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: 4 (всего у книги 18 страниц)

7. ПО «Маяк», г. Озерск, 5 декабря 1960 г

Раствор карбоната плутония в монжюсе; многократные вспышки мощности; незначительное облучение.

Авария произошла в здании, где перерабатывались растворы для последующего извлечения из них плутония.

В помещении размером 5 м X 6 м X 2,5 м было размещено несколько технологических камер для оксалатной очистки плутония от примесей. В соответствии с регламентом, в данном помещении на установке должны одновременно работать два оператора. Система аварийной сигнализации (САС) в момент аварии находилась в рабочем состоянии. В камеру № 9 поступал азотнокислый раствор плутония из отделения регенерации облученных блоков природного урана. Этот регенерационный раствор плутония с концентрацией плутония несколько граммов на литр подвергался оксалатному осаждению в реакторе большого объема (диаметр 0,5 м, высота 0,9 м, объем 180 л), затем после ряда операций передавался в виде карбонатного раствора на вторую и третью оксалатную очистку в оборудование камеры № 10. В реакторе камеры № 9 измерялись концентрация плутония на основе отбора и анализа проб и объем раствора, что имело большое значение для учета плутония, выполнения технологических регламентов и предотвращения ядерной аварии. Фактически реактор камеры № 9 использовался не только для первой оксалатной очистки, но и для подготовки каждой регламентной операции в камере № 10.

Схема оборудования в камере № 10 представлена на рисунке 13.

^{Рисунок 13. Схема размещения оборудования в камере № 10.}

Реакторы Р1 и Р2 предназначены для приема карбонатного раствора из камеры № 9 и для второго оксалатного осаждения плутония. Оба реактора имели одинаковую цилиндрическую геометрию диаметром 0,4 м и высотой 0,5 м. К каждому реактору Р1 и Р2 подведены: 1) линия подачи карбонатного раствора; 2) линия подачи жидких химических реактивов (не показана на рисунке); 3) линия загрузки (через воронку) сухих реактивов в виде порошков; 4) линия выдачи азотнокислого раствора с концентрацией плутония ~100 мг/л (маточник) в сборники для последующего упаривания и переработки (не показаны на рисунке); 5) линия выдачи карбонатного раствора в монжюс. Оба реактора оснащены мешалкой, мерником химреактивов, смотровым устройством, управляющими вентилями, линией вакуума.

Реактор Р3 был предназначен для приема карбонатного раствора из монжюса, имел те же коммуникации, что и реакторы Р1, Р2. По геометрии реактор Р3 представлял собой цилиндр диаметром 0,3 м и высотой 0,4 м. В нем производилась третья оксалатная очистка плутония с выдачей маточника в сборники, а карбонатного раствора в передаточную емкость. Последняя имела размеры: диаметр 0,25 м, высота 0,3 м. Через нее производилась передача оксалатной пульпы из реактора Р3 на нутч-фильтр.

Нутч-фильтр был единственным аппаратом в камере № 10, имевшим безопасную геометрию (объем 4 л), и предназначался для фильтрования конечной оксалатной пульпы, далее направлявшейся на прокалку.

Вне камеры № 10 находился монжюс для приема карбонатных растворов из реактора Р1 или Р2, отбора проб на анализ плутония и передачи раствора в реактор Р3. Размеры монжюса: диаметр 0,35 м, высота 0,45 м. Монжюс, помимо линий загрузки и выдачи, имел линию вакуума и линию сжатого воздуха. В таблице 4 представлены параметры емкостей, вовлеченных в аварию.

^{Таблица 4. Параметры емкостей, вовлеченных в аварию}

05.12.1960 г. в 22 ч 25 мин в процессе передачи раствора из реактора Р2 в монжюс в последнем возникла самоподдерживающаяся цепная реакция. В этот момент в помещении работал один оператор.

По результатам расследования аварии были установлены следующие исходные события.

