Радиационные последствия СЦРД

1.4.4 Радиационные последствия СЦРД

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

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

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

Расстояние , м	D_n, рад		D_γ , рад
Расстояние , м	Ø 300 мм	Ø 800 мм	Ø 300 мм	Ø 800 мм
	4,6^.10³	2,5^.10³	5^.10³	4^.10³
	0,5^.10³	0,4^.10³	0,7^.10³	0,5^.10³
	0,4^.10³	0,2^.10³	0,5^.10³	0,З^.10³

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

одна авария произошла при работе с металлическими слитками;

18 — на неэкранированных установках с ручным управлением;

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

трем выжившим операторам ампутировали кисти;

девять операторов скончались;

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

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

не было аварий при транспортировке;

не было аварий при хранении.

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

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

Предприятие	Дата аварии	Число делений в первой вспышке, 10¹⁷	Всего делений, 10¹⁷	Масса, кг	Критическая масса, кг
ПО «Маяк»	15.03.53	неизвестно	-2,0	0,81²³⁹Рu	0,67
ПО «Маяк»	21.04.57	неизвестно	-1,0	3,06 ²³⁵U	1,09
ПО «Маяк»	02.01.58	-2	-2,0	22 ²³⁵U	5,24
Oak Ridge Y-12 Plant	16.06.58	-0,1		2,10 ²³⁵U	1,50
LASL	30.12.58	1,5	1,5	2,94²³⁹Рu	0,84
ICPP	16.10.59	-1,0		30,9 ²³⁵U	1,24
ПО «Маяк»	05.12.60	неизвестно	-2,5	0,85 ²³⁹Рu	0,71
ICPP	25.01.61	-0,6		7,2 ²³⁵U	2,48
CXK	14.07.61	не было	0,12	1,68 ²³⁵U	1,29
Hanford Works	07.04.62	-0,1		1,29²³⁹Рu	1,07
ПО «Маяк»	07.09.62	не было	-2,0	1,26²³⁹Рu	1,05
CXK	30.01.63	неизвестно	7,9	2,27 ²³⁵U	2,06
CXK	02.12.63	не было	0,16	1,91 ²³⁵U	1,38
UNFRP	24.07.64	-1,0	-1,1	2,07 ²³⁵U	1,72
ЭМЗ	03.11.65	не было	-0,08	3,65 ²³⁵U	2,61
ПО «Маяк»	16.12.65	не было	-5,5	1,98 ²³⁵U	1,65
ПО «Маяк»	10.12.68	0,3	-1,3	1,50²³⁹Рu	1,36
Windscale Works	24.08.70	не было	0,01	2,07 ²³⁹Рu	0,69
ICPP	17.10.78	неизвестно		6,08 ²³⁵U	4,34
CXK	13.12.78	0,03	0,03	10,1 ²³⁹Рu	9,18
H3XK	15.05.97	не было	0,055	17,1 ²³⁵U	Н/оц.
JFFP	30.08.99	-0,5			2,9

Примечания:

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

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

[2]

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

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

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

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

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

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

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

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

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

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

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

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

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

h, см	, см²	С_кр ²³⁵U, г/л	V, л	М_кр ²³⁵U, кг
	0,03029	-	6,28	-
	0,02548	98,8	9,42	930,6
	0,02325	71,25	12,56	894,9
	0,02204	60,8	15,7	954,56
	0,02131		18,84	1073,8
	0,02084	55,1	21,98	1211,1
	0,02051	53,2	25,12	1336,9

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

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

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

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

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

ПРИЛОЖЕНИЕ 3 Описание аварий с возникновением СЦРД

⇐ Предыдущая 1 2 3 4 567 8 Следующая ⇒