В данном отчете 22 аварии описаны в хронологическом порядке независимо от того, в какой стране они произошли. Рисунки 2, 3, 4 и 5 приведены для того, чтобы сориентировать читателя по поводу мест расположения объектов соответственно в Российской Федерации, Соединенных Штатах, Великобритании и Японии, где произошли эти аварии. Указаны столицы государств, а также показано расположение г. Обнинска, где в Физико-энергетическом институте работают российские авторы данного отчета. В состав ФЭИ также входит Отдел ядерной безопасности, осуществляющий надзор за четырьмя производственными предприятиями (г.г. Озерск, Северск, Электросталь и Новосибирск), где имели место аварии при производственных процессах.

Рисунок 2. Карта Российской Федерации с указанием мест расположения предприятий, на которых произошли аварии в ходе производственных процессов; показаны столица страны (г. Москва) и г. Обнинск, где находится Физико-энергетический институт.

Рисунок 3. Карта Соединенных Штатов с указанием мест расположения предприятий, на которых произошли аварии в ходе производственных процессов; показана столица страны (г. Вашингтон).

Рисунок 4. Карта Великобритании с указанием места расположения предприятия, на котором произошла авария в промышленности; показана столица страны (г. Лондон).

Рисунок 5. Карта Японии с указанием места расположения предприятия, на котором произошла авария в промышленности; показана столица страны (г. Токио).

 

1. ПО «Маяк», г. Озерск, 15 марта 1953 г

Раствор нитрата плутония в контейнере для временного хранения; одна вспышка; один оператор перенес острую лучевую болезнь, другой серьезно переоблучился.

Авария произошла в здании, где перерабатывались растворы плутония. Бетонный каньон был сооружен в мае 1952 года и был оборудован для приема по коммуникациям азотнокислых растворов плутония. Растворы плутония получались после растворения облученных блоков из природного урана и операций очистки плутония от примесей. Работы проводились в 4 смены по 6 часов каждая. Каньон не был оснащен приборами непрерывного контроля радиационной обстановки и аварийной сигнализации. Оборудование каньона предназначалось для смешивания растворов, измерения их объемов, взятия проб на анализ концентрации плутония, временного хранения и передачи растворов для дальнейшего использования. Плутониевые растворы, которые не удовлетворяли требованиям по чистоте, возвращались на переочистку.

На рисунке 6 показана схема каньона с прилегающими к нему коридором и помещениями.

На участке использовалось 15 цилиндрических контейнеров из нержавеющей стали, каждый из которых имел свой учетный номер. Контейнеры имели диаметр 400 мм и высоту 320 мм и располагались вертикально.

Ядерная безопасность обеспечивалась ограничением массы плутония в контейнере (не более 500 граммов). Операторы не проходили обучения по ядерной безопасности.

Рисунок 6. Схема расположения контейнеров и оборудования на участке.

На рисунках, относящихся к 22 промышленным авариям, зеленым цветом обозначен содержащий плутоний делящийся материал, с которым произошла авария.

Контейнеры располагались в два ряда. Вдоль стены каньона были установлены в один ряд 7 контейнеров. Емкость каждого из них составляла 40 литров. Эти контейнеры были установлены в мае 1952 года, и к ним была подведена стационарная линия подачи растворов.

Каньон имел размеры 3 X 2 метра и высоту 2,5 метра. Верх контейнеров был не выше 1 метра от пола. Для радиационной защиты персонала от нейтронного и γ-излучения была сооружена чугунная стена толщиной 0,2 м с верхним перекрытием также из чугуна толщиной 0,125 м. В верхней чугунной плите были предусмотрены отверстия для вывода штуцеров шлангов. Между контейнерами были установлены вертикально кадмиевые пластины.

В технологических инструкциях имелось указание о том, что с целью снижения нейтронного взаимодействия между контейнерами, контейнеры № 2, 4, 6 не должны были использоваться.

В связи с тем, что от промывки оборудования образовывались некондиционные растворы плутония, объем семи контейнеров в каньоне оказался недостаточным. Поэтому в коридоре между каньоном и бетонной стеной здания были установлены 8 аналогичных контейнеров за чугунной защитой толщиной 0,175 м, которая закрывала контейнеры с 4 сторон, a две оставшиеся стороны примыкали к стене и полу. В эти контейнеры растворы передавали по длинным, до 7 метров, резиновым шлангам, используя единственную вакуумную ловушку, находящуюся в каньоне. Ловушка была изготовлена из стекла, что делало возможным визуальный контроль ее заполнения. Вакуумный насос располагался в соседнем помещении. Операции подсоединения шлангов выполнялись вручную.

Перед началом работы сменный персонал (2–3 человека) должен был знать результаты анализов растворов и иметь письменное разрешение на проведение операций с ними.

В воскресенье 15 марта 1953 года было необходимо принять продукцию от двух операций растворения облученных блоков и аффинажа плутония.

В таблице 1 приведено содержание плутония в семи контейнерах согласно записям в оперативном журнале до начала работ. Необходимо отметить, что в нарушение регламента в операциях использовались контейнеры 2 и 4, а также нарушалась установленная норма загрузки (500 граммов).

Таблица 1. Содержание плутония в контейнерах 1–7 по данным оперативного учета

Таблица 2. Ожидаемые значения содержимого контейнера № 18 после передачи растворов

Два оператора подготовили временную схему передачи растворов из контейнеров № 2 и № 4 (в каньоне) в контейнер № 18 (в коридоре). По данным оперативного учета, контейнер № 18 был пустым. Основываясь на данных таблицы 1 и на предположении, что контейнер № 18 пуст, следовало ожидать, что объем раствора и концентрация плутония станут такими, как приведено в таблице 2.

Один оператор во время передачи находился рядом с контейнером № 18 и был защищен чугуном толщиной 0,175 метра, другой — в каньоне. После окончания операции передачи первый оператор отсоединил вакуумный шланг от штуцера контейнера № 18, увидел бурное выделение газа (пену), а также почувствовал (ощутил) руками, что температура раствора в контейнере значительно повысилась по сравнению с комнатной температурой. Оператор в каньоне заметил появление раствора в стеклянной ловушке. Оператор в коридоре немедленно подсоединил шланг к штуцеру и удерживал его руками короткое время. Оба оператора решили передать раствор из контейнера № 18 обратно в контейнер № 4. Раствор из контейнера № 18 был возвращен в контейнер № 4 и разбавлен водой и азотной кислотой для его охлаждения.

Выброс части раствора в ловушку во время вспышки объясняет, почему не произошло второй вспышки во время передачи.

Затем операторы разделили раствор из контейнера № 4в контейнеры № 22 и № 12, стоящие в коридоре.

Оба оператора заметили попадание раствора в вакуумную ловушку, выполненную из прозрачного стекла. Этот факт, как и наблюдение газовыделения из открытого штуцера контейнера № 18 и нагрев раствора, явно свидетельствовал о возникновении критичности. Однако оба оператора не были подготовлены к действиям в такой аварийной обстановке, полагая, что нет опасности их здоровью и что возможно скрыть последствия своих действий. Они приняли в контейнер № 5 новую порцию растворов объемом 15,5 литров с массой плутония 0,614 кг согласно сменному заданию.

Расследование аварии началось через два дня, когда оператор, стоявший рядом с аварийным контейнером № 18, почувствовал резкое ухудшение здоровья и обратился в больницу. Наиболее важным результатом расследования было обнаружение несоответствия реального количества плутония в контейнере № 1 количеству, документированному ранее в журнале пооперационного учета. В контейнере № 1 оказалось 10 литров раствора с концентрацией плутония 44,8 г/л, а не 15 литров. Из опроса персонала не удалось установить кто, когда и куда передал из контейнера № 1 пять литров раствора с массой плутония 224 грамма. Путем сведения баланса плутония было оценено его количество в контейнере № 18 на момент возникновения аварии: объем 31 литр, концентрация плутония 27,4 г/л, масса 848 ± 45 граммов. Эти значения практически точно соответствуют передачам растворов из контейнеров № 2 (10 литров, 58 г), № 4 (16 литров, 566 г) и № 1 (5 литров, 224 г) в контейнер № 18. Таким образом, неучтенная передача 5 литров раствора из контейнера № 1 явилась непосредственной причиной возникновения цепной реакции. В таблице 3 приведены объемы раствора и массы плутония, реально переданные в контейнер № 18.

Таблица 3. Реальное содержимое контейнера № 18 во время аварии

Расследование аварии не выявило, кто сделал передачу и когда она была выполнена.

Во время расследования расчетные и экспериментальные исследования показали, что для достижения критичности необходимо было иметь 30 литров раствора, содержащего 825 граммов плутония (27,5 г/л). Эти величины практически совпадают с оценкой содержимого контейнера № 18 во время аварии: 31 литр раствора, содержащего 848 ± 45 граммов плутония (27,4 г/л).

Одной из причин аварии была неучтенная передача 5 литров раствора из контейнера № 1 в контейнер № 18.

Оценка полного числа делений была сделана, исходя из предположения об адиабатическом нагреве 31 литра раствора от 30 °C до 90 °C, что дает результат около 2 X 1017 делений. Вывод, что раствор нагрелся на 60 °C, был сделан на основании того, что раствор после аварии был близок к температуре кипения.

Оператор, стоявший за чугунной защитой около контейнера № 18, получил дозу до 1000 рад, перенес тяжелую форму лучевой болезни и ампутацию ног, но остался жив и умер через ~35 лет после аварии. Второй оператор был облучен дозой -100 рад.

Физических повреждений оборудования не было.

Требования регламента до аварии однозначно предписывали не принимать растворы в контейнеры 2, 4, 6. Присутствие растворов в контейнерах 2, 4 в начале смены перед аварией показывает, что это требование нарушалось. Данные таблицы 1 показывают, что и норма загрузки (500 граммов) также нарушалась.

 

2. ПО «Маяк», г. Озерск, 21 апреля 1957 г

Накопление осадка с высокообогащенным (90 %) ураном в монжюсе опасной геометрии; один летальный исход, пятеро серьезно облученных.

Эта авария произошла в одной из комнат большого производственного здания, в котором проводились различные операции с высокообогащенным ураном. Операции проводились в типичном в то время режиме шестичасовых смен, по четыре смены в сутки. В комнате находилось несколько камер на расстоянии до двух метров друг от друга, соединенных вакуумными линиями и линиями передачи растворов. Авария произошла в монжюсе камеры осаждения оксалата, входящей в технологическую линию по переработке отходов химико-металлургического процесса получения металлического урана, работающую в циклическом режиме.

Схема камеры и ее оборудования представлена на рисунке 7. Это типичная камера с двумя парами перчаток. Одна пара перчаток использовалась для работы в зоне реактора, вторая — в зоне нутч-фильтра. Обычный технологический процесс был следующим: получающиеся от операций по очистке металлического U(90 %) азотнокислые растворы уранила с примесями вместе с щавелевой кислотой поступали в реактор, оснащенный механической мешалкой и внешней пароводяной рубашкой. Поступающий раствор обычно имел концентрацию 15–20 г/л. Для ускорения образования оксалатной суспензии и исключения ее осаждения на дно реактора мешалка работала непрерывно в ходе операции. Образование тригидрата оксалата уранила происходило по реакции

Затем суспензия оксалата уранила при помощи вакуума передавалась в передаточную емкость, а из нее самотеком стекала в нутч-фильтр. Урансодержащий осадок накапливался на фильтровальном полотне, и фильтрат вакуумом отсасывался через него и поступал в монжюс, в котором и произошла авария. Монжюс представлял собой горизонтальный цилиндрический сосуд диаметром 450 мм и длиной 650 мм с объемом около 100 литров. Как показано на рисунке, фильтрат откачивался через опущенную в раствор трубу и передавался в соседнюю камеру.

На заводе имелся технологический регламент, в котором были описаны, в том числе, технологические нормы на каждую операцию (объем, концентрация подаваемых растворов, объемы реагентов, температура и длительность операций и пр.). Нормы загрузки, обеспечивающие ядерную безопасность, содержались в инструкциях по эксплуатации и памятках, прикрепленных к каждой из камер. Конкретные данные по каждой партии, такие как имя оператора, масса делящегося материала, температура и т. д., регистрировались в технологических картах, которые хранились месяц, после чего ключевые записи из них переносились в основные журналы смен, которые хранились год.

Оборудование камер проектировалось и устанавливалось на основе эксплуатационных соображений, поэтому многие элементы оборудования не имели безопасную, с точки зрения критичности, геометрию. Основным средством обеспечения безопасности в камере было ограничение массы делящего материала в партии. Норма загрузки не превышала 800 граммов. Масса делящегося материала определялась по известным объему и концентрации нитрата уранила, и, по-видимому, имелась возможность контролировать ее относительно точно.

Рисунок 7. Схема расположения оборудования для оксалатного осаждения и процесса фильтрации.

Несмотря на то, что оператор следовал имеющимся правилам и соблюдал установленные параметры, несколько факторов повлияло на накопление урана в монжюсе в количестве, намного превышающем разрешенное.

На рисунках, относящихся к 22 промышленным авариям, красным цветом обозначен содержащий уран делящийся материал, с которым произошла авария.

• Одним из упомянутых факторов была температура осаждающегося раствора. При этом не было прибора точного контроля температуры, такого, например, как термопара. Увеличение температуры контролировалось по времени нагревания, которое составляло обычно 10 минут, до кипения раствор не доводился. Кроме температуры, большое значение имела стехиометрия реагентов, тем не менее, щавелевая кислота отмерялась неточно. Таким образом, пропускаемый через нутч-фильтр маточный раствор, содержащий осадок, мог иметь повышенную температуру или кислотность, а следовательно, и большую концентрацию нитрата уранила, чем ожидалось. Когда этот раствор (теперь уже фильтрат) поступал в монжюс и охлаждался, происходило дополнительное осаждение тригидрата оксалата уранила на внутренних стенках бака.

• Предполагают, что небольшие визуально незаметные дефекты фильтровального полотна способствовали неожиданно высокой скорости накопления осадка в монжюсе. Согласно регламенту, фильтровальное полотно необходимо было заменять, когда возникали видимые дефекты или скорость фильтрования превышала норму.

• Правила эксплуатации предписывали измерения массы входящего и выходящего из камеры делящегося материала. Если разница не превышала 5 %, в камеру можно было подавать следующую партию. Если разница превышала 5 %, требовалось зачистить баки. Эксплуатационные инструкции предусматривали определенный график зачистки баков, однако специально не оговаривалось, сколько можно пропустить партий, если порог в 5 % не превышался. К тому же не отслеживалось накопление делящихся материалов в оборудовании между зачистками.

• На установке отсутствовали приборы непрерывного контроля таких параметров процесса, как концентрация урана или накопление его в монжюсе.

• Последним же в ряду факторов, внесших вклад в никому неизвестное накопление осадка, было отсутствие смотрового люка на монжюсе.

• Явным и, возможно, главным фактором, вызвавшим аварию, было изменение процедуры зачистки. С целью минимизации облучения персонала в ходе периодических зачисток передаточной емкости и монжюса, требующих вскрытия, решили, что простой промывки будет достаточно. Авария произошла через два месяца после введения этого "новшества".

В помещении, где располагались камеры, не было стационарных приборов непрерывного контроля радиационной обстановки, поэтому замеры гамма-фона в помещении производились только периодически с помощью портативных приборов. Перед аварией никакого превышения нормального радиационного фона отмечено не было.

Авария произошла при проведении, как предполагалось, обычной операции по вакуумному фильтрованию суспензии оксалата уранила. Через смотровое окно камеры аппаратчица увидела вспучивание фильтровального полотна, за которым последовало бурное газовыделение и выброс части осадка с фильтра на столешницу камеры. Аппаратчица инстинктивно вручную собрала выпавший осадок урана обратно на фильтр и приступила к отмывке (уборке) столешницы камеры. Вскоре она почувствовала ухудшение своего состояния. Эффект газовыделения в осадке продолжался около 10 минут и прекратился из-за выброса раствора из монжюса в вакуумную ловушку, установленную в соседней камере.

В то время в цехе еще не было аварийной сигнализации, которая могла бы предупредить персонал о том, что произошла ядерная авария. Вначале косвенные признаки — газовыделение в нутч-фильтре и резкое ухудшение самочувствия аппаратчицы и других работников — послужили причиной удаления персонала и вызова дозиметриста. Факт возникновения цепной реакции подтвердился, когда вызванный дозиметрист обнаружил интенсивное гамма-излучение из монжюса. Это было через пятнадцать-двадцать минут после аварии, и дозиметрист тут же скомандовал всем эвакуироваться из цеха в подземный тоннель.

Приблизительно через 5,5 часа на расстоянии 1,5 м от монжюса мощность экспозиционной дозы составила 18 Р/час. По оценкам, это значение мощности дозы соответствует полному числу делений за ядерную аварию около 1017. Через 17 часов после аварии была измерена удельная активность 24Na в пробе крови аппаратчицы, которая составила 245 Бк/см3. Согласно полученным в то время результатам, поглощенная доза на все тело аппаратчицы составила около 3000 рад. Она скончалась через 12 дней после аварии.

Во время аварии в помещении на разных расстояниях от монжюса находились 5 человек. По оценкам, они получили дозы свыше 300 рад. Все они перенесли лучевую болезнь, но выздоровели.

Как показали результаты вскрытия оборудования в камере, его зачистки и измерения массы урана, масса отложений в монжюсе составила 3,06 кг по урану-235. Уран находился в двух формах: в форме довольно толстой корки — очевидно, результат длительного накопления — и в виде осадка, плотность которого уменьшалась с высотой. Механических повреждений резервуара не было, и помещение не было загрязнено, потому что камера сохранила герметичность.

Камера была демонтирована, после дезактивации и зачистки оборудования смонтирована вновь с обновленным оборудованием. Работа возобновилась через несколько дней. За это время на камере был установлен прибор контроля радиационной обстановки, пересмотрены технологические инструкции, проведено обучение персонала.

Эта авария привела к решению о проведении критических экспериментов в реальных заводских условиях для определения критических параметров сосудов, используемых в технологическом процессе. Следующая авария на ПО "Маяк" произошла на этом экспериментальном оборудовании.

 

3. ПО «Маяк», г. Озерск, 2 января 1958 г

Раствор уранилнитрата, U(90 %), в экспериментальной емкости; одна вспышка; три летальных исхода, один случай значительного облучения.

Эта ядерная авария была уникальной, потому что она произошла на установке, которая использовалась для проведения внутризаводских критических экспериментов. Однако, в связи с тем, что она произошла после прекращения эксперимента во время передачи раствора с делящимся материалом в емкости безопасной геометрии, ее классифицировали как производственную ядерную аварию.

После аварии 1957 года было решено установить оборудование для измерения критических параметров высокообогащенного раствора уранилнитрата. Считалось, что это необходимо и актуально в свете широкого использования производственных баков опасной геометрии, неопределенностей в критических параметрах перерабатываемых материалов и наличия растворов урана и системы их подготовки. Прежде критические размеры емкостей, равно как и критические концентрации и объемы раствора, оценивались преимущественно на основе расчетов из-за отсутствия прямых критических экспериментов.

Небольшая экспериментальная установка, представленная на рисунке 8, находилась в отдельной комнате, но в главном производственном здании. К моменту аварии она проработала всего два месяца. Во время измерений экспериментаторы обычно находились у пульта управления в нескольких метрах от установки и за защитой толщиной 0,5 м, заполненной водой.

Первая серия экспериментов была нацелена на определение критических параметров небольших баков. Этот же эксперимент был первым экспериментом с большим баком. Это был стальной цилиндрический бак с внутренним диаметром 75 см и типичной для технологических баков толщиной стенок, возможно, 2–4 мм. Раствор делящегося материала с известной концентрацией и объемом поступал из находящегося сверху дозатора вместимостью три литра. Экспериментальный бак размещался на расстоянии 80 см от бетонного пола на стальной подставке толщиной 8 мм и не имел существенных отражателей. Его вместимость превышала 400 литров, что позволяло делать измерения критических параметров в широком диапазоне концентраций урана. Центральная труба содержала нейтронный источник, и поток нейтронов регистрировался расположенными снаружи бака пропорциональными счетчиками нейтронов, наполненными газом BF3. В измерениях коэффициента размножения нейтронов применялась стандартная методика обратного умножения. Эксперимент был закончен, когда в бак было залито 64,4 литра раствора уранилнитрата с концентрацией урана 376 г/л.

По окончании каждого эксперимента, согласно регламенту, требовалось сливать раствор в безопасные емкости. Выдав из бака часть раствора, начальник смены, полагая, что бак находится в глубоко подкритическом состоянии, решил ускорить утомительный процесс перелива и вручную слить из него оставшийся раствор. Для этого пришлось извлечь нейтронный источник, снять направляющую трубу и отсоединить бак от подставки. Затем трое экспериментаторов руками подняли бак и начали наклонять его для слива раствора. В это время и произошел всплеск мощности.

Рисунок 8. Схема расположения экспериментального оборудования.

Они ощутили вспышку и увидели выброс раствора из бака до потолка помещения высотой 4 м. Очевидно, раствор был намного ближе к критическому состоянию, чем предполагали экспериментаторы. Дополнительного отражения от троих экспериментаторов (это было и до наклона бака) в комбинации с изменением геометрии раствора в баке было достаточно, чтобы привести систему в критическое состояние на мгновенных нейтронах. Слабый нейтронный фон, по оценкам составлявший лишь сто нейтронов в секунду, по-видимому, также повлиял на запаздывание начала цепной реакции и, таким образом, повысил энергетику всплеска мощности.

Трое экспериментаторов бросили бак и вместе с четвертым экспериментатором, находившимся в 2,5 м от бака, немедленно отправились в раздевалку, приняли душ и были отправлены в больницу. На основе измерений активности продуктов деления в растворе было оценено число делений за единственный пик мощности, которое составило 2,25 X 1017.

Поглощенная доза смешанного нейтронного и гамма-излучений для каждого сотрудника, находившегося вплотную к баку, составила около 6000 рад, все трое скончались через 5–6 дней после аварии. Сотрудница, находившаяся на расстоянии 2,5 м от места происшествия, получила дозу около 600 рад, перенесла острую лучевую болезнь с потерей в последующий период зрения из-за катаракты обоих глаз.

Это случилось в смену с 13:00 до 19:00 в первый рабочий день после новогодних праздников. Хотя завод обычно работал непрерывно в четыре шестичасовые смены, существовала только одна группа специалистов, проводивших критические эксперименты. Подготовку раствора урана, сборку экспериментальной установки выполняли другие работники завода, но критические эксперименты проводились исключительно этой опытной специальной группой. После таких тяжелых последствий экспериментальное оборудование было демонтировано, а программа проведения критических экспериментов на заводе была закрыта.

 

4. Радиохимический завод Y-12, Окридж, 16 июня 1958 г.

7,8,9,10

Раствор уранилнитрата, U(93 %), в сборнике воды; многочисленные осцилляции мощности; существенные дозы получили восемь человек.

Авария произошла в крыле С-1 здания 9212 во время выполнения технологического процесса выделения обогащенного урана U(93 %) из различных твердых отходов. Твердые отходы растворялись в азотной кислоте, производилась очистка, раствор концентрировался, а затем перерабатывался в тетрафторид урана. В крыле В-1 этого здания была смонтирована и находилась в эксплуатации сходная система с применением более совершенной технологии. Однако, вследствие задержек с вводом в действие оборудования по переработке UF4 в крыле В-1, раствор, который там производился, транспортировался в крыло С-1 для окончательной переработки.

