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.
Литература
1. W. R. Stratton, 'A Review of Criticality Accidents,' Los Alamos Scientific Laboratory report LA-3611 (September 1967).
2. W. R. Stratton, revised by D. R. Smith, 'A Review of Criticality Accidents,' Lawrence Livermore National Laboratory report DOE/NCT-04 (March 1989).
3. H. C. Paxton, 'Glossary of Nuclear Criticality Terms,' Los Alamos National Laboratory report LA-11627-MS (October 1989).
4. F. Y. Barbry, 'SILENE Reactor: Results of Selected Typical Experiments,' CEA Institut de Protection et de Surete Nucleaire, Departement de Recherches en Securite, Centre d'Etudes de VALDUC, Service de Recherches en Surete et Criticite Report SRSC no223 (September 1994).
5. P. Lecorche and R. L. Seale, 'Review of the Experiments Performed to Determine the Radiological Consequences of a Criticality Accident,' Oak Ridge Y-12 Plant report Y-CDC-12 (November 1973).
6. M. S. Dunenfeld and R. K. Stitt, 'Summary Review of the Kinetics Experiments on Water Boilers,' Atomics International, North American Aviation, Inc. report NAA-SR-7087 (February 1963).
7. F. S. Patton, et al., 'Accidental Radiation Excursion at the Y-12 Plant, June 16, 1958,' Oak Ridge Y-12 Plant report Y-1234 (July 1958).
8. A. D. Callihan and J. T. Thomas, 'Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant — I, Description and Physics of the Accident,' Health Physics 1, 363–372 (1959).
9. 'Oak Ridge Y-12 Accidental Excursion, June 16, 1958,' Nucleonics 16 (11), 138–140, 200–203 (November 1958).
10. G. S. Hurst, R. H. Ritchie, and L. C. Emerson, 'Accidental Radiation Excursion at the Oak Ridge Y-12 Plant — III, Determination of Radiation Doses,' Health Physics 2, 121–133 (1959).
11. H. C. Paxton, R. D. Baker, W. J. Maraman, and R. Reider, 'Nuclear Critical Accident at the Los Alamos Scientific Laboratory on December 30, 1958,' Los Alamos Scientific Laboratory report LAMS-2293 (February 1959).
12. H. C. Paxton, R. D. Baker, W. J. Maraman, and R. Reider, 'Los Alamos Criticality Accident, December 30, 1958,' Nucleonics 17 (4), 107–108, 151–153 (April 1959).
13. W. L. Ginkel, et al., 'Nuclear Incident at the Idaho Chemical Processing Plant on October 16, 1959,' Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division report IDO-10035 (February 1960).
14. R. C. Paulus, et al., 'Nuclear Incident at the Idaho Chemical Processing Plant on January 25, 1961,' Phillips Petroleum Company, Atomic Energy Division report IDO-10036 (June 1961).
15. J. W. Latchum, F. C. Haas, W. M. Hawkins, and F. M. Warzel, 'Nuclear Incident at the Idaho Chemical Processing Plant of January 25, 1961,' Phillips Petroleum Company report LA—54—61A, (April 1961).
16. A. R. Olsen, R. L. Hooper, V. O. Uotinen, and C. L. Brown, 'Empirical Model to Estimate Energy Release from Accidental Criticality,' Transactions of the American Nuclear Society 19, 189–191 (October 1974).
17. D. L. Hetrick, letter to Thomas McLaughlin (14 July 1999).
18. A. D. Callihan, 'Accidental Nuclear Excursion in Recuplex Operation at Hanford in April 1962,' Nuclear Safety 4 (4), 136–144 (June 1963).
19. E. D. Clayton, 'Further Considerations of Criticality in Recuplex and Possible Shutdown Mechanism,' Hanford Atomic Products Operation report HW—77780 (May 1963).
20. C. N. Zangar, 'Summary Report of Accidental Nuclear Excursion, Recuplex Operation, 234-5 Facility,' Richland Operations Office, U. S. Atomic Energy Commission report TID—18431 (1962).
21. C. N. Zangar, et al., 'Final Report of Accidental Nuclear Excursion, Recuplex Operation, 234-5 Facility,' Hanford Operations Office report HW—74723 (August 1962).
22. E. D. Clayton, 'The Hanford Pulser Accident,' Transactions of the American Nuclear Society 46, 463–464 (June 1984).
23. F. R. Nakache and M. M. Shapiro, 'The Nuclear Aspects of the Accidental Criticality at Wood River Junction, Rhode Island, July 24, 1964,' United Nuclear Corporation report TID-21995 (November 1964).
24. H. Kouts, et al., 'Report of the AEC Technical Review Committee,' United States Atomic Energy Commission (November 1964).
25. J. T. Daniels, H. Howells, and T. G. Hughes, 'Criticality Incident — Aug 24, 1970, Windscale Works,' Transactions of the American Nuclear Society 14, 35–36 (June 1971).
26. M. C. Evans, 'A Review of Criticality Accidents Within the European Community,' Transactions of the American Nuclear Society 46, 462–463 (June 1984).
27. M. C. Evans, 'A Review of Criticality Accidents Within the European Community,' supplemental material presented at the 1984 Annual Meeting of the American Nuclear Society, New Orleans, Louisiana (June 1984).
28. 'Recovery of ICPP from Criticality Event of October 17, 1978, Part II, Support and Safety Justification of the Specific Approach to Emptying H-100,' Allied Chemical, Idaho Chemical Programs report ACI—366 (January 1979).
29. 'ICPP Criticality Event of October 17, 1978,' Nuclear Safety 21 (5), 648–653 (October 1980).
30. R. E. Wilson and W. D. Jensen, 'Reflections on the 1978 ICPP Criticality Accident,' in Proceedings of the Sixth International Conference on Nuclear Criticality Safety, Versailles, Vol. 4, pp. 1540–1544 (September 1999).
31. 'Report of the Uranium Processing Plant Criticality Accident Investigation Committee,' The Uranium Processing Plant Criticality Accident Investigation Committee of The Nuclear Safety Commission (December 1999).
32. H. Mizuniwa, et al., 'Dose Evaluation to Workers at JCO Criticality Accident Based on Whole Body Measurement of Sodium—24 Activity and Area Monitoring' (in Japanese), Journal of the Japanese Nuclear Power Association 43 (1), 56–66 (January 2001).
33. F. R. McCoy, III, T. P. McLaughlin, and L. C. Lewis, 'Trip Report of Visit to Tokyo and Tokai-mura, Japan, on October 18–19, 1999, for Information Exchange with Government of Japan Concerning the September 30, 1999 Tokai-mura Criticality Accident,' U. S. Department of Energy (November 1999).
