. Авария на реакторе "NRX" | ЯСталкер

Авария на реакторе “NRX”

Rate this post

Авария на реакторе "NRX"

Авария на реакторе “NRX” (Канада), связанная с плавлением топлива и разрушением корпуса [37]

.Экспериментальный реактор “NRX” тепловой мощностью 40 МВт с тяжеловодным замедлителем представлял собой прототип энергетических реакторов типа CANDU (см .4.4.1), но, в отличие от последних, он имел вертикальный цилиндрический каландр из алюминия, и в нем охлаждение топлива производилось легкой водой, протекающей по кольцевому зазору между топливным стержнем и трубой высокого давления. Активная зона содержала 192 стержневых твэла из металлического урана с обогащением 0.7% и оболочками из алюминия.

12 декабря 1957 г. реактор, во время измерения реактивности при различном положении регулирующих стержней работал на малой мощности с соответственно уменьшенным расходом ТН. Авария началась с появления сигналов об извлечении стержней регулирования из активной зоны. Руководитель испытаний обнаружил, что оператор, находящийся в подреакторном помещении и открывающий вентили перемещения стержней, открыл вентили так, что должно произойти полное извлечение стержней регулирования из зоны. Руководитель сам закрыл все неправильно открытые вентили, в результате чего стержни должны были снова опуститься в активную зону.

Однако, как оказалось, часть стержней, находившихся в почти полностью извлеченном состоянии, опустились только частично, но достаточно для выключения сигналов об их извлечении из зоны. Руководитель дал указание оператору на пульте управления продублировать кнопками команду на введение всех стержней в зону. Но оператор сначала неверно понял указание, нажал не те кнопки, но затем заметил быстрое возрастание мощности и нажал кнопку аварийного останова>реактора.

По этой команде стержни регулирования должны были упасть в зону под действием собственного веса, но многие из них не упали, в результате чего мощность продолжала расти. Тогда для останова реактора был осуществлен слив тяжеловодного замедлителя, реактор был остановлен, но за это время его мощность достигла 60-90 МВт.

Возрастание мощности при ограниченном расходе ТН привело к вскипанию H2O, к повышению давления в каналах высокого давления и к разрушению 22 канальных труб с твэлами. При этом потеря воды из каналов с топливом привела к возрастанию реактивности и всплеску мощности, т.е. проявился тот же пустотный коэффициент реактивности, который “сработал” позднее при аварии на <ЧАЭС>.

В результате перегрева часть топлива расплавилась, а каландр с тяжелой водой лопнул в нескольких местах, что привело к выходу в здание реактора ~ 4.5 тыс. м3 воды, содержащей продукты деления общей активностью около 10000 Ки. Вода была перекачана на инфильтрационное поле для низкоактивных сбросных вод без заметных последствий для окружающей среды.

Характер повреждения активной зоны и каландра потребовал их демонтажа и захоронения, а новые усовершенствованные каландр и зона были установлены через 14 месяцев после аварии.

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *

Яндекс.Метрика Top.Mail.Ru