На протяжении нескольких дней, непосредственно предшествовавших аварии, установка (здание 9212) была остановлена для проведения физической инвентаризации. Вследствие сложности установки, на проведение физической инвентаризации требовалось несколько дней, причем не все процессы останавливались и запускались в одно и то же время. К моменту аварии производство уже было возобновлено в крыле В-1, но не в крыле С-1.

На рисунке 9 показаны емкости и оборудование, находившиеся в крыле С-1, которые оказались вовлеченными в аварию. Для проведения физической инвентаризации потребовались вскрытие и зачистка трех емкостей диаметром 5 дюймов (127 мм) (FSTK 1–2, FSTK 6–1, FSTK 6–2), которые использовались для хранения раствора уранилнитрата. Перед возобновлением операций было необходимо осуществить сборку емкостей и проверить их герметичность. На проведение всего процесса обычно требовалось несколько восьмичасовых смен.

Примерно в 01:00, во время смены, предшествующей аварии (с 23:00 в воскресенье 15 июня до 07:00 в понедельник 16 июня), начальник смены, работавшей в крыле С-1, заметил, что в стеклянном стояке диаметром 6 дюймов (152 мм), который являлся частью аппаратуры для коррекции рН (рис. 9), находится раствор уранилнитрата. Он дал инструкции оператору осушить стояк. В 05:00 начальник смены снова заметил уранилнитрат в стояке и спросил оператора, сливал ли он раствор из стояка. Оператор подтвердил выполнение этой операции, и при дальнейшем изучении они обнаружили, что раствор попадает в стояк через клапан V-2. Клапан был закрыт, и стояк был снова освобожден от раствора.

В 07:00 16 июня произошла пересменка, и начальник смены, работавшей в крыле С-1, ушел домой. Свидетельства о том, проинформировал ли он своего сменщика о протечках уранилнитрата, были противоречивыми, однако в рабочем журнале отметка об этом отсутствовала.

В 08:00 в крыло С-1 прибыл еще один начальник смены. Кроме других заданий, он должен был проконтролировать герметичность трех емкостей. Емкости были зачищены и смонтированы на предыдущей неделе. При этом в крыле С-1 еще не были возобновлены работы. Получив эту информацию, проверяющий счел, что необязательно проверять показания уровнемеров и убеждаться в том, каково состояние каждого клапана (открыты они или закрыты). Проверяющий назначил двух операторов для проверки герметичности трех емкостей (для этого предполагалось просто наполнить корпуса водой) и дал им конкретное указание проверить клапан V-1, так как в крыле В-1 были возобновлены работы.

Рисунок 9. Упрощенная схема емкостей и трубопроводов, расположенных в крыле С-1.

Для всех оставалось неизвестным, что через клапан V-1 на протяжении нескольких часов, прошедших с начала предыдущей смены до примерно 13:30, происходила утечка уранилнитрата, поступающего из крыла В-1. В это время один из операторов в соответствии с инструкцией, полученной от начальника смены, проверил клапан и полностью перекрыл его, приложив давление. До этого момента уранилнитрат собирался в емкости FSTK 1–2, так как клапан V-3 также был открыт.

Вскоре после 14:00 операторы завершили проверку герметичности емкостей FSTK 6–1 и 6–2 и открыли клапаны V-4, V-5 и V-11 для того, чтобы выпустить воду из этих емкостей в барабан объемом 55 галлонов (208 л). В соответствии с принятой практикой проведения контроля герметичности, один из операторов остался непосредственно возле барабана для осуществления наблюдения и выявления нештатных ситуаций. Клапан V-3 был уже открыт, причем потоки растворов из этих емкостей были таковы, что в барабан сначала перетекала жидкость из емкости FSTK 1–2, т. е. уранилнитрат попадал в барабан прежде, чем туда попадала вода. Примерно в 14:05 оператор заглянул в барабан и заметил желто-коричневые пары, поднимающиеся из жидкости. Он отступил от барабана и через несколько секунд увидел голубую вспышку, которая свидетельствовала о том, что произошел резкий всплеск мощности. Практически сразу же после этого сработала аварийная сигнализация, и персонал был эвакуирован из здания. Дальнейший приток воды на протяжении 11 мин приводил к увеличению положительной реактивности, а затем стал уменьшать ее. Раствор стал подкритичным примерно через 20 мин.

Последующее изучение ситуации показало, что с момента открытия клапана V-11 до достижения системой критичности прошло полных 15 минут. Неизвестно, почему оператор, стоявший возле барабана (имевший 6 лет стажа работы с ураном), не заметил протекающий в барабан желтый раствор уранилнитрата.

К тому моменту, когда система стала критичной, объем раствора, собравшегося в цилиндре высотой 234,5 мм и диаметром 552 мм, составил, по оценкам, примерно 56 л. Масса 235U в этот момент составляла 2,1 кг, из которых 0,4 кг было добавлено одновременно с начавшимся процессом разбавления системы водой. Во время всплеска мощности система регистрации излучения (состоящая из ионизационной камеры со слоем бора, усилителя и самописца), которая была установлена на расстоянии примерно 430 м от места аварии, зашкалила вследствие высокой интенсивности излучения. Примерно через 15 секунд после первого всплеска мощности прибор снова зашкалил. В течение последующих 2,6 минут кривая самописца осциллировала неопределенное число раз. Возможно, что происходило уменьшение амплитуды осцилляций, однако это нельзя подтвердить при изучении вида кривой. За этим периодом развития ситуации последовал медленный спад на протяжении 18 минут до уровня, примерно в пять раз превышающего фон.

Развитие ситуации со всплесками мощности может быть реконструировано лишь качественно. Источник нейтронов был слабым и обусловлен (а, п) — реакцией на кислороде воды. Поэтому имела место задержка в развитии устойчивой цепной реакции, и возможно, что система перед первым всплеском мощности оказалась слегка надкритичной на мгновенных нейтронах. По оценке, скорость ввода реактивности в это время составила около 17 центов в секунду. Мощность первого пика была определена реактивностью, полученной на момент начала цепной реакции. Хотя нет возможности убедиться в этом, можно достаточно обоснованно оценить вклад первого пика, составивший примерно 1 X 1016 делений при общем выходе 1,3 X 1018 делений. Второй всплеск мощности, или пик, произошел через 15 секунд, что соответствует времени, необходимому для того, чтобы возникшие в результате радиолиза газовые пузыри смогли покинуть систему. Всплески мощности, происходившие в последующие 2,6 минуты, не более чем в 1,7 раза превышали среднюю мощность.

Кривая самописца показывала, что большая часть делений произошла за первые 2,8 минуты, и в этом случае средняя мощность, которая потребовалась для объяснения наблюдаемого числа делений, составляет примерно 220 кВт. После этого система, вероятно, начала закипать, что привело к резкому уменьшению плотности и реактивности и к уменьшению мощности до низкого значения на протяжении завершающих 18 минут.

На рисунке 10 показана фотография барабана, сделанная вскоре после аварии. В результате аварии не было механических повреждений или радиоактивного загрязнения. Восемь человек получили значительные дозы радиации (461, 428, 413, 341, 298, 86,5, 86,5 и 28,8 бэр). По крайней мере, один из этих людей обязан жизнью тому обстоятельству, что быстрая эвакуация прошла по хорошо подготовленному плану. Один из облученных прожил 14,5 лет, другой — 17,5 лет после аварии, состояние одного облученного неизвестно, а остальные были живы спустя 29 лет после аварии.

Вскоре после аварии в Окриджской национальной лаборатории (ОРНЛ) был поставлен критический эксперимент, в котором моделировались условия данной аварии. Это было сделано для того, чтобы получить информацию о возможных дозах радиации, полученных людьми во время аварии.

Производство было возобновлено через три дня.

Рисунок 10. Барабан, в котором в 1958 году произошла авария на заводе Y-12.

 

5. Лос-Аламосская национальная лаборатория, 30 декабря 1958 г. 11, 12

Растворы плутония в емкости для работы с органическими веществами; единичный всплеск мощности; один погибший; два человека получили значительные дозы облучения.

Работы, проводившиеся на установке, где случилась авария, включали радиохимические процессы очистки и выделения плутония из шлаков, тиглей и других отходов с невысоким содержанием плутония, которые накапливаются при осуществлении процессов регенерации. Растворы, с которыми предполагалось работать, содержали менее 0,1 г/л плутония, а также следы америция. В то время, когда произошла авария, проходила ежегодная физическая инвентаризация. При этом нормальное движение материалов на участке было остановлено с тем, чтобы определить содержание плутония в остатках продуктов во всех технологических аппаратах. Авария произошла в 16 ч 35 мин незадолго до окончания последнего рабочего дня накануне новогодних праздников.

Реконструкция наиболее существенных событий показывает, что неожиданно произошел унос твердых частиц с высоким содержанием плутония из двух емкостей в один большой аппарат, в котором находились разбавленные водные растворы и органика. Данные твердые вещества должны были обрабатываться отдельно. После удаления большей части водного раствора из этого аппарата оставшиеся приблизительно 200 л продукта, включая промывочный раствор азотной кислоты, были слиты в емкость из нержавеющей стали объемом 1000 л и диаметром 1000 мм, в которой и случилась авария. Емкость содержала около 295 л стабилизированной щелочью водно-органической эмульсии. Считается, что добавленная кислота привела к разделению жидких фаз.

По оценке, слой водного раствора (330 л) содержал 60 г плутония; органический слой (160 л) содержал 3,1 кг плутония (рис. 11). Фотография емкости приведена на рисунке 12. Проведенный анализ показывает, что этот слой толщиной 203 мм характеризовался реактивностью, которая была на 5 в ниже значения, соответствующего критичности на запаздывающих нейтронах, так как критическая толщина составляла 210 мм. Когда была включена мешалка, водный раствор поднялся по стенкам емкости, при этом внешний слой органики был вытеснен к центру, и центральная часть системы стала толще. Вращение изменило реактивность, и система из подкритической приблизительно на 5 в стала критической на мгновенных нейтронах; произошел всплеск мощности. Ни один из самописцев детекторов гамма-излучения, расположенных поблизости от места происшествия, не зарегистрировал характерную картину; тем не менее, характер сделанных записей указывал, что имел место один пик мощности. Энерговыделение составило 1,5 X 1017 делений.

На основании экспериментов, проведенных после аварии в сосуде с аналогичной геометрией, было установлено, что между запуском мешалки и достижением полной скорости вращения, составлявшей 60 оборотов в минуту, не произошло никакой видимой задержки. Через 1 с (один оборот) наблюдалось движение или возмущение поверхности, а через 2 или 3 секунды в системе произошло интенсивное перемешивание. Из этих наблюдений можно было заключить, что система могла достичь критичности примерно за 1 с. Образование пузырей, вероятно, стало доминирующим механизмом гашения первого пика мощности, а перемешивание слоев переводило систему в подкритическое состояние. Средняя концентрация плутония в полностью перемешанном растворе составляла 6,8 г/л, т. е. была меньше минимальной критической концентрации для бесконечной гомогенной системы металл-вода.

Рисунок 11. Конфигурация раствора и органики в емкости перед аварией.

Из приведенных интервалов времени и оценки, показывающей, что первоначально подкритичность системы соответствовала 5 р, следует, что скорость ввода реактивности должна была составлять приблизительно 5 р/с. При соответствующих значениях коэффициентов пересчета для данного раствора выход в первом пике мощности составил 2,2 X 1017 делений, продолжительность пика составила 1,65 с, т. е. всплеск мощности завершился через 0,45 с после достижения критичности на мгновенных нейтронах. Чтобы получить наблюдаемый выход (1,5 X 1017 делений) в единичном пике, скорость ввода реактивности должна быть уменьшена приблизительно до 2 в/с. Так как это не согласуется с оценкой времени процесса (около 3 с до полного перемешивания), единственная возможность объяснения состоит в том, чтобы предположить, что скорость ввода реактивности была несколько меньше 5 в/с и что цепная реакция прекратилась приблизительно через 3 с в результате перемешивания. Можно также предполагать, что первым толчком, вызвавшим всплеск мощности, стало утолщение верхнего слоя органики, к тому же добавилось отражение нейтронов сбоку за счет водного раствора. Вслед за этим произошла деформация системы, и под действием лопастей мешалки она приобрела конфигурацию в виде воронки с меньшей реактивностью. После этого система стала надежно подкритической вследствие установления однородной концентрации, составлявшей менее 7 г/л.

Примерно за месяц до аварии весь плутониевый технологический участок проверялся комиссией лаборатории по ядерной безопасности. Начали осуществляться планы по замене технологических аппаратов большого объема несколькими секциями из труб безопасного диаметра (диаметр труб в секциях — 15 см, длина — около 3 м). Считалось, что административные меры контроля, которые успешно применялись на протяжении более 7 лет, могут быть сохранены в течение дополнительных 6–8 месяцев, которые требовались для получения и монтажа усовершенствованного оборудования.

После аварии установка оборудования безопасной геометрии была ускорена, и его монтаж был закончен до возобновления технологических операций. Чтобы обеспечить повышенную безопасность, были внедрены усовершенствованные методики отбора проб твердых веществ, и была подчеркнута необходимость строгого соблюдения мер технологического контроля. Время простоя оборудования составило около 6 недель.

Рисунок 12. Емкость, в которой в 1958 году на площадке в Лос-Аламосе произошла авария с возникновением СЦР.

В результате аварии через 36 часов наступила смерть оператора, который наблюдал в смотровое окно в момент, когда включился мотор мешалки. Было оценено, что доза облучения верхней части его туловища составила 12000 ± 50 % бэр. Два других человека получили дозы облучения, составлявшие 134 и 53 бэр, и впоследствии это не оказало негативного влияния на их здоровье. Несмотря на то, что удар, вызванный процессом образования пузырей в области, смещенной относительно оси емкости, привел к смещению емкости с опор примерно на 10 мм, не было радиоактивного загрязнения и механического повреждения оборудования.

 

6. Радиохимический завод, шт. Айдахо, 16 октября 1959 г.

13

Раствор уранилнитрата, U(91 %), в емкости для сбора жидких отходов; многократные всплески мощности; два человека получили значительные дозы облучения.

Данная авария произошла на радиохимическом заводе, который перерабатывал, наряду с другими материалами, облученные тепловыделяющие элементы различных реакторов. Делящийся материал (34 кг обогащенного урана U(91 %) в форме уранилнитрата с концентрацией U примерно 170 г/л) хранился в батарее цилиндрических контейнеров безопасной геометрии. При осуществлении операции воздушного барботирования внезапно произошло сифонирование, в результате чего около 200 л раствора перелилось в резервуар объемом 15400 л, в котором находилось примерно 600 л воды.

Перед аварией проводилась переработка топлива в оболочке из нержавеющей стали путем растворения его в серной кислоте с последующей экстракцией примесей в трех пульсационных колоннах. Между первой и второй ступенями экстракции раствор помещался в две батареи, состоявшие из трубных секций диаметром 125 мм и длиной 3050 мм, которые часто называли «карандашами». Батареи «карандашей» были связаны между собой трубопроводами, от которых шла линия к емкости для сбора жидких отходов объемом 5000 галлонов (18900 л).

Для того, чтобы исключить всякую возможность перетекания растворов самотеком из «карандашей» в резервуар, на высоте 600 мм над уровнем «карандашей» на линии была сделана петля. Передачу растворов в емкость можно было осуществить только в результате целенаправленных действий оператора.

В день аварии операторы, в соответствии с инструкциями, выполняли операцию барботирования раствора для получения однородных проб для анализа. Манометр, установленный на одной из батарей «карандашей», дал показания, соответствующие штатным значениям давления воздуха, прокачиваемого для барботажа. Манометр, присоединенный ко второй батарее, не работал. Дополнительный манометр на этой батарее не был установлен, и оператор начал открывать вентиль подачи воздуха (барботажный вентиль) до тех пор, пока по косвенным признакам он не убедился в том, что барботирование началось. Очевидно, что воздушный барботажный вентиль был открыт так сильно, что жидкость поднялась примерно на 1200 мм от первоначального уровня жидкости в «карандашах» до верхушки петли, идущей к емкости для сбора отходов, что и вызвало сифонирование.

Хотя расход жидкости при сифонировании составлял 13 л/мин, трудно сопоставить его непосредственно со скоростью ввода реактивности, которая зависела также от степени перемешивания. Скорость ввода реактивности могла достигать 25 центов/с. Так как емкость диаметром 2,73 м и длиной 2,63 м лежала на боку, геометрия раствора приближалась к квазибесконечному плоскому слою. Волны в растворе могли вызывать большие флуктуации реактивности системы. После аварии было обнаружено большое количество уранилнитрата, который кристаллизовался на внутренних стенках емкости, а большая часть воды испарилась в систему вентиляции. Последовавшие всплески мощности дали 4 X 1019 делений, что достаточно для того, чтобы выкипела почти половина раствора объемом 800 л, что в результате привело к прекращению всплесков мощности.

О том, как происходили всплески мощности, можно лишь предполагать. В наличии имеются только ленты самописцев системы постоянного контроля воздуха, располагавшихся на разных расстояниях от емкости. Некоторые из самописцев, по-видимому, вышли из строя после того, как были достигнуты очень высокие уровни радиации. На некоторые приборы, находившиеся в более слабых радиационных полях (обычно на большем расстоянии), оказали, возможно, воздействие выделившиеся газообразные продукты деления. Можно достаточно обоснованно предположить, что за первым резким пиком, составившим, по крайней мере, 1017 делений, последовали многократные всплески мощности, и, наконец, на протяжении 15–20 минут происходило кипение. Очень большой выход (4 X 1019 делений) является скорее результатом большого объема системы и относительно большой продолжительности процесса, а не амплитуды в пике мощности в емкости.

Никто из персонала не получил значительной дозы гамма- или нейтронного облучения, так как на установке была мощная радиационная защита. Во время эвакуации персонала из здания были получены следующие дозы облучения от аэрозольных продуктов деления: 50 бэр (один человек), 32 бэра (один человек), меньшие дозы облучения получили 17 человек. Так как эвакуация персонала происходила относительно быстро, общего сигнала об аварийной эвакуации не было; такой сигнал мог подаваться только вручную. Быстрая эвакуация объяснялась тем, что это была ночная смена, персонал был малочисленным и смог быстро покинуть свои рабочие места, после чего все были собраны и проверены на посту охраны. Впоследствии признавалось, что на рабочих местах довольно часто происходило срабатывание локальной аварийной сигнализации, поэтому операторы не уходили со своих мест, пока аварийная сигнализация не срабатывала в другой или даже в третьей точке.

Было также замечено, что персонал пользовался при эвакуации только обычным выходом из здания; никто не воспользовался специально обозначенными маршрутами для эвакуации. Это привело к образованию толпы на выходе. Ситуация была бы гораздо более серьезной, если бы это происходило во время дневной смены, которая по количеству персонала в десять раз превышает ночную. Таким образом, дозы облучения могли быть, наверное, уменьшены, если бы произошла немедленная эвакуация по правильному маршруту. Оборудование повреждено не было.

Комиссии, проводившие расследование аварии, определили ряд факторов, повлиявших на развитие ситуации:

• Операторы плохо знали оборудование, которое редко использовалось, включая батареи «карандашей» и их регулирующие вентили.

• На линии, на которой произошло сифонирование, не было установлено предохранительное устройство. Было отмечено, что такие устройства были установлены на тех емкостях, которые использовались постоянно.

• Инструкции для операторов были противоречивыми, в них недостаточно точно описывались действия оператора, например, не было указано на необходимость осторожного обращения с воздушным барботажным вентилем при осуществлении барботажа.

 

7. ПО «Маяк», г. Озерск, 5 декабря 1960 г

Раствор карбоната плутония в монжюсе; многократные вспышки мощности; незначительное облучение.

Авария произошла в здании, где перерабатывались растворы для последующего извлечения из них плутония.

В помещении размером 5 м X 6 м X 2,5 м было размещено несколько технологических камер для оксалатной очистки плутония от примесей. В соответствии с регламентом, в данном помещении на установке должны одновременно работать два оператора. Система аварийной сигнализации (САС) в момент аварии находилась в рабочем состоянии. В камеру № 9 поступал азотнокислый раствор плутония из отделения регенерации облученных блоков природного урана. Этот регенерационный раствор плутония с концентрацией плутония несколько граммов на литр подвергался оксалатному осаждению в реакторе большого объема (диаметр 0,5 м, высота 0,9 м, объем 180 л), затем после ряда операций передавался в виде карбонатного раствора на вторую и третью оксалатную очистку в оборудование камеры № 10. В реакторе камеры № 9 измерялись концентрация плутония на основе отбора и анализа проб и объем раствора, что имело большое значение для учета плутония, выполнения технологических регламентов и предотвращения ядерной аварии. Фактически реактор камеры № 9 использовался не только для первой оксалатной очистки, но и для подготовки каждой регламентной операции в камере № 10.

Схема оборудования в камере № 10 представлена на рисунке 13.

Рисунок 13. Схема размещения оборудования в камере № 10.

Реакторы Р1 и Р2 предназначены для приема карбонатного раствора из камеры № 9 и для второго оксалатного осаждения плутония. Оба реактора имели одинаковую цилиндрическую геометрию диаметром 0,4 м и высотой 0,5 м. К каждому реактору Р1 и Р2 подведены: 1) линия подачи карбонатного раствора; 2) линия подачи жидких химических реактивов (не показана на рисунке); 3) линия загрузки (через воронку) сухих реактивов в виде порошков; 4) линия выдачи азотнокислого раствора с концентрацией плутония ~100 мг/л (маточник) в сборники для последующего упаривания и переработки (не показаны на рисунке); 5) линия выдачи карбонатного раствора в монжюс. Оба реактора оснащены мешалкой, мерником химреактивов, смотровым устройством, управляющими вентилями, линией вакуума.

Реактор Р3 был предназначен для приема карбонатного раствора из монжюса, имел те же коммуникации, что и реакторы Р1, Р2. По геометрии реактор Р3 представлял собой цилиндр диаметром 0,3 м и высотой 0,4 м. В нем производилась третья оксалатная очистка плутония с выдачей маточника в сборники, а карбонатного раствора в передаточную емкость. Последняя имела размеры: диаметр 0,25 м, высота 0,3 м. Через нее производилась передача оксалатной пульпы из реактора Р3 на нутч-фильтр.

Нутч-фильтр был единственным аппаратом в камере № 10, имевшим безопасную геометрию (объем 4 л), и предназначался для фильтрования конечной оксалатной пульпы, далее направлявшейся на прокалку.

Вне камеры № 10 находился монжюс для приема карбонатных растворов из реактора Р1 или Р2, отбора проб на анализ плутония и передачи раствора в реактор Р3. Размеры монжюса: диаметр 0,35 м, высота 0,45 м. Монжюс, помимо линий загрузки и выдачи, имел линию вакуума и линию сжатого воздуха. В таблице 4 представлены параметры емкостей, вовлеченных в аварию.

Таблица 4. Параметры емкостей, вовлеченных в аварию

05.12.1960 г. в 22 ч 25 мин в процессе передачи раствора из реактора Р2 в монжюс в последнем возникла самоподдерживающаяся цепная реакция. В этот момент в помещении работал один оператор.

По результатам расследования аварии были установлены следующие исходные события.

В течение 4-х дней с 01.12.60 г. по 04.12.60 г. в реакторе камеры № 9 методом накладок были проведены четыре операции оксалатного осаждения плутония из азотнокислых растворов. Операторы должны были получить в этом реакторе осадок с массой плутония не более 400 г, которая была нормой загрузки для любого одного реактора Р1 или Р2 в камере № 10. Возрастание массы плутония в реакторе камеры № 9 представлено ниже в таблице 5 по дням.

