Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

Первый пик, вероятно, не превысил 10¹⁶ делений, большая часть энергии выделилась, по-видимому, когда мощность системы стабилизировалась и находилась на высоком плато. Гашение СЦР произошло вследствие теплового расширения и плавления сборки.

12. Ракетный полигон Уайт Сэндз, 28 мая 1965 г. 58

Импульсный быстрый реактор с уран-молибденовой активной зоной без отражателя; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

После того как реактор «Годива» был успешно применен для генерации коротких мощных импульсов нейтронов со спектром, близким к спектру деления, было разработано несколько подобных импульсных реакторов для целей облучения. Один из таких импульсных реакторов, содержавший 96 кг сплава высокообогащенного урана и молибдена (10 %), был построен на ракетном полигоне Уайт Сэндз, расположенном на юге штата Нью-Мексико. Конструкция этого реактора в чем-то похожа на конструкцию реактора «Годива II» ⁵⁴: семь колец и верхняя пластина образовывали большое пространство в центре, которое в критическом состоянии было заполнено блоком безопасности. Через отверстия в кольцах проходили два регулирующих стержня и импульсный стержень. Вся система удерживалась в сборе с помощью трех металлических болтов. Первоначально болты были сделаны из нержавеющей стали, но непосредственно перед аварией их заменили на болты, изготовленные из уран-молибденового сплава. В эксперименте определялся вклад в реактивность, вносимый разными компонентами сборки. Были измерены новые веса регулирующих стержней, импульсного стержня, реактивность, вводимая разными мелкими компонентами, а также реактивность, обусловленная извлечением блока безопасности на один дюйм.

Для дальнейшей калибровки реактивности блока безопасности нужен был более мощный нейтронный поток, чем тот, который давал полоний-бериллиевый нейтронный источник. Чтобы получить мощность в 1 ватт, сняли (зашунтировали) блокировку, и блок безопасности вдвигался внутрь, приближаясь, как думали, к известному состоянию. Всплеск мощности произошел, когда блок безопасности приблизился к полудюймовой отметке.

Все механизмы защиты реактора сработали как положено, при этом за короткий промежуток времени выделилась большая энергия, и всплеск мощности был погашен вследствие теплового расширения металла. Новые уран-молибденовые болты не выдержали (отлетели головки), и два верхних кольца вместе с мелкими деталями были отброшены на расстояния от 1,5 м до 4,6 м.

По данной аварии сохранился полный набор показаний приборов. Минимальный период был 9,2 микросекунды, максимальная реактивность на 15 центов превысила уровень критичности на мгновенных нейтронах, скорость ввода реактивности составила 2,2 /с, длительность нейтронного импульса составила 28 микросекунд. Увеличение внутренней температуры на 290 °C говорит о выходе, составляющем 1,5 X 10¹⁷ делений, что всего в 1,4 раза больше максимального выхода, наблюдавшегося в нормальных условиях эксперимента.

Во время неожиданной вспышки были разрушены только крепежные болты и немного откололось никелевое покрытие колец. Дозы облучения персонала были очень маленькими. Через час после всплеска мощности камеру вскрыли и измерили уровень радиации, который оказался выше обычного фона, но не намного выше уровня, наблюдавшегося после плановой вспышки.

13. Челябинск-70, 5 апреля 1968 г. 59,60

Сборка из металлического урана, U(90 %), с отражателем из природного урана; единичный всплеск мощности; два человека погибли.

Авария произошла 5 апреля 1968 г. в Российском Федеральном Ядерном Центре (ВНИИТФ), расположенном в южной части Уральских гор между Екатеринбургом и Челябинском. Эксперименты с критическими сборками, использующие механизм вертикального подъема на установке ФКБН[4], начались во ВНИИТФ в 1957 г. Акронимом ФКБН обозначается «физический котел быстрых нейтронов».

В те годы велись интенсивные работы по разработке мощных реакторов для исследования радиационной стойкости. На ФКБН, в частности, был реализован ряд критических конфигураций с толстым отражателем и большой внутренней полостью, обеспечивающих работу в импульсном режиме и в статическом режиме на мощности несколько кВт.

В рассматриваемом случае проводились исследования влияния полиэтиленового сферического образца на кинетические характеристики реакторной системы методом котельных шумов.