин могла передвигаться по рельсам. На рисунке 62 сборка «Ханикоум» показана в разделенном виде. Установка использовалась для отработки конструктивных особенностей сложных реакторов, так как допускала многообразие вариантов расположения урановой фольги и различных замедляющих материалов. Неоднородность размещения материалов в этой и подобных установках характеризуется наименьшей отрицательной обратной связью по реактивности из всех существующих на сегодня критических сборок. Этот вывод следует из явного отсутствия какого-либо существенного механизма гашения, за исключением испарения урановой фольги, и отсутствия достаточно быстродействующей системы аварийной остановки.

3 июля 1956 года загрузка состояла из 58 кг обогащенного урана (с обогащением 93 %) в виде фольги толщиной 2 и 5 мил (0,05 и 0,127 мм), разложенной между брусками из графита. Активную зону окружал бериллиевый отражатель. Общая масса графита была 1139 кг. К этому эксперименту были сделаны изменения в отражателе и графитовом замедлителе, в результате которых состояние критичности наступало слишком быстро по сравнению с условиями штатных экспериментов. Когда тележка двигалась со скоростью около 0,2 дюйма в секунду (0,5 см/с), система перешла в состояние критичности на мгновенных нейтронах, произошла вспышка, и системой аварийной защиты были извлечены бериллиевые регулирующие стержни (снизившие реактивность) и было изменено направление движения тележки на противоположное. Энерговыделение при вспышке составило 3,2 X 10¹⁶ делений.

Очевидно, это был всплеск мощности того же типа, что и те, которые моделировались на сборке «Дрэгон», так как добавление и уменьшение избыточной реактивности осуществлялось механическим путем. Разрушений и радиоактивного загрязнения не было. Поскольку осуществлялось дистанционное управление с расстояния 1/4 мили (400 м), никто из персонала не облучился.

^{Рисунок 62. Сборка «Ханикоум», ЛАНЛ. Подвижная секция (справа) находится в отодвинутом положении, и алюминиевая матрица загружена частично.}

4. Национальная станция испытания ядерных реакторов, шт. Айдахо, 18 ноября 1958 г

Реактор HTRE; сбой автоматики; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Опытный реактор для изучения теплопередачи (HTRE № 3) являлся сборкой, моделирующей энергетический реактор, и представлял собой большой реактор (активная зона диаметром 51 дюйм (129,54 см) и высотой 43,5 дюйма (110,5 см)) с топливными элементами из UO₂ в оболочке из хромоникелевого сплава с замедлителем из гидрида циркония и бериллиевым отражателем. Цель эксперимента состояла в повышении мощности до 120 кВт, т. е. примерно в два раза по сравнению с мощностью, на которой сборка работала в течение этого дня. Увеличение мощности достигалось при помощи регулирующего стержня с ручным приводом, пока не был достигнут уровень мощности, составляющий 10 % от запланированной. В этот момент управление перешло к сервоприводу, который должен был вывести реактор на уровень мощности в 120 кВт с 20-секундным периодом. Когда был достигнут уровень в 80 % от запланированной мощности, поток, согласно показаниям устройства, регистрирующего уровень мощности, стал резко спадать, и сервосистема еще больше извлекла регулирующие стержни. Однако показания уровня мощности не увеличились, а продолжали падать. Такое развитие ситуации продолжалось около 20 с, после чего автоматически включилась система аварийной остановки реактора. Не более чем через 3 секунды оператор также дал команду на срабатывание системы аварийной защиты. Считается, что автоматическое срабатывание системы аварийной остановки произошло вследствие расплавления проводов термопар. Основной причиной аварии было падение напряжения на электродах ионизационной камеры, являвшейся частью сервосистемы, при увеличивающейся плотности потока нейтронов. Такое поведение было, в свою очередь, вызвано добавлением в электрическую схему специального фильтра, предназначенного для подавления электронных помех, идущих от источника высокого напряжения или его соединительных кабелей. Таким образом, данная авария является уникальной. Она произошла исключительно из-за отказа измерительной аппаратуры.

При всплеске мощности в 2,5 X 10¹⁹ делений произошло расплавление разной степени всех топливных элементов активной зоны. Были разрушены отдельные элементы замедлителя из гидрида циркония. Расплавление топливных элементов привело к небольшому перераспределению топлива с понижением реактивности примерно на 2 %. Имел место небольшой выброс радиоактивности, которая разносилась ветром, однако облучение персонала было, по-видимому, незначительным.

