Ядерные катастрофы

3 января 1961 г. на Национальной станции испытания реакторов произошла тяжелая авария на экспериментальной АЭС, введенной в эксплуатацию в 1958 г. и использовавшейся для обеспечения военных баз теплом и электроэнергией.

Реактор типа BWR «SL-1» (стационарный реактор малой мощности) работал на тепловой мощности 3 МВт. В его цилиндрической активной зоне диаметром 0.8 м и высотой 0.65 м размещались 40 пластинчатых твэлов с оболочками из сплава ai-ni и содержащие в качестве топлива 15 кг сплава U-Al с обогащением 91% по U-235. Активная зона размещалась в стальном корпусе с внутренней наплавкой, который в рабочем состоянии заполнялся наполовину водой при давлении 2.0 МПа и температуре 216°С.

Управление реактором осуществлялось одним центральным и четырьмя периферийными поглощающими стержнями, причем реактор мог достичь критичности при удалении только центрального стержня.

До аварии реактор находился в заглушённом состоянии для технического обслуживания и установки дополнительной контрольно-измерительной аппаратуры, в связи, с чем все стержни регулирования были полностью введены в реактор и отсоединены от привода, но могли быть подняты вручную.

После завершения намеченной работы во время вечерней смены между 16.00 и 24.00 03 января 1961 г. три работника занимались присоединением стержней регулирования к механизму привода, и в 24.01 произошло аварийное событие, связанное со случайным или намеренным извлечением стержней из реактора, в результате чего в реакторном зале уровень излучения достиг - 1000 Р/ч, 3*103 ГБк I-131 вышло в окружающую среду, два оператора погибли, а третий умер позднее.

В результате расследования было сделано заключение, что по неизвестной причине стержни регулирования оказались, поднятыми на - 50 см, что достаточно для большого роста реактивности и разгона реактора, мощность которого за 0.01 с достигла - 20000 МВт. Это привело к расплавлению твэлов, дополнительному энерговыделению за счет взаимодействия металла с водой и взрывному парообразованию в активной зоне.

Парообразование вызвало резкое повышение давления в корпусе, по оценкам достигшее 70 МПа, в результате чего центральный стержень был выбит из корпуса, а взрывной выброс воды со скоростью - 9 м/с в верхнюю крышку корпуса подбросил его на 3 м вверх, после чего корпус упал примерно на исходное место.

Исследование после аварии показало, что температура топлива была выше 2000 К, имело место расплавление - 20% топлива и частичное испарение материалов в центральной части активной зоны. При этом около 2 кг урана было вынесено из активной зоны.

Авария показала недопустимость отсутствия технических средств, блокирующих возможность несанкционированного извлечения регулирующих стержней, и на современных реакторах такое событие было бы невозможно. Кроме того, оказалось, что возможна опять же недопустимая ситуация, при которой быстрый рост реактивности может привести к плавлению топлива раньше, чем прекратится цепная реакция вследствие уменьшения плотности воды и образования паровых пустот.