#

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»

Авария на АЭС «Enrico Fermi» (США), связанная с плавлением топлива

5 октября 1966 г. в реакторе «Энрико Ферми-1» произошло частичное расплавление двух топливных сборок в результате почти полного прекращения расхода ТН через них. Блокада расхода была вызвана одним из внутриреакторных элементов конструкции, оторванным благодаря вибрации, а затем перенесенным и прижатым за счет гидродинамических сил к входным патрубкам ТВС. Ремонт потребовал почти четырех лет, реактор вновь достиг критичности 18 июля 1970 г., а 16 октября того же года был выведен на мощность 200 МВт тепл. Поскольку эта авария наиболее серьезна из всех, имевших место в РБН, ниже она описана более подробно.

 

1. Описание и история работы реактора

Реактор «Энрико Ферми- 1» был построен группой коммерческих фирм. Полная мощность станции - 430 МВт тепл. Однако первая активная зона была спроектирована на 200 МВт тепл. (66 МВт эл.). Зона состояла из 105 квадратных в сечении ТВС, каждая из которых содержала 140 твэлов из металлического урана с циркониевой оболочкой. Над двадцатью двумя процентами ТВС были размещены термопары для контроля температуры ТН на выходе из сборок.

Тепло от реактора отводилось тремя идентичными петлями с отдельными подводами к зоне и боковому экрану. Во входной напорной камере был предусмотрен ряд ребер, которые должны были обеспечить равномерное распределение расхода по активной зоне и экрану, и конический обтекатель. Нижняя часть напорной камеры и обтекатель были покрыты сегментами циркония, чтобы защитить корпус реактора от попадания расплавленного топлива в случае аварии с потерей' ТН.

Сооружение АЭС было завершено в 1963 г. После некоторой доработки оборудования и серии испытаний на мощности ниже 1 МВт (здесь и далее указывается тепловая мощность) в декабре 1965 г. мощность была поднята до 20, 1 апреля 1966 г. - до 67 и, наконец, 8 июля 1966 г.-до 100 МВт. 5-7 августа 1966 г. реактор отработал на этой мощности 60 ч. непрерывно. Всего к моменту аварии наработка составила примерно 850 МВт.сут.

В июне, при работе на 67 МВт, впервые были обнаружены отклонения от нормальных температур на выходе из зоны. Подогрев в двух ТВС был на 20-25% выше нормального. Температуры вернулись в норму при работе на мощности 100 МВт в июле, но в августе подогревы опять установились на 40-47% выше, чем это должно было быть при существовавших мощности и расходе. Однако уровень температур в этих ТВС был ниже, чем в центральных, и все они были ниже величин, предусмотренных для работы на полной мощности. Наконец, кроме ТВС, имевших повышенные подогревы, одна сборка показывала пониженную температуру. Поэтому было решено переместить все три сборки на другие места в зоне так, чтобы можно было определить, зависит ли отклонение температуры от ТВС или от термопары.

5 октября (после перестановки ТВС) была возобновлена работа реактора для замера выходных температур сборок на мощности 67 МВт.

 

2 Действия на щите управления во время аварии

4 октября в 23.08 реактор был выведен на мощность 1 МВт. Приращение реактивности, необходимое для выхода в критическое состояние, было в очень хорошем соответствии с предсказанным положением стержней. Общий запас реактивности на взведенных стержнях согласовывался с предыдущими базовыми измерениями.

Подъем мощности выше 1 МВт был начат 5 октября в 13.45, в 14.20 достигли 8 МВт и реактор был "поставлен на АР". В 14.45 была небольшая выдержка на мощности 13 МВт для включения системы регулирования ПН. В 15.00 при уровне мощности 20 МВт оператор реактора обнаружил, что показания прибора, контролирующего изменение нейтронного потока, неустойчивы. Такое случалось и ранее и приписывалось обычно повышенным шумам в системе регулирования. Реактор был переведен на ручное управление, а затем, когда нестабильность исчезла, вновь включен на авторегулирование, после чего подъем мощности был продолжен.

