Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

Третьего ноября 1965 года в 11 ч 10 мин утра в здании 242 сработала система аварийной сигнализации о возникновении СЦР. Весь персонал здания 242 был немедленно эвакуирован. В блоках детектирования системы использовались счетчики γ-излучения. В соседних зданиях аналогичные системы аварийной сигнализации не сработали. Первым в здание 242 через 50 минут после эвакуации вернулся главный физик. С помощью переносного детектора гамма-излучения он смог определить, что авария произошла в водяном баке вакуумного насоса. В то время измеренная им мощность дозы гамма-излучения составила 103 мкР/с на расстоянии 1,5 м от бака.

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.