Радиационные последствия СЦРД

Опасность внешнего аварийного облучения персона­ла нейтронным и γ– излучениями как в процессе СЦР, так и после ее гашения возрастает из-за таких осо­бенностей радиохимического производства как отсутст­вие биологической защиты; произвольное нахождение работников в зоне; многочисленность оборудования, в котором возможна авария. В отличие от критических стендов, для радиохимических установок нельзя про­моделировать СЦРД для получения недостающих дан­ных по радиационным последствиям. Кроме того, пер­сонал без помощи приборов не в состоянии обнару­жить опасные уровни радиации. Все это определяет высокие требования к средствам обнаружения СЦРД, а также к средствам измерения дозы облучения, диаг­ностики ситуации и ликвидации последствий.

В табл. 1.4.8 приведены типичные результаты из­мерения дозы в экспериментах на цилиндриче­ских аппаратах с растворами диаметром 300 и 800 мм

Таблица – 1.4.8 Доза нейтронов D_n и γ-квантов D_γ в зависимости от расстояния до места СЦР с энерговыделением 10¹⁸ дел

Расстояние, м	Dn, рад	Dγ, рад
Ø 300 мм	Ø 800 мм	Ø 300 мм	Ø 800 мм
	4,6^.10^3	2,5^.10^3	5^.10^3	4^.10^3
	0,5^.10^3	0,4^.10^3	0,7^.10^3	0,5^.10^3
	0,4^.10^3	0,2^.10^3	0,5^.10^3	0,З^.10^3

В основном тяжелые последствия возникно­вения СЦР связаны с авариями при проведении экспериментов на критических сборках и мало­мощных ядерных реакторах (12 смертельных случаев), в меньшей степени — с переработкой делящихся веществ (9 смертельных случаев). Несмотря на это, больше внимания уделяют во­просам обеспечения безопасности при работах с ядерным топливом. По всей вероятности, это обусловлено значительным количеством персо­нала, подвергшегося облучению при СЦР на пе­рерабатывающих заводах, более существенными экономическими потерями в результате оста­новки предприятия и осознанием степени риска для систем, работающих около критического состояния.

одна авария произошла при работе с метал­лическими слитками;

18 — на неэкранированных установках с ручным управлением;

21 — при работах с растворами ядерного топлива или с его шламами (slurries);

трем выжившим операторам ампутировали кисти;

девять операторов скончались;

одна авария привела к измеримому загряз­нению продуктами деления вне границ площад­ки;

в результате одной аварии отдельные лица из населения получили измеримое облучение;

не было аварий при транспортировке;

не было аварий при хранении.

Одна из этих аварий имела место в Японии; 13 — в СССР/России; семь — в США и одна — в Великобритании. Большинство из них про­изошло в конце 50-х—начале 60-х гг., и сниже­ние их частоты позднее, вероятно, было резуль­татом постепенного накопления опыта при об­ращении с ядерным топливом (и, возможно, снижения пресса «холодной войны»). Помимо этих данных, в таблице 1.4.9 приведены также сведе­ния о числе делений в первой вспышке, исполь­зованной для выявления надкритичности, и суммарном числе делений при СЦР.

Таблица 1.4.9 – Данные о случаях самопроизвольной цепной реакции при работах с делящимися материалами