5. Лос-Аламосская национальная лаборатория, 11 декабря 1962 г

Критическая сборка «Зэпо» из урановой фольги с графитовым замедлителем; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Критическая сборка имела большую активную зону, состоявшую из обогащенного урана и графита и установленную на подъемнике стационарной платформы, на которой располагался отражатель из графита и бериллия, в который поднималась активная зона. Большая часть урана в виде тонкой фольги была распределена в графите, так что характеристики пиков мощности должны были быть сходными с пиками мощности в сборках типа «Ханикоум». Эксперимент был посвящен измерениям осевого распределения числа делений в активной зоне, которое было искажено по сравнению с нормальным режимом работы вследствие установки концевого отражателя из графита и полиэтилена. Поэтому в сборку загрузили необлученную фольгу из урана, чтобы получить достаточно точное значение распределения энерговыделения.

Смена, работавшая на сборке, предполагала, что днем ранее сборка работала и была проверена, однако в действительности это было не так. Система перешла в критическое состояние в тот момент, когда активная зона двигалась вверх. Когда мощность достигла уровня около 200 ватт, автоматически сработала система аварийной остановки. Прежде чем удалось остановить и начать опускать подъемник, реактивность системы примерно на 12 центов превысила уровень критичности на мгновенных нейтронах. Мощность в пике составила около 1 МВт, максимальный обратный период – 40 с^-1, энерговыделение составило 3 X 10¹⁶ делений. Не было механических разрушений и облучения персонала. В помещение установки вошли через 30 минут.

III. Самоподдерживающаяся цепная реакция и механизмы гашения

Для ограничения частоты аварий с возникновением СЦР и снижения тяжести их последствий важно изучать и понимать инициирующие аварию события и механизмы гашения цепной реакции. Хотя с критическими экспериментами и авариями на небольших реакторах было связано большее число летальных исходов (12), чем при технологической обработке делящихся материалов (9), однако именно в последнем случае еще важнее ясное понимание способов обеспечения безопасности. Это связано с большим числом лиц, которые потенциально могут подвергнуться облучению на перерабатывающих заводах, с большими экономическими последствиями остановки предприятия и с признанием большей степени принятого риска для систем, работающих в критическом состоянии или вблизи него.

Самая очевидная и важная характеристика аварий с возникновением СЦР, случившихся при проведении технологических операций, состоит в том, что во всех авариях, кроме одной, участвовали растворы или суспензии. Это можно приписать нескольким факторам: относительно малым количествам делящегося материала, требуемым для достижения критического состояния при хорошем замедлении нейтронов; высокой подвижности растворов и легкости, с какой реактивность в них отслеживает изменение формы сосудов; потенциальной возможности изменения концентрации; и, в нескольких случаях, обмену делящимся материалом между водной и органической фазами. К счастью, вместе с частотой аварий в растворах, имеется хорошее понимание механизмов гашения и присущего растворам ограничения плотности энергии деления.

Хотя и нельзя оставлять без внимания твердые делящиеся материалы, интересы безопасности могут сконцентрироваться главным образом на изучении поведения растворов, для которых вопрос обеспечения ядерной безопасности более труден. В то время как нынешняя практика основана на средствах ядерной безопасности, встроенных в технологическое оборудование, чрезвычайно трудно достигнуть полной независимости от административного контроля. Исследования механизмов реальных и моделированных аварий дают понимание методов, могущих смягчить последствия маловероятной аварии, коль скоро она произойдет. Один из таких методов состоит в том, чтобы ввести соответствующие сильные нейтронные источники внутрь аппарата, который по необходимости имеет опасную геометрию и получает раствор обычно с концентрациями недостаточными, чтобы поддерживать критичность, и не имеет значительного собственного источника нейтронов. Эксперименты CRAC ⁵ ясно демонстрируют эффективность такого источника для ограничения высоты первых пиков вспышки мощности.

