Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

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 ?k₀ можно написать

?k(t) = ?k₀ — 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 ?k 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,