Страница 45 из 55
13. Установка RA-2, Буэнос-Айрес, Аргентина, 23 сентября 1983 г
Критсборка 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.
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.