12. Сибирский химический комбинат, г. Северск, Химико-металлургический завод, 30 января 1963 г
Установка для растворения отходов, содержащих уран с обогащением 90 %; многочисленные всплески мощности; незначительные дозы облучения.
Установка являлась частью технологической линии по регенерации отходов металлургического производства урана. Отходы представляли собой труднорастворимые осадки, требовавшие длительного растворения в концентрированной азотной кислоте. Для оптимизации процесса в установке использовались два растворителя, загружавшихся поочередно. Схема установки изображена на рисунке 18.
Раствор из реактора в промежуточную емкость, далее на нутч-фильтр и сборник передавался с помощью вакуума. Все оборудование имело опасную геометрию, и предотвращение в нем критичности обеспечивалось ограничением массы делящегося материала и практически полностью зависело от надежности аналитического контроля урана в отходах и растворах.
Количество отходов, загружаемых в реактор-растворитель, рассчитывалось по результатам химического анализа на содержание урана в отходах. Перед загрузкой в растворитель отходы взвешивали. Технологическим регламентом допускалось повторное использование растворов с низкой концентрацией урана из сборников 64-А или 64-В для растворения очередной партии отходов в реакторах 61-А или 61-В, при этом масса урана в загружаемых на растворение отходах и возвращаемых растворах не должна была превышать установленного предела (нормы) загрузки урана. Для этого пробы раствора на анализ концентрации урана отбирали из сборников 64-А и 64-В.
Несмотря на важную роль аналитического контроля урана, результаты лабораторных анализов проб из отходов допускалось выражать любой из двух следующих единиц:
1) грамм урана на один килограмм отходов, г/кг;
2) отношение массы урана к массе отходов, массовая доля, %.
Для концентрации растворов использовалась только одна единица — г/л.
30.01.1963 г. на установку растворения поступили два контейнера с отходами и результатами лабораторного анализа проб из них, выраженными в процентах (~18 %). Руководитель работ на установке в задании операторам записал результат для концентрации урана в отходах как 18 г/кг, т. е. ошибочно уменьшил его реальное значение в десять раз.
Рисунок 18. Аппаратурная схема установки. Цифрами обозначены: 61-А и 61-В — реакторы-растворители, 62-А и 62-В — промежуточные напорные емкости, 63 — нутч-фильтр, 64-А и 64-В — сборники растворов урана.
Оператор загрузил 2 кг отходов в аппарат 61-А из одного контейнера и 5 кг из другого, что соответствовало реальной массе ~1260 г урана. В следующую смену другой оператор завершил операцию растворения и передал раствор в сборник 64-А. Из этого раствора была отобрана проба для химического анализа. Оператор следующей смены по телефону запросил результат анализа раствора в сборнике 64-А. Из лаборатории ошибочно сообщили результат для раствора не из сборника 64-А, а из другой емкости, в которой концентрация урана была в ~10 раз меньше. Руководитель работ на основании этой информации принял решение использовать этот «бедный» раствор для растворения следующей партии отходов с массой 1255 граммов. Оператор передал раствор из сборника 64-А в реактор-растворитель, в котором таким образом оказалось более 2500 г урана (масса урана, близкая к критической). Однако в реакторе критическое состояние не было достигнуто во время процесса растворения.
В отличие от сборника 64-В, имевшего с двух сторон отражатель из кирпича, реактор 61-А находился в центре помещения. В процессе фильтрации раствора в сборник 64-В в 18 ч 10 мин 30.01.63 г. уровень раствора превысил критическую высоту, и возник первый пик мощности цепной реакции.
По результатам расследования обстоятельств ядерной аварии было установлено, что в сборнике 64-В находилось около 2520 г U с концентрацией ~71 г/л в объеме 35,5 л. Сборник представлял собой цилиндр диаметром 390 мм и имел полусферическое днище.
Цепная реакция имела циклический характер: за ~10 часов было зарегистрировано 8 пиков цепной реакции уменьшающейся мощности с общим энерговыделением около 7,9 X 1017 дел. Это значение определено по результатам анализа проб на содержание продукта деления 140La в растворе после ядерной аварии. Самогашение пиков происходило благодаря следующим эффектам: образованию радиолитического газа и выбросу части раствора в коммуникации, нагреванию раствора и вызванному им уменьшению плотности системы (росту утечки нейтронов), а также увеличению температуры нейтронного газа (увеличению жесткости его энергетического спектра). По мере остывания раствора и его слива обратно из коммуникаций система вновь становилась надкритической.
Для полного прекращения цепной реакции в 4 ч 30 мин 31.01.1963 г. часть раствора была слита из сборника 64-В в переносные емкости объемом 5 литров. Весь раствор (~35,5 л) хранился в течение года в помещении за бетонной защитой, после чего был переработан.
После срабатывания системы аварийной сигнализации (САС) от первого пика мощности весь персонал был эвакуирован, часть его прошла медицинское обследование. САС имела детекторы в виде счетчиков Гейгера с порогами срабатывания 30 мкР/с. Четыре человека, находившихся на расстоянии около 10 м от сборника 64-В, облучились дозами от 6 до 17 рад. Не было разгерметизации оборудования, выбросов газоаэрозолей и загрязнения помещений. Остановка технологического процесса длилась не более 12 часов.