Очевидно, что уже после третьей операции масса плутония в реакторе превысила норму (400 г). Технолог, который отвечал за соблюдение регламентов загрузки, обнаружив их превышение, внес изменения в записи результатов анализов. В итоге, в технологической карте была записана заниженная масса плутония: 400 г вместо 683 г.

После этого оксалат плутония растворили и в виде карбонатного раствора полностью передали из реактора камеры № 9 в реактор Р2 камеры № 10. Тот же технолог позднее дал указание оператору передать в реактор Р2 дополнительно 30 л карбонатного раствора с массой плутония 115 г. Таким образом, перед оксалатным осаждением масса плутония в реакторе Р2 составляла ~800 г. Проведя операции осаждения и растворения в реакторе Р2, карбонатный раствор Pu(CO3)2 начали передавать в монжюс, и к концу передачи в 22 ч 25 мин 05.12.1960 г. в цехе сработали все датчики системы аварийной сигнализации о возникновении цепной реакции деления, порог срабатывания которых был равен 30 мкР/с.

Следует отметить, что за несколько минут до первого пика мощности ближайший к монжюсу датчик (расстояние около 4,5 м) начал срабатывать и возвращаться в исходное состояние. Заметив это, оператор, не включая вакуум, вышел из помещения и пошел доложить начальнику смены о неустойчивой работе прибора контроля мощности дозы γ-излучения. Это спасло жизнь оператору, так как в этот момент уже началась эвакуация персонала всего цеха.

Позже прибыли дозиметристы. Измерения проводились дистанционно из коридора на расстоянии 10–15 м от места аварии с помощью портативного прибора ПМР-1; они показали, что уровень радиации превышает верхний предел прибора 18 Р/час.

Руководство объекта, начальник службы радиационной безопасности и специалисты прибыли на место аварии спустя час после срабатывания САС. Сразу по прибытии был произведен опрос персонала, бывшего на месте аварии, проверка показаний приборов с целью локализации аварии и выявления ее причин. Было установлено, что авария произошла в помещении, где находились камеры 9 и 10, и местом аварии, по всей вероятности, являлся монжюс. Приборы показывали, что уровень радиации в помещении составлял 1,5–1,8 Р/час.

Амплитуда осцилляций мощности от пика до минимума изменялась более, чем в 10 раз. Укрепив на длинном шесте интегральный дозиметр, дозиметристы просунули его в помещение из коридора во время одного из минимумов. По времени экспозиции было определено значение мощности дозы на расстоянии двух метров от монжюса, которая составила 10 Р/час. Из-за сильного нервного напряжения персонал не фиксировал изменения мощности.

После первого пика мощности цепная реакция носила осциллирующий характер. Примерно через 10 минут после 1 пика мощность дозы на расстоянии ~10–15 метров от монжюса составляла более 5000 мкР/с. По грубым оценкам, это соответствует энерговыделению до 1017 делений за указанный интервал.

В течение двух часов наблюдались осцилляции мощности по показаниям датчика γ-излучения, находившегося на расстоянии 4,5 м от монжюса. Диапазон его показаний периодически менялся в пределах 500—5000 мкР/с, что свидетельствовало об установлении квазистационарного уровня мощности. Предложение об отключении вакуумной системы, реализованное через 1,5 часа после начала аварии, не повлияло на систему, так как осцилляции продолжались.

Было принято решение о передаче нескольких литров раствора из монжюса в реактор Р3. Это ограничение объема раствора для передачи объяснялось тем, что реактор Р3, как и монжюс, также имел опасную геометрию. Однако эту операцию можно было выполнить, только находясь в помещении у камеры № 10.

В 0 ч 15 мин 6.12.1960 г. три оператора вбежали в это помещение и произвели все необходимые переключения, затратив на это не более 15 с. При этом мощность дозы γ-излучения рядом с монжюсом была около 4000 мкР/с. Затем был включен компрессор сжатого воздуха, и из монжюса в реактор Р3 было передано около 5 л раствора. После передачи раствора пики мощности цепной реакции прекратились.

В следующую смену дозиметрической службой было принято решение о возможности входа в помещение, так как датчики дозиметрической системы показывали уровень менее 0,15 Р/час. Соблюдая соответствующую инструкцию, три оператора вошли в помещение. Намеренно сокращая время пребывания, они с помощью трех 20-литровых бутылей по временно установленным шлангам сумели перелить 5 литров раствора в бутыль, а затем выполнили еще две передачи — 6 л и 8 л — из монжюса. Три 20-литровые бутыли были помещены в специально организованное место хранения и затем направлены на переочистку.

По результатам измерений в процессе подведения баланса плутония в камерах № 9 и № 10 и коммуникациях оказалось, что в монжюсе к началу ядерной аварии было около 900 г плутония, и только в виде раствора.

Было проведено расследование с целью восстановления последовательности событий, приведших к аварии. В ходе расследования было установлено, что авария произошла в результате превышения нормы загрузки в реакторе Р0 камеры № 9. В таблице 5 представлена хронология событий, приведших к перегрузке Р0.

Таблица 5. Последовательность формирования партий, приведшая к превышению загрузки в реакторе Р0 в камере № 9

После аварии ловушка вакуумной системы, монжюс и реакторы Р2 и Р3 были тщательно промыты. В результате промывки образовалось 40 л промывных растворов, в которых было обнаружено 180 г плутония. Было также проанализировано содержание Pu в трех 20-литровых бутылях, наполненных из монжюса и реактора Р3. Результаты анализа представлены в таблице 6.

Таблица 6. Результаты анализа аварийного раствора из бутылей

Чтобы оценить объем раствора и массу плутония, находившегося в монжюсе во время аварии, воспользовались данными из таблицы 6 (714 г) и содержанием плутония в промывной воде (180 г), что дало 894 г плутония в 19 л раствора и осадка. В результате промывки реактора Р3 образовалось 10 л воды, содержащей 43 г плутония в нерастворимом осадке. Общая масса плутония в промывной воде плюс в трех 20-литровых бутылях составила 1003 г, с учетом того, что 66 г плутония было в реакторе Р2.

При работах по ликвидации аварии и ее последствий пять человек облучились дозой до 2Р. Разрушения оборудования не произошло. Сразу после аварии монжюс был заменен на новый аппарат безопасной геометрии.

Радиоактивного загрязнения в результате аварии не произошло.

Полное число делений, согласно грубым оценкам, составило около 2–3 X 1017.

 

8. Радиохимический завод, шт. Айдахо, 25 января 1961 г.

14, 15, 16, 17

Раствор уранилнитрата, U(90 %), в конденсаторе; многочисленные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Авария произошла в главном производственном здании СРР-601 в камере Н, имеющей толстую биологическую защиту из бетона, в которой производилась химическая очистка от продуктов деления растворов, полученных при переработке отработавшего топлива. После этого уран концентрировался в выпарном аппарате. Операции проводились круглосуточно, 24 часа, в три восьмичасовые смены. Авария произошла в 9 ч 5 мин после того, как по обычному распорядку новая смена заступила на работу в 8 ч 00 мин. Это был всего лишь пятый рабочий день после почти годового перерыва в работе предприятия.

Авария произошла в конденсаторе выпарного аппарата Н-110. Конденсатор представлял собой вертикальную цилиндрическую емкость диаметром около 600 мм и высотой более 1,5 м и находился над безопасной секцией выпарного аппарата диаметром 130 мм. Несмотря на наличие линии перелива непосредственно под конденсатором, предназначенной не допускать попадания в конденсатор значительного количества раствора, все-таки концентрированный раствор уранилнитрата (200 г/л) с большой скоростью забрасывался в этот небезопасный объем.

В отчете комиссии по расследованию аварии 14,15 обсуждается несколько предположительных причин попадания раствора в конденсатор. Самой правдоподобной причиной считается случайное выталкивание пузырем воздуха под высоким давлением (последствие ранее проводившейся операции по очистке трубы) большей части из 40 л раствора уранилнитрата, находящегося в 130 мм трубе выпарного аппарата, вверх в конденсатор. Не известны ни точный объем делящегося материала (следовательно, и масса урана), ни геометрия системы во время всплеска мощности. О них можно лишь предполагать. Точно известно, что СЦР произошла в конденсаторе и, по отчетам, была кратковременной, всего несколько минут. По оценкам с погрешностью 25 % общее количество делений составило 6 X 1017.

Не было каких-либо показаний приборов, непосредственно отразивших историю аварийного энерговыделения. О временной картине энерговыделения можно было судить только по показаниям далеко находившихся детекторов, предназначенных для непрерывного контроля воздуха. Исследование графиков самописцев этих детекторов с учетом их нахождения привело к неубедительным, а в одном случае необъяснимым результатам. В появившейся после аварии статье Американского ядерного общества (АЯО) 16 о методе оценки энерговыделения во время ядерных аварий приводится величина первого пика 6 X 1016 делений и общее энерговыделение 6 X 1017 делений. Экспериментальные данные серии CRAC 5 по динамике систем с критичностью на мгновенных нейтронах, дополненные данными по объему вовлеченного в аварию раствора, подтвердили значения из статьи АЯО. Последним источником информации о возможной величине первого пика является частное заключение доктора Д. Л. Хетрика 17 о том, что значение 6 X 1016 кажется наиболее разумным.

Сигнализаторы радиационной обстановки выдали звуковой сигнал во всех производственных помещениях, очевидно, отреагировав на мгновенное гамма-излучение первого пика. Весь персонал тут же эвакуировался; дозы облучения оказались минимальными (<60 мбэр) и были получены от летучих продуктов деления после того, как персонал покинул здание. Группа операторов и дозиметристов вернулась в здание через 20 минут после СЦР и отключила все технологическое оборудование. Так как уровни радиации быстро вернулись к норме и не было никаких признаков загрязнения в зонах, где работали люди, руководство разрешило рабочим вернуться на завод в 14 ч 45 мин. Повреждений оборудования не было.

В отчете комиссии по расследованию аварии указывается несколько факторов, способствовавших аварии: (1) несогласованное взаимодействие между операторами, в частности, устный обмен данными о положении вентилей, (2) после длительного простоя персонал не освежил знания по эксплуатации оборудования, (3) достаточно плохое состояние оборудования.

 

9. Сибирский химический комбинат (СХК), Завод разделения изотопов, г. Северск, 14 июля 1961 г

Накопление обогащенного урана (22,6 %) в расширительном баке вакуумного насоса; два разгона мощности; один случай значительного облучения.

Данная авария произошла на газодиффузионной установке по обогащению урана.

На заводе производится обогащение урана изотопом 235U с последующей его поставкой на заводы по изготовлению ядерного топлива для реакторов различных типов. Процесс ведется непрерывно (24 часа в сутки при четырехсменной работе персонала) с постоянным отбором товарного гексафторида урана (ГФУ) нужного обогащения, а часть гексафторида отбирается на установки очистки от легких примесей (воздух, фтористый водород).

Испарение ГФУ и его подача в разделительный каскад, а также конденсация его в емкости производятся на конденсационно-испарительных установках (КИУ).

Рисунок 14. Схема КИУ-6.

КИУ-6 Завода разделения изотопов, расположенная в помещении площадью 7,2 м X 18 м, предназначалась для очистки гексафторида урана от легких примесей (рис. 14). Степень обогащения по 235U на этом этапе составляла 22,6 %. Очистка ГФУ от примесей осуществлялась путем конденсации ГФУ при температуре от —60 до —80 °C в основных (ОЕ, 5 шт.) и промежуточных (ПЕ, 3 шт.) емкостях с последующим испарением ГФУ в технологическую цепочку. При нормальном ведении процесса практически весь ГФУ конденсировался в основных и промежуточных емкостях, а HF и незначительное количество ГФУ конденсировались в емкостях-осадителях (ОС, 2 шт.) при температуре минус 180 °C. Неконденсирующиеся примеси (воздух) поступали в ресиверы (5 штук) объемом 4,5 м3 каждый с последующей откачкой вакуумным насосом ВН-6 (рис. 15) в систему газоочистки. В вакуумном насосе в качестве рабочего тела используется масло. Масло необходимо менять примерно через каждые 15 дней, вследствие повышения его плотности (от 0,9 до 1,1 при концентрации урана около 20 г/л) из-за накопления в нем ГФУ, что снижает КПД насоса. Данный график замены масла был составлен исходя из соображений обеспечения нормальной эксплуатации при безусловном учете безопасности при возникновении критичности.

Рисунок 15. Вакуумный насос ВН-6 (размеры приведены в мм).

Охлаждение основных и промежуточных емкостей осуществлялось парами жидкого азота, пропускаемыми через змеевик, помещенный в чугунную дробь. Включение обогрева (режим испарения) основных и промежуточных емкостей осуществлялось автоматически в зависимости от давления в коллекторе испарения, из которого ГФУ подавался в разделительный каскад. Жидкий азот для охлаждения емкостей (при достаточном его количестве) подавался системой автоматики по сигналам термодатчиков (термометры сопротивления). При недостаточном количестве жидкого азота предусматривалась его подача для охлаждения основных и промежуточных емкостей вручную из переносных сосудов Дьюара.

С 1 июля 1961 года на заводе были введены ограничения на потребление жидкого азота. В связи с этим со 2 июля охлаждение основных емкостей было переведено на ручной режим подачи жидкого азота, а охлаждение промежуточных емкостей было прекращено, что увеличило поступление гексафторида урана в ресиверы и вакуумный насос ВН-6.

Десятого июля вследствие потери герметичности регулятора на одной из ступеней блока разделительных машин произошла натечка воздуха, что заставило более интенсивно использовать КИУ-6 для удаления легких примесей.

По результатам оценки, сделанной после аварии, за период ликвидации натечки воздуха с 10 по 14 июля через систему ресиверов прошло около 20 кг урана.

В период с 1 июля по 14 июля имели место следующие нарушения требований технологического регламента:

• приборы, регистрирующие на диаграммах температуру основных емкостей, были отключены;

• охлаждение основных емкостей осуществлялось непосредственной заливкой жидкого азота в теплообменную засыпку (чугунную дробь), а не в змеевики. В результате, предположительно, имел место значительный градиент температур, а значит, и неправильная оценка температуры, так как термометр находился непосредственно у места заливки жидкого азота;

• промежуточные емкости были выведены из нормального технологического процесса (не охлаждались) на длительный срок.

14 июля 1961 года в 4 ч 45 мин в помещении конденсационно-испарительной установки сработала звуковая сигнализация прибора (СД-1М) дозиметрического контроля. Оператор установки, выполнявший операции в этом помещении, вызвал дежурного дозиметриста для выяснения причин срабатывания сигнализации.

Дежурный дозиметрист определил, что мощность дозы гамма-излучения в помещении составляет около 2,5 мкР/с. В то же время система аварийной сигнализации о возникновении СЦР не сработала, несмотря на то, что в то время порог срабатывания для нее по мощности дозы гамма-излучения составлял 2,0 мкР/с.

С целью обнаружения источника гамма-излучения было обследовано все оборудование в помещении (его размеры 18 X 7,2 м2). Однако ресиверы и насос ВН-6 находились вне этого помещения и не были обследованы, так как не вызывали подозрений относительно возможности попадания в них ГФУ. Источник излучения не был определен, мощность дозы быстро спадала и через 10–15 минут составила 0,2 мкР/с.

Дав разрешение оператору установки продолжать работу, дозиметрист доложил оператору центрального диспетчерского пульта (ЦДП).

Оператор установки с целью откачки газа из ресиверов в 7 ч 30 мин включил с пульта управления вакуумный насос ВН-6 и пошел к ресиверу № 5, чтобы открыть задвижку, соединяющую насос с указанной группой ресиверов. В момент нахождения оператора на расстоянии 0,5 метра до ресивера и до насоса сработала система аварийной сигнализации (приборы УСИД). По словам оператора, у него возникло зрительное ощущение вспышки света. Не открывая задвижку, оператор выключил насос, побежал к телефону, который находился в этом корпусе (расстояние около 200 метров), и доложил о случившемся оператору ЦДП.

Одновременно со срабатыванием САС в КИУ-6 сработала аварийная сигнализация в трех соседних зданиях, находящихся на расстоянии от 160 до 320 метров от нее.

Пороги срабатывания сигнализации приборов УСИД были настроены на уровень мощности гамма-излучения — 2,0 мкР/с. Низкое значение порогов объясняет массовое срабатывание сигнализации.

Прибывший дозиметрист отметил увеличение мощности гамма-излучения от 0,2 мкР/с (на расстоянии около 100 метров от помещения КИУ-6) до 10мкР/с (в районе помещения КИУ-6).

Пострадавший оператор был отправлен в медсанчасть. Результаты расследования обстоятельств и причин ядерной аварии показали, что СЦР произошла в расширительном баке вакуумного насоса (рис. 16) из-за накопления урана и образования критической массы ядерного материала в виде смеси вакуумного масла и фтористых соединений урана.

В течение 5 дней измерялась мощность дозы гамма-излучения на боковой поверхности бака. Измерения проводились прибором ПМР-1. Блок детектирования размещался вплотную к поверхности бака в точке, расположенной на полувысоте бака. Динамика снижения мощности дозы гамма-излучения (D) на поверхности бака приведена в таблице 7.

Опорожнение бака происходило через нижнее сливное отверстие в емкости объемом 5 литров. Всего, 18–19 июля, из бака было извлечено 42,95 кг масла. По данным анализа, концентрация урана составила 173 г/л (анализ проводился люминесцентным методом с возможной погрешностью ± 30–40 %). Обогащение по урану-235 составило 22,6 %.

Рисунок 16. Бак масляного насоса (размеры приведены в мм).

Возникновение и гашение цепной реакции имели следующие особенности. Масса фторидов урана накапливалась в масле длительное время, но наиболее интенсивно с 10.07.61 г. по 14.07.61 г. Ввиду малой скорости ввода реактивности и интенсивного собственного источника нейтронов (1,3 X 104 н/с) разгон происходил на запаздывающих нейтронах. Первый разгон мощности 14.07.61 г. в 4 ч 45 мин был очень слабым и по числу делений, вероятно, не превысил 2 X 1014 делений. После его самогашения система осталась в состоянии, близком к критическому на запаздывающих нейтронах. Необходимо отметить, что точные сведения о концентрации, объеме раствора, конфигурации материала в момент первого разгона мощности отсутствуют. Более того, неизвестно, работал ли в это время вакуумный насос.

Таблица 7. Результаты измерения мощности дозы гамма-излучения

При включении насоса в 7 ч 30 мин масло, находившееся в полостях насоса, было вытеснено в трубу масляного бака. Тем самым система с центральной полостью перешла в систему полностью заполненного цилиндра. Механизм самогашения связан с эффектом повышения температуры, образованием пузырьков радиолитических газов от треков осколков деления в масле, что вызвало выброс части масла из бака обратно в полость насоса и газоочистку. Как и для первого разгона мощности, так и для второго остается неизвестным точное значение концентрации и количества масла, впрыснутого насосом в центральную трубу расширительного бака. Полное число делений за аварию оценивается значением около 1,2 X 1015.

Последствия данного инцидента следующие. Обследование оператора показало, что он был облучен дозой около 200 рад и перенес лучевую болезнь в сравнительно легкой форме. Других пострадавших не было. Разрушения оборудования, загрязнения помещений, потерь делящегося материала также не было.

 

10. Завод в Ханфорде, шт. Вашингтон, 7 апреля 1962 г.

18 19 20 21 22

Раствор плутония в передаточной емкости; многократные всплески мощности; три человека получили значительные дозы облучения.

Во время данной аварии, произошедшей на радиохимическом производстве с использованием системы Recuplex, имели место следующие процессы:

1) происходила зачистка дна колпака, предназначенного для экстракции растворителя;

2) продукт мог переливаться в колпак через край емкости, предназначенной для сбора продукта;

3) имелась временная линия от дна колпака к емкости для промежуточного хранения (около 460 мм в диаметре, объем 69 л);

4) очевидно, имела место неправильная работа вентилей.

Окончательно механизм, вызвавший всплеск мощности, не мог быть определен, так как показания свидетелей и операторов не полностью согласуются с техническими данными, выявленными комиссией по расследованию причин аварии. Имеется правдоподобная картина хода событий, хотя не могут быть исключены и другие механизмы. В результате переполнения емкости для сбора жидкости раствор перелился через край емкости в колпак, часть раствора с концентрацией Pu примерно 45 г/л оказалась на дне и в отстойнике колпака. Оператор, нарушив инструкции, открыл вентиль, в результате чего раствор поднялся в передаточную емкость. Последовавшее добавление водного раствора (от 10 до 30 л с концентрацией Pu 0,118 г/л) и дополнительное замедление нейтронов, как результат перемешивания и/или деаэрации содержимого бака, привели к всплеску мощности.

Полное энерговыделение передаточной емкости для промежуточного хранения составило 8 X 1017 делений, при этом энерговыделение в первом пике соответствовало, согласно оценке, не более чем 1016 делениям. После этого пика критичность сохранялась в емкости в течение 37,5 часов. При этом происходил постепенный спад мощности.

После срабатывания аварийной сигнализации персонал был немедленно эвакуирован из здания. В это время (в субботу утром) в здании находились 22 человека, только трое из них получили значительные дозы облучения (110, 43 и 19 бэр). Авария сама по себе не привела к механическим повреждениям или радиоактивному загрязнению, но ускорила закрытие завода. Система Recuplex находилась в опытной разработке и только позднее была использована на производстве. Решение о строительстве нового завода было принято до аварии.

Действия после аварии были уникальными. Маленький робот, оснащенный телевизором и дистанционным управлением, был использован для осуществления разведки внутри здания, точного определения места аварии (с помощью установленного на роботе направленного гамма-зонда), для снятия показаний приборов, размещения в заданных местах измерительной аппаратуры и для дистанционного управления вентилями.

Клейтон 19 предложил в 1963 году интересный механизм прекращения энерговыделения в этой аварии. В трубе, выходящей из дна аварийной емкости, был обнаружен дибутилфосфат со значительным содержанием плутония. Поэтому было сделано предположение, что все началось с того, что на поверхности водного раствора плутония образовался слой трибутилфосфата в четыреххлористом углероде. Тепло и радиация, выделявшиеся при реакции деления, могли привести к испарению CCl4 и превращению большей части оставшейся органики в дибутилфосфат. Более плотный дибутилфосфат, захватив выделенный плутоний, мог опуститься на дно сосуда и в трубу, где он уже не мог вносить ощутимый вклад в реактивность системы. Как это часто случается после аварии, трудно оценить правильность этого предположения, но оно, как кажется, дает разумное объяснение явлений.

 

11. ПО «Маяк», г. Озерск, 7 сентября 1962 г

Раствор нитрата плутония в реакторе-растворителе; три вспышки; незначительное облучение.

Авария произошла в цехе, где исходный продукт восстанавливали до металлического плутония, который далее очищали от примесей и превращали в слитки. В ходе этих процессов образуются шлаки, включая шлаки и тигли от литья, с разным содержанием плутония при его среднем значении 1 % по массе. Эти шлаки собирали, упаковывали и хранили до их химической переработки для извлечения плутония. Временное хранение шлаков, без разделения на «бедные» и «богатые», происходило в одном вытяжном шкафу. Масса плутония оценивалась в результате взвешивания шлака с учетом среднего содержания. Авария произошла при химическом растворении этих шлаков в реакторе опасной геометрии.

Ввиду отсутствия приборов контроля и непредставительности отбора проб, среднее значение содержания плутония в шлаках определяли по результатам анализа проб растворов уже после растворения шлаков. Таким образом, накапливали статистику по содержанию плутония в шлаках, определяли его среднее значение (1 %) и статистическое отклонение.