В течение 4-х дней с 01.12.60 г. по 04.12.60 г. в реакторе камеры № 9 методом накладок были проведены четыре операции оксалатного осаждения плутония из азотнокислых растворов. Операторы должны были получить в этом реакторе осадок с массой плутония не более 400 г, которая была нормой загрузки для любого одного реактора Р1 или Р2 в камере № 10. Возрастание массы плутония в реакторе камеры № 9 представлено ниже в таблице 5 по дням.

Очевидно, что уже после третьей операции масса плутония в реакторе превысила норму (400 г). Технолог, который отвечал за соблюдение регламентов загрузки, обнаружив их превышение, внес изменения в записи результатов анализов. В итоге, в технологической карте была записана заниженная масса плутония: 400 г вместо 683 г.

После этого оксалат плутония растворили и в виде карбонатного раствора полностью передали из реактора камеры № 9 в реактор Р2 камеры № 10. Тот же технолог позднее дал указание оператору передать в реактор Р2 дополнительно 30 л карбонатного раствора с массой плутония 115 г. Таким образом, перед оксалатным осаждением масса плутония в реакторе Р2 составляла ~800 г. Проведя операции осаждения и растворения в реакторе Р2, карбонатный раствор Pu(CO₃)₂ начали передавать в монжюс, и к концу передачи в 22 ч 25 мин 05.12.1960 г. в цехе сработали все датчики системы аварийной сигнализации о возникновении цепной реакции деления, порог срабатывания которых был равен 30 мкР/с.

Следует отметить, что за несколько минут до первого пика мощности ближайший к монжюсу датчик (расстояние около 4,5 м) начал срабатывать и возвращаться в исходное состояние. Заметив это, оператор, не включая вакуум, вышел из помещения и пошел доложить начальнику смены о неустойчивой работе прибора контроля мощности дозы γ-излучения. Это спасло жизнь оператору, так как в этот момент уже началась эвакуация персонала всего цеха.

Позже прибыли дозиметристы. Измерения проводились дистанционно из коридора на расстоянии 10–15 м от места аварии с помощью портативного прибора ПМР-1; они показали, что уровень радиации превышает верхний предел прибора 18 Р/час.

Руководство объекта, начальник службы радиационной безопасности и специалисты прибыли на место аварии спустя час после срабатывания САС. Сразу по прибытии был произведен опрос персонала, бывшего на месте аварии, проверка показаний приборов с целью локализации аварии и выявления ее причин. Было установлено, что авария произошла в помещении, где находились камеры 9 и 10, и местом аварии, по всей вероятности, являлся монжюс. Приборы показывали, что уровень радиации в помещении составлял 1,5–1,8 Р/час.

Амплитуда осцилляций мощности от пика до минимума изменялась более, чем в 10 раз. Укрепив на длинном шесте интегральный дозиметр, дозиметристы просунули его в помещение из коридора во время одного из минимумов. По времени экспозиции было определено значение мощности дозы на расстоянии двух метров от монжюса, которая составила 10 Р/час. Из-за сильного нервного напряжения персонал не фиксировал изменения мощности.

После первого пика мощности цепная реакция носила осциллирующий характер. Примерно через 10 минут после 1 пика мощность дозы на расстоянии ~10–15 метров от монжюса составляла более 5000 мкР/с. По грубым оценкам, это соответствует энерговыделению до 10¹⁷ делений за указанный интервал.

В течение двух часов наблюдались осцилляции мощности по показаниям датчика γ-излучения, находившегося на расстоянии 4,5 м от монжюса. Диапазон его показаний периодически менялся в пределах 500—5000 мкР/с, что свидетельствовало об установлении квазистационарного уровня мощности. Предложение об отключении вакуумной системы, реализованное через 1,5 часа после начала аварии, не повлияло на систему, так как осцилляции продолжались.

Было принято решение о передаче нескольких литров раствора из монжюса в реактор Р3. Это ограничение объема раствора для передачи объяснялось тем, что реактор Р3, как и монжюс, также имел опасную геометрию. Однако эту операцию можно было выполнить, только находясь в помещении у камеры № 10.