Предприятие	Дата аварии	Число делений в первой вспышке, 10^17	Всего делений, 10^17	Масса, кг	Критическая масса, кг
ПО «Маяк»	15.03.53	неизвестно	-2,0	0,81^239Рu	0,67
ПО «Маяк»	21.04.57	неизвестно	-1,0	3,06 ^235U	1,09
ПО «Маяк»	02.01.58	-2	-2,0	22 ^235U	5,24
Oak Ridge Y-12 Plant	16.06.58	-0,1		2,10 ^235U	1,50
LASL	30.12.58	1,5	1,5	2,94^239Рu	0,84
ICPP	16.10.59	-1,0		30,9 ^235U	1,24
ПО «Маяк»	05.12.60	неизвестно	-2,5	0,85 ^239Рu	0,71
ICPP	25.01.61	-0,6		7,2 ^235U	2,48
CXK	14.07.61	не было	0,12	1,68 ^235U	1,29
Hanford Works	07.04.62	-0,1		1,29^239Рu	1,07
ПО «Маяк»	07.09.62	не было	-2,0	1,26^239Рu	1,05
CXK	30.01.63	неизвестно	7,9	2,27 ^235U	2,06
CXK	02.12.63	не было	0,16	1,91 ^235U	1,38
UNFRP	24.07.64	-1,0	-1,1	2,07 ^235U	1,72
ЭМЗ	03.11.65	не было	-0,08	3,65 ^235U	2,61
ПО «Маяк»	16.12.65	не было	-5,5	1,98 ^235U	1,65
ПО «Маяк»	10.12.68	0,3	-1,3	1,50^239Рu	1,36
Windscale Works	24.08.70	не было	0,01	2,07 ^239Рu	0,69
ICPP	17.10.78	неизвестно		6,08 ^235U	4,34
CXK	13.12.78	0,03	0,03	10,1 ^239Рu	9,18
H3XK	15.05.97	не было	0,055	17,1 ^235U	Н/оц.
JFFP	30.08.99	-0,5			2,9

Примечания:

Н/оц. — невозможно оценить по описанию системы; НЗХК — Новосибирский завод химических концентратов; СХК — Сибирский химический комбинат; ЭМЗ — Электростальский машиностроительный завод; ICPP — Idaho Chemical Processing Plant; JFFP — JCO Fuel Fabrication Plant; LASL — Los Alamos Scientific Laboratory; UNFRP — United Nuclear Fuels Recovery Plant.

ПРИЛОЖЕНИЕ 1. Примеры использования нормативных, допустимых и безопасных параметров при обеспечении ядерной безопасности

[2]

Пример 1. Необходимо сконструировать безопасный сборник для сбора растворов от травления твэла азотной кислотой, обогащение урана 20%. В результате аварии возможно затопление емкости водой, растворение твэла, при этом концентрация урана в растворе может достигать максимального значения. По условиям технологии достаточно иметь объем сборника 50 л. Желательно иметь емкость цилиндрической геометрии.

Пример 2. В реакторе, представляющем собой цилиндр диаметром 20 и высотой 80 см, происходит рас-
творение в азотной кислоте соли урана с обогащением 95%. Норма закладки (Н_з) в реакторе установлена равной 100 г ²³⁵U с погрешностью 15% (доверительная вероятность 0,95) (ΔН). Норма загрузки (М_з) урана на растворение определяется с помощью взвешивания с погрешностью не более 10% (доверительная вероятность 0,95) (ΔМ). Рабочее положение реактора — вертикальное. Реактор оборудован рубашкой для пароводяного подогрева. Определить норму загрузки в реактор.

Пример 3. Условия задачи те же, что для примера 2, с тем изменением, что емкость используется как
сборник раствора и ядерная безопасность обеспечивается в ней поддержанием нормы концентрации (С_н), которая
определяется с погрешностью 5% (доверительная вероятность 0,95) (ΔС).

Пример 4. В фильтре типа «Циклон» происходит очистка воздуха от твердых примесей. Фильтр установлен на тракте газоочистки из печи сжигания отходов, содержащих уран с обогащением не более 35%. При нормальном ведении процесса количество урана в циклоне не превышает 2 – 3 г. Однако при нарушении процесса и при длительной эксплуатации без зачистки в «Циклоне» может скопиться значительное количество урана, что в случае попадания воды в «Циклон» moau привести к возникновению СЦРД. Фильтр представляет собой цилиндр диаметром 500 мм с коническим днищем и высотой более 1000 мм. Суммарная погрешность определения количества урана в фильтре 200% с доверительной вероятностью 0,95 (Δ). Определим меры обеспечения ядерной безопасности в фильтре.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

Пример 1.4.1. Решение. В связи с тем, что концентрация урана в сборнике может изменяться в широком диапазоне и сборник может быть залит водой, надо исходить из минимальных значений критического диаметра бесконечного цилиндра с бесконечным водяным отражателем и материального параметра. Находим необходимые данные (см рис.2.30 и 2.31): (В²_m)_mах=0,019 см^-2; K_∞=1,65; М²=33,4 см².