В дополнение к пониманию, полученному в результате изучения технологических аварий и разгонов в реакторах и в критических сборках, происходивших с участием растворов, большое количество информации доставляет серия экспериментов по изучению контролируемых всплесков мощности в растворах. Представляют интерес проведенные в США серии экспериментов KEWB ^{6, 89, 90, 91} (кинетические эксперименты в кипящих реакторах), в то время как эксперименты CRAC ⁵, проводимые во Франции Отделом изучения критичности Комиссариата по атомной энергии (Service d'Etudes de Criticite of the Commissariat a l'Energie Atomique), непосредственно используются для оценок последствий аварий. Эти программы, в которых используются растворы высокообогащенного урана, дополняются серией измерений, проведенных в Лос-Аламосской национальной лаборатории с помощью сборки SHEBA ⁹². Эта сборка заполнена раствором обогащенного до 5 % урана, который дает информацию о мощности дозы при всплесках мощности в системах с низким обогащением урана. Анализ результатов экспериментов KEWB ⁶ и CRAC ⁵ привел к разработке относительно простых компьютерных программ, которые хорошо описывают переходное поведение на ранней стадии и в качестве механизмов гашения принимают тепловое расширение и образование газа вследствие радиолиза.

Параметры СЦР в твердой активной зоне с замедлителем изучались по экспериментальным программам SPERT ^{93, 94, 95} и TRIGA ^{96, 97}, в то время как очень быстрая кинетика переходного процесса в простых металлических системах без замедлителя хорошо понята в результате исследований на критической сборке «Годива» и на подобных реакторах с быстрыми всплесками мощности.

Механизмы гашения, ясно проявившиеся в вышеуказанных экспериментальных исследованиях и прекратившие многие аварийные выбросы мощности, включают в себя тепловое расширение, кипение, эффект Доплера 98 на ²³⁸U и образование пузырьков радиолитического газа. Они перечислены здесь не в порядке их важности, и не все они независимы. Вдобавок, в некоторых ситуациях вклад в гашение или прекращение всплеска мощности вносит более чем один механизм; во многих случаях появляются также дополнительные механизмы гашения, когда плотность энергии или температура достигают некоторого порогового значения. Эта проблема имеет разнообразные и многочисленные ответвления, но самый простой и наиболее общий из применимых механизмов используется в энергетической модели ^99,100,101, в которой изменение реактивности пропорционально выделяемой энергии деления.

Для специального случая увеличения реактивности на величину Δk₀ можно написать

Δk(t) = Δk₀ – bE(t), (1)

где E(t) есть энергия деления, выделяемая к моменту времени t, а b – постоянная, характеризующая систему. В таком предположении была составлена программа численного решения кинетических уравнений реактора с использованием цифровых вычислительных машин. Такие программы существуют во многих лабораториях; результаты, приведенные здесь, взяты из программы RTS Лос-Аламосской национальной лаборатории ^102,103. Рисунок 63 иллюстрирует серию результатов расчетов для гипотетических систем, в которых прирост Δk составляет 1,20 в относительно критичности на запаздывающих нейтронах, значение b постоянно, а время жизни нейтронов l изменяется от 10^-8 до 10^-4 секунд. Кривые мощности и реактивности в случае короткоживущих нейтронов характерны для мгновенных резких всплесков мощности в реакторах на быстрых нейтронах. Очень резкие рост и падение мощности называется пиком мощности, а относительно постоянная мощность, следующая за пиком, называется плато. Во время пика реактивность изменяется на 2 Δk₀, то есть она отражает почти мгновенную критичность. Характеристики таких пиков определяются почти полностью мгновенными нейтронами. Кривые для l = 10^-4 (они моделируют раствор или реактор с замедлителем) не обнаруживают отражения почти мгновенной критичности, и не имеется никакого четко определенного плато вслед за пиком. Масштаб времени порядка времени распада более короткого предшественника запаздывающих нейтронов; влиянием этих нейтронов нельзя пренебречь.

Рисунок 64 иллюстрирует аналогичные данные при увеличении реактивности на шаг, равный 1,0 β. Развитие во времени реактивности и мощности в этом случае совершенно иное и типично для резких выбросов мощности в критической области с запаздывающими нейтронами. Шкала времени более протяженная, допускающая возможность использования механических приборов для выключения переходного режима, пики выбросов мощности шире, и реактивность теперь пытается отразить почти запаздывающую критичность. Следует заметить, что подразумеваемое предположение об отсутствии в системе тепловых потерь не может быть реализовано на практике. Любая такая потеря энергии имела бы результатом большие значения мощности, чем те, что показаны на рисунке.

Рисунок 63. Модель генерации мощности и энергии в зависимости от времени. Введенная реактивность 1,2 β. Время жизни нейтронов 10^-8, 10^-6 и 10^-4 с. Нижний график показывает зависимость реактивности от времени.