В 0 ч 15 мин 6.12.1960 г. три оператора вбежали в это помещение и произвели все необходимые переключения, затратив на это не более 15 с. При этом мощность дозы γ-излучения рядом с монжюсом была около 4000 мкР/с. Затем был включен компрессор сжатого воздуха, и из монжюса в реактор Р3 было передано около 5 л раствора. После передачи раствора пики мощности цепной реакции прекратились.

В следующую смену дозиметрической службой было принято решение о возможности входа в помещение, так как датчики дозиметрической системы показывали уровень менее 0,15 Р/час. Соблюдая соответствующую инструкцию, три оператора вошли в помещение. Намеренно сокращая время пребывания, они с помощью трех 20-литровых бутылей по временно установленным шлангам сумели перелить 5 литров раствора в бутыль, а затем выполнили еще две передачи – 6 л и 8 л – из монжюса. Три 20-литровые бутыли были помещены в специально организованное место хранения и затем направлены на переочистку.

По результатам измерений в процессе подведения баланса плутония в камерах № 9 и № 10 и коммуникациях оказалось, что в монжюсе к началу ядерной аварии было около 900 г плутония, и только в виде раствора.

Было проведено расследование с целью восстановления последовательности событий, приведших к аварии. В ходе расследования было установлено, что авария произошла в результате превышения нормы загрузки в реакторе Р0 камеры № 9. В таблице 5 представлена хронология событий, приведших к перегрузке Р0.

^{Таблица 5. Последовательность формирования партий, приведшая к превышению загрузки в реакторе Р0 в камере № 9}

После аварии ловушка вакуумной системы, монжюс и реакторы Р2 и Р3 были тщательно промыты. В результате промывки образовалось 40 л промывных растворов, в которых было обнаружено 180 г плутония. Было также проанализировано содержание Pu в трех 20-литровых бутылях, наполненных из монжюса и реактора Р3. Результаты анализа представлены в таблице 6.

^{Таблица 6. Результаты анализа аварийного раствора из бутылей}

Чтобы оценить объем раствора и массу плутония, находившегося в монжюсе во время аварии, воспользовались данными из таблицы 6 (714 г) и содержанием плутония в промывной воде (180 г), что дало 894 г плутония в 19 л раствора и осадка. В результате промывки реактора Р3 образовалось 10 л воды, содержащей 43 г плутония в нерастворимом осадке. Общая масса плутония в промывной воде плюс в трех 20-литровых бутылях составила 1003 г, с учетом того, что 66 г плутония было в реакторе Р2.

При работах по ликвидации аварии и ее последствий пять человек облучились дозой до 2Р. Разрушения оборудования не произошло. Сразу после аварии монжюс был заменен на новый аппарат безопасной геометрии.

Радиоактивного загрязнения в результате аварии не произошло.

Полное число делений, согласно грубым оценкам, составило около 2–3 X 10¹⁷.

8. Радиохимический завод, шт. Айдахо, 25 января 1961 г. ^{14, 15, 16, 17}

Раствор уранилнитрата, U(90 %), в конденсаторе; многочисленные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Авария произошла в главном производственном здании СРР-601 в камере Н, имеющей толстую биологическую защиту из бетона, в которой производилась химическая очистка от продуктов деления растворов, полученных при переработке отработавшего топлива. После этого уран концентрировался в выпарном аппарате. Операции проводились круглосуточно, 24 часа, в три восьмичасовые смены. Авария произошла в 9 ч 5 мин после того, как по обычному распорядку новая смена заступила на работу в 8 ч 00 мин. Это был всего лишь пятый рабочий день после почти годового перерыва в работе предприятия.

Авария произошла в конденсаторе выпарного аппарата Н-110. Конденсатор представлял собой вертикальную цилиндрическую емкость диаметром около 600 мм и высотой более 1,5 м и находился над безопасной секцией выпарного аппарата диаметром 130 мм. Несмотря на наличие линии перелива непосредственно под конденсатором, предназначенной не допускать попадания в конденсатор значительного количества раствора, все-таки концентрированный раствор уранилнитрата (200 г/л) с большой скоростью забрасывался в этот небезопасный объем.