В большинстве емкостей содержалось менее 50 г плутония на 5000 г шлаков, но иногда из-за технологических отклонений содержание плутония могло значительно превышать 100 г. Все емкости, независимо от содержания в них плутония, хранились в одном и том же вытяжном шкафу, ожидая своей очереди на переработку. Загрузка рассчитывалась на основании статистических данных по содержанию плутония в отходах.

Первым этапом извлечения плутония было растворение шлаков в азотной кислоте. Обычно объединяли пять емкостей со шлаками и подавали их на растворение, по технологии нельзя было подавать на растворение больше 6 емкостей. В используемой для этого камере имелось два идентичных реактора-растворителя цилиндрической формы: реактор № 1 и № 2. Камера имела защиту из свинца толщиной 5 см и стали — 0,8 см. Геометрические параметры реакторов следующие: диаметр 0,45 м, высота 0,62 м, объем ~100 л. Каждый из реакторов был оснащен мешалкой, внешним нагревателем (водяная рубашка толщиной 6,0 см) и устройством отбора проб раствора с целью контроля его кислотности (рН) в процессе растворения. Реакторы закрывались сверху съемными крышками. Реагенты подавались по трубопроводам, а шлаки вручную. В процессе растворения партий шлаков необходимо было выдерживать определенную кислотность раствора, при этом нейтрализацию избыточной кислоты проводили добавкой новых порций шлаков.

За несколько дней до аварии проводились технологические исследования по получению металлических слитков из стружки. После ремонта в реактор N 2 первой на растворение подавалась партия шлаков от этих операций. В партию входили высококонцентрированные шлаки, содержащие 318 г плутония. После процесса растворения только 11 г плутония перешло в раствор. Это указывало на неполное растворение, и на это должны были обратить внимание операторы и приостановить загрузку следующей партии шлаков в реактор N 2. Несмотря на это, была осуществлена загрузка следующей порции шлаков, содержащей 352 г плутония.

Поскольку велся ремонт коммуникаций для передачи жидкостей, первоначально в реактор N 2 была подана только азотная кислота. Спустя несколько часов была добавлена вода, что является технологическим нарушением: по правилам, вода должна подаваться первой. Кроме того, количества этих жидкостей не соответствовали регламенту. По прошествии нескольких часов растворения было определено, что раствор имеет повышенную кислотность. Последующее смешивание привело к тому, что раствор, как показали измерения, стал слегка щелочным. После отстоя раствор передали в сборник.

Нет подтверждающих записей, но вероятнее всего, во время длительного процесса растворения в реактор N 2 была добавлена дополнительная порция шлаков от металлургических операций для нейтрализации раствора. Затем были выполнены еще две последовательные операции растворения. После первой операции раствор был еще кислотным. Во время второй операции был добавлен аммиачный раствор, в результате этого раствор стал нейтральным. Процесс был завершен выключением мешалки и нагрева реактора. Вскоре после этого (~через 10 мин, в 00 ч 15 мин) сработала аварийная сигнализация о возникновении СЦР, и весь персонал цеха эвакуировался в подземный тоннель.

Было определено (по отсутствию активации натрия в крови), что никто не получил большой дозы радиации. Пик мощности пришелся на тот момент, когда операторы были на перерыве. Следующая рабочая смена по расписанию должна была заступить в 1 ч 00 мин, но заступающую смену не пустили на предприятие, и все работники предыдущей смены оставались на месте. Все операции по ликвидации аварии выполнялись дистанционно из комнаты начальника смены, находящейся примерно на расстоянии 30 м от места аварии; все работы велись до тех пор, пока система не была приведена в подкритическое состояние.

Спустя 15 минут после первого пика мощности были сделаны попытки дистанционно слить содержимое реактора N 2. С интервалом около 20 мин (в 1 ч 10 мин) возник второй пик мощности. Тогда, приблизительно на 15 мин, опять включили мешалку и нагрев, чем, как предполагается, задержали третий пик, который произошел через ~40 мин после второго.

Второй пик мощности, очевидно, не превышал первый, так как и в том, и в другом случае не сработали удаленные датчики.

Рисунок 17. Схема оборудования камеры.

После второго пика мощности на место прибыли начальник цеха и директор завода, а также специалисты службы ядерной безопасности и физики. Они и руководили всеми последующими операциями. Попытки дистанционно слить реактор N 2 с помощью различных способов продолжались до тех пор, пока не произошел третий и последний всплеск мощности, около 1 ч 55 мин. Было отмечено, что из реактора N 2 была выброшена часть раствора, так как на столешнице камеры появились его следы.

После 3-го пика сработали датчики аварийной сигнализации на большем расстоянии (до 150 м от места аварии), чем после 1-го и 2-го пиков. Спустя 0,5 часа после 3-го пика мощность дозы γ-излучения на расстоянии 10 м от камеры составляла 500 мкР/с.

После 3-го пика опять включили мешалку и нагрев для поддержания подкритического состояния системы в ходе выдачи активного раствора в стационарные емкости по штатным коммуникациям.

Окончательная выдача раствора представляла собой двухступенчатый процесс. Вначале примерно половина раствора реактора N 2 была передана в отдельную емкость, а затем по частям в несколько контейнеров. Эта процедура затем повторялась для оставшегося в реакторе N 2 раствора. Все контейнеры хранились в изолированной комнате, их содержимое было переработано только после того, когда уровень радиации снизился до определенного значения.

Порог срабатывания датчиков аварийной сигнализации составлял 110 мР/ч. Датчики размещались на расстоянии максимум 30 м друг от друга, обычно они располагались значительно ближе. Спустя 15 минут после первого пика мощности уровень радиации возле камеры составлял примерно 2,2 Р/ч; через 30 минут после третьего пика мощности уровень радиации возле камеры составлял 1,8 Р/ч.

Как было установлено, общее количество плутония в реакторе было 1,32 кг, что в ~3 раза превышало норму. В азотнокислом растворе содержалось 933 г плутония, и богатый осадок был обнаружен на дне реактора N 2. Он содержал 391 г плутония при массе 660 г, остальное составляла графитовая пульпа от тиглей. По косвенным и грубым оценкам, энерговыделение в реакторе за все три пика составило ~2 X 1017 делений. Был небольшой выброс раствора из реактора в камеру, скорее всего, во время третьей вспышки.

Несколько факторов повлияли на возникновение аварии:

• Опасная геометрия оборудования.

• Загрузка «богатых» шлаков в реактор на растворение, когда норма загрузки основывалась на средних значениях содержания плутония в шлаках.

• Хранение в камере «богатых» шлаков вместе с часто встречающимися «бедными» шлаками.

• Нечеткие и трудно читаемые надписи на емкостях со шлаками.

• Нарушение технологического процесса (последовательности) при загрузке реагентов.

• Неадекватный контроль над операциями со стороны руководства; неадекватное внимание к тому, чтобы все учетные документы велись должным образом.

• Отсутствие приборов технологического контроля.

Предполагаемой причиной аварии стала нейтрализация раствора в реакторе порцией шлаков, содержание плутония в которой оказалось аномально высоким.

Персонал в этой аварии не пострадал и не получил больших доз, что впоследствии подтвердилось при медицинском обследовании; разрушений не было, однако внутри камера была загрязнена соединениями плутония, и потребовалась дезактивация.

 

12. Сибирский химический комбинат, г. Северск, Химико-металлургический завод, 30 января 1963 г

Установка для растворения отходов, содержащих уран с обогащением 90 %; многочисленные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Установка являлась частью технологической линии по регенерации отходов металлургического производства урана. Отходы представляли собой труднорастворимые осадки, требовавшие длительного растворения в концентрированной азотной кислоте. Для оптимизации процесса в установке использовались два растворителя, загружавшихся поочередно. Схема установки изображена на рисунке 18.

Раствор из реактора в промежуточную емкость, далее на нутч-фильтр и сборник передавался с помощью вакуума. Все оборудование имело опасную геометрию, и предотвращение в нем критичности обеспечивалось ограничением массы делящегося материала и практически полностью зависело от надежности аналитического контроля урана в отходах и растворах.

Количество отходов, загружаемых в реактор-растворитель, рассчитывалось по результатам химического анализа на содержание урана в отходах. Перед загрузкой в растворитель отходы взвешивали. Технологическим регламентом допускалось повторное использование растворов с низкой концентрацией урана из сборников 64-А или 64-В для растворения очередной партии отходов в реакторах 61-А или 61-В, при этом масса урана в загружаемых на растворение отходах и возвращаемых растворах не должна была превышать установленного предела (нормы) загрузки урана. Для этого пробы раствора на анализ концентрации урана отбирали из сборников 64-А и 64-В.

Несмотря на важную роль аналитического контроля урана, результаты лабораторных анализов проб из отходов допускалось выражать любой из двух следующих единиц:

1) грамм урана на один килограмм отходов, г/кг;

2) отношение массы урана к массе отходов, массовая доля, %.

Для концентрации растворов использовалась только одна единица — г/л.

30.01.1963 г. на установку растворения поступили два контейнера с отходами и результатами лабораторного анализа проб из них, выраженными в процентах (~18 %). Руководитель работ на установке в задании операторам записал результат для концентрации урана в отходах как 18 г/кг, т. е. ошибочно уменьшил его реальное значение в десять раз.

Рисунок 18. Аппаратурная схема установки. Цифрами обозначены: 61-А и 61-В — реакторы-растворители, 62-А и 62-В — промежуточные напорные емкости, 63 — нутч-фильтр, 64-А и 64-В — сборники растворов урана.

Оператор загрузил 2 кг отходов в аппарат 61-А из одного контейнера и 5 кг из другого, что соответствовало реальной массе ~1260 г урана. В следующую смену другой оператор завершил операцию растворения и передал раствор в сборник 64-А. Из этого раствора была отобрана проба для химического анализа. Оператор следующей смены по телефону запросил результат анализа раствора в сборнике 64-А. Из лаборатории ошибочно сообщили результат для раствора не из сборника 64-А, а из другой емкости, в которой концентрация урана была в ~10 раз меньше. Руководитель работ на основании этой информации принял решение использовать этот «бедный» раствор для растворения следующей партии отходов с массой 1255 граммов. Оператор передал раствор из сборника 64-А в реактор-растворитель, в котором таким образом оказалось более 2500 г урана (масса урана, близкая к критической). Однако в реакторе критическое состояние не было достигнуто во время процесса растворения.

В отличие от сборника 64-В, имевшего с двух сторон отражатель из кирпича, реактор 61-А находился в центре помещения. В процессе фильтрации раствора в сборник 64-В в 18 ч 10 мин 30.01.63 г. уровень раствора превысил критическую высоту, и возник первый пик мощности цепной реакции.

По результатам расследования обстоятельств ядерной аварии было установлено, что в сборнике 64-В находилось около 2520 г U с концентрацией ~71 г/л в объеме 35,5 л. Сборник представлял собой цилиндр диаметром 390 мм и имел полусферическое днище.

Цепная реакция имела циклический характер: за ~10 часов было зарегистрировано 8 пиков цепной реакции уменьшающейся мощности с общим энерговыделением около 7,9 X 1017 дел. Это значение определено по результатам анализа проб на содержание продукта деления 140La в растворе после ядерной аварии. Самогашение пиков происходило благодаря следующим эффектам: образованию радиолитического газа и выбросу части раствора в коммуникации, нагреванию раствора и вызванному им уменьшению плотности системы (росту утечки нейтронов), а также увеличению температуры нейтронного газа (увеличению жесткости его энергетического спектра). По мере остывания раствора и его слива обратно из коммуникаций система вновь становилась надкритической.

Для полного прекращения цепной реакции в 4 ч 30 мин 31.01.1963 г. часть раствора была слита из сборника 64-В в переносные емкости объемом 5 литров. Весь раствор (~35,5 л) хранился в течение года в помещении за бетонной защитой, после чего был переработан.

После срабатывания системы аварийной сигнализации (САС) от первого пика мощности весь персонал был эвакуирован, часть его прошла медицинское обследование. САС имела детекторы в виде счетчиков Гейгера с порогами срабатывания 30 мкР/с. Четыре человека, находившихся на расстоянии около 10 м от сборника 64-В, облучились дозами от 6 до 17 рад. Не было разгерметизации оборудования, выбросов газоаэрозолей и загрязнения помещений. Остановка технологического процесса длилась не более 12 часов.

 

13. Сибирский химический комбинат, г. Северск, 2 декабря 1963 г

Высокообогащенный уран, U(90 %); накопление органики в вакуумной ловушке опасной геометрии; 16 слабых всплесков мощности в течение 16 часов; незначительное облучение.

В процессе переработки растворов урана с обогащением 90 % по 235U их передача из аппарата в аппарат или между технологическими установками производилась с помощью вакуумной системы. При этих операциях практически всегда имели место случайные поступления растворов в вакуумную систему в виде капель, брызг, стоков конденсата. Иногда, вследствие промахов оператора, аппараты переполнялись раствором, часть которого попадала в вакуумные линии. Для защиты вакуумной системы от попадания в нее технологических растворов, а также для контроля миграции растворов из аппаратов были установлены три ловушки на коллекторе вакуума. Первые две (NQ 696 и № 697 на рисунке 19) были рабочими и предназначались для сбора растворов из вакуумных линий. Третья ловушка (№ 694) была контрольной и предназначалась для приема растворов из первых двух в случаях их заполнения до определенного уровня. Все три ловушки имели полусферические днища и представляли собой одинаковые цилиндрические емкости опасной геометрии диаметром 500 мм и объемом до 100 литров.

В каждой ловушке был установлен электроконтактный датчик (сигнализатор уровня, СУ), который срабатывал при достижении раствором установленного уровня. В ловушках № 696 и № 697 этот уровень был примерно вдвое ниже, чем в ловушке № 694. При срабатывании сигнализатора уровня в ловушке № 696 или № 697 содержавшийся в ней раствор передавался в ловушку № 694. Процесс передачи заканчивался на уровне, который определялся положением конца погруженной в раствор трубки для его декантации. При срабатывании уровнемера в ловушке № 694 содержавшаяся в ней жидкость полностью передавалась на переработку.

Крупным недостатком электроконтактного уровнемера было то, что он срабатывал только в электропроводящей жидкости, например, в воде или азотнокислом растворе урана. При контакте со слоем экстрагента типа ТБФ (трибутилфосфата) ввиду его низкой электропроводности такие сигнализаторы уровня не срабатывают. При их вводе в эксплуатацию полагали, что поступления органического экстрагента в ловушки будут пренебрежимо малыми. Однако на практике они оказались значительными, так как вакуумная система передач охватывала и аппараты узла экстракции.

В обычном, регламентном режиме технологии ловушки № 696 и № 697 по показаниям сигнализаторов уровня опорожнялись до 4-х раз в сутки. В ловушки поступали азотнокислые растворы и органический экстрагент.

В ловушках № 696 и № 697 происходило расслоение органической и водной фаз.

Рисунок 19. Схематическое изображение раствора и органической фазы в ловушках.

Находившийся сверху слой экстрагента не обнаруживался уровнемером, который срабатывал, когда к датчику поднимался раствор. Поступавшие в ловушки № 696 и № 697 растворы первоначально проходили через слой экстрагента, при этом часть урана переходила в экстрагент. Аналогичная ситуация имела место и в ловушке № 694, в которой передаваемый из ловушек № 696 и № 697 раствор урана смешивался с экстрагентом (верхняя фаза) и затем с раствором (нижняя фаза). Таким образом, происходило постоянное поступление во все три ловушки экстрагента и его насыщение ураном без контроля ситуации.

Непосредственно перед аварией раствор из ловушки № 694 не выдавался в течение 8 суток, так как сигнализатор ни разу за это время не сработал.

2 декабря 1963 года в 23 ч 45 мин сработал датчик № 38 системы аварийной сигнализации, находившийся вблизи каньона с тремя вакуумными ловушками. Порог срабатывания датчика по мощности дозы γ-излучения составлял 30 мкР/с, его показания быстро возросли до 3000 мкР/с. В результате обследования радиационной обстановки было установлено, что цепная реакция произошла в ловушке № 694. В течение первых ~195 минут произошло 11 всплесков мощности делений с интервалами между ними около 20 мин.

В 3 ч 45 мин 03.12.63 г. было принято решение об отключении вакуумной системы, после чего часть экстрагента, выплеснувшегося ранее вследствие цепной реакции в вакуумные коммуникации, слилась обратно в ловушку. Это привело к возникновению пика мощности, аналогичному по интенсивности первому. С 3 ч 45 мин до 8 часов 03.12.63 г. в ловушке наблюдалось 4 пика мощности с убывающей интенсивностью, между которыми, по показаниям стационарных датчиков, наблюдались флуктуации мощности дозы γ-излучения.

В 15 часов 03.12.63 г. мощность дозы значительно снизилась, и в ловушку № 694 залили 30 литров 10 %-ного раствора азотнокислого кадмия как поглотителя нейтронов. При этом предполагали, что в аварийной системе преобладает раствор урана, а не экстрагент с ураном, и что растворы урана и кадмия смешаются между собой. Однако раствор кадмия практически полностью заполнил нижнюю полусферическую часть объема ловушки и только вытеснил из нее экстрагент. Система стала подкритической, так как приобрела менее оптимальную геометрию. После этого в донную часть ловушки ввели шланг (сифон) и начали выдачу раствора в сборник безопасной геометрии. Однако в самом начале выдачи возник пик цепной реакции, ставший шестнадцатым и последним в данной ядерной аварии. Он возник вследствие выдачи раствора кадмия и поступления экстрагента обратно в полусферическую донную часть ловушки.

Несмотря на его возникновение, выдача раствора продолжалась. Всего из ловушки № 694 было выдано 60–65 литров экстрагента с концентрацией урана 33 г/л. Общая масса урана с обогащением 90 % составила около 2140 г.

Число делений за аварию составило 1,6 X 1016; оно было определено на основе анализа проб раствора на содержание 140La. В момент возникновения цепной реакции в каньоне вакуумных ловушек никого не было. Ближайший к месту ее возникновения работник получил дозу менее 5 рад. Эвакуация персонала была быстрой и эффективной.

Оборудование не пострадало, радиоактивных загрязнений не было. Проект установки был изменен.

 

14. Завод по химпереработке топлива компании «Юнайтед Нюклеар Фьюелз», шт. Род-Айленд, 24 июля 1964 г.

23 24

Раствор уранилнитрата, U(93 %), в емкости для раствора карбоната натрия; два всплеска мощности; один смертельный исход; два человека получили значительные дозы облучения.

Данная авария произошла на радиохимическом заводе, расположенном в Вуд Ривер Джанкшн, штат Род-Айленд. На заводе осуществлялось выделение высокообогащенного урана из отходов производства тепловыделяющих элементов. Завод работал по трехсменному графику (смены по 8 часов) пять дней в неделю. Материал доставлялся на завод в виде раствора уранилнитрата с концентрацией урана в диапазоне от 1 до 5 г/л в бочках объемом 55 галлонов (208 л). Затем производилась очистка уранилнитрата в экстракционном процессе с использованием трибутилфосфата в смеси с керосином в качестве разбавителя. После реэкстракции кислотой очищенный раствор уранилнитрата пробулькивался через колонну, в которой находилось фиксированное количество (от 4 до 6 л) трихлорэтана (ТХЭ). ТХЭ удалял всю органику, которая содержалась в растворе. Первоначально по проекту завода предполагалась одна заправка свежего ТХЭ на срок от 6 месяцев до одного года.

Типичные при пуске нового производства трудности (завод был пущен 16 марта 1964 г.), большие количества перерабатываемых органических остатков и повышенный выход выделяемого урана привели к сокращению срока использования ТХЭ до примерно 1 недели. Поэтому в начале апреля была разработана технология для извлечения урана из использованного ТХЭ перед его захоронением. Уран выделялся из раствора с очень низкой концентрацией (от 0,4 до 0,8 г/л) путем промывки ТХЭ раствором карбоната натрия. Первоначально операция проводилась путем взбалтывания или встряхивания вручную раствора, разлитого в небольшие бутыли диаметром 5 дюймов (127 мм) и емкостью 11 л. Такой довольно трудоемкий процесс применялся до 16 июля. В этот день вследствие накопившегося необычно большого количества ТХЭ с примесью урана начальник смены разрешил оператору воспользоваться для осуществления данного процесса емкостью, предназначенной для приготовления карбоната натрия, поскольку концентрации урана не превышали 800 ppm. Емкость имела диаметр примерно 18 дюймов (457 мм) и высоту 26,375 дюймов (670 мм). Она располагалась на третьем этаже здания, в котором размещались экстракционные колонны. Выполнение этой процедуры передавалось от одного оператора другому по смене. В течение промежутка времени с 16 по 24 июля каждый из этих двух операторов промыл от 10 до 12 бутылей, используя для этого емкость для приготовления карбоната натрия. Необходимо отметить, что обработка ТХЭ с использованием каких бы то ни было методов не была предусмотрена лицензией, выданной предприятию, т. е. не была утверждена надзорным органом.

За день до аварии заводской выпарной аппарат стал плохо работать, поэтому пришлось его разобрать для очистки. В процессе очистки на соединительной линии была обнаружена пробка из кристаллов нитрата урана. Кристаллы были растворены паром, и получившийся в результате концентрированный раствор урана (256 г/л) был слит в полиэтиленовые бутыли, идентичные тем, в которых обычно содержались растворы ТХЭ очень низкой концентрации. На все бутыли с раствором высокой концентрации были прикреплены соответствующие этикетки.

В пятницу 24 июля примерно в 18 ч 00 мин оператор, направленный на выполнение работ с экстракционными колоннами, спросил своего начальника смены, нужно ли промывать ТХЭ. Поскольку использованный раствор ТХЭ должен был пойти на промывку технологической колонны, начальник ответил оператору, что промывать раствор ТХЭ не обязательно. Тем не менее, оператор пошел искать бутыль с раствором ТХЭ, чтобы промыть его. К несчастью, оператор перепутал бутыли и взял раствор с высокой концентрацией урана вместо ТХЭ низкой концентрации. Бутыль перевезли на тележке к лестнице, а потом вручную подняли на третий этаж, где находилась емкость с карбонатом натрия. Этикетка с этой бутыли, на которой было правильно указано ее содержимое, т. е. раствор урана высокой концентрации, была найдена после аварии на полу возле тележки.

Поднявшись на третий этаж, оператор перелил содержимое бутыли в емкость, содержащую 41 л раствора карбоната натрия, оборудованную механизмом для перемешивания с электроприводом. Критичность была достигнута, когда почти весь уран в растворе был перелит. При всплеске мощности (выход составил от 1,0 X 1017 до 1,1 X 1017 делений) примерно 20 % раствора выплеснулось из емкости, облив потолок, стены и самого оператора. Упавший на пол оператор смог встать на ноги и убежать с участка в убежище (на расстоянии 180 м).

Через полтора часа после аварии в здание вошли начальник производства завода и начальник смены участка для того, чтобы слить раствор из емкости. Когда они поднялись на третий этаж, начальник производства завода вошел в комнату и подошел к емкости для приготовления карбоната натрия, а начальник смены остался в дверном проеме. Начальник производства убрал бутыль (все еще вставленную вверх дном в емкость) и отключил мешалку. После этого он вышел из комнаты, обошел начальника смены и пошел впереди него вниз по лестнице. Для всех в этот момент оставалось неизвестным (поскольку после первого всплеска мощности продолжала работать аварийная сигнализация), что после выключения мешалки произошло изменение геометрии раствора: схлопнулась воронка. При этом добавилась реактивность, достаточная для того, чтобы вызвать второй большой всплеск мощности или, может быть, серию маленьких всплесков. По оценке, энерговыделение во втором всплеске мощности составило от 2 до 3 X 1016 делений, при этом раствор больше не выплескивался из емкости. Начальник производства и начальник смены спустились на второй этаж, потом на первый этаж и начали сливать раствор из емкости через вентили, которые там находились. Когда дренажная линия оказалась забитой осадком, начальник производства вернулся к емкости, снова включил мешалку, а потом вернулся к начальнику смены, который на первом этаже сливал раствор в 4-литровые бутыли.