В 15.05 при мощности 27 МВт вновь возникла неустойчивость сигнала. Вскоре после этого дежурный персонал заметил, что регулирующие стержни извлечены больше, чем ожидалось (они были подняты примерно на 230 мм, а нормально, как это было позднее установлено, должны были быть подняты на 150-155 мм). Проверка показала, что температуры на выходе из двух ТВС ненормально высоки - 380 и 368°С, хотя общая выходная температура составляла 317°С.

В 15.09 появился предупредительный сигнал от радиационных датчиков в коробах вытяжной вентиляции из здания реактора. Здание было автоматически изолировано (внутри никого не было). Показания детектора продуктов деления также повысились против своих установившихся значений. Подъем мощности реактора был прекращен на уровне 31 МВт, и было начато ее снижение. В 15.20 реактор был остановлен кнопкой аварийной защиты.

Послеаварийные исследования потребовали большого времени, поскольку выполнялись с большой осторожностью, постепенно, чтобы исключить дальнейшее повреждение реактора, малейшую возможность образования вторичной критмассы и предотвратить уничтожение любых свидетельств, которые могли дать информацию о причине случившегося.

 

3. Радиационные аспекты

После автоматической изоляции здания реактора выход продуктов деления в его атмосферу был только в виде утечки инертных газов через уплотнения аргонной подушки 1-го контура. Давление газа было снижено, чтобы минимизировать течь, а затем система была продута в баки-хранилища грязного газа. И во время, и после аварии повышения радиоактивности выше установленных пределов не было.

Дозиметрическое обследование, проведенное немедленно после аварии показало, что наиболее высокий уровень радиации на внешней стороне реакторного здания был напротив натриевой петли № 2 и составлял 9 мР/ч. Хотя значительное количество радиоактивных изотопов осело на стенках контура, наивысший уровень радиации от трубопроводов 1-го контура после распада Na-24 составил 3 мР/ч. Как сообщалось, высело 93% Sr-89 и Sr-90, 8% Cs-137 и 75-84% Ba-140 и La-140. По оценкам, в ТН и газовую подушку 1-го контура попало 10000 Ки активности продуктов деления. Никаких следов иода не было обнаружено, но Xе-133, Xе-135 и Kr-85 были хорошо видны.

Считается, что значительная часть выделившейся активности отложилась в холодной ловушке (устройстве для очистки ТН от оксидов и гидридов). Никакого определенного заключения не было сделано о доле выхода продуктов деления из расплавленного топлива, потому что количественные обсчеты не могут учесть потерю продуктов деления за счет выседания на поверхности или улавливания их ловушкой, которые произошли до взятия проб натрия.

С внешней стороны гермооболочки не было обнаружено никакого загрязнения, а незначительная радиация вблизи ГО являлась следствием активности газа внутри ее.

 

4. Аномальное поведение реактивности

6 октября, на следующий день после аварии, запас реактивности активной зоны был сравнен с тем, который был непосредственно перед аварией. Для этого стержни управления были подняты до положения, обеспечивающего подкритичность 70 центов. Сравнение скоростей счета показало потерю реактивности 22± 4 цента.

Расчеты запаса реактивности и обследования ТВС (разрушающими методами), которые были выполнены впоследствии, показали, что потеря реактивности 11,5 цента может быть отнесена на счет перераспределения топлива в сборке, а 6,9 цента - на формоизменение из-за перегрева. Итого 18.4 цента, что в пределах ошибки совпадает с измерениями.

Динамика поведения реактивности, связанная с подъемом мощности 5 октября, характеризовалась малой скоростью изменения и общей потерей запаса реактивности.

График подъема мощности приведен на рис.1а. Изменение во времени положения компенсирующего и регулирующего стержней использовалось для того, чтобы определить реактивность, связанную с их перемещением. При этом учитывались температурный и мощностной эффекты. Добавочная реактивность, необходимая для получения баланса, была отнесена к аномальному эффекту реактивности, изменения которого показаны на рис.1б.