Минимальный критический диаметр бесконечного цилиндра с бесконечным водяным отражателем согласно рис. 2.28) равен 20 см.

Безопасный диаметр равен соответственно 20/1,1= 18,2 см. Определим высоту сборника из условия, что объем его равен 50 л: H= 192,6 см. Эффективная добавка к радиусу цилиндра равна из соотношения {(В²_m)_mах =[2,405/(R+λ)]² (табл. 1.3.3)} [2,405/√(В²_m)_mах] - 10 λ=7,45 см. Проверим выполнение условия К_эф <0,95:

=0,02135 см^-2 ; К_эф= 1,65/(1+0,02135 ^. 33,4)=0,963, т. е. второе требование не выполняется.

Уменьшим диаметр емкости до 17,5 см, тогда высота будет равна 208 см, а К_эф = …., т. е. меньше 0,95.

Сборник диаметром 17,5 см и высотой 208 см в рассматриваемом случае относится к безопасному оборудованию, так как его размеры определены исходя из безопасного диаметра.

Пример 1.4. 2. Решение. Очевидно, что диаметр и объем реактора превышают безопасные значения. Так как в реакторе происходит растворение, разумно предположить, что концентрация урана в растворе может меняться в широких пределах, поэтому норму загрузки надо определять исходя из безопасного количества М_б. Результаты
расчета минимальной критической массы в реакторе сведены в таблицу

Таблица. Зависимость М_κρ ²³⁵U и других параметров в реакторе от высоты залива h

h, см	, см^2	Скр ^235U, г/л	V, л	Мкр ^235U, кг
	0,03029	-	6,28	-
	0,02548	98,8	9,42	930,6
	0,02325	71,25	12,56	894,9
	0,02204	60,8	15,7	954,56
	0,02131		18,84	1073,8
	0,02084	55,1	21,98	1211,1
	0,02051	53,2	25,12	1336,9

С_кр находится из зависимости В²_т от концентрации урана (рис. 2.31 [2]); V=pr²/h; r= 10 см; М_кр=VС_5кр при h£ 20 см; B²_g> (B²_m)_max=0,0279, т. е. критические условия недостижимы. Таким образом, минимальное значение критической массы (M_kp)_min=894,9 г ²³⁵U, а М_б=894,9/2,1=426,1 г ²³⁵U; по формуле М_з(1+ΔМ/100)+Н_з(1+ΔН/100) £М_д(М_б) находим, что норма загрузки ²³⁵U должна быть не более 283 г.

Реактор относится к опасным аппаратам, так как в случае превышения нормы загрузки в нем возможна
возникновение СЦРД. К_эф при приведенной выше норме загрузки не превышает 0,95.

Пример 1.4. 3. Решение. Из таблицы находим C_min=53,2 г/л ²³⁵U, с учетом коэффициента запаса С_б=53,2/1,3=
=40,9 г/л ²³⁵U; по формуле С_н £ С_б/(1+ΔС/100) находим, что норма концентрации ²³⁵U должна быть не более 38,97 г/л. Норма закладки в аппарате не должна превышать 5 % от минимальной критической массы, т. е. 44,74 г ²³⁵U. К_эф при вышеприведенной норме концентрации меньше 0,95.

Пример 1.4. 4. Решение. Поскольку количество воды нельзя oграничить, следует исходить из значения М_б. Очевидно, что не имеет смысла производить точный расчет минимальной критической массы в «Циклоне», так как состав смеси точно не известен, возможны локальные скопления и т. д. Будем исходить из минимальной критической массы для смеси воды и двуокиси урана с обогащением 35% в сфере, окруженной бесконечным водяным отражателем, плотность двуокиси 10,6 г/см³. Пользуясь данными, приведенными на рис. 2.12,а [2], находим (M_кр)_min=l кг ²³⁵U; М_б=0,476 кг ²³⁵U; по формуле М_н £ М_д(М_б)/(1+Δ/100) находим, что норма накопления ²³⁵U должна быть не более 158 г.

«Циклон» относится к опасному оборудованию, так, как в случае превышения нормы накопления в нем возможно возникновение СЦР; К_эф при указанной норме, накопления меньше 0,95. Должна быть организована периодическая зачистка фильтра, исключающая возможность превышения установленной нормы накопления.

