Страница 17 из 55
Действия по ликвидации аварии были направлены на то, чтобы исключить повторное достижение критического состояния. Эту работу выполняли операторы под руководством дозиметристов. С помощью длинного стержня было разбито мерное стекло на боковой поверхности бака. Для сбора воды, вытекающей из бака, были использованы поддоны безопасной геометрии. В этой операции собрали приблизительно 60 литров жидкости. Анализ показал, что жидкость содержала 85 граммов урана на литр, т. е. в целом 5,1 кг урана. Через восемь дней после аварии (11 ноября 1965 г.) бак был вскрыт, и из него было извлечено еще 51 кг урана. Общее количество материала, извлеченного из бака, составило 56,1 кг урана или, при 6,5 % обогащении, около 3,65 кг 235U. Еще 13,9 кг урана было извлечено из теплообменника «труба в трубе» и патрубков, соединяющих их. В итоге было извлечено 70 кг урана, или примерно 4,6 кг 235U.
В результате расследования причин СЦР было установлено, что в основном фильтре лавсановая ткань отсутствовала, а в контрольном фильтре она не была полностью зажата фланцами. Поэтому порошок окислов урана мог проникать в вакуумную систему. Было также отмечено, что за короткое время (~12 дней) работы установки с ураном 6,5 %-го обогащения состояние контрольного фильтра не проверялось, контроль воды в баке на содержание урана не осуществлялся в нарушение действующих инструкций.
Расследование было не в состоянии определить, как долго отсутствовала ткань в главном фильтре или как долго ткань в контрольном фильтре имела дефекты. Анализ рабочих записей, сделанных до перехода системы от урана с обогащением 2 % к урану с обогащением 6,5 %, показал, что такие производственные нарушения в прошлом не случались.
Для того чтобы оценить полную выделенную при аварии энергию, были сделаны анализы двух типов. Анализ первого типа основывался на результатах измерения мощности дозы — 103 мкР/с, выполненного на расстоянии 1,5 м от водяного бака через приблизительно 50 минут после аварии. Результат этого измерения был использован для оценки полного выхода: 5 X 1015 делений. Для определения полного энерговыделения был вырезан участок медного провода, находившийся на расстоянии 1,2 м от бака. По активации меди 63Cu (n, у) 64Cu было определено, что число делений составило ~1016. Однако этот метод, также как и метод, основанный на измерении γ-излучения от продуктов деления, имел значительные расчетные и экспериментальные погрешности.
Восстановление условий протекания аварии показывает, что после очередной остановки насоса 3.11.65 г. в баке начался процесс осаждения взвесей урана из циркулировавшей пульпы. К этому времени в баке уже существовал густой пастообразный осадок окислов урана.
В процессе осаждения взвесей образовалась надкритическая система, вероятно, на запаздывающих нейтронах с коротким периодом разгона мощности цепной реакции. Собственный фон нейтронов в баке составлял около 0,8 X 103 н/с. Самогашение цепной реакции произошло вследствие смешивания части осадка с раствором и переноса (выброса) пульпы в коммуникации и трубы холодильника. Все оборудование осталось герметичным, и радиоактивного загрязнения помещений не произошло. Благодаря тому, что на расстояниях ближе 4,5 м от бака никого не было и персонал быстро покинул здание, а также из-за сравнительно малого числа делений никто существенно не был облучен. Расчет суммарных доз облучения работников показал, что рабочий, находившийся на расстоянии 4,5 м от места аварии, мог получить максимальную дозу 3,4 бэра. Все сотрудники, находившиеся в здании 242, прошли медицинское обследование.
16. ПО «Маяк», г. Озерск, 16 декабря 1965 г
Раствор уранилнитрата, U(90 %), в реакторе-растворителе; многократные вспышки; незначительные дозы облучения персонала.
