#

Обратная связь |

ФИО:
Email:
Сообщение:
Код:
Межведомственная информационная система по вопросам обеспечения радиационной безопасности населения и проблемам преодоления последствий радиационных аварий
Федеральная целевая программа «Преодоление последствий радиационных аварий на период до 2015 года»

Лаборатория Чок-Ривер, компания «Атомик Энерджи оф Канада Лимитед», 12 декабря 1952 г.

Реактор NRX, стержни из природного урана, тяжеловодный замедлитель, графитовый отражатель; многократные всплески мощности; незначительные дозы облучения.

Реактор NRX представлял собой систему, работающую на природном уране с тяжеловодным замедлителем, в которой урановые стержни охлаждались тонким слоем легкой воды, прокачиваемой в промежутке между алюминиевой оболочкой топливного стержня и немного большим по размеру концентрическим алюминиевым наружным цилиндрическим каналом. Тяжеловодный замедлитель в достаточной степени снижал энергию нейтронов, так что имело место поглощение нейтронов легководным теплоносителем.

В результате очень сложной последовательности ошибок оператора, а также электрических и механических сбоев в системе аварийной остановки, реактор вышел в надкритический режим с избыточной реактивностью примерно 60 центов. Сначала мощность росла очень быстро, но из-за медленного движения регулирующего стержня появились признаки стабилизации мощности реактора на уровне приблизительно 20 МВт. В обычных условиях такой уровень мощности являлся повышенным, но терпимым, и ситуация была бы под контролем, если бы проходившие эксперименты не потребовали обеспечения режима пониженного теплосъема с помощью легководного теплоносителя в нескольких каналах. На уровне мощности около 17 МВт теплоноситель начал закипать в тех каналах, где был пониженный расход теплоносителя. Этот автокаталитический процесс (легкая вода являлась поглотителем) привел к повышению реактивности примерно на 20 центов, и за интервал времени от 10 до 15 секунд мощность опять возросла. Когда мощность достигла 60-90 МВт, тяжеловодный замедлитель был слит, и реактор был заглушен.

Превышение мощности реактора над уровнем 1 МВт длилось не более 70 с, общий выход энергии, по оценкам, составил 4000 МДж, что соответствует примерно 1,2×1020 делений. Активная зона и каландр (опорная конструкция для топливных элементов) были повреждены так, что последующий ремонт был невозможен. Долгоживущие продукты деления с радиоактивностью около 104 Ки вместе с массой охлаждающей воды (106 галлонов, или 3,78×106 л) вылились в подвальное помещение. Персонал, по-видимому, получил небольшие дозы; чуть больше чем через год реактор был полностью восстановлен.