То, что произошел второй всплеск мощности, осознали только после того, как оценили дозы, полученные начальником производства и начальником смены. Начальник смены получил примерно 100 рад, а начальник производства — примерно 60 рад. Обе дозы намного превысили ожидаемые значения и противоречили данным предоставленных ими отчетов об их действиях. Только после тщательного анализа удалось понять, что оба облучились в результате второго всплеска мощности, который, наиболее вероятно, произошел как раз тогда, когда начальник производства обходил начальника смены на пути к лестнице.

Доза радиации, полученная оператором в результате первого всплеска мощности, составила, по оценке, около 10000 рад. Он умер спустя 49 часов. Остальной персонал завода получил незначительные дозы. В результате проведенного расследования было установлено, что к моменту первого всплеска мощности в 51 литре раствора в емкости для карбоната натрия содержалось 2820 граммов урана. Система не получила механических повреждений, хотя впоследствии понадобилось удалить расплескавшийся раствор. Полное энерговыделение было эквивалентно 1,30 ± 0,25 X 1017 делений.

 

15. Машиностроительный завод, г. Электросталь, 3 ноября 1965 г

Смесь с водой диоксида урана, U(6,5 %), в водяном баке вакуумного насоса; одна вспышка; незначительные дозы облучения.

Ядерная авария произошла на Машиностроительном заводе, г. Электросталь, в четверг 3 ноября 1965 года. Завод работал 24 часа в сутки в режиме 4 смен по 6 часов. В здании 242, где произошла авария, размещался аппарат «Сатурн», предназначенный для газопламенного восстановления гексафторида урана до окислов в водородно-воздушном пламени. С 23.09.1964 г. по 19.10.1965 г. на установке восстановления получали окислы урана с обогащением 2 % по урану-235. Однако, из-за необходимости обеспечить топливо для двух вновь принятых в эксплуатацию ураново-графитовых энергетических реакторов Белоярской АЭС, было принято решение о переводе на работу с гексафторидом урана 6,5 %-го обогащения. Для этого бункер был зачищен, фильтры заменены новыми, вода объемом 150 л в контуре вакуумного насоса была слита, а контур был заполнен чистой водой. Планировалось смонтировать третий фильтр, помимо двух имеющихся непосредственно перед насосом, однако это оперативно не сделали и ввели установку в эксплуатацию 22.10.1965 г. Ядерная авария произошла 12 дней спустя.

Схематическое изображение установки для производства оксида урана из гексафторида урана и ее вакуумной системы в здании 242 представлено на рисунке 20. Процесс начинается подачей гексафторида урана в аппарат «Сатурн», показанный на схеме. В нем происходит восстановление гексафторида урана в водородно-воздушном пламени с получением оксидов, собирающихся на дне аппарата. Рабочий персонал вспоминает (но документы не подтверждают), что аппарат «Сатурн» был оборудован линией улавливания газообразного фтористого водорода. Оксиды затем передавались к бункеру-накопителю. Передача оксидов из аппарата «Сатурн» в бункер-накопитель осуществлялась при помощи вакуума. Из бункера-накопителя оксиды выгружались в банки безопасной геометрии с объемом, равным двадцати литрам. Процесс выгрузки являлся просто операцией гравитационной пересыпки из бункера-накопителя в двадцатилитровые банки. Вакуумная система выключалась во время загрузки банки. После заполнения банок порошком оксида они транспортировались из здания 242 в другое здание, где порошок загружался в печь прокаливания для обесфторивания и полного восстановления до UO2. В качестве рабочей жидкости в вакуумном насосе использовалась вода, которая циркулировала через бак насоса и трубчатый теплообменник.

Сама вакуумная система была расположена этажом ниже аппарата «Сатурн» и бункера-накопителя. Для предотвращения попадания порошка UO2 в вакуумную систему между бункером и насосом проектом были предусмотрены два фильтра из лавсановой ткани: основной фильтр на бункере и контрольный фильтр перед насосом. Контрольный фильтр, согласно технологическому регламенту, должен был ежесменно проверяться на наличие порошка UO2 и появление возможных дефектов посредством вскрытия и визуального осмотра на просвет. В случае обнаружения непрозрачности лавсанового полотна на просвет должен был вскрываться и осматриваться также и основной фильтр. Помимо осмотра контрольного фильтра, ежесменно должна была отбираться проба воды из контура насоса для анализа на содержание урана.

Рисунок 20. Схема установки для производства оксида урана из UF6 и ее вакуумной системы.

Согласно правилам, от персонала каждой смены требовалось отобрать пробу из вакуумной системы и провести анализ для определения наличия урана. Обычно результаты анализа проб были готовы через полтора часа после их отбора. На заводе не было приборов неразрушающего контроля. Кроме того, такие приборы не применялись для обнаружения отложения урана в вакуумной системе. Вакуумная линия, показанная на схеме, соединяла контрольный фильтр с водокольцевым вакуумным насосом, расположенным этажом ниже.

На схеме показаны также компоненты вакуумной системы. Эти компоненты состоят из самого водокольцевого вакуумного насоса, который, в свою очередь, связан с водяным баком и теплообменником «труба в трубе». Вода из теплообменника затем возвращалась в вакуумный насос. Для предотвращения повышения кислотности воды в случае, если HF поступит в систему, в воду добавлялся гидроксид калия. Водяной бак насоса геометрически представлял собой правильный круговой цилиндр с осью, ориентированной вертикально. Бак имел диаметр 65 см и высоту 90,4 см при объеме бака 300 литров. С боковой стороны бак был снабжен мерным стеклом, что позволяло видеть уровень воды в баке. Обычно бак работал менее чем наполовину заполненным водой. СЦР произошла в этом баке.

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.

Авария произошла в цехе переработки отходов химико-металлургического завода. Перерабатываемые отходы поступали с операций растворения, осаждения и восстановления. Схема цеха переработки показана на рисунке 21. Труднорастворимые осадки первоначально подвергались прокалке для превращения урана, содержащегося обычно в количестве меньше одного весового процента, в закись-окись. В соответствии с регламентом, отходы с аномально высокой концентрацией урана, которые иногда возникали в результате переработки бракованных слитков, тиглей с трещинами и пр., направлялись в другие технологические зоны.

Оборудование химико-металлургического цеха представляло собой ряд перчаточных камер, в одной из которых располагались три одинаковые технологические цепочки, состоящие из реактора для растворения отходов, передаточной емкости, нутч-фильтра и сборника фильтратов (рис. 22).

Каждый из трех цилиндрических реакторов имел объем 100 л, диаметр 450 мм, эллиптическое днище, плоскую крышку с загрузочным люком, устройство для перемешивания пульсирующего типа и пароводяную нагревательную рубашку толщиной 25 мм.

На рисунке 22 представлены схема размещения оборудования в камере и направления движения реагентов. Каждый реактор был оснащен линией выдачи растворов в передаточную (напорную) емкость, линией вакуума, линиями сдувки и теплоносителя. Загрузка прокаленных отходов осуществлялась через загрузочный люк в крышке, имеющий уплотнение и запорное устройство.

Процесс растворения в азотной кислоте проводился с подогревом раствора во время перемешивания пульсатором. По завершении процесса растворения полученный таким образом раствор передавался с помощью вакуума в передаточную емкость, после чего раствор проходил через нутч-фильтр (для удаления нерастворенных твердых частиц) в сборник фильтратов.

Примерно за сутки до аварии, 15.12.1965 г., технолог смены выдал оператору задание на прокалку партии 1726 «богатых» отходов (содержание урана более 1 %) в камере, печи которой были предназначены только для прокалки «бедных» отходов (содержание урана менее 1 %), что было нарушением инструкции по ядерной безопасности.

После прокалки из этой партии «богатых» отходов была отобрана проба, и до получения результатов анализа контейнер с «богатыми» отходами был передан в другую камеру, в которой уже хранилось много других отходов, на комплектацию партии отходов для последующей передачи на растворение.

В аналитической лаборатории определили массовую концентрацию урана в пробе 1726, которая составила 44 % (весовых). Этот результат был записан в журнале для проб, но не был передан в цех для записи в учетную карточку.

Оператор, комплектовавший отходы на растворение, обнаружил отсутствие результата анализа для пробы номер 1726 и по телефону запросил его в аналитической лаборатории.

В результате взаимного недопонимания между лаборантом и оператором последний записал результат анализа пробы 1826, в которой массовая доля урана была 0,32 %, т. е. в ~138 раз меньше, чем в пробе 1726. Этот результат оператор внес в учетную карточку и на этикетку контейнера с «богатыми» отходами.

Рисунок 21. Схема химико-металлургического цеха.

На следующий день, 16.12.1965 г., отходы массой 5 кг, включая около 2,2 кг урана с обогащением 90 %, были переданы на растворение как «бедные» и загружены в реактор, для которого норма загрузки составляла 0,3 кг урана, т. е. имело место превышение нормы загрузки более чем в 7 раз.

К этому моменту в двух других реакторах проводилось растворение «бедных» отходов.

«Богатые» отходы были загружены в реактор № 1. Согласно технологическому регламенту, растворение должно было производиться при температуре ~100 °C и при непрерывном перемешивании в течение 1,5 часов. Однако этот процесс был остановлен через 40 минут в связи с началом плановой уборки внутри камеры перед сдачей смены.

Примерно через 10 минут после выключения нагрева и перемешивания оператор, производивший уборку, услышал характерный звук кратковременного срабатывания ближайшего аварийного сигнализатора о возникновении ядерной аварии, покинул рабочее место и направился на центральный пульт управления для выяснения причин срабатывания сигнализатора. В этот момент произошло повторное срабатывание ближайшего сигнализатора. В последующие несколько секунд начали срабатывать сигнализаторы, более удаленные от реактора № 1. Всего в цехе сработало несколько десятков сигнализаторов типа УСИД-1.

Различимая во времени последовательность их срабатывания по мере увеличения расстояния между ними и местом аварии указывала на то, что нарастание мощности 1-го пика происходило на запаздывающих нейтронах. Весь персонал оперативно эвакуировался из цеха и укрылся в подземном переходе, как это и было предусмотрено инструкцией и отрабатывалось на противоаварийных тренировках.

Срабатывание сигнализаторов и эвакуация персонала относились к моменту времени около 22 ч 10 мин 16.12.1965 г.

До прибытия противоаварийной комиссии (23 часа) наблюдение за динамикой СЦР велось по показаниям стационарных дозиметрических приборов (у-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 у-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.

Авария произошла в здании, в котором выполнялись различные химические и металлургические операции с плутонием. Операции выполнялись по стандартной схеме в четыре смены в сутки. Авария происходила с 10 на 11 декабря с 19 ч 00 мин до 01 ч 00 мин. К аварии привело использование бака опасной геометрии при выполнении несанкционированной операции для передачи плутоний-содержащих растворов. В результате двух независимых операций, с интервалом времени менее одного часа, в которых использовался один и тот же бак с одинаковым содержимым, произошли две вспышки на мгновенных нейтронах. В результате этих двух вспышек сильно облучились два человека. Более слабая вспышка произошла между двумя мощными вспышками СЦР в отсутствие персонала.

Авария произошла в помещении, где располагались два идентичных стационарных сборника фильтрованных азотнокислых растворов плутония низкой концентрации (до 1 г/л), поступающих после переработки различных отходов перед передачей их на подготовку к сорбции (рис. 23 и 24).

Рисунок 23. Схема установки (вид сверху).

Рабочий объем каждого сборника составлял 800 литров. Оба были оснащены приборами контроля концентрации плутония по собственному излучению. Детекторы нейтронов располагались в донной части сборника, в предполагаемой зоне максимальной концентрации плутония и скопления осадков.

В смену, работавшую с 19 ч 00 мин 10 декабря до 01 часа 11 декабря 1968 года, начальник смены дал указание аппаратчику взять пробу на анализ из сборника № 2 перед выдачей раствора на подготовку к сорбции. Из-за неисправности пробоотборника аппаратчик отобрал пробу с помощью стеклянной пробирки, опущенной в сборник на нити через штуцер (канал) датчика сигнализатора верхнего уровня. По результатам анализа, содержание плутония в растворе составило 0,6 г/л, а общее количество плутония в сборнике — 480 г, что превышало установленную норму загрузки (400 г). Обнаружив превышение нормы загрузки, начальник смены, в соответствии с инструкцией, дал указание отобрать еще две контрольные пробы.

В процессе отбора проб аппаратчик визуально обнаружил, что в них присутствует органика (смесь экстрагента с разбавителем), о чем и доложил начальнику смены.

Рисунок 24. Схема установки (фронтальный вид).

Согласно аппаратурным схемам, органика попадала в сборники № 1, № 2 в результате ее эмульгирования в азотнокислый раствор на экстракционной установке. Кроме того, органика могла попадать в сборники через вакуумную и сдувочную системы в случае неисправной запорной арматуры или нарушения порядка ее переключений. С момента последней зачистки сборника № 2 (8.10.68 г.) на экстракционной установке сменилось три вида экстрагента. Смена экстрагентов обуславливалась необходимостью переработки отходов, существенно отличавшихся друг от друга по своему химическому составу.

В результате на поверхности растворов в сборниках № 1 и № 2 постепенно образовался слой органики с трудно предсказуемыми свойствами.

По указанию начальника смены пробы перед выдачей в лабораторию были отфильтрованы от органики, а люк сборника № 2 вскрыт для осмотра.

Обнаружив на поверхности раствора слой органики и опасаясь, что она попадет на сорбционную установку и нарушит технологический процесс, начальник смены принял решение для ликвидации превышения массы плутония в сборнике № 2 передать часть раствора в другой аппарат (сборник № 1), предварительно удалив из сборника органику. Этот шаг был вызван необходимостью снизить массу плутония в сборнике № 2 до допустимого уровня. Решение было принято до получения результатов анализа контрольных проб.

Для удаления органики из сборника № 2 была смонтирована временная схема с использованием стеклянной бутыли объемом V = 20 л из-под реагентов и двух армированных резиновых шлангов длиной 1200 мм и внутренним диаметром 12–13 мм. Удаление органики производилось через смотровой люк шлангом со стеклянным наконечником. Оба шланга были закреплены в горловине бутыли с помощью тряпичной пробки, второй шланг был подсоединен к вакуумной линии сборника № 1. Для слива органики из бутыли был принесен бак объемом V = 60 л, предназначенный для сбора бедных отходов перед их переработкой. Бутыль и бак были установлены на площадке над сборниками № 1 и № 2.

Сборка временных схем, равно как и применение емкостей небезопасной геометрии, категорически запрещалась инструкцией.

По собранной схеме два аппаратчика в присутствии начальника смены наполнили первую бутыль органикой темно-коричневого цвета, что свидетельствовало о наличии в ней значительного количества плутония. После того, как бутыль была наполнена на 17 литров, в сборнике № 2 еще оставалась органика, поэтому бутыль была опорожнена в 60-литровый бак, и аппаратчики приступили к вторичному наполнению бутыли, на этот раз до 20 литровой отметки. К этому времени начальник смены уже ушел. Увидев, что в бутыль вместо органики пошел водный раствор и «медузы», аппаратчики прекратили заполнение бутыли и пошли за указаниями к начальнику смены, после чего один из аппаратчиков ушел на другое рабочее место.

По указанию начальника смены другой аппаратчик продолжил передачу растворов из сборника № 2 в бутыль, находясь около открытого люка сборника и регулируя глубину погружения стеклянного наконечника в раствор. Закончив операцию, аппаратчик отсоединил бутыль, поднес ее к баку и стал переливать раствор в бак. Аппаратчик слил большую часть раствора, когда вдруг увидел вспышку, ощутил толчок. От неожиданности он уронил бутыль с остатками раствора, которая разбилась, разлив оставшуюся в ней жидкость вокруг основания 60-литрового бака, и выбежал из помещения.

Сработала система аварийной сигнализации (в 23 ч 35 мин) над помещением, в котором находились сборники, и весь персонал цеха эвакуировался в место сбора (подземный тоннель). В течение 3–5 секунд сработали аналогичные стационарные дозиметрические приборы другого цеха, расположенного на расстоянии около 50 метров.

Были зафиксированы еще две вспышки СЦР: в 23 ч 50 мин 10 декабря 1968 г., в результате охлаждения и, возможно, химических процессов в объеме жидкости, и в 0 ч 15 мин 11 декабря, причем вторая вспышка была слабее первой и третьей и была зафиксирована только приборами ядерно-физического контроля трех технологических аппаратов, расположенных на расстоянии 3,5-15 метров от места аварии. Третья вспышка была наиболее мощной и так же, как первая, была зафиксирована приборами двух цехов.

Исходя из факта возникновения второй вспышки в момент, когда весь персонал находился в укрытии, и наличия значительного фона собственных нейтронов (~2 X 105 нейтронов/с), можно предполагать, что выброса раствора в момент первой вспышки не было, и разгон мощности произошел на запаздывающих нейтронах с малым периодом удвоения мощности.

После первой вспышки дежурный дозиметрист сообщил руководству завода о случившемся, направил пострадавшего аппаратчика в санпропускник и цеховой здравпункт, собрал кассеты у всего персонала, запретил проходить в цех.

Подчиняясь неоднократным требованиям начальника смены, дежурный дозиметрист разрешил ему посетить цех и пошел его сопровождать. Однако по мере приближения к месту аварии гамма-фон становился аномально высоким, и дозиметрист запретил начальнику смены дальнейшее продвижение. Несмотря на это, начальник смены обманным путем проник на место аварии. Его действия никем не наблюдались, однако по ряду признаков он пытался удалить бак из помещения или слить из него органику в сборник сбросных растворов через трап. Во время этой попытки и произошла третья вспышка СЦР, превосходящая по своему энерговыделению первую и вторую вспышку. Она вызвала срабатывание аварийных сигнализаторов, включая удаленные на расстояние 50 м и более.

Начальник смены немедленно покинул помещение и, облитый раствором, прибыл в пункт сбора. В 00:45 на место аварии прибыли руководители комбината и завода.

Как аппаратчику, так и начальнику смены была оказана экстренная медицинская помощь. Отобранная у них кровь на анализ содержания 24Na имела очень высокую активность: у аппаратчика — 5000 распадов/мин. мл (83 Бк/см3), у начальника смены — 15 800 распадов/мин. мл (263 Бк/см3). Эти результаты относятся к моментам регистрации пиков мощности цепной реакции. Полные поглощенные дозы смешанного нейтронного и гамма-излучения составили 700 рад у аппаратчика и 2450 рад у начальника смены. Аппаратчик перенес острую лучевую болезнь тяжелой степени, у него были ампутированы обе ноги и рука. Он живет в г. Озерске.

Начальник смены скончался примерно через месяц. Остальные работники прошли медицинский осмотр в день аварии. Дозиметры (фотокассеты ИФКУ), выданные персоналу 20–21 ноября 1968 года и собранные после первой вспышки, показали, что из 29 человек только 8 имели дозу, превышающую 0,1 рентген, из них четверо имели меньше 0,15 Р, один — 0,2 Р, один — 1,64 Р, начальник смены — 0,44 Р, одна кассета (аппаратчика) — засвечена. Начальник смены вернулся в здание без дозиметрической кассеты.

В течение суток оба пострадавших были направлены в г. Москву на лечение, весь остальной персонал смены прошел медицинское обследование 11.12.68 г. По результатам анализа документации, показаний дозиметрических приборов и опроса персонала был составлен план ликвидации аварии, и к 7 часам 11 декабря раствор из бака был дистанционно разделен с помощью временной схемы отсоса с использованием безопасных по объему емкостей и длинного изогнутого наконечника шланга.

Всего из бака было откачано 19,136 литра смеси, содержавшей (после отстоя) 12,83 литра органики с концентрацией плутония 55 г/л и 6,31 литра водного раствора с концентрацией плутония 0,52 г/л. Таким образом, остававшаяся в баке после последнего пика мощности масса плутония составляла 708,9 грамма. Объем выброшенной из бака органики и массу плутония точно установить не удалось; по оценкам, они составляют около 16 литров и 880 г, соответственно.

Число делений в двух интенсивных пиках мощности оценивалось по дозам облучения аппаратчика и начальника смены, а также по измеренному значению мощности дозы гамма-излучения (1,5 мР/с на расстоянии около 3 метров от бака через 1 час после последнего пика). Число делений в первом пике составило около 3 X 1016, в последнем — порядка 1017 делений.

Растворы, собранные после аварии, были помещены в специальное изолированное помещение и, после необходимой для спада активности выдержки, переработаны.

В результате расследования были определены следующие факторы, приведшие к аварии:

• Решения начальника смены по передаче растворов из сборников были несанкционированными и нарушающими все нормативы.

• Внесение изменений в первоначальную схему соединений трубопроводов, которая не допускала попадания органики в сборники азотнокислых растворов. В результате этих изменений органика смогла попасть в один из этих двух сборников несколькими путями:

(1) в результате их присутствия в азотнокислых растворах на установке экстракции,

(2) через вакуумные и сдувочные линии при отказе запорной арматуры или (3) при нарушении порядка ее переключения.

• Согласно записям в журнале, 10 декабря 1968 г. от 07 ч 00 мин до 13 ч 00 мин из сборника № 1 в сборник № 2 было перелито около 10 л жидкости с неизвестным содержанием плутония.

После этой аварии все эксперименты с органикой в этом здании были прекращены.

 

18. Завод в Виндскэйле, Великобритания, 24 августа 1970 г.

25 26 27

Органика, насыщенная плутонием, в передаточной емкости; единичный всплеск мощности; незначительные дозы облучения.

Данная авария с возникновением СЦР является одной из наиболее интересных и сложных аварий из-за очень сложной конфигурации оборудования. Установка использовалась для извлечения плутония из разнообразных отходов, и применяемые технологии, как предполагалось, очень эффективно контролировались. Операции по извлечению плутония начинались с загрузки примерно 300 граммов плутония в растворитель. После растворения жидкость передавалась через фильтр в емкость для корректировки растворов, в которой концентрация раствора доводилась до значений в интервале между 6 и 7 г/л, что меньше минимальной критической концентрации.

Раствор с помощью вакуумной системы передавался из емкости для корректировки растворов в передаточную емкость (рис. 25). Когда передача раствора завершалась, вакуумная система отключалась, и раствор самотеком поступал в дозатор безопасной геометрии, из которого раствор подавался в пульсационную экстракционную колонну также безопасной геометрии. На трубопроводе, соединяющем передаточную емкость с дозатором, была установлена ловушка высотой 7,6 м, которая предотвращала всякие обратные перетоки и таким образом исключала миграцию плутония.

Рисунок 25. Технологическое оборудование, вовлеченное в аварию.

