Томас Маклафлин - Обзор ядерных аварий с возникновением СЦР (LA-13638)

Примерно через 4,5 часа после начала аварии измерения уровня радиации возле границы производственной территории, примыкающей к жилому дому и коммерческому учреждению, показали, что комбинированная мощность дозы нейтронного и гамма-излучения составляла приблизительно 5 мЗв/час. В это время мэр города Токай-мура рекомендовал населению, проживающему в радиусе 350 м от завода компании JCO, эвакуироваться в более удаленные места. Через 12 часов местные власти префектуры Ибараки рекомендовали населению, проживающему в радиусе 10 км от завода, оставаться внутри помещений из-за повышенной радиоактивности, вызванной аэрозольными продуктами деления.

Вскоре после полуночи была сделана попытка остановить цепную реакцию. Было решено слить охлаждающую воду из рубашки, окружающей нижнюю половину реактора-осадителя, так как считалось, что это могло снизить реактивность настолько, чтобы перевести систему в подкритическое состояние. Для выполнения этой работы были посланы по очереди несколько бригад, по три оператора в каждой. К трубопроводу, питающему рубашку, был доступ непосредственно с наружной стороны здания, но его было трудно разобрать, потому что время работы ограничивалось величиной допустимой дозы (0,1 Зв).

Когда трубопровод был, наконец, вскрыт примерно через 17 часов после начала аварии, не вся вода была слита из рубашки. Это было установлено с помощью различных устройств мониторинга, которые показали, что мощность упала примерно в четыре раза, а затем снова стабилизировалась, что указывало на то, что цепную реакцию все же не удалось остановить полностью. Наконец, вода из рубашки была полностью удалена путем пропускания через трубопровод аргона, при этом люди в здание не заходили. Примерно через двадцать часов это привело к прекращению цепной реакции. Для обеспечения надежной подкритичности в реактор-осадитель была добавлена через резиновый шланг борная кислота.

Через несколько недель после аварии, когда уменьшились уровни радиации, была взята и проанализирована проба раствора из реактора-осадителя. На основании анализа продуктов деления было определено, что полный выход в результате аварии составил примерно 2,5 X 10 18делений. Несмотря на то, что детекторами не были зарегистрированы детали первых нескольких минут всплеска мощности, картина облучения операторов и показания нейтронного детектора на площадке JAERI-NAKA убедительно свидетельствовали в пользу того, что начальная реактивность превысила уровень, соответствующий критичности на мгновенных нейтронах. Результаты экспериментов, поставленных для того, чтобы смоделировать аварии с возникновением критичности в растворах 4,5,6, подтверждали, что энерговыделение в первом пике составило от 4 до 8 X 10 16делений.

Двое рабочих, участвовавших в проведенной операции заливки раствора, были сильно переоблучены, при этом оцененные дозы составили между 16 и 20 Гр и между 6 и 10 Гр, соответственно. Когда произошла авария, третий оператор сидел за столом на расстоянии нескольких метров и получил оцененную дозу облучения от 1 до 4,5 Гр. Всем трем операторам был предоставлен специальный медицинский уход. Оператор, который держал воронку, умер через 82 дня после аварии. Оператор, заливавший уранилнитрат, умер спустя 210 дней после аварии. Наименее облученный оператор покинул госпиталь примерно через три месяца после аварии.

Помимо уже упомянутых нарушений разрешенной технологии, могут быть названы следующие факторы, повлиявшие на аварию.

1) Персонал JCO на всех уровнях слабо понимал факторы, влияющие на критичность. В частности, отсутствовало понимание того, что одни и те же 45 литров раствора, которые далеки от критичности, когда они находятся в регламентных колонках для хранения, могут оказаться надкритичными в опасном реакторе-осадителе.

2) Компания оказывала давление, чтобы заставить людей работать более производительно.

3) В компании JCO и в регулирующем органе на всех уровнях устоялось мнение, что авария с возникновением критичности невозможна. В результате этого принимавшиеся методики, планы, схемы расположения оборудования, учет человеческого фактора и т. д. не получали адекватного изучения как со стороны компании, так и со стороны должностных лиц, выдававших лицензию.

Правительство решило отобрать у компании JCO лицензию на работы, и компании пришлось согласиться с этим решением ко времени публикации этого отчета.

Из примерно 200 жителей, эвакуированных в радиусе 350 м от производственной площадки, около 90 % получили дозы меньше 500 мбэр; никто из остального населения не получил более 2,5 бэр. Хотя было обнаружено загрязнение, вызванное аэрозольными продуктами деления, на растениях в пределах заводской площадки, максимальные значения мощностей доз составили менее 1 мбэр/час, а продукты деления были короткоживущими.

В этом разделе мы рассмотрим физические и нейтронные характеристики аварий с возникновением СЦР, которые случились на ядерных промышленных установках Российской Федерации, Соединенных Штатов Америки, Соединенного Королевства Великобритании и Японии. Для того, чтобы оценить достоверность описаний аварий, мы сравнили физические параметры, сообщенные для каждой аварии, с известными из экспериментов условиями достижения критичности.

Приведенных в документах об аварии данных о геометрии и составах материалов далеко недостаточно для того, чтобы рассматривать их в качестве контрольных параметров критичности, как они принимаются международным сообществом по ядерной безопасности 34. Из-за отсутствия сообщаемых технических деталей возможность точного восстановления аварийной обстановки серьезно ограничена. Восстановление картины аварий с 1 по 22 проводится с использованием интерпретации условий, сообщаемых для каждой такой аварии. Восстановление проводится с целью оценить аварийную конфигурацию, соответствующую критическому состоянию. Оцененные значения параметров, необходимых для такого восстановления, не следует интерпретировать как новые «факты», которые нужно добавить в документы об авариях.

В наших оценках рассматриваются лишь главные параметры, влияющие на критичность: делящийся материал ( 235U или 239Pu), его плотность, форма и степень замедления. В случаях аварий 9, 15 и 22 принималась также во внимание степень обогащения урана. Примеры параметров, которых для восстановления картины аварии недостает или которыми пренебрегли, как имеющими второстепенную важность, включают материал емкости, толщину ее стенок, наличие делящихся нуклидов иных, чем 235U и 239Pu, и наличие внешних отражателей вблизи делящегося материала или соприкасающихся с ним. Смеси материалов моделировались как однородные смеси металл — вода, из чего можно оценить степень замедления. Для нескольких аварий (2, 9, 15 и 21), о которых известно, что делящийся материал распределен неоднородно, такое упрощение было чрезмерным.