ПРИЛОЖЕНИЕ 3 Описание аварий с возникновением СЦРД

Ядерный центр Виндскейл, 24 августа 1970 г. ( Механизм, который вызвал образование критмассы за счет концентрирования делящегося веще­ства, был полностью непредсказуемым. )

Единственный документально зарегистрированный случай СЦР в Великобритании произошел в ядерном центре Виндскейл 24 августа 1970 г.

Надкритичность возникла во время процесса восстановления плутония при заполнении емкости объемом 50 л, используемой для пересыщенного (supernatant) раствора делящегося вещества с кон­центрацией плутония 6 — 7 г/л (что значительно меньше минимальной критической концентрации).

Раствор переливался из кондиционного сосуда в передаточную емкость во время восстановления порции плутония массой 300 г (50% минимальной критической массы), чего в любом случае было не­достаточно для возникновения СЦР.

Однако при инспекции передаточной емкости, предпринятой после аварии, было обнаружено, что за время от нескольких месяцев до двух лет на верхней части (the liqour) этой емкости образовался обогащенный органикой слой трибутилфосфата и керосина.

Каждый раз, когда порция (batch) водного раствора подвергалась проливке через емкость, орга­нический экстрагент извлекал из него небольшую порцию плутония, увеличивая концентрацию плу­тония в слое.

Было оценено, что в итоге прежних операций из пересыщенного раствора было извлечено при­мерно 30 г плутония и его результирующая концентрация достигла 55 г/л. Во время проведения опе­рации по переливке водного раствора в центр передаточной емкости образовался слой раствора сме­шанных фаз низкой реактивности с возникновением подкритической массы. Однако вслед за заполне­нием емкости двухфазный слой быстро отделился (сепарировал), вследствие чего раствор стал слегка сверхкритическим и за время, меньшее 10 с, в нем произошло примерно 10¹⁵ делений.

Система аварийной сигнализации сработала, однако один оператор получил дозу, равную 2 рад, второй — менее 1 рад.

Механизм, который вызвал образование критмассы за счет концентрирования делящегося веще­ства, был полностью непредсказуемым. Хотя система аварийной сигнализации сработала, возникли сомнения, действительно ли возникла СЦР. К счастью, вследствие имевшейся защиты от излучений, окружавшей установку, персонал получил относительно малые дозы.

Японская установка по производству твэлов, 30 сентября 1999 г. ( нарушение регламента операторами )

Последний из случаев СЦР произошел на установке по производству твэлов японской компании JCO в Токаи Мура (префектура Ибараки, Япония).

Во время работ по подготовке к изготовлению твэлов из урана, обогащенного до 18,9%, требова­лось обрабатывать раствор уранилнитрата, содержащий 370 г/л. Методика обеспечения ядерной безо­пасности состояла в выполнении операций в нескольких сосудах при условии, что не будет превышен, критический предел 2,4 кг урана обогащением от 16% до 20%.

Однако в соответствии с заводской инструкцией операторы во время проведения работ допустили несколько отклонений от лицензированной процедуры. Первое из них состояло в том, что с целью со-. крашения продолжительности процесса примерно на один час растворение проводили не в специализированном аппарате, а в открытых сосудах из нержавеющей стали объемом 10 л.

Намного более серьезное отклонение от обязательной процедуры состояло в переносе полученного раствора уранил­нитрата для осаждения в аппарат неблагоприятной геометрии вместо предписанной ядерно-безопасной геометрии. Это отклонение объясняли трудностями заполнения контейнеров с готовым продуктом.

29 сентября операторы установки завершили растворение четырех порций по 2,4 л. Раствор сначала перелили в 5-литровый контейнер и затем вручную слили в сосуд для осаждения.

30 сентября три оператора начали растворение трех последних порций, которые требовались для завершения работы. После перемещения двух из трех порций начали переливать третью. Почти в самом конце этой операции в здании сработала аварийная сигнализация и началась эвакуация персонала, в том числе в двух рядом расположенных зданиях.

Система радиационного мониторинга недалеко находящегося Японского института атомной энер­гии зарегистрировала развитие СЦР. Были зафиксированы начальная вспышка (25-10¹⁷ делений) и последующая квазистабилизация уровня мощности, снизившегося примерно вдвое за 17 ч.