В отчете комиссии по расследованию аварии ^14,15 обсуждается несколько предположительных причин попадания раствора в конденсатор. Самой правдоподобной причиной считается случайное выталкивание пузырем воздуха под высоким давлением (последствие ранее проводившейся операции по очистке трубы) большей части из 40 л раствора уранилнитрата, находящегося в 130 мм трубе выпарного аппарата, вверх в конденсатор. Не известны ни точный объем делящегося материала (следовательно, и масса урана), ни геометрия системы во время всплеска мощности. О них можно лишь предполагать. Точно известно, что СЦР произошла в конденсаторе и, по отчетам, была кратковременной, всего несколько минут. По оценкам с погрешностью 25 % общее количество делений составило 6 X 10¹⁷.

Не было каких-либо показаний приборов, непосредственно отразивших историю аварийного энерговыделения. О временной картине энерговыделения можно было судить только по показаниям далеко находившихся детекторов, предназначенных для непрерывного контроля воздуха. Исследование графиков самописцев этих детекторов с учетом их нахождения привело к неубедительным, а в одном случае необъяснимым результатам. В появившейся после аварии статье Американского ядерного общества (АЯО) 16 о методе оценки энерговыделения во время ядерных аварий приводится величина первого пика 6 X 10¹⁶ делений и общее энерговыделение 6 X 10¹⁷ делений. Экспериментальные данные серии CRAC 5 по динамике систем с критичностью на мгновенных нейтронах, дополненные данными по объему вовлеченного в аварию раствора, подтвердили значения из статьи АЯО. Последним источником информации о возможной величине первого пика является частное заключение доктора Д. Л. Хетрика 17 о том, что значение 6 X 10¹⁶ кажется наиболее разумным.

Сигнализаторы радиационной обстановки выдали звуковой сигнал во всех производственных помещениях, очевидно, отреагировав на мгновенное гамма-излучение первого пика. Весь персонал тут же эвакуировался; дозы облучения оказались минимальными (<60 мбэр) и были получены от летучих продуктов деления после того, как персонал покинул здание. Группа операторов и дозиметристов вернулась в здание через 20 минут после СЦР и отключила все технологическое оборудование. Так как уровни радиации быстро вернулись к норме и не было никаких признаков загрязнения в зонах, где работали люди, руководство разрешило рабочим вернуться на завод в 14 ч 45 мин. Повреждений оборудования не было.

В отчете комиссии по расследованию аварии указывается несколько факторов, способствовавших аварии: (1) несогласованное взаимодействие между операторами, в частности, устный обмен данными о положении вентилей, (2) после длительного простоя персонал не освежил знания по эксплуатации оборудования, (3) достаточно плохое состояние оборудования.

9. Сибирский химический комбинат (СХК), Завод разделения изотопов, г. Северск, 14 июля 1961 г

Накопление обогащенного урана (22,6 %) в расширительном баке вакуумного насоса; два разгона мощности; один случай значительного облучения.

Данная авария произошла на газодиффузионной установке по обогащению урана.

На заводе производится обогащение урана изотопом ²³⁵U с последующей его поставкой на заводы по изготовлению ядерного топлива для реакторов различных типов. Процесс ведется непрерывно (24 часа в сутки при четырехсменной работе персонала) с постоянным отбором товарного гексафторида урана (ГФУ) нужного обогащения, а часть гексафторида отбирается на установки очистки от легких примесей (воздух, фтористый водород).

Испарение ГФУ и его подача в разделительный каскад, а также конденсация его в емкости производятся на конденсационно-испарительных установках (КИУ).