Всплеск мощности произошел по завершении пропускания партии раствора объемом 50 литров из емкости для корректировки растворов через передаточную емкость. Малая величина энерговыделения (1015 делений) и краткая продолжительность (менее 10 с) всплеска мощности исключали возможность прекращения цепной реакции с помощью какого-либо механизма аварийной защиты, срабатывающего при определенном уровне мощности. Измерения уровня радиации показали, что всплеск мощности произошел в передаточной емкости, однако раствор, поступивший из емкости для корректировки растворов, имел слишком низкую концентрацию плутония, чтобы достичь критического состояния, а общее количество плутония (300 г) в партии составляло приблизительно 50 % от минимальной критической массы. Все же существовало опасение, что в передаточной емкости могло содержаться большое количество осадков, возможно, десятки килограммов, и тогда любое возмущение в системе могло вызвать другой, возможно, гораздо более интенсивный всплеск мощности.

Рисунок 26. Конфигурация раствора при его передаче, полученная с помощью прозрачного макета передаточной емкости. Конфигурация во время аварии изображена на рисунке 26, В.

В бетонной крыше было прорезано отверстие диаметром около 150 мм, и была вскрыта вакуумная линия, ведущая к передаточной емкости. Содержимое передаточной емкости было обследовано с помощью волоконно-оптической системы (разработанной специально для этой операции). Было обнаружено, что в емкости содержится раствор. В емкость был введен пластиковый трубопровод малого диаметра, и в соседнее здание был перекачан с помощью сифонного эффекта раствор объемом 2,5 л. При исследовании жидкости были обнаружены трибутилфосфат и керосин с удельным весом 0,96 г/см3 и с концентрацией плутония, равной 55 г/л. Водный раствор из емкости для корректировки растворов имел плотность 1,3 г/см3. Столб водного раствора высотой 7,6 м в одном плече ловушки был достаточен для того, чтобы уравновесить приблизительно 10,3 м органики в другом плече. Таким образом, любое количество органики, попавшее в передаточную емкость, удерживалось в этом плече и могло накапливаться до тех пор, пока объем органики не соответствовал высоте 10,3 м от дна ловушки. В результате собрался объем органики, равный примерно 39 л, содержавший примерно 2,15 кг плутония. Деградация органики указывала на то, что она находилась в передаточной емкости в течение нескольких месяцев, а возможно, даже двух лет.

Каждый раз, когда партия водного раствора проходила через передаточную емкость, органика должна была набирать некоторое количество плутония из водного раствора. При каждом пропускании раствора через емкость концентрация плутония в трибутилфосфате и керосине увеличивалась. Та операция, после которой произошел всплеск мощности, возможно, добавила еще около 30 г плутония. Периодическая промывка установки большим количеством азотной кислоты, предположительно, уменьшала концентрацию плутония в накопленной органике. Таким образом, концентрация могла медленно увеличиваться, а затем резко уменьшалась после промывки. Перед тем, как система достигла критичности, могло пройти несколько таких циклов.

Расход раствора, сливавшегося из передаточной емкости, был недостаточен для того, чтобы можно было объяснить этим эффектом краткую продолжительность всплеска мощности.

Для наблюдения конфигурации, которую принимали жидкости при их передаче, была использована прозрачная пластиковая модель передаточной емкости. Ситуация, возникавшая при передаче раствора в емкости, показана на рисунке 26, А. Богатая органика с высокой концентрацией плутония (55 г/л) всплывала на поверхность раствора с малой концентрацией (от 6 до 7 г/л). Струя водного раствора, стекающего в центр емкости, создавала область с низкой реактивностью. Между органикой и водным раствором находилась область смешанных фаз толщиной около 7,5 см вблизи оси емкости. Эта конфигурация была подкритической.

Сразу после завершения передачи раствора центральная струя из водного раствора успевает исчезнуть, а область смешанных фаз все еще существует, и конфигурация достигает состояния с максимальной реактивностью (рис. 26, В). Разделение двух фаз происходит спустя несколько секунд после завершения пропускания раствора (рис. 26, С). Расчеты методом Монте Карло показали, что реактивность для состояния системы на рисунке 26, В, выше приблизительно на 5 в, чем на рисунке 26, А, и примерно на 10–15 в, чем на рисунке 26, С.

Очевидно, что промежуток времени между промывками азотной кислотой был достаточен для того, чтобы концентрация плутония возросла, и после пропускания раствора система стала слегка надкритической, что вызвало срабатывание аварийной сигнализации.

Во время аварии на установке находились два человека. Один из них получил, по оценкам, дозу около 2 рад, другой — менее 1 рада.

Данный инцидент иллюстрирует, какими сложными путями могут возникать аварии при работе с растворами. Хотя высокая ловушка считалась достаточной защитной мерой для предотвращения миграции плутония, она непосредственно повлияла на возникновение аварии. Трудность понимания того, что именно случилось, даже когда известно, в какой емкости произошел всплеск мощности, отлично показывает малую эффективность попыток оценки вероятности аварий для сложных процессов.

 

19. Радиохимический завод, шт. Айдахо, 17 октября 1978 г.

28 29 30

Раствор уранилнитрата, U(82 %), нижняя секция промывочной колонны; картина энерговыделения неизвестна; незначительные дозы облучения.

Авария произошла при выполнении технологического процесса на заводе по радиохимической переработке топлива, при котором растворенное облученное реакторное топливо подвергалось очистке в экстракционном процессе для выделения обогащенного урана и удаления продуктов деления. Технологический участок был оборудован радиационной защитой. В процессе экстракции осуществлялся противоток несмешивающихся водных и органических фаз в непосредственном контакте друг с другом. В результате контролируемого химического процесса материал переходил из водной фазы в органическую. Вдоль осей колонн были установлены цепочки перфорированных пластин, которые могли перемещаться вверх и вниз, образуя таким образом «пульсационную колонну», позволявшую повысить эффективность контакта между потоками двух жидкостей. Области с увеличенным диаметром, расположенные в верхней и нижней частях колонн, представляли собой разделительные секции, предназначенные для разделения водных и органических фаз.

В данной системе (рис. 27) менее плотная органика (смесь трибутилфосфата и керосина) подавалась в нижнюю часть колонны G-111, а водный раствор, содержащий уран и продукты деления, подавался в верхнюю часть колонны. При прохождении потоков через пульсационную колонну происходил переход урана из водной фазы в органическую, а продукты деления оставались в водном растворе. В нижней части колонны G-111 осуществлялся отбор проб водного раствора, содержащего продукты деления. Если при анализе проб содержание урана соответствовало установленной норме, то этот раствор направлялся в емкости для хранения отходов. Органическая фаза с концентрацией около 1 г/л направлялась из верхней части колонны G-111 в нижнюю разделительную секцию колонны H-100.

В колонне Н-100 органика вступала в контакт с чистым водным раствором (подававшимся сверху) для извлечения оставшихся продуктов деления. Для исключения перехода значительных количеств урана из органики в водную фазу добавляли нитрат алюминия, поддерживая его концентрацию на уровне 0,75 М. При нормальных условиях работы установки некоторое количество урана (примерно 0,15 г/л) все же захватывалось водным раствором. Поэтому данный раствор возвращался в колонну G-111, перемешиваясь с подаваемым на обработку водным раствором. Поток органики из колонны Н-100 с концентрацией, составлявшей по норме примерно 0,9 г/л, уходил в третью колонну, где уран выводился из органики азотной кислотой с концентрацией 0,005 М. Продукт из этой колонны направлялся в смесители-отстойники, где осуществлялась дополнительная очистка. В дальнейшем раствор урана направлялся в испаритель, где он концентрировался, что позволяло эффективно извлекать уран.

Несколько факторов повлияли на развитие этой аварии. На протяжении примерно одного месяца до аварии давал течь вентиль, установленный на линии подачи воды в емкость РМ-106, в которой осуществлялось приготовление буферного раствора, содержащего нитрат алюминия. Этот раствор использовался при приготовлении водного раствора для подпитки промывочной колонны Н-100. Со временем эта течь воды привела к разбавлению питательного раствора и изменению его концентрации с 0,75 М до 0,08 М. Емкость для приготовления раствора нитрата алюминия с объемом 13 400 л была оборудована сигнализацией, которая должна была указывать на происходившее изменение концентрации, однако эта сигнализация была в нерабочем состоянии. Планировалось, что измеритель концентрации будет установлен также на напорной емкости объемом 3000 л (PM-107), которая по мере необходимости наполнялась из емкости РМ-106, но это еще не было сделано. Емкость для приготовления раствора была оборудована прибором с ленточным самописцем, регистрирующим уровень раствора в ней. Однако течь в емкость была так мала, что изменение уровня можно было обнаружить только при изучении записи на ленте самописца, сделанной на протяжении нескольких дней. Ситуация осложнилась тем, что 29 сентября в самописцах кончилась бумага, и они были заправлены бумагой только после аварии. Более того, по инструкции требовалось отбирать пробы из емкости РМ-107 для определения плотности раствора, что не было выполнено.

Водный раствор, подаваемый в промывочную колонну Н-100, имел отклонения от регламента, в результате чего она работала в режиме реэкстракции, а не промывки. При этом в колонне Н-100 произошел переход части обогащенного урана из органики в водный раствор, который был направлен в колонну G-111. Образование этой частично замкнутой петли привело к постепенному увеличению количества урана в обеих колоннах. Каждый раз при добавлении разбавленного раствора в напорную емкость из емкости РМ-106 концентрация нитрата алюминия в питательном растворе еще больше уменьшалась, и реэкстракция становилась все более эффективной, пока не произошла СЦР.

Анализ водного раствора, подаваемого в колонну Н-100 (из напорной емкости РМ-107), показал, что на 15 сентября 1978 г. концентрация нитрата алюминия соответствовала норме (0,7 M). Пробы, взятые 27 сентября и 18 октября (на следующий день после аварии) имели концентрации, равные 0,47 M и 0,084 M, соответственно. Концентрация нитрата алюминия ниже 0,5 M недостаточна для предотвращения реэкстракции урана из органики, а второе из приведенных выше значений концентрации соответствует почти полной отгонке урана из органического раствора.

Рисунок 27. Оборудование первого цикла экстракции. Авария произошла в нижней разделительной секции колонны Н-100.

Напорная емкость (PM-107) была заполнена раствором нитрата алюминия из емкости PM-106 около 18 ч 30 мин 17 октября. Приблизительно через полтора часа после этого у оператора возникли трудности с поддержанием режима работы пульсационной колонны H-100. Пытаясь установить правильный режим работы, он уменьшил давление в системе, в результате чего произошло перетекание водного раствора из H-100 обратно в G-111. Приблизительно в 20 ч 40 мин по сигналу датчика, установленного на вентиляционной трубе завода, сработала аварийная сигнализация. Это произошло, вероятно, из-за радиации, вызванной появлением продуктов деления в вентиляции. Вскоре после срабатывания аварийной сигнализации произошло еще несколько срабатываний, а радиационный монитор на вентиляционной трубе зашкалил. Начальник смены и дозиметрист вышли из здания и замерили уровень радиации, достигавший 100 мбэр/ч. В 21 ч 03 мин начальник смены приказал эвакуировать персонал из здания, и к 21 ч 06 мин организованно проведенная эвакуация была завершена. На дорогах были установлены блок-посты, о происшедшем было проинформировано руководство.

Возможно, что с увеличением количества урана в нижней части колонны Н-100 система достигла критичности на запаздывающих нейтронах, а затем стала слегка надкритичной. По мере выделения энергии росла температура, скомпенсировав реактивность, введенную при поступлении дополнительного количества урана. Этот процесс продолжался, пока скорость поступления урана была медленной, до тех пор, пока уменьшенное давление не вызвало более быстрое поступление урана и резкое увеличение реактивности. Считается, что система достигла критичности на мгновенных нейтронах, причем скорость роста мощности определялась временем жизни нейтронов (порядка миллисекунд). Перед началом эвакуации оператор выключил подачу всех растворов в оборудование первого цикла экстракции, но не остановил пульсационный режим в колоннах. Продолжение пульсаций в колоннах после отключения подачи растворов привело, вероятно, к лучшему перемешиванию раствора на дне колонны Н-100 и остановило цепную реакцию. Последующий анализ показал, что всплеск мощности, очевидно, произошел в нижней разделительной секции колонны Н-100. Зарегистрированные данные показали, что скорость цепной реакции увеличивалась очень слабо до самого последнего момента, когда произошел резкий рост мощности. Масса урана в колонне H-100 составила, по оценке, около 10 кг, по сравнению с менее чем 1 кг при нормальном режиме работы. Полное энерговыделение при всплеске мощности составило, согласно оценке, 2,7 X 1018 делений.

На развитие аварии повлияли следующие факторы:

• Вентиль на линии подачи воды в емкость, предназначенную для приготовления раствора нитрата алюминия (РМ-106), давал течь на протяжении одного месяца перед аварией.

• В напорную емкость было перемещено из емкости РМ-106 значительно больше раствора, чем нужно (вследствие течи). Это не было замечено никем из персонала установки.

• За несколько недель до аварии в самописце, установленном на емкости РМ-106, который должен был регистрировать уровень раствора, кончилась бумага. Бумагу заправили только после того, как случилась авария.

• На напорной емкости РМ-107 не установили систему для измерения концентрации и аварийную сигнализацию, хотя они были указаны на утвержденных чертежах оборудования.

• Инструкции для операторов, в соответствии с которыми требовалось отбирать пробы растворов перед подачей нитрата алюминия в напорную емкость, не были выполнены. Более того, те инструкции, которые применялись при выполнении работ на участке, были устаревшими, и в них не было отмечено данное требование.

• В течение двух лет перед аварией произошло существенное снижение уровня квалификации оперативного персонала.

• Анализ аварии, проведенный в 1974 году, указал на опасность возникновения критичности вследствие разбавления раствора нитрата алюминия, подаваемого в промывочную колонну, однако при этом ошибочно предполагалось, что было необходимо прекращение подачи раствора в колонну. Проведенный анализ в основном сосредоточивался на оценке подкритичности, а не на оценке риска.

Не было значительного облучения персонала и механических повреждений технологического оборудования. Как прямой результат этой аварии, завод был надолго остановлен, что привело к большим издержкам. Были пересмотрены все инструкции для операторов, в них были внесены необходимые изменения. Большее внимание было уделено техническому обслуживанию завода и обучению операторов. На предприятии была внедрена новая система безопасности, включавшая дублирование датчиков и автоматических устройств.

Данная авария вновь подчеркнула важность поддержания работоспособности оборудования, используемого в системе обеспечения безопасности, и необходимость строгого соблюдения тщательно разработанных инструкций для персонала.

 

20. Сибирский химический комбинат, г. Северск, 13 декабря 1978 г

Слитки металлического плутония в контейнере для хранения; один пик мощности; один случай серьезного облучения.

В цехе № 1 завода (здание 901) выполняли различные технологические операции со слитками металлического плутония, включая измерения характеристик металла. В цехе находились 16 связанных между собой камер, управляемых 7 операторами. Хотя подготовка операторов предполагает знание всех операций, выполняемых на оборудовании, каждому оператору индивидуально в начале смены предписывается выполнение только конкретных операций. По установленному порядку оператору не разрешается отклоняться от выполнения предписанных ему заданий, даже если это отклонение обусловлено оказанием помощи другим лицам при выполнении их заданий.

Составной частью технологических процессов были передачи слитков по установкам цеха и их временное хранение, для чего использовали цилиндрические контейнеры специальной конструкции (рис. 28). Контейнеры внутри были облицованы кадмием (толщина 0,5 мм) и имели внешний слой полиэтилена толщиной 3 см. Такая конструкция контейнера позволяла снизить нейтронное взаимодействие настолько, что отпадала необходимость ограничения на количество или расположение контейнеров внутри камеры.

Рисунок 28. Контейнер.

Слитки получали в процессе восстановления из окислов, и они имели форму правильного цилиндра. В зависимости от состава исходного материала, один слиток плутония согласно технологии имел массу либо не более 2 кг (восстановление из отходов, осаждение/прокаливание), либо не более 4 кг (относительно чистый оксид). Норма загрузки в контейнер составляла не более 4 кг, т. е. разрешалась загрузка или одного слитка большей массы, или двух слитков меньшей массы. Полагали, что персонал с высоким уровнем профессиональной подготовки и дисциплины не допустит нарушений установленного регламента в цехе № 1. Однако размеры внутренней полости контейнера не исключали случайного размещения в ней нескольких слитков с общей массой, превышающей критическую.

Установка 13 цеха 1, где произошла авария, предназначалась для взвешивания слитка на весах и для отбора пробы плутония массой до 0,1 г способом сверления с последующим химическим анализом элементного состава примесей. Все производимые на заводе слитки проходили через установку 13. Устройство контейнеров снимало ограничение на их количество на установке и на условия их хранения и транспортирования в цехе № 1. Однако для установки 13 был установлен более жесткий регламент: загрузка в контейнер только одного слитка независимо от его массы.

Рисунок 29. Схема установки 13.

К установке 13 относились три камеры (1391А, 1391В и 1392 на рисунке 29). Камера 1391А использовалась для операции по отбору проб, а 1391В — для взвешивания и временного хранения. В камере 1392 слитки извлекались для выполнения измерений размеров и возвращались в те же контейнеры для отправки на другие установки цеха № 1. Для передач слитков камеры и отсеки имели люки в смежных стенках и были оснащены четырьмя парами проемов с резиновыми перчатками. Обзор рабочего пространства осуществлялся через свинцовое стекло толщиной 50 мм. Фронтальная сторона установки 13 имела свинцовую защиту толщиной 30 мм от γ-излучения плутония. Камера 1392 была соединена с установкой 6 транспортером, а камера 1391 со смежной установкой 12 — люком.

13.12.1978 г. в начале рабочей смены в камере 1392 находились 4 контейнера, а в отсеке 1391В — три контейнера, по одному слитку плутония в каждом. На рисунке 29 все семь слитков пронумерованы в последовательности 1…7. На рисунке, для простоты восприятия, показано линейное расположение контейнеров, на самом же деле контейнеры со слитками 4 и 5 располагались за контейнерами со слитками 6 и 7.

К моменту аварии операции с шестью слитками были закончены, и только слиток 3 было необходимо оставить в отсеке 1391В для продолжения работ. Согласно сменному заданию оператор С должен был:

• освободить шесть контейнеров и передать слитки из них на установку 6 цеха 1,

• затем доставить шесть контейнеров (4 — с установки 6 и 2 — с установки 12) на установку 13,

• перегрузить шесть слитков последовательно в контейнеры установки 13 для последующего отбора проб плутония.

Порядок передачи слитков согласно сменному заданию схематично показан на рисунке 30. Реальная схема передачи слитков представлена на рисунке 31. Оператор С освободил два контейнера в камере 1392 и отправил слитки 6 и 7 на установку 6. На установке 6 оператор С загрузил два слитка (8 и 9) в контейнеры камеры 1392 вместо слитков 7 и 6. Эти действия соответствовали письменному сменному заданию.

Руководствуясь стремлением как можно скорее произвести передачу слитков, оператор С (без разрешения и в нарушение регламента) попросил оператора Б оказать ему помощь, поручив ему самостоятельно освободить в отсеке 1391В контейнеры со слитками 1 и 2, доставить с установки 12 два слитка (10 и 11) и загрузить их в два освободившихся контейнера. Оператор Б, не имея письменного задания, нарушил намеченную оператором С схему передачи слитков и перенес слиток 3 из отсека 1391В в камеру 1392, загрузив его в контейнер, в котором уже находился слиток 4, тем самым нарушив правило для установки. Далее оператор Б на освободившееся от слитка 3 место загрузил слиток 10, доставленный в отсек 1391В из камеры установки 12.

Оператор С, который удалялся на некоторое время для выполнения других заданий, вернулся и возобновил выполнение работы по предписанному ему сменному заданию, не согласовав свои действия с действиями оператора Б. Оператор С, вместо того чтобы отправить слитки 1 и 2 на установку 6, начал перегрузку этих слитков, полагая, что это слитки 10 и 11, в камеру 1392 в контейнер, в котором уже находились слитки 3 и 4. Даже если бы контейнер в 1392 был пустой, действия оператора С нарушали правила для установки. На рисунке 31 показаны эти перегрузки.

При загрузке слитка 1 массой менее 2 кг в контейнер, в котором уже находилось три слитка (суммарная масса четырех слитков равнялась 10,68 кг), оператор С почувствовал руками тепловую волну и вспышку света в глазах. При расследовании аварии он не смог уверенно указать, отдернул ли он инстинктивно руку со слитком или слиток был выброшен вследствие мгновенного энерговыделения и теплового расширения из сжатого состояния ("теплового удара"). В тот же момент сработала система аварийной сигнализации (САС) о возникновении ядерной аварии, причем одновременно в двух зданиях (901 и 925) завода. Датчики САС представляли собой счетчики Гейгера с порогом срабатывания 30 мкР/с, что соответствовало их скорости счета около 500 имп./с. Семь человек, находившихся на разных расстояниях от установки 13, были облучены дозами от 5 до 60 рад, причем преобладающий вклад в дозовую нагрузку определялся быстрыми нейтронами.

Рисунок 30. Регламентный порядок передачи слитков с установки 13 и на нее.

Оператор С после срабатывания САС извлек из контейнера два из трех оставшихся слитков и перенес один из них в отсек 1391А, другой — в отсек 1391В.

Были взяты пробы плутония из всех четырех слитков и выполнены их гамма-спектрометрические анализы на содержание лантана-140. С учетом погрешностей метода энерговыделение за аварию с единственным пиком мощности составило 3 X 1015 делений. Доза на тело оператора С составила ~250 рад, доза на кисти рук более 2000 рад, что привело к ампутации рук до локтевого сустава. Позднее у него стало ухудшаться зрение. Семь человек, находившихся на разных расстояниях от установки 13, были облучены в дозах от 5 до 60 рад, причем преобладающий вклад в дозовую нагрузку определялся быстрыми нейтронами. Авария не привела ни к разрушениям, ни к разгерметизации камер, ни к радиоактивному загрязнению оборудования.

Рисунок 31. Фактический порядок передачи слитков с установки 13 и на нее в день аварии. Сплошными линиями показаны действия оператора C, а пунктирными — действия оператора Б.

 

21. Новосибирский завод химических концентратов, 15 мая 1997 г

Накопление осадка обогащенного урана (90 %) в донных областях двух параллельных емкостей плоской геометрии; многократные разгоны мощности; незначительное облучение персонала.

Авария произошла в цехе, где методом порошковой металлургии производятся сердечники тепловыделяющих элементов из дисперсионного материала (UO2 + Al), в котором обогащение урана составляет до 90 % по 235U. Конечной операцией перед очехловыванием сердечников в алюминиевую оболочку является их химическое травление. Цель травления — устранить микродефекты на поверхности сердечников и обеспечить плотный контакт между сердечником и его оболочкой.

Принципиальная схема узла травления представлена на рисунке 32.

В процессе травления партия сердечников последовательно погружается в три ванны, заполненные соответственно NaOH, H2O и HNO3. Щелочь NaOH, взаимодействуя с частицами алюминия на поверхности сердечника, образует алюминат натрия NaAlO3, который со временем может частично образовывать осадок в виде Al(OH)3. В этом процессе травления частично выщелачивается диоксид урана, осаждающийся на дно ванны.

Во второй ванне сердечники отмывают водой от щелочи. В третьей ванне с азотной кислотой происходит растворение частиц UO2 с поверхности сердечников и окончательная нейтрализация следов щелочи.

Процесс травления был стандартизирован и контролировался в течение 13 лет до возникновения ядерной аварии только посредством поддержания основных технологических параметров: количества сердечников в партии, температуры, концентрации реагентов, длительности операций. Концентрация урана в растворах не измерялась. Также не контролировалась и не учитывалась возможность образования осадков и отложений урана в оборудовании и коммуникациях.