Авария произошла в цехе переработки отходов химико-металлургического завода. Перерабатываемые отходы поступали с операций растворения, осаждения и восстановления. Схема цеха переработки показана на рисунке 21. Труднорастворимые осадки первоначально подвергались прокалке для превращения урана, содержащегося обычно в количестве меньше одного весового процента, в закись-окись. В соответствии с регламентом, отходы с аномально высокой концентрацией урана, которые иногда возникали в результате переработки бракованных слитков, тиглей с трещинами и пр., направлялись в другие технологические зоны.
Оборудование химико-металлургического цеха представляло собой ряд перчаточных камер, в одной из которых располагались три одинаковые технологические цепочки, состоящие из реактора для растворения отходов, передаточной емкости, нутч-фильтра и сборника фильтратов (рис. 22).
Каждый из трех цилиндрических реакторов имел объем 100 л, диаметр 450 мм, эллиптическое днище, плоскую крышку с загрузочным люком, устройство для перемешивания пульсирующего типа и пароводяную нагревательную рубашку толщиной 25 мм.
На рисунке 22 представлены схема размещения оборудования в камере и направления движения реагентов. Каждый реактор был оснащен линией выдачи растворов в передаточную (напорную) емкость, линией вакуума, линиями сдувки и теплоносителя. Загрузка прокаленных отходов осуществлялась через загрузочный люк в крышке, имеющий уплотнение и запорное устройство.
Процесс растворения в азотной кислоте проводился с подогревом раствора во время перемешивания пульсатором. По завершении процесса растворения полученный таким образом раствор передавался с помощью вакуума в передаточную емкость, после чего раствор проходил через нутч-фильтр (для удаления нерастворенных твердых частиц) в сборник фильтратов.
Примерно за сутки до аварии, 15.12.1965 г., технолог смены выдал оператору задание на прокалку партии 1726 «богатых» отходов (содержание урана более 1 %) в камере, печи которой были предназначены только для прокалки «бедных» отходов (содержание урана менее 1 %), что было нарушением инструкции по ядерной безопасности.
После прокалки из этой партии «богатых» отходов была отобрана проба, и до получения результатов анализа контейнер с «богатыми» отходами был передан в другую камеру, в которой уже хранилось много других отходов, на комплектацию партии отходов для последующей передачи на растворение.
В аналитической лаборатории определили массовую концентрацию урана в пробе 1726, которая составила 44 % (весовых). Этот результат был записан в журнале для проб, но не был передан в цех для записи в учетную карточку.
Оператор, комплектовавший отходы на растворение, обнаружил отсутствие результата анализа для пробы номер 1726 и по телефону запросил его в аналитической лаборатории.
В результате взаимного недопонимания между лаборантом и оператором последний записал результат анализа пробы 1826, в которой массовая доля урана была 0,32 %, т. е. в ~138 раз меньше, чем в пробе 1726. Этот результат оператор внес в учетную карточку и на этикетку контейнера с «богатыми» отходами.
На следующий день, 16.12.1965 г., отходы массой 5 кг, включая около 2,2 кг урана с обогащением 90 %, были переданы на растворение как «бедные» и загружены в реактор, для которого норма загрузки составляла 0,3 кг урана, т. е. имело место превышение нормы загрузки более чем в 7 раз.
К этому моменту в двух других реакторах проводилось растворение «бедных» отходов.
«Богатые» отходы были загружены в реактор № 1. Согласно технологическому регламенту, растворение должно было производиться при температуре ~100 °C и при непрерывном перемешивании в течение 1,5 часов. Однако этот процесс был остановлен через 40 минут в связи с началом плановой уборки внутри камеры перед сдачей смены.
Примерно через 10 минут после выключения нагрева и перемешивания оператор, производивший уборку, услышал характерный звук кратковременного срабатывания ближайшего аварийного сигнализатора о возникновении ядерной аварии, покинул рабочее место и направился на центральный пульт управления для выяснения причин срабатывания сигнализатора. В этот момент произошло повторное срабатывание ближайшего сигнализатора. В последующие несколько секунд начали срабатывать сигнализаторы, более удаленные от реактора № 1. Всего в цехе сработало несколько десятков сигнализаторов типа УСИД-1.