Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

До прибытия противоаварийной комиссии (23 часа) наблюдение за динамикой СЦР велось по показаниям стационарных дозиметрических приборов (γ-излучение) и приборов РНС-6 технологического контроля (нейтронные поля) в другом здании на расстояния ~50 метров от места аварии. Было зафиксировано 4 пика с интервалом 15–20 минут. После прибытия комиссии оценка радиационной обстановки показала, что помещение центрального пульта управления (рис. 21) безопасно для персонала даже в моменты пиков мощности, и дальнейшие наблюдения и руководство противоаварийными работами осуществлялось из помещения центрального пульта управления.

Рисунок 22. Схема размещения оборудования в камере.

Опрос персонала, анализ технологической и учетной документации, анализ диаграммных записей показаний стационарных дозиметрических приборов, диагностика γ-полей коллимированным носимым дозиметром "Карагач" позволили установить, что цепная реакция, вероятнее всего, протекает либо в реакторе № 1, либо в передаточной (напорной) емкости (рис. 22).

По результатам измерений мощность дозы γ-излучения через ~1,5 минуты после очередного пика на расстоянии ~2 м составляла в среднем 2,2 мР/с.

Основываясь на том, что имелась техническая возможность для дистанционной подачи раствора кадмия в промежуточную емкость, было принято решение реализовать в первую очередь эту возможность с использованием существовавших коммуникаций. Эта операция была выполнена после 9-го пика мощности.

После заливки раствора кадмия было решено сделать контрольную паузу около 40 минут, чтобы убедиться в эффективности принятых мер. Однако уже через 20 минут был зафиксирован очередной 10-й пик, что позволило однозначно определить место аварии — реактор № 1 (рис. 22).

Дистанционная подача раствора кадмия в реактор № 1 или выдача из него раствора урана, требовавшие сравнительно длительных ручных манипуляций, были признаны слишком опасными для персонала, так как вся запорная арматура (вентили) находилась внутри аварийной камеры и необходимые операции могли быть выполнены только вручную.

Поэтому было принято решение поместить в реактор через его загрузочный люк нарезанные из листа толщиной 0,5 мм полоски (стружки) металлического кадмия, смятые в комок с учетом диаметра загрузочного люка.

Операция была разбита на три последовательных этапа:

• Снятие двух перчаток для обеспечения доступа к загрузочному люку.

• Открывание крышки загрузочного люка.

• Погружение в раствор через загрузочный люк стружки кадмия толщиной 0,5 мм.

Первые два этапа выполнялись после 10-го пика специально проинструктированными опытными операторами, затратившими на эту работу (включая время подхода и ухода) 30 и 60 секунд.

К этому моменту мощность дозы по показаниям дозиметра вышла на постоянный уровень, и все работы были приостановлены.

На последнем этапе после одиннадцатого пика и паузы для существенного снижения мощности дозы старший инженер-физик осторожно опустил кадмий в реактор № 1, стараясь не создать на поверхности раствора волну, которая могла бы вызвать СЦР. На эту операцию было затрачено около 20 с. Немедленно началось растворение кадмиевой стружки в азотной кислоте, о чем свидетельствовало выделение типичного оранжевого дымка.

После введения кадмия в реактор № 1 состояние системы стало подкритическим, и по показаниям дозиметрических приборов наблюдался устойчивый спад мощности дозы γ-излучения.

Все три работника, выполнявшие описанные выше операции, имели при себе индивидуальные дозиметры, показания которых не превысили 0,3 Р.

Дозы облучения персонала составили:

• не более 0,1 Р — 17 человек,

• 0,1–0,2 Р — 7 человек,

• 0,2–0,27 Р — 3 человека.

Полное число делений за 11 пиков мощности было определено по активности проб раствора, отобранных после ликвидации аварии, и составило ~5,5 X 10¹⁷.

Через сутки после прекращения цепной реакции раствор из реактора был передан по временной схеме в безопасные емкости, которые затем отправили на хранение в специальное помещение и впоследствии переработали по обычной технологии после предварительной очистки от кадмия. По результатам лабораторного анализа проб концентрация урана в растворе составила 77 г/л. Общее количество материала в емкости составляло 28,6 л.

Оборудование камеры не было повреждено или загрязнено и через несколько дней после аварии было вновь введено в нормальную эксплуатацию.

В течение 2–3 лет почти все опасное оборудование в цехе (примерно 94 %) было заменено на безопасное.

17. ПО «Маяк», г. Озерск, 10 декабря 1968 г

Растворы плутония в 60-литровых емкостях; три вспышки; один человек погиб, один сильно облучен.