Отсутствие аналитического контроля концентраций урана объяснялось тем, что все оборудование, за исключением ванн, имело безопасную геометрию согласно конструкторской документации. Однако, как было обнаружено уже после ядерной аварии, сборник травильных растворов 591,2 (рис. 32) не был геометрически безопасным.

После завершения травления одной партии сердечников растворы из ванн направляли самотеком в коллектор в виде трубы диаметром 130 мм. По мере его заполнения раствор перекачивали насосом в сборник 5912 по трубе диаметром 64 мм и длиной около 100 м. Из сборника 591,2 раствор передавали насосом в емкость 28 (рис. 32) на узел регенерации урана.

Впервые образование плотного осадка диоксида UO2 в коллекторе было обнаружено в 1996 году после его вскрытия и обследования. Из коллектора было извлечено 5,5 кг осадка с массовой долей урана -69 %. Осадок был плотным и извлекался постепенно посредством растворения в азотной кислоте. Выполненные анализы показали, что осадок формировался более 10 лет.

Обнаружение осадка в коллекторе не привлекло внимания персонала к поиску отложений урана в коммуникациях и в сборнике 591,2, так как в них условия ядерной безопасности выполнялись без аналитического контроля урана. В то же время зоной ежегодного баланса урана являлся весь цех, в масштабах которого были пренебрежимо малыми и незаметными потери урана вследствие его частичного осаждения в сборнике 591,2.

Сборник 591,2 состоял из двух плоских сообщающихся емкостей 59/1 и 59/2, имевших общий вход и выход растворов урана. Каждая емкость имела следующие внутренние размеры: высота 3,5 м, длина 2 м, толщина 0,1 м, рабочий объем — 650 л. Обе емкости были выполнены из нержавеющей стали толщиной 4 мм. Расстояние между емкостями 0,8 м, расстояние до бетонного пола — 0,75 м. Емкости были оснащены экранами в виде стальных листов, установленных на расстоянии 0,14 м от боковых поверхностей (3,5 X 2 м2) для исключения приближения отражателей к их поверхности.

Рисунок 32. Принципиальная схема узла травления.

Боковые поверхности были скреплены внутри поперечными стальными стержнями, приваренными с шагом прямоугольной квадратной решетки 0,4 м. Днище емкостей имело угол наклона -20° в сторону сливных отверстий.

С 1984 г. емкости использовали для сбора травильных растворов урана с обогащением 90 %, однако без согласования с органами надзора за ядерной безопасностью.

В четверг 15 мая 1997 г. в 10 ч 00 мин аппаратчик узла травления завершил щелочную обработку партии сердечников, слил в коллектор отработанную щелочь и включил на -15 мин насос для передачи щелочного раствора в сборник 5912. В 10 ч 55 мин в здании 17 сработала система аварийной сигнализации (САС) о возникновении ядерной аварии, имеющая 12 точек контроля. В каждой точке установлены три блока детектирования гамма-излучения на основе пластмассовых сцинтилляторов, срабатывающих по схеме "2 из 3" при превышении порога -10 мкР/с. По звуковому сигналу САС сменный персонал покинул все установленные зоны эвакуации. Оперативно был закрыт доступ в опасную зону, здание оцеплено охраной, прибыли аварийные службы, дежурные дозиметристы начали обследование радиационной обстановки вне и внутри здания.

По максимальной мощности дозы гамма-излучения, измерявшейся носимым гамма-радиометром, было определено место возникновения аварии — сборник травильных растворов 5912, расположенный на нулевой отметке (первый этаж). Через 25 мин после срабатывания САС мощность дозы составила -10 Р/час на расстоянии -0,5 м от сборника.

Поскольку сборник остался неповрежденным и герметичным, было принято решение о заливании в него борной кислоты по той же штатной схеме, по которой в него поступали растворы урана. Был подготовлен раствор естественного бора путем смешения 20 кг сухой борной кислоты с водой. После операции заливания борного поглотителя нейтронов обе емкости оказались практически полностью заполненными при общем свободном объеме 60 л.

Однако в 18 ч 50 мин 15 мая 1997 года произошло второе срабатывание САС. Третье, четвертое и пятое срабатывания имели место в 22 ч 05 мин, 16 мая ночью в 2 ч 27 мин и утром в 07 ч 10 мин.

После анализа сложившейся ситуации было принято решение об изменении способа заливания нейтрон-поглощающего раствора в сборник 591,2. Для этого осуществили схему принудительной замкнутой циркуляции через сборник высококонцентрированного раствора LiCl, имеющего намного большую растворимость, чем борная кислота. В целях безопасности персонала работы по запуску контура циркуляции отложили до очередного, шестого, срабатывания САС, которое произошло в 13 ч 00 мин. В 14 ч 00 мин был включен контур циркуляции раствора хлорида лития, и система приобрела надежную подкритичность.

После нескольких часов циркуляции и интенсивного перемешивания раствора были отобраны его пробы на элементный анализ и получены следующие значения концентраций: урана — 6 г/л, лития — 6 г/л, бора — 0,5 г/л, водородный показатель рН — (9—11). Оценка массы урана посредством умножения его концентрации Cu = 6 г/л на суммарный объем двух емкостей V59 = 1300 л дает значение Mu = 7,8 кг без учета сравнительно малого объема внешнего контура циркуляции (-50 л).

Выполненные расчеты условий критичности для системы из 2-х взаимодействующих одинаковых емкостей сборника 591,2 при соответствии их геометрических размеров проектным показали, что критическая масса урана при концентрации урана-235 50 г/л и выше превышает 100 кг, т. е. намного больше Mu = 7,8 кг. Такое расхождение, как и само возникновение аварии, можно было объяснять несоответствием размеров емкостей сборника проектным, в особенности увеличением толщины плоских емкостей, наиболее значительно влияющих на критические параметры.

Дальнейшая диагностика аварии выполнялась в следующей последовательности: 1) обнаружение осадков урана и определение зон их локализации; 2) исследование реальных размеров емкостей после полного извлечения из них урана для обеспечения радиационной безопасности работ.

Возможность образования осадков была установлена экспериментально посредством фильтрования проб из циркулирующего раствора. Прошедший через фильтр чистый раствор содержал уран с концентрацией 0,3 г/л, т. е. в 20 раз меньшей, чем до фильтрования. Поэтому циркулирующую жидкую фазу правильнее называть не раствором урана, а пульпой, содержащей уран в виде взвесей частиц UO2.

Для обнаружения осадков UO2 в сборнике 5912 использовался портативный гамма-радиометр с выносным пластмассовым детектором в коллиматоре. Детектор регистрировал гамма-излучение продуктов деления в уране со средней энергией 1 МэВ. Для снижения фона между емкостями был установлен свинцовый экран толщиной 12 мм. В результате гамма — сканирования боковых поверхностей было установлено: 1) зоны осадков расположены в донной части обеих емкостей, имеют близкую геометрию и боковую площадь -1 м2 каждая; 2) масса осадка в емкости 59/1 примерно в 2,8 раза больше, чем в емкости 59/2.

20.05.97 г. были начаты работы по опорожнению емкостей 59/1 и 59/2 от пульпы с ее фильтрацией, растворением осадка с UO2 в безопасной емкости с азотной кислотой. Осадок урана в емкостях оказался очень плотным (-2 г/см3), и для его растворения использовали азотную кислоту. Все полученные азотнокислые растворы были слиты в безопасные емкости и отправлены на хранение. 29.05.97 г. емкости были практически полностью освобождены от урана и продуктов деления, что было проверено гамма — сканированием сборника 5912. Полная извлеченная после аварии масса урана со средним обогащением 90 % составила 24,4 кг.

Рисунок 33. Последовательность и длительность срабатывания аварийной сигнализации.

Для определения реальной толщины емкостей, которая везде должна быть равной 0,1 м, изготовили измерительное устройство больших размеров, которое позволяло охватить две противоположные точки на внешних поверхностях одной емкости. При его испытаниях была определена погрешность контроля, составившая ~3 % для толщины в 0,1 м. Измерения позволили составить подробную картограмму толщин для обеих емкостей сборника 5912. В отдельных точках внутренний зазор составил 132 мм, т. е. был на 32 % выше проектного значения. В среднем по зоне локализации осадков увеличение толщины было около 17 %, или 117 мм, что существенно повлияло на возникновения условий критичности в сборнике 5912. Места обнаружения твердых отложений близко совпадали с местами деформации емкостей. Причины деформаций неизвестны.

Непосредственно перед первым пиком мощности в сборнике 5912 уран находился в трех слоях, располагавшихся друг над другом: осадок, пульпа, слабоконцентрированный раствор. Передачи травильных растворов из коллектора в сборник 5912 и выдачи их из этого сборника происходили с частотой до 300 операций/год. Благодаря гравитационному осаждению частиц диоксида урана, гидроокиси алюминия и других взвесей происходило медленное и постоянное накопление осадка урана в донной части сборника, приведшее в итоге к возникновению цепной реакции. Параметры пиков мощности были оценены по моментам срабатывания датчиков САС, а также посредством анализа содержания изотопов 140La и 235U в пробах пульпы, отобранных 20.05.97 г.

В здании датчики САС были размещены в 12 точках контроля. При возникновении 1-го пика они сработали только в трех ближайших точках: 1) мойка, 1 этаж; 2) ремонтная зона, 2 этаж; 3) склад, 3 этаж. Последовательность пиков, моменты срабатывания и продолжительность состояния превышения порога срабатывания в 10 мкР/с регистрировались оператором на центральном приборном щите (рис. 33).

Вышеуказанные три точки контроля расположены одна над другой. Известны расстояния от сборника до каждой из них и кратности ослабления мгновенного гамма-излучения от цепной реакции в бетонных перекрытиях между этажами. Используя эти данные, были оценены периоды удвоения мощности в первых трех пиках Т1/2, введенные избыточные реактивности ΔKизб, отношения (f) полного числа делений в пиках к числу делений в 1-м пике. Эти результаты представлены в таблице 8.

Таблица 8. Характеристики первых трех пиков

Ввод положительной реактивности был обусловлен увеличением концентрации урана в пульпе благодаря гравитационному осаждению взвесей UO2. Подкритичность системы после пика мощности была результатом уменьшения концентрации урана в пульпе из-за ее перемешивания радиолитическим газом. Абсолютные значения этих двух противоположных по знаку изменений реактивности уменьшались с каждым последующим пиком. После пятого пика система достигала квазистационарного критического состояния, которое без искусственного гашения могло бы существовать неопределенно длительное время.

Полное число делений в системе из двух емкостей, 59/1 и 59/2, было определено по активности 140La и составило за шесть пиков ~5,5 X 1015.

Число делений в каждом пике составило: 1) 4,3 X 1015; 2) 5,6 X 1014; 3) 3,2 X 1014, в последующих 4, 5 и 6 пиках по ~1014.

Дозы облучения персонала были незначительными. Коллективная доза для группы из 20 человек не превысила 4 мЗв. Оборудование осталось целым. Материальный ущерб от аварии определялся остановкой производства в цехе на 3 месяца. Причины деформации сборника неизвестны, хотя есть мнение, что деформация происходила постепенно в течение ряда лет. Сборник был заменен, и были разработаны мероприятия по контролю накопления урана и геометрических размеров оборудования.

 

22. Завод по изготовлению топлива компании JCO, г. Токай-мура, 30 сентября 1999 г.

31, 32, 33

Раствор уранилнитрата, U(18,8 %), в отстойнике; многократные всплески мощности; двое погибших; один человек получил значительную дозу облучения.

Авария произошла в здании, предназначенном для проверки опытной технологии конверсии топлива на производственной площадке компании JCO в городе Токай-мура, префектура Ибараки, Япония. В здании находилось оборудование для производства или порошка диоксида урана, или раствора уранилнитрата из гексафторида урана или закиси-окиси урана (U3O8). Это было одно из трех зданий на площадке, для которых была выдана лицензия на проведение работ с делящимися материалами. В двух корпусах размещалось крупномасштабное производство по переработке UF6 в UO2, предназначенный для использования в коммерческих легководных реакторах. Работы велись с ураном, имевшим обогащение не более 5 %. Здание для проверки опытной технологии конверсии топлива было гораздо меньших размеров по сравнению с остальными двумя, оно использовалось редко, только для специальных задач. В здании разрешалось работать с ураном, обогащенным до 20 %. Во время аварии происходила переработка уранового топлива U(18,8 %). Продукт предназначался для экспериментального реактора-размножителя Joyo, расположенного на территории Оараи Японского института по разработке ядерного топливного цикла (JNC). Малый размер производственной площадки Токаи компании JCO (~300 X 500 метров), а также то, что она расположена внутри города, сделали эту аварию уникальной: это была первая авария с возникновением критичности в радиохимическом производстве, в результате которой произошло облучение населения.

В ходе работы требовалось приготовить приблизительно 16,8 кг U(18,8 %) в виде уранилнитрата с концентрацией урана, равной 370 г/л. Уранилнитрат должен был быть отправлен с завода в виде раствора для последующего изготовления реакторного топлива. Процесс проводился отдельными партиями, в соответствии с требованиями по ядерной безопасности. Инструкции устанавливали различные предельные значения массы урана в партии для различных диапазонов обогащения. В диапазоне обогащения от 16 до 20 % предельная масса урана в партии составляла 2,4 кг. Упрощенная схема основного технологического оборудования и материальных потоков в процессе приготовления и затаривания уранилнитрата приведена на рисунке 34-A в том виде, как это было определено в лицензии, выданной компании JCO федеральным правительством.

Рисунок 34. Разрешенная и реализованная технологии.

Три оператора начали выполнять задание 29 сентября, за день до аварии. При этом они выполняли операции в том порядке, который приведен на рисунке 34-B. Проводившиеся операции осуществлялись с двумя отклонениями от утвержденного регламента. Во-первых, в регламенте, разработанном компанией, которому должны были следовать операторы, указывалось, что растворение должно проводиться в открытых 10-литровых ведрах, сделанных из нержавеющей стали, а не в реакторе-растворителе, как это определялось в лицензии. Было известно, что это изменение позволяло сократить время растворения примерно на 1 час.

Гораздо более серьезным отклонением от утвержденной технологии стало то, что раствор уранилнитрата был перелит в реактор-осадитель опасной геометрии, а не в емкости с безопасной геометрией. Причиной, по которой это было сделано, стало то, что 4-литровые контейнеры было неудобно наполнять растворенным продуктом из колонок, в которых он хранился. Сливной кран внизу колонок был всего на 10 см выше пола. В свою очередь, реактор-осадитель, использованный при выполнении операции, был оборудован мешалкой для обеспечения однородности продукта и позволял легко наполнять бутыли готовым продуктом.

29 сентября операторы закончили последовательное растворение четырех партий, по 2,4 кг каждая. Сначала раствор был помещен в пятилитровую колбу, а затем вручную перелит через воронку в реактор-осадитель. Реактор-осадитель объемом около 100 литров имел 450 мм в диаметре и высоту 610 мм. На рисунке 35 сфотографированы: реактор-осадитель, система трубопроводов, загрузочные люки, через которые добавлялись материалы, и лестница, на ступеньках которой стоял оператор, когда заливал раствор. Второй оператор стоял на полу и держал воронку. Дневное задание для смены из трех человек закончилось после переработки четырех партий раствора.

На следующий день, 30 сентября, три оператора начали растворение последних трех партий, необходимых для окончания работы. После заливки растворов от пятой и шестой партий, около 10:35, началось переливание раствора седьмой партии. Почти под конец заливки (из колбы позже было извлечено 183 г урана) в этом здании и в двух соседних зданиях сработала аварийная сигнализация радиационного контроля. В соответствии с инструкциями, рабочие были эвакуированы из всех производственных корпусов и проследовали на сборный пункт, расположенный на производственной площадке. В этом месте были произведены замеры мощности доз гамма-излучения, которые намного превышали фон; возникло подозрение, что произошла и развивается авария с возникновением критичности.

После этого сборный пункт был перенесен на более удаленную часть производственной площадки, на которой мощности доз были близки к фоновым значениям. Энерговыделение продолжалось в течение почти двадцати часов, после чего оно было подавлено в результате специальных действий, проведенных по предписанию и под контролем официальных представителей правительства. В течение этого времени проявилось несколько заслуживающих внимания аспектов этой аварии. Во-первых, компания JCO не была готова к действиям в случае аварии с возникновением критичности — сигнализаторы уровня гамма-излучения не являлись системой аварийной сигнализации, предусмотренной на случай ядерной аварии. В лицензионном соглашении фактически утверждалось, что ядерная авария невозможна. В результате этого для ликвидации аварии пришлось привлечь специалистов и применить приборы с близлежащих ядерных установок. Различные системы мониторинга на самой установке, а также в Японском исследовательском институте атомной энергии (JAERI) зарегистрировали последовательность событий, имевших место при развитии аварии. Они показали, что после первого большого пика система перешла в квазистабильное состояние, при котором уровень мощности постепенно снизился примерно в два раза в течение первых ~17 часов после возникновения аварии.

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 1018 делений. 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 1016 делений.

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.

Рисунок 35. Реактор-осадитель, в котором произошла авария.

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.

 

Восстановление картины аварии

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.

В таблице 9 представлены оцененные величины параметров для 22 аварий на технологических установках. Насколько мы знаем, этими 22 авариями исчерпывается полный список событий, которые однозначно квалифицируются как ядерные аварии на технологических установках в РФ, США, СК Великобритании и Японии.

Необходимо дать некоторое объяснение заголовков столбцов таблицы 9.

Номер аварии: 22 аварии пронумерованы в хронологическом порядке. Хронологический порядок был выбран в силу признания того, что технологические разработки этих четырех стран развивались во времени параллельно.

Площадка и дата: используется сокращенное наименование страны, в которой имела место авария: РФ, США, СК для аварий, которые соответственно произошли в Российской Федерации, Соединенных Штатах Америки и Соединенном Королевстве Великобритании. Дата аварии приводится в формате день — месяц — год.

 

Геометрия

Форма емкости: форма емкости, например, цилиндрическая с вертикальной осью. Хотя такое обозначение является точным для большинства аварий, некоторые аварии, как известно, произошли, когда ось симметрии цилиндрического сосуда была не вертикальной и не горизонтальной, а была наклонена под некоторым углом к вертикали.

Объем емкости: объем емкости означает ее полный объем.

Объем делящегося материала: это оцененное значение объема, занимаемого делящимся материалом, имевшим преобладающее влияние на нейтронную реактивность системы. В некоторых случаях (аварии 5 и 18) делящийся материал в низкой концентрации присутствовал и вне этого объема. Этот дополнительный материал имел второстепенное влияние на реактивность системы, и им, следовательно, можно было пренебречь. Для аварий, которые произошли или были смоделированы в условиях, когда цилиндрическая емкость имела вертикальную ось симметрии, а делящийся материал находился в виде раствора или суспензии, приводится дополнительный параметр h/D. В таких случаях делящийся материал моделировался как прямой круговой цилиндр (строчной буквой h обозначается высота цилиндра, а заглавной буквой D обозначается его диаметр).

Формфактор: это коэффициент формы, использовавшийся для преобразования реальной формы в эквивалентную сферическую форму, чтобы таким образом можно было сравнить эти 22 аварии с точки зрения геометрически эквивалентных сферических систем.

Для 18 аварий, для которых отношение h/D указано точно, для определения коэффициента формы была использована кривая «Без отражателя» (т. е. полученная в отсутствие отражателей) на рисунке 36 35. Кривая на рисунке 36 построена непосредственно на основе экспериментальных результатов, что сводит к минимуму зависимость от расчетов. Для остальных 3 аварий (номера 2, 6 и 20) для оценки коэффициента формы использовались лапласиан или другие математически простые аппроксимации.

Таблица 9. Воссоздание аварийной геометрии и конфигурации материала

 

Материал

Масса делящегося материала: это масса либо 235U, либо 239Pu. Тип делящегося материала приводится рядом с элементом столбца, означающим массу. В трех авариях, 9, 15 и 22, уран имел степень обогащения соответственно 22,6; 6,5 и 18,8 весовых процента. Для этих аварий в столбце «Масса делящегося материала» также приводится атомное отношение водорода к 235U. Для восьми аварий с плутонием было принято, что имелось 95 весовых % 239Pu.

Концентрация делящегося материала: это отношение массы делящегося материала к его объему в предположении, что смесь однородна.

Оцененная критическая масса в сфере: элементы этого столбца представляют собой значения сферической критической массы, определенные как отношение делящейся массы к коэффициенту формы. Эти оцененные массы используются как мера согласованности или согласия условий восстановленных картин аварий с установленными условиями возникновения цепной реакции. Для аварий 9, 15 и 22 критическая масса в сфере была подогнана к величине при полном отражении водой.

 

Обсуждение

Традиционно о методиках такого типа, которые использовались для создания оцененных значений, представленных в таблице 9, говорят как о вычислениях на «оборотной стороне конверта». Эти вычисления характеризуются математической простотой, и их результаты лучше назвать оценками, когда они сопоставляются с компьютерными вычислениями. В некоторых случаях этих оценок достаточно, и нет необходимости проводить более детально расчеты по компьютерным программам. Эти результаты характеризуются как оценки в соответствии с первым моральным принципом Вилера: «Никогда не делайте расчетов, пока вы не знаете ответа. Делайте оценки перед каждым расчетом…» 36.

Рисунок 36. Отношение критической массы растворов U(93 %)O 2 F 2 в цилиндре к их критической массе в сфере (без отражателя и с водяным отражателем) в зависимости от отношения высоты цилиндра к его диаметру.

Рисунки 37, 38 и 39 взяты, с некоторыми изменениями, из отчета Лос-Аламосской национальной лаборатории LA-10860 35. Эти три рисунка содержат точки, соответствующие приведенным в таблице 9 значениям плотности делящегося материала (или атомному отношению) и оцененной сферической критической массы для двадцати двух восстановленных аварий. Рисунок 38 содержит кривые для систем с обогащением урана, соответствующим 2.0, 3.0, 5.0, 30.3 и 93.0 процентам. На этот рисунок также наложены точки для аварий 9, 15 и 22.

Поскольку кривые на рисунке 38 относятся к водяным отражающим системам, эти точки были смещены вниз, поскольку реальные аварии происходили в условиях относительного отсутствия отражателей.

Можно было бы выполнить дополнительную подгонку к реальной концентрации делящегося материала и к оцененной критической массе в сфере. Например, при оценке можно было бы учесть влияние поглощения нитратом и органический, в противоположность водному, базовый состав. Разумеется, требуется решить, имеют ли смысл такие подгонки и приведут ли они к таким оцененным значениям, которые будут находиться в лучшем согласии с кривыми, представленными на рисунках 37, 38 и 39. Проведение таких подгонок не может быть оправданным. Отсутствие технических деталей, представленных в описаниях аварий, препятствует обоснованному уточнению оценок. Недостаток технической информации также мешает любой попытке осмысленного, более детального нейтронного компьютерного моделирования.

Рисунок 37. Критические массы гомогенных сфер.

Аварии с делящимся материалом, содержащим уран; цифры внутри кружка означают номер аварии.