^{Рисунок 14. Схема КИУ-6.}

КИУ-6 Завода разделения изотопов, расположенная в помещении площадью 7,2 м X 18 м, предназначалась для очистки гексафторида урана от легких примесей (рис. 14). Степень обогащения по 235U на этом этапе составляла 22,6 %. Очистка ГФУ от примесей осуществлялась путем конденсации ГФУ при температуре от —60 до —80 °C в основных (ОЕ, 5 шт.) и промежуточных (ПЕ, 3 шт.) емкостях с последующим испарением ГФУ в технологическую цепочку. При нормальном ведении процесса практически весь ГФУ конденсировался в основных и промежуточных емкостях, а HF и незначительное количество ГФУ конденсировались в емкостях-осадителях (ОС, 2 шт.) при температуре минус 180 °C. Неконденсирующиеся примеси (воздух) поступали в ресиверы (5 штук) объемом 4,5 м³ каждый с последующей откачкой вакуумным насосом ВН-6 (рис. 15) в систему газоочистки. В вакуумном насосе в качестве рабочего тела используется масло. Масло необходимо менять примерно через каждые 15 дней, вследствие повышения его плотности (от 0,9 до 1,1 при концентрации урана около 20 г/л) из-за накопления в нем ГФУ, что снижает КПД насоса. Данный график замены масла был составлен исходя из соображений обеспечения нормальной эксплуатации при безусловном учете безопасности при возникновении критичности.

^{Рисунок 15. Вакуумный насос ВН-6 (размеры приведены в мм).}

Охлаждение основных и промежуточных емкостей осуществлялось парами жидкого азота, пропускаемыми через змеевик, помещенный в чугунную дробь. Включение обогрева (режим испарения) основных и промежуточных емкостей осуществлялось автоматически в зависимости от давления в коллекторе испарения, из которого ГФУ подавался в разделительный каскад. Жидкий азот для охлаждения емкостей (при достаточном его количестве) подавался системой автоматики по сигналам термодатчиков (термометры сопротивления). При недостаточном количестве жидкого азота предусматривалась его подача для охлаждения основных и промежуточных емкостей вручную из переносных сосудов Дьюара.

С 1 июля 1961 года на заводе были введены ограничения на потребление жидкого азота. В связи с этим со 2 июля охлаждение основных емкостей было переведено на ручной режим подачи жидкого азота, а охлаждение промежуточных емкостей было прекращено, что увеличило поступление гексафторида урана в ресиверы и вакуумный насос ВН-6.

Десятого июля вследствие потери герметичности регулятора на одной из ступеней блока разделительных машин произошла натечка воздуха, что заставило более интенсивно использовать КИУ-6 для удаления легких примесей.

По результатам оценки, сделанной после аварии, за период ликвидации натечки воздуха с 10 по 14 июля через систему ресиверов прошло около 20 кг урана.

В период с 1 июля по 14 июля имели место следующие нарушения требований технологического регламента:

• приборы, регистрирующие на диаграммах температуру основных емкостей, были отключены;

• охлаждение основных емкостей осуществлялось непосредственной заливкой жидкого азота в теплообменную засыпку (чугунную дробь), а не в змеевики. В результате, предположительно, имел место значительный градиент температур, а значит, и неправильная оценка температуры, так как термометр находился непосредственно у места заливки жидкого азота;

• промежуточные емкости были выведены из нормального технологического процесса (не охлаждались) на длительный срок.

14 июля 1961 года в 4 ч 45 мин в помещении конденсационно-испарительной установки сработала звуковая сигнализация прибора (СД-1М) дозиметрического контроля. Оператор установки, выполнявший операции в этом помещении, вызвал дежурного дозиметриста для выяснения причин срабатывания сигнализации.

Дежурный дозиметрист определил, что мощность дозы гамма-излучения в помещении составляет около 2,5 мкР/с. В то же время система аварийной сигнализации о возникновении СЦР не сработала, несмотря на то, что в то время порог срабатывания для нее по мощности дозы гамма-излучения составлял 2,0 мкР/с.

С целью обнаружения источника гамма-излучения было обследовано все оборудование в помещении (его размеры 18 X 7,2 м²). Однако ресиверы и насос ВН-6 находились вне этого помещения и не были обследованы, так как не вызывали подозрений относительно возможности попадания в них ГФУ. Источник излучения не был определен, мощность дозы быстро спадала и через 10–15 минут составила 0,2 мкР/с.

Дав разрешение оператору установки продолжать работу, дозиметрист доложил оператору центрального диспетчерского пульта (ЦДП).

