Авария на реакторе “Windscale-1” (Великобритания), связанная с пожаром в активной зоне

Производственный реактор в Виндскейле (сейчас Sellafielo) для наработки плутония с графитовым замедлителем и воздушным охлаждением, введенный в эксплуатацию в 1951 г., представлял собой восьмигранный графитовый блок высотой 15 м, размешенный в бетонной полости. В каждом из 3444 горизонтальных топливных каналов реактора размешались по 21 топливной сборке со стержневыми твэлами из металлического урана с оболочками из li-ai сплава.

Заложенный в конструкцию реактора принцип воздушного охлаждения предписывал работу при достаточно низких температурах (30-150°С) во избежание взаимодействия элементов конструкции с кислородом воздуха при повышенных температурах. Однако уже тогда было известно в принципе, а сейчас хорошо известно, что при температурах ниже 200°С в конструкционных материалах, прежде всего в графите, по мере возрастания дозы облучения в реакторе должна накапливаться запасенная энергия (энергия Вигнера), связанная с образованием пар радиационных точечных дефектов – вакансий и внедренных атомов (пары Френкеля).

По современным представлениям, на выбивание атома из узла кристаллической решетки вещества с образованием одновременно вакансий в первоначальном положении атома необходимо затратить энергию примерно 25 эВ. Из них около 20 эВ, в конечном итоге, рассеиваются в виде тепла, а около 5 эВ остаются запасенными в виде избыточной энергии вакансии и атома, выбитого и внедренного в межузельное положение между другими атомами кристаллической решетки.

Образовавшиеся таким образом точечные дефекты в дальнейшем могут перемещаться в материале по законам диффузии, эффективность которой экспоненциально возрастает с температурой. При этом подвижность внедренных атомов выше подвижности вакансий, в процессе блуждания они могут оказаться вблизи других вакансий и занять вакантные положения с залечиванием соответствующего дефекта кристаллической решетки. Этот процесс отжига дефектов эквивалентен одновременному исчезновению пары точечных дефектов с выделением связанной с ними избыточной энергии ~5 эВ, которая также, в конечном счете, превращается в тепло.

Поэтому если графит облучался при достаточно низких температурах, когда мала подвижность дефектов, запасенная в нем энергия дефектов непрерывно возрастает, а при последующем нагреве до более высоких температур, когда подвижность дефектов экспоненциально возрастет, она должна быстро выделяться, приводя к саморазогреву графита.

В современных реакторах при достаточно высоких температурах графита (~ 700°С в РБМК) эффективный отжиг дефектов реализуется непосредственно в процессе облучения, а в реакторе “Виндскейл-1” для снятия запасенной энергии необходимо было периодически намеренно нагревать графит в контролируемых условиях при температурах, на 50-600°С выше рабочих температур. Авария произошла в 1957 г. как раз в процессе планового отжига радиационных дефектов, причем ее подробности стали известными только через 30 – лет после опубликования засекреченных правительственных документов, связанных с этим военным реактором, принципиально отличающимся по конструкции от современных реакторов и оснащенным несовершенными, по сегодняшним критериям, средствами контроля и управления, которые не позволяли своевременно обнаружить и скорректировать неблагоприятное развитие событий.

Так как.по конструкции реактора в нем имеются зоны с разной степенью радиационного повреждения графита, то отжиг дефектов предусматривалось проводить в две стадии путем вывода реактора на мощность при отключенных газодувках. Предполагалось, что сначала ядерный разогрев графита, поддерживаемый выделяющейся энергией Вигнера, обеспечит отжиг одной части графита, которая уже не будет давать вклада в разогрев при последующем отжиге оставшейся части.

Первая часть программы отжига была выполнена без осложнений 7 октября 1957 г., а вторая выполнялась 10 октября, когда в . 11 ч. операторы обратили внимание на 10-кратное возрастание радиоактивности в здании реактора..

В 16 ч, 30 мин. визуально при осмотре топливных каналов было установлено, что многие топливные элементы раскалились докрасна (1400°C), и попытки их выгрузить оказались безуспешными из-за распухания и заклинивания в каналах. Не привели к успеху и попытки в ночь с 10 на 11 октября охладить активную зону с помощью CO2, и только в 8 ч.55 мин. 11 октября в условиях сознательного риска было применено охлаждение водой, в результате чего в 3 ч. 20 мин. 12 октября реактор был приведен в холодное состояние.

В качестве причины аварии было предположено слишком быстрое нагревание графита при повторном цикле отжига. Несмотря на останов реактора температура графита продолжала повышаться, что привело к повреждению оболочек и разогреву топливных стержней.

Так как уран при высоких температурах способен воспламеняться, то воспламенение его в одном из перегретых каналов привело, по-видимому, к загоранию-окружающих участков графита с выделением запасенной в них энергии, в результате чего к вечеру 10 октября огнем было охвачено 150 каналов, содержащих около 8 т урана. Горение поддерживалось естественной циркуляцией воздуха через реактор.

Операторы в условиях опасности взрыва при аварийном охлаждении топлива водой выгрузили топливные-элементы из каналов, прилегающих к зоне огня и предотвратили дальнейшее горение.

Хотя при аварии расплавления топлива не произошло и несмотря на наличие фильтров. которые улавливали всего около 50% содержащихся в воздухе частиц, через вытяжную трубу в окружающую среду было выброшено 1.35.10 7 ГВк радиоактивности, в том числе 6.10 5 ГВк (20000 Ки) J-131, – 2.104 ГВк Cs-137 и – 70 ГВк Sr- 90.

В результате аварии коллективная доза облучения составила 1.2.103 чел.Зв, индивидуальные дозы облучения щитовидной железы для взрослого населения составили 15-20) тЗв, для детей – (10-60) тЗв, и на территории площадью 520 км 2 был введен запрет на употребление молока.

После аварии на реакторе №1 был остановлен и реактор №2, из него было выгружено топливо, и с тех пор оба реактора поддерживались в безопасном состоянии и не эксплуатировались. При этом около 15 т топлива осталось в поврежденной зоне реактора №1, причем состояние топлива, как и замедлителя (графита), остается неизвестным. А в графите реактора №2, по оценкам, сохраняется ~ 2.10 12 Дж запасенной энергии.

В 1990 г. была начата подготовка к ликвидации обоих реакторов с намерением закончить подготовку в 1994 году.