Аномальное уменьшение запаса реактивности началось на мощности 6 МВт и продолжалось со скоростью 0,5 цента/ МВт до мощности 18 МВт. Этот эффект был отнесен на расширение зоны и, как предполагается, продолжался с этой же скоростью до 30 МВт. При 18 МВт было замечено резкое изменение: начало вводиться дополнительно 0,8 цента/мин, и это продолжалось до достижения мощности 30 МВт.

Выводы, полученные в результате аналитических и экспериментальных исследований, говорят о том, что:

-    блокада расхода имела место до начала подъема мощности;

-    искривления (формоизменения), связанные с подъемом температуры, начались на мощности 6 МВт;

-    плавление топлива началось при мощности 18 МВт.

 

5. Степень повреждения твэлов

Обследование зоны показало, что две ТВС "слиплись". Во второй половине 1967 г. они были разделены (внутри реактора) специально изготовленным приспособлением с клином и извлечены для обследования. В одной из них расплавленное топливо сместилось вниз на 20, в другой - на 40 мм. Дополнительное обследование, выявило третью сборку, соседнюю с аварийными, которая имела большой изгиб, как результат воздействия высокой температуры, но плавления топлива в ней не было. Наконец, в четвертой ТВС также были обнаружены следы перегрева, который привел к распуханию концов семи твэлов.

Последующий термогидравлический анализ показал, что в результате блокады ТВС расход через две аварийные сборки составлял около 3% от номинального, а через другие две - 7 и 30% соответственно.

 

6. Причина аварии и практические следствия

Непосредственно после аварии причины найдено не было. Было предложено 14 различных версий, включая среди них и блокирование входного отверстия ТВС посторонним предметом. В сентябре 1967 г. после выгрузки зоны и полного слива натрия из реактора такой предмет был обнаружен на дне напорной камеры. Этот предмет был идентифицирован как один из сегментов циркониевой облицовки конического обтекателя. После изготовления спецприспособления в конце марта 1968 г. сегмент был извлечен, и его идентификация подтвердилась. Было решено удалить все аналогичные сегменты. После изготовления инструмента в декабре 1968 г. это было выполнено, но было обнаружено отсутствие на месте еще одного сегмента. В конце 1968 г. он был обнаружен в районе нижней плиты напорного коллектора и также удален.

Проведенные гидравлические испытания подтвердили, что один из оторвавшихся сегментов был причиной блокирования расхода через ТВС, что и привело к плавлению топлива.

Установка циркониевой облицовки была сделана в самом конце монтажа в ответ на беспокойство Комитета по надзору за реакторной безопасностью о последствиях плавления топлива. Вероятно, принимавшим решение было легче сделать облицовку, чем доказать надзорным органам ее ненужность (которая в 1968 г. была признана). Из-за возникновения в последнюю минуту решение не было должным образом отработано и проверено.

Авария показала необходимость иметь на пульте управления компьютер, работающий в режиме реального времени и обеспечивающий оператора постоянной информацией о правильности положения стержней управления.

Очень важным фактором, который следует из анализа аварии на реакторе «Энрико Ферми», является то, что расплавленное топливо вновь затвердело, переместившись на очень короткое расстояние от горячего пятна. Повреждение не распространялось на соседние ТВС, имевшие полный расход ТН. Это делает еще очевиднее, что проект ТВС и реактора должен выполняться более тщательно, чтобы исключить возможность частичной блокады расхода через ТВС. Более тщательно должен прорабатываться и 1-й контур с тем, чтобы исключались повреждения его, ведущие к блокаде расхода.

В отечественных реакторах подвод натрия в сборку снизу через одно входное отверстие предусмотрен только на реакторе БР-5. В энергетических реакторах БН-350, БН-600, БН-800, а также в БОР-60 предусмотрена другая конструкция хвостовика: в ней подвод ТН осуществляется через отверстия на боковой поверхности цилиндра, расположенные под углом 120°. Это исключает возможность перекрытия всех входных отверстий любым предметом.