 

Выводы

Принимая во внимание эффекты частичного отражения и свойственные оценкам погрешности, можно сделать вывод, что положения 19 точек из 22 точек, нанесенных на рисунках 37, 38 и 39, в достаточной степени подтверждают согласие между условиями возникновения аварий, которые приводятся в их описаниях, и известными условиями возникновения самоподдерживающейся цепной реакции. Оцененные значения для аварий 1, 7 и 9 кажутся отчасти сомнительными в том отношении, что для возникновения критичности при гипотетических условиях этих аварий в отсутствие отражения потребовалась бы большая масса, чем та, что приведена в сообщениях об авариях. Однако оценки для аварий 1 и 7 оказались бы в разумном согласии с реальными величинами, если было бы учтено наличие частичного отражения во время аварии. Следует заметить, что в этих двух случаях «недостающая» масса не больше по величине, чем в других восстановленных авариях (особенно в авариях 12, 14 и 17), в которых сообщенная величина массы превышает величину, являющуюся известным условием возникновения критичности. Расхождение в случае аварии 9 также согласуется с большой неопределенностью массы, указанной в отчете об аварии. Нельзя выделить никаких систематических особенностей, которыми отличались бы между собой аварии в РФ, США, Объединенном Королевстве и в Японии.

Рисунок 39. Критические массы гомогенных плутониевых сфер с водяным замедлителем. Точки между кривыми относятся к раствору Pu(NO3)4 с избыточным содержанием HNO3 с концентрацией 1 моль/л и содержанием 240Pu, равным 3,1 %, в системе с водяным отражателем. Аварии показаны кружками с номерами.

Аварии с делящимся материалом, содержащим плутоний; цифры внутри кружка означают номер аварии.

 

Выход числа делений

В таблице 10 приведены для 22 аварий оцененные значения выделенной энергии делений. В настоящей редакции была сделана попытка распределить выход числа делений в пике по категориям так, чтобы они совпадали с описанными в предыдущих двух редакциях этого отчета и определениями, приведенными в приложении. Эти определения для удобства читателя повторены здесь.

Пик (мгновенный всплеск мощности): начальный импульс мощности при мгновенном резком увеличении мощности, ограниченный механизмом самогашения. См. мгновенное резкое увеличение мощности.

Мгновенное резкое увеличение мощности: резкое выделение ядерной энергии в результате мгновенной критической конфигурации делящегося материала. Обычно за резким пиком мощности следует плато, которое может прерываться меньшими пиками.

Из данных, полученных в экспериментах по резкому увеличению мощности в растворах, таких, как многие из экспериментов CRAC 5 и SILENE 4, ясно, что имеется плавный переход от резких выбросов мощности, при которых максимальная реактивность не достигает мгновенной критической реактивности, к таким выбросам мощности, при которых она слегка превышает мгновенную критическую реактивность. Не существует значительного различия между изменениями мощности во времени при двух резких выбросах мощности, один из которых происходит при максимальной реактивности 0,90 р, а другой — при максимальной реактивности 1,10 р. В обоих случаях обнаруживается начальный пик, за которым с интервалом приблизительно от 10 до 20 секунд следуют повторяющиеся пики меньшей энергии, в конце концов переходящие в квазиплато. Только тогда, когда максимальная реактивность достигает приблизительно 0,50 р или меньшего значения, традиционный пик не присутствует.

Другим результатом экспериментов CRAC 5 и SILENE 4, который можно сопоставить с перечисленными в таблице 10 значениями выхода числа делений при авариях, является удельный выход первого выброса мощности, т. е. пика мощности. В экспериментах, в которых максимальная реактивность достигала приблизительно 0,50 р или больших значений, удельный выход делений в пике составлял всегда примерно 1,0 X 1015 делений на литр, за исключением очень быстрых выбросов мощности, таких, в которых обратный период был много больше, чем 100 с-1. Для этих очень быстрых выбросов мощности были измерены значения удельного выхода числа делений вплоть до нескольких единиц на 1015 делений на литр. Значения выхода числа делений в пике при авариях, которые приводятся в таблице 10, согласуются со значениями удельного выхода, полученными в экспериментах CRAC 5 и SILENE 4, в которых ни одно значение не превышает нескольких единиц на 1015 делений на литр. Однако, описаны три случая, когда значения выхода в пике (аварии 4, 6 и 8) выпадают из этого правила и значительно ниже 1015 делений на литр. Это либо указывает на медленный выброс мощности, в котором пик в классическом смысле отсутствует, либо оценка величины выхода просто некорректна. Поскольку нет никакого неопровержимого свидетельства в пользу той или другой интерпретации, эти элементы таблицы были оставлены такими, какими они были представлены в предыдущих редакциях.

Почти в половине случаев аварий, перечисленных в таблице 10, не имелось никакого резкого пика мощности. Это следует интерпретировать как указание на медленный выброс мощности, т. е. такой выброс, когда интервалы времени между пиками мощности составляют минуты или более, а следовательно, обратный период равен 10 мс-1 или менее. Заметим, что авария 20 была в металлической системе. Хотя не существует никаких экспериментов с металлическим плутонием, дающих основу для сравнения, в двух авариях с возникновением СЦР в эксперименте с металлическим плутонием в Лос-Аламосе (1945 и 1946 годы) были подобные же значения удельного выхода в пике.

Таблица 10. Энерговыделение при аварии

 

На сегодняшний день имеются описания 22 аварий, которые произошли при технологических операциях обработки делящихся материалов. Из этих аварий были извлечены существенные и зачастую болезненные уроки. Эти уроки связаны со следующими проектными, управленческими и рабочими атрибутами: общение между работниками; процедуры; учет и накопление делящегося материала; геометрия и объем резервуаров; знания оператора; заново проведенные или единственные в своем роде операции; неправильное функционирование оборудования и неожиданное перемещение растворов. Этот обзор также показал реальные размеры и размах последствий аварий и ценность аварийной сигнализации о возникновении критичности. Существуют и другие существенные факторы, влияющие на риск возникновения аварий, хотя они и не всегда легко выявляются или подчеркиваются при их расследовании. Эти другие факторы включают: (1) осведомленность высшего руководства и его участие в решении вопросов безопасности в целом и, в частности, ядерной безопасности; (2) знания персонала регулирующих органов и его участие в решении вопросов безопасности; (3) национальные и международные согласованные нормы и правила, которые являются как корпоративными, так и правительственными.

Важно отметить, что не было таких аварий, которые были бы вызваны лишь единственной ошибкой. Иначе говоря, для каждой из 22 аварий всегда имелось много причин. Заслуживает внимания также и то, что отказ оборудования или его неправильное функционирование было при всех авариях фактором либо незначительным, либо не вносящим вообще никакого вклада.

Тот факт, что из прошлых аварий с возникновением критичности уроки действительно извлекались, становится ясным из временной гистограммы, показанной на рисунке 1. Нет никаких сообщений о какой-либо аварии за все почти первое десятилетие работы со значительными количествами делящихся материалов. Это, вероятно, связано с относительно малым масштабом отдельных операций и относительно малым общим количеством делящегося материала (почти исключительно состоявшего из плутония и обогащенного урана), который тогда имелся.

Однако, между концом 1950-х годов и серединой 1960-х как в России, так и в США происходила примерно одна авария в год. В течение этого времени было очень большое увеличение производства делящихся материалов и масштаба операций на обрабатывающих предприятиях. С середины 1960-х годов частота аварий упала почти в 10 раз и свелась примерно к одной аварии за десять лет. Это падение можно приписать нескольким факторам. Во-первых, из первых аварий были извлечены важные уроки, такие, как необходимость избегать опасной геометрии резервуаров. Во-вторых, значительно возросло внимание, уделяемое руководством вопросам ядерной безопасности, в частности, появились сотрудники, специально предназначенные контролировать опасность возникновения СЦР. Эти аварии также подсказали тем, кто нес ответственность за работу и критичность, начать документировать данные о критических массах и о хорошей рабочей практике. Первые собрания данных начали появляться в конце пятидесятых годов, а первые национальные стандарты в середине шестидесятых.

Добытые при анализе всех технологических аварий сведения можно подытожить, разделив их на две категории: результаты наблюдений и извлеченные уроки. Первые представляют собой просто описания фактических событий, происшедших за это время. Вторые же представляют собой конкретные выводы из фактов, которые можно использовать в руководстве по усилению безопасности будущих технологических операций. Обе категории обсуждаются в следующих разделах.

 

Результаты наблюдений

Фактические выводы из 22 описанных технологических аварий с некоторыми уточнениями, чтобы их можно было применить к извлеченным урокам, состоят в следующем.

• Частота аварий выросла от нуля в первом десятилетии работы со значительными количествами делящихся материалов до максимума, равного приблизительно одной аварии в год, как в РФ, так и в США, в течение ряда лет до и после 1960 г. Частота аварий затем заметно упала, примерно до одной аварии в десять лет, и осталась, по-видимому, на этом уровне. Было предположено, что во втором десятилетии происходило значительное увеличение как производства делящегося материала, так и масштаба работ на технологических предприятиях, без соответствующего усиления внимания к критической безопасности. Уроки, извлеченные из этих первых аварий, безусловно, внесли свой вклад в улучшение дальнейших показателей.

• Никаких аварий не происходило с делящимся материалом во время его хранения. Этому не следует удивляться, если принять во внимание относительную простоту этой работы.

• Никаких аварий не происходило с делящимся материалом во время его транспортировки. Это не является удивительным, если учесть существующие национальные и международные нормы и правила транспортировки. Эти нормы и правила устанавливают эшелонированную защиту, намного превосходящую требования, которые были бы практичными и экономичными применительно к заводским условиям.

• Ни одна из аварий не привела к значительным радиационным последствиям ни для людей, ни для окружающей среды за пределами территории установки. Это подкрепляет обычно высказываемое утверждение, что по последствиям для персонала и окружающей среды аварии с возникновением критичности подобны небольшим, в масштабе рабочего стола, химическим взрывам, то есть это проблема безопасности отдельных работников.

• Аварии на установках с радиационной защитой не привели к радиационному облучению, дозы которого превысили бы существующие профессиональные пределы или пределы, указанные в руководствах, основанных на правительственных правилах и нормах и на национальных и международных стандартах. В свете этого применимость процедур аварийной эвакуации для установок с радиационной защитой следует оценить заново.

• Ни одну из аварий нельзя приписать исключительно отказу оборудования.

• Ни одну из аварий нельзя отнести за счет ошибочных расчетов, сделанных аналитиками — специалистами по критичности.

• Многие аварии произошли во время нестандартных операций. Однако число аварий слишком мало, чтобы вывести какое-либо твердое заключение.

• Административные соображения, а не масштабы аварии, как правило, определяли продолжительность времени после аварии, в течение которого установка не работала.

• Не наблюдалось никаких новых физических явлений. Все аварии могут быть объяснены на базе существующих в настоящее время знаний.

 

Извлеченные уроки

Первый и, пожалуй, самый главный вывод состоит в том, что человеческий фактор не только присутствовал, но и был преобладающей причиной во всех авариях, как будет показано в обсуждениях нескольких уроков. Во-вторых, и это не всегда очевидно, во всех авариях присутствовал элемент ответственности непосредственного начальства, высшего руководства и регулирующего органа. В-третьих, и это естественно вытекает из первых двух выводов, у каждой аварии было много причин. Ниже излагаются уроки, извлеченные из этих 22 аварий и имеющие важное значение для ядерной безопасности.

В том, что излагается ниже, имеется не просто формулировка «урока», но и детально разработанное обоснование. Эти обоснования взяты из обсуждений, которые авторы широко вели между собой, и предлагаются для того, чтобы помочь оперативному персоналу и специалистам по критичности в более полном понимании урока.

 

Уроки, важные для работы

Следует избегать емкостей небезопасной геометрии на участках, где могут находиться растворы высокой концентрации. Если этого избежать невозможно, то емкости должны быть подвергнуты строгим контрольным мерам или же должны быть оснащены поглотителями нейтронов, в зависимости от ситуации. Во всех авариях, кроме одной, участвовал делящийся материал в растворах или шламах (квазирастворы, но, вероятно, неоднородные и высокой концентрации). Из этого немедленно осознается важность безопасной геометрии содержащих растворы емкостей (ограниченные размеры). Когда приходят к выводу, что необходимо полагаться на контроль концентрации при использовании больших, не оснащенных поглотителями нейтронов технологических резервуаров, то тогда следует проводить многочисленные проверки входной концентрации, а также мониторинг накопления делящегося материала, особенно при операциях в отсутствие радиационной защиты. Кроме того, не следует успокаиваться и тогда, когда почти исключительно используются емкости безопасной геометрии. Это только уменьшает вероятность аварии, но не исключает ее. Большое число резервуаров безопасной геометрии из-за их взаимодействия между собой может всегда стать опасным в отношении критичности. Повреждение резервуаров безопасной геометрии также может привести к аварии. Авария в Новосибирске в 1997 году является, возможно, примером комбинации самоуспокоенности персонала и повреждения емкости.

Важные инструкции, информация и процедурные изменения должны всегда быть в письменном виде. Несогласованность действий операторов была главным фактором, внесшим свой вклад в несколько аварий. Эта несогласованность проявилась множеством способов. В одной аварии, на участке со сменной работой, процедуры восстановления после технологического нарушения не были документально зарегистрированы и не были переданы каждому оператору следующей смены; в результате произошла авария с летальным исходом. Операции следует проводить только в соответствии с хорошо написанными, утвержденными и понятными (для пользователей) руководствами, включая рабочие инструкции и плакаты. Две аварии можно прямо отнести за счет неправильно понятого сообщения о концентрациях проб во время передачи по телефону результатов аналитической лаборатории. Важные данные следует всегда передавать в письменном виде. Четвертая авария произошла тогда, когда проводились импровизированные операции, при этом устные инструкции были неправильно поняты, и были предприняты неправильные действия.

Процессы должны быть хорошо знакомы и хорошо поняты так, чтобы аномальные условия могли быть немедленно замечены. Несколько аварий было связано с неполным пониманием аномальных условий. Будь эти аномальные условия осознаны, то могли бы быть предприняты меры контроля с тем, чтобы предотвратить эти аварии. Хотя эти аварии, вообще говоря, произошли в эпоху, когда руководство еще не вводило в число сотрудников специалистов по ядерной безопасности, урок этот не потерял своей важности.

Обеспечение ядерной безопасности должно быть частью комплексной программы, которая включает учет и контроль ядерных материалов. Все трубопроводы и операции, связанные с работой с делящимся материалом, должны соответствующим образом контролироваться, чтобы предотвратить нежелательные накопления делящегося материала. Несколько аварий было связано с утерей или неадекватным учетом делящихся материалов. Иногда такой недостаточный учет казался почти непредотвратимым, когда потеря материала росла так постепенно, что контрольные меры учета, существовавшие в то время, были не в состоянии ее обнаружить. Однако, если бы было соответствующее наблюдение за трубопроводами или резервуарами, через которые проходил или мог бы с вероятностью пройти делящийся материал, то непреднамеренное накопление могло бы быть обнаружено. Проверка могла бы осуществляться в виде визуальных осмотров, физических чисток, измерений радиационного излучения. Контроль критичности и учет делящегося материала являются важными и, часто, взаимно поддерживающими мерами.

Рабочий персонал должен знать, как следует реагировать на предвидимую неправильную работу оборудования или на свои собственные ошибки. Поспешные и неправильные действия в ответ на неправильное функционирование процесса привели к более чем одной аварии. Это подчеркивает важность нескольких вопросов: во-первых, необходимость для оператора понимания концепции критичности и важности особого контроля критичности в проводимом процессе; во-вторых, важность осторожности и тщательности при определении достоверности того, что возникли аномальные условия, которые следует анализировать; и, в-третьих, важность обдуманных мер реагирования на незапланированные условия.

Рабочий персонал должен быть обучен тому, что очень важно не принимать никаких несанкционированных действий после проведения эвакуации. Возвращение после эвакуации, за исключением, возможно, ситуаций, связанных со спасением жизни, следует предпринимать только после того, как техническая оценка аварии выполнена, тщательно понята и утверждены планируемые действия. Во время одной аварии несанкционированное возвращение на место аварии без адекватного понимания опасности, связанной с критичностью, за которым последовали импульсивные действия, привело к потере жизни. В другой аварии произошло значительное облучение из-за неэффективного и необдуманного возвращения, и только случай предотвратил летальный исход.

Следует обдумать вопрос о считывании уровней радиации на участках, на которых может произойти авария. Знание уровней радиации на эвакуированных участках оказывается ценным при планировании мер по восстановлению. Во многих авариях время, в течение которого изменялась мощность, простиралось от минут до многих часов. В двух случаях авария была прекращена благодаря практическому вмешательству в те промежутки времени, когда ожидаемое облучение было минимальным. Успех этих случаев вмешательства был основан на детальном знании и понимании динамики выброса мощности во времени и ожидаемого поведения мощности.

Требуются чрезвычайные усилия для понимания возможных нарушенных условий в операциях, в которых участвуют как водные растворы, так и органика, если происходит смешивание фаз. Неясные условия процесса и незапланированные химические реакции привели, по меньшей мере, к четырем авариям.

Рабочий персонал должен быть осведомлен об опасностях, связанных с критичностью, и ему должна быть дана возможность прекратить работу в случае такой опасности. Эта осведомленность должна появиться в результате официального и неофициального обучения, такого как обучение в классе, обучение на рабочем месте непосредственным руководством и обсуждения со специалистами по критичности. Недостаточное понимание опасностей, связанных с критичностью, внесло свой вклад в несколько аварий и в то, что последствия аварий были тяжелыми.

Рабочий персонал должен научиться понимать, на чем основано требование всегда следовать письменным утвержденным руководствам, и строго соблюдать это требование. Отсутствие строгого соблюдения существующих руководств, непреднамеренное или сознательное, было главным фактором, внесшим вклад в несколько аварий.

Аппаратура, которая важна для контроля критичности, но отказ или неправильное функционирование которой может оказаться незамеченным рабочим персоналом, должна использоваться с осторожностью. Недосмотр во время работы, такой как неудача с приведением вентилей в действие согласно требованиям, приводил к авариям. Могут оказаться полезными дублирование аппаратуры, строгий процедурный контроль с многочисленными проверками действий оператора и тщательно выполняемое техническое обслуживание.

Аварийная сигнализация и строгое выполнение инструкций о порядке действий в аварийной ситуации спасли жизни и уменьшили облучение. Большая часть из 22 аварий происходила с выбросами мощности, которые не прекращались после первой вспышки. Незамедлительное обнаружение и немедленная эвакуация персонала были очень важными для спасения жизней и для ограничения облучения.

 

Уроки, важные для вопросов руководства, управления и регулирования

Мастера технологических участков должны гарантировать, что подчиненные им операторы являются знающими и способными выполнять работу. Несколько аварий могли бы быть предотвращены или их последствия были бы смягчены, если бы непосредственные начальники были больше осведомлены о стандартных действиях операторов при выполнении ими заданий. Одно дело — иметь письменные руководства, которым нужно следовать для того, чтобы обеспечить безопасные операции. Другое дело — чтобы эти руководства были правильно поняты и правильно выполнялись. Начальники должны периодически спрашивать себя: «Когда в последний раз я видел, что работа выполняется правильно?»

Как ключевая задача, оборудование должно быть сконструировано и скомпоновано так, чтобы им легко было пользоваться. Не одну аварию, включая аварию в Японии, можно было бы избежать, если бы операторов обеспечили оборудованием, удобным в использовании.

Политика и нормативные правила должны поощрять работников самим докладывать о сбоях процесса и большее значение придавать обучению, а не наказаниям. По меньшей мере, одна авария и связанный с ней летальный исход были вызваны чрезмерной заботой непосредственного начальника вернуть процесс в требуемые пределы, прежде чем неполадки будут раскрыты руководством. Были проведены импровизированные операции без соответствующего предупреждения об опасностях критичности.

Высшее руководство должно хорошо знать опасность аварийной критичности и ее последствия. Ответственное руководство вынуждено принимать трудные решения, в которых должны быть учтены расходы, риск и выгоды. У руководства всегда будут проблемы баланса между нормами выдачи продукции и графиком производства и приемлемыми уровнями риска. Большая часть аварий случилась во время максимальной напряженности в годы холодной войны, когда высокие уровни производства считались предельно важными. Тем не менее, высшее руководство, очевидно, училось на этих авариях и выделяло ресурсы на контроль критичности. У специалистов по критичности, посвятивших себя безопасности технологических операций, были три главные статьи расходов: безопасная геометрия и резервуары с замедлителями нейтронов, несмотря на их стоимость и помехи для производства, а также получение дополнительных данных по критической массе. Следует заметить, что перед первой аварией с возникновением СЦР в Российской Федерации почти все технологические емкости имели опасную геометрию, позволявшую увеличить объем производства; к 1968 г. более чем 95 % из них были заменены емкостями безопасной геометрии.

Должны существовать нормы и правила, которые содействуют безопасным и эффективным операциям. Те, кто работал на экспериментальных критических установках, непосредственно знали о риске, связанном с ядерными авариями. Некоторые из них также осознавали необходимость того, чтобы были созданы официальные руководства по безопасности, доступные тем, кто работает на технологических установках. В соответствии с этим, эти специалисты вместе со специалистами по технологическим процессам спонтанно взялись за то, чтобы разработать и оформить в виде документа руководство по критической безопасности для технологических операций. В США техническое руководство и хорошая административная практика были приведены в систему в серии документов, озаглавленных «Руководство по ядерной безопасности», начиная с издания 1957 года 37. Многие из этих же самых специалистов затем участвовали в разработке американских национальных стандартов, а затем — международных стандартов. Подобные меры разрабатывались параллельно в других странах, как в тех, которые испытали уже аварии с возникновением критичности, так и в тех, которые сумели работать с делящимися материалами без аварий. Заметное уменьшение числа аварий за год к концу 1960-х годов произошло, вероятно, из-за сочетания строгого соблюдения этих новых систематизированных правил и внимания высшего руководства к этой новой опасности.

Органы государственного регулирования, подобно мастерам на технологических участках, должны гарантировать, что те, кого они обязывают выполнять правила, обладают хорошими знаниями и способностями. Хотя ответственность за предотвращение аварии должна лежать, в первую очередь и прежде всего, на тех, кто непосредственно отвечает за работу, органы государственного регулирования должны также играть совершенно определенную роль. Подобно мастерам на технологических участках, представители органов государственного регулирования должны задавать себе вопросы, такие как: «Когда в последний раз я видел работу, выполняемую правильно?» и «Когда в последний раз я беседовал с мастерами на технологических участках и удостоверился, что они понимают операции, проводимые под их контролем, и проявляют сознательное поведение и сознательное отношение к вопросам безопасности?». Ко времени аварии на заводе Вуд Ривер Джанкшен, через 131 день после запуска завода, его все еще не посетили представители органов государственного регулирования. Во время аварии 1997 года на Новосибирском заводе химических концентратов органы государственного регулирования не знали об изменении условий эксплуатации оборудования, несмотря даже на то, что эти изменения были сделаны за 13 лет до аварии.

 

Выводы

Риск аварий с возникновением СЦР не исчезнет, пока существуют значительные количества делящихся материалов. Однако в результате плановых экспериментов и прошлых аварий были накоплены значительные знания, позволяющие обеспечить высокую степень уверенности в том, что при соответствующей поддержке со стороны ответственных руководителей, разумных усилий специалистов по ядерной безопасности и рабочего персонала, а также при непрерывном строгом соблюдении кодекса фундаментальных принципов безопасности и руководств, вероятность аварий может поддерживаться на современном низком уровне или, возможно, даже уменьшиться в будущем. Это потребует непрерывного обучения будущего персонала на всех уровнях — представителей регулирующих органов, высшего руководства, непосредственных начальников, специалистов по критичности и операторов — на уроках прошлого с тем, чтобы подобные аварии не могли повториться.

Следующее положение, хотя оно было вплетено повсюду в предыдущий текст, заслуживает того, чтобы его повторить: «Во всех авариях господствующими были недостатки в конструкции, в управлении и в рабочих операциях. Именно на этих вопросах следует сосредоточиться для предотвращения аварий».