СЦР была в конце концов остановлена сливом воды из охлаждающего кожуха, окружавшего нижнюю часть бака, использовавшегося для осаждения продукта. Два оператора, вовлеченные в проведение операций перелива раствора, были сильно переоблучены — доза оценена равной примерно 20 и 10 Зв, третий, находившийся на значительном расстоянии от сосуда (у панели управления), получил до 4,5 Зв.

Из примерно 200 человек, эвакуированных после аварийного сигнала из зоны радиусом 350 м вокруг установки, примерно 90% получили дозы менее 5 мЗв, а из остальных никто не получил более 25 мЗв. Хотя вблизи установки имело место измеримое загрязнение воздуха продуктами деления, максимальные показания приборов не превышали 0,01 мЗв/ч и были обусловлены короткоживущими радионуклидами.

Сибирский химкомбинат, 13 декабря 1978 г. (ошибка операторов)

Единственный документально описанный случай СЦР с твердыми делящимися веществами (от­ливками) произошел на Сибирском химкомбинате в I978 г.

Инцидент случился на установке, на которой семь операторов осуществляли в 16 последователь­но соединенных перчаточных боксах различные действия с металлическими отливками плутония, на­ходящегося в альфа-фазе. Отливки передавались из одного бокса в другой и временно хранились в цилиндрических контейнерах из нержавеющей стали, выстланных кадмием и окруженных слоем по­лиэтилена толщиной 30 мм. По проектным оценкам, взаимодействие нейтронов с образцом плутония снижалось при этом до такой степени, что не было необходимости контролировать количество кон­тейнеров, используемых или хранящихся в каком-либо из боксов.

Верхний предел массы отливки составлял либо 2 кг (для образцов из восстановленных отходов, осаждения или кальцинации), либо 4 кг (для относительно чистого оксида).

Перчаточный бокс № 13, в котором произошла СЦР, был предназначен для проведения трех опе­раций — взвешивания и получения проб, получения отливок из предшествующего бокса и временно­го хранения их до передачи наружу.

Непосредственно перед инцидентом один из операторов поработал со значительным количеством отливок в боксе, выполняя предписанные операции с ними и передавая обработанные отливки далее по цепочке боксов и получая новые из предшествующего бокса. Однако в целях повышения скорости передачи отливок до практически возможной оператор (в нарушение жестких правил безопасности) попросил другого оператора помочь передавать отливки в используемый бокс.

Второй оператор, хотя и обученный, но не полностью знакомый с боксом № 13 и не работавший в соответствии с письменными предписаниями, по ошибке положил в один контейнер две отливки в неправильном положении (в нарушение требований о максимальной загрузке).

Работающий с боксом № 13 оператор, отлучавшийся для выполнения другой задачи, не заметил ошибки и загрузил третью отливку в контейнер, считая его пустым. Несколько позднее оператор по­местил в этот же контейнер четвертую отливку (вновь в нарушение требований о максимальной за­грузке) и ощутил быстрое и значительное повышение температуры вблизи его рук и предплечий и увидел вспышку света, сопровождавшего произошедшую СЦР.

Цепная реакция немедленно прекратилась вследствие выделения тепла и разброса отливок. В это же мгновение в двух зданиях сработала система аварийной регистрации критичности (с порогом сра­батывания 110 мР/ч) и началась эвакуация персонала.

При этой СЦР число делений составило 3 × 10¹⁵. Работавший оператор получил дозу облучения всего тела 250 рад и более 2000 рад на руки и предплечья. Семь других операторов, находившихся на разных расстояниях от бокса 13, получили дозы от 5 до 60 рад, в основном за счет быстрых нейтро­нов.

[1] По определению реактивность Р=(К_Эф— 1)/К_Эф.

[2] Особенностью протекания СЦР в растворах является образование пузырьков радиоли­тического. Газа вдоль тре­ков от осколков деления. На 10¹⁷ делений системе обра­зуется ~13,6 л газа. Этот процесс доминирует для быстропротекающих СЦР с периодом удвоения мощ­ности ≤10^-2 с и гасит вспышку прежде, чем достигается температура кипения раствора.

Дата добавления: 2015-10-16