Оператор установки с целью откачки газа из ресиверов в 7 ч 30 мин включил с пульта управления вакуумный насос ВН-6 и пошел к ресиверу № 5, чтобы открыть задвижку, соединяющую насос с указанной группой ресиверов. В момент нахождения оператора на расстоянии 0,5 метра до ресивера и до насоса сработала система аварийной сигнализации (приборы УСИД). По словам оператора, у него возникло зрительное ощущение вспышки света. Не открывая задвижку, оператор выключил насос, побежал к телефону, который находился в этом корпусе (расстояние около 200 метров), и доложил о случившемся оператору ЦДП.

Одновременно со срабатыванием САС в КИУ-6 сработала аварийная сигнализация в трех соседних зданиях, находящихся на расстоянии от 160 до 320 метров от нее.

Пороги срабатывания сигнализации приборов УСИД были настроены на уровень мощности гамма-излучения – 2,0 мкР/с. Низкое значение порогов объясняет массовое срабатывание сигнализации.

Прибывший дозиметрист отметил увеличение мощности гамма-излучения от 0,2 мкР/с (на расстоянии около 100 метров от помещения КИУ-6) до 10мкР/с (в районе помещения КИУ-6).

Пострадавший оператор был отправлен в медсанчасть. Результаты расследования обстоятельств и причин ядерной аварии показали, что СЦР произошла в расширительном баке вакуумного насоса (рис. 16) из-за накопления урана и образования критической массы ядерного материала в виде смеси вакуумного масла и фтористых соединений урана.

В течение 5 дней измерялась мощность дозы гамма-излучения на боковой поверхности бака. Измерения проводились прибором ПМР-1. Блок детектирования размещался вплотную к поверхности бака в точке, расположенной на полувысоте бака. Динамика снижения мощности дозы гамма-излучения (D) на поверхности бака приведена в таблице 7.

Опорожнение бака происходило через нижнее сливное отверстие в емкости объемом 5 литров. Всего, 18–19 июля, из бака было извлечено 42,95 кг масла. По данным анализа, концентрация урана составила 173 г/л (анализ проводился люминесцентным методом с возможной погрешностью ± 30–40 %). Обогащение по урану-235 составило 22,6 %.

^{Рисунок 16. Бак масляного насоса (размеры приведены в мм).}

Возникновение и гашение цепной реакции имели следующие особенности. Масса фторидов урана накапливалась в масле длительное время, но наиболее интенсивно с 10.07.61 г. по 14.07.61 г. Ввиду малой скорости ввода реактивности и интенсивного собственного источника нейтронов (1,3 X 10⁴ н/с) разгон происходил на запаздывающих нейтронах. Первый разгон мощности 14.07.61 г. в 4 ч 45 мин был очень слабым и по числу делений, вероятно, не превысил 2 X 10¹⁴ делений. После его самогашения система осталась в состоянии, близком к критическому на запаздывающих нейтронах. Необходимо отметить, что точные сведения о концентрации, объеме раствора, конфигурации материала в момент первого разгона мощности отсутствуют. Более того, неизвестно, работал ли в это время вакуумный насос.

^{Таблица 7. Результаты измерения мощности дозы гамма-излучения}

При включении насоса в 7 ч 30 мин масло, находившееся в полостях насоса, было вытеснено в трубу масляного бака. Тем самым система с центральной полостью перешла в систему полностью заполненного цилиндра. Механизм самогашения связан с эффектом повышения температуры, образованием пузырьков радиолитических газов от треков осколков деления в масле, что вызвало выброс части масла из бака обратно в полость насоса и газоочистку. Как и для первого разгона мощности, так и для второго остается неизвестным точное значение концентрации и количества масла, впрыснутого насосом в центральную трубу расширительного бака. Полное число делений за аварию оценивается значением около 1,2 X 10¹⁵.

Последствия данного инцидента следующие. Обследование оператора показало, что он был облучен дозой около 200 рад и перенес лучевую болезнь в сравнительно легкой форме. Других пострадавших не было. Разрушения оборудования, загрязнения помещений, потерь делящегося материала также не было.