Рисунок 64. Модель генерации мощности в зависимости от времени. Введенная реактивность 1,0 β. Время жизни нейтронов 10^-8, 10^-6 и 10^-4 с. Нижний график показывает зависимость реактивности от времени.

Некоторые из результатов, показанных на рисунках 63 и 64, можно получить аналитически. Для достаточно больших шагов увеличения реактивности выше критичности на мгновенных нейтронах запаздывающими нейтронами можно пренебречь, и кинетические уравнения можно проинтегрировать и получить полный выход при резком увеличении мощности[7]7
  Подобный же результат можно получить для области критичности на запаздывающих нейтронах, но неадиабатическое поведение искажает результат.


[Закрыть].

dE/dt = 2Δk_p / b, (2)

где Δk_p – это шаг приращения по отношению к мгновенной критичности.

Полуширина пика описывается формулой

t_1/2 = 3,52 l / Δk_p, (3)

где l – время жизни нейтронов, а максимальная мощность дается формулой

 (4)

Данные, показанные на рисунках 63 и 64, получены в результате интенсивных исследований на экспериментальных системах: реакторах «Годива», KEWB ⁶ и SPERT и в экспериментах CRAC ⁵.

Реакторы «Годива I» и «Годива II» представляли собой почти целиком твердые критические металлические сборки из урана (93 % ²³⁵U), используемые для установок по облучению. При нескольких центах выше мгновенной критичности контролируемая мгновенная вспышка мощности дала отличную экспериментальную картину, дополняющую кривые на рисунках 63 и 64. Из-за теплового расширения возникает мгновенный отрицательный температурный коэффициент реактивности, около 4,3 X 10³ β/°C (в зависимости от модели), который непосредственно связан с накоплением энергии деления. Изменение во времени происходит столь быстро, что никакое тепло из системы не теряется. Когда шаг изменения реактивности увеличивается до 4 центов или до 5 центов выше критичности на мгновенных нейтронах, появляются новые эффекты. Мощность растет до такой высокой величины, что тепловое расширение отстает от роста накопления энергии, и простое соотношение между E и Δk_p в уравнении (2) перестает быть справедливым. При еще более высоких шагах изменения реактивности выделение энергии становится пропорциональным квадрату, а затем кубу исходного превышения реактивности. Структурные разрушения от ударных волн начинаются при 10 центах или 11 центах, определяя, таким образом, предел для плановых повторяющихся вспышек.

Переходное поведение систем растворов изучалось на двух реакторах KEWB ⁶. Активная зона KEWB-A представляла собой сферу из нержавеющей стали объемом 13,6 л, содержащую 11,5 л раствора высокообогащенного UO₂SO₄, отражателем был толстый графит. Этот реактор позволял исследовать переходные режимы в системах растворов, в течение которых период достигал 2 миллисекунд. Активная зона KEWB-B была сконструирована специально так, чтобы получить в этих экспериментах период в 1 мс. В нем активная зона была цилиндрической и во время экспериментов по изучению переходных процессов (вплоть до приблизительно 5,2 β выше критичности на мгновенных нейтронах) содержала 18 л раствора UO₂SO₄.

В системах KEWB ⁶ в широком диапазоне вспышек мощности преобладающими были, по-видимому, два механизма гашения. Первый из них – это рост температуры нейтронов и тепловое расширение при росте температуры активной зоны, в результате чего мгновенный температурный коэффициент становился равным -2 цента/°C при 30 °C. Этот эффект достаточен для того, чтобы объяснить наблюдаемое энерговыделение вблизи критичности на мгновенных нейтронах, но не он преобладает в экспериментах с большим удалением от нее. Второй механизм гашения – образование пузырьков ^104,105. Имеющиеся данные свидетельствуют в пользу того, что во время пика процессом деления создается пустой объем, состоящий из множества очень маленьких пузырьков (микропузырьков) с внутренним давлением от 10 до 1000 атмосфер. Пузырьки позднее объединяются в большие пузыри и покидают систему, приводя к наблюдаемому коэффициенту образования газа около 4,4 л/МДж.

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 ⁵ замышлялись 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 ⁵ является 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^—15 Р на акт деления, а для цилиндра диаметром 800 мм – около 5 X 10^—16 Р 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 UO₂ диаметром 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 UO₂ в 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.