Содержание материала

Глава из книги Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры.

ГЛАВА 4
АВАРИЯ НА СИБИРСКОМ ХИМИЧЕСКОМ КОМБИНАТЕ 6 АПРЕЛЯ 1993 ГОДА
Историческая справка
Сибирский химический комбинат (СХК) включает в себя производства ядерного топливного цикла. По своей целевой направленности он относится, в основном, к ядерному оружейному комплексу России.
СХК начал создаваться в 1949 г. Ввод в эксплуатацию первых заводов происходил в 1952-1955 гг. В августе 1953 г. была получена первая партия обогащенного урана, а 28 июня 1955 г. выпущена первая партия урана оружейной кондиции. В последующие годы было построено предприятие по производству плутония для военных целей.
СХК представляет собой крупный комплекс производств по наработке плутония и урана, включающий в себя:
реакторные заводы с тремя промышленными уран-графитовыми реакторами, предназначенными для наработки оружейного плутония (в 1990-1992 гг. все три реактора остановлены), и с двумя реакторами двухцелевого назначения, которые также вырабатывают тепловую и электрическую энергию;
завод по разделению изотопов для получения обогащенного гексафторида урана;

  1. сублиматный завод для получения закиси-окиси урана и гексафторида урана;
  2. радиохимический завод, на котором осуществляется переработка облученных стандартных блоков для получения и очистки солей урана и плутония;
  3. химико-металлургическое производство для получения металлического урана и плутония;
  4. хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов, в том числе три бассейна открытого типа, два пульпохранилища и три водохранилища.

Площадь санитарно-защитной зоны СХК составляет 192 км2, зоны наблюдения - 1560 км2 (рис. 4.1).

Рис. 4.1. Территория зоны наблюдения СХК:
х---- х---- х - граница СЗЗ; ◙ - стационарные посты контроля; Орловка - населенные пункты, в которых проводится контроль травы, почвы, снега и рациона питания.

Работники СХК и члены их семей проживают в г. Томск-7 (ныне г. Северск) с общей численностью населения 100 тыс. человек, расположенном на территории Томской области северо-западнее областного центра Томска в 15 км вниз по течению р. Томь.

Причины, течение аварии и источник радиоактивного выброса

Краткая характеристика технологии экстракции урана и плутония

Основным назначением радиохимического завода (РХЗ), введенного в эксплуатацию с 1961 г., является выделение плутония из облученных стандартных блоков урана, очистка урана и плутония от осколочных радионуклидов и стабильных примесей.
Принципиальная технологическая схема первого экстракционного цикла очистки основана на пурекс-процессе (PUREX - Plutonium Uranium ining by Extraction) и приведена на рис. 4.2 [1].

Рис. 4.2. Технологическая схема первого экстракционного цикла РХЗ

Облученные стандартные урановые блоки (ОСУБ) загружаются в реактор-растворитель и растворяются в концентрированной азотной кислоте. Извлечение урана, плутония и нептуния из полученного азотнокислого раствора осуществляется экстракцией трибутилфосфатом (ТБФ) в легком углеводородном разбавителе РЖ-3.
Одним из недостатков ТБФ является его разложение под действием азотной кислоты и ионизирующего излучения с образованием дибутилфосфата (ДБФ), монобутилфосфата (МБФ) и фосфорной кислоты, которые снижают коэффициенты очистки, особенно от радиоактивных циркония и ниобия, и способствуют образованию коллоидных взвесей и осадков на границе раздела фаз.
Для очистки от накапливающихся продуктов гидролиза и радиолиза экстрагент после каждого оборота должен проходить содово-щелочную промывку.
При длительной эксплуатации в органической фазе постепенно накапливаются вторичные продукты распада не только ТБФ, но и углеводородного разбавителя, которые не вымываются растворами соды и щелочи и снижают коэффициент очистки урана и плутония от радиоактивных продуктов деления, особенно рутения. В связи с этим органический раствор время от времени выводится из процесса и подлежит глубокой регенерации либо захоронению.

Описание технологических операций, непосредственно предшествующих аварии

6 апреля 1993 г. в 12 ч 58 мин по местному времени на РХЗ в здании 201 цеха № 1 произошло взрывное разрушение одного из аппаратов первого цикла по экстракции урана и плутония.
Аппарат АД-6102/2, на котором произошла авария, был предназначен для подготовки исходного продукта к проведению процесса экстракции.
Аппарат представляет собой стальную емкость общим объемом 34,15 м3, диаметром 2,8 м, высотой 6,3 м, толщиной оболочки 14 мм. Он размещался в каньоне диаметром 4 м и глубиной 7,7 м, стенки которого облицованы нержавеющей сталью и окружены бетонной защитой толщиной 1,2 м (рис. 4.3).


Рис. 4.3. Схема аппарата АД-6102/2 и структура коллоидной дисперсии к моменту аварии

Согласно технологическому регламенту основные требования к безопасному проведению процессов заполнения и подготовки растворов в аппарате АД-6102/2 предусматривали, кроме общих требований безопасности, следующие мероприятия:

  1. подготовку исходного раствора регламентной концентрации по азотной кислоте, (90,0 гл1);
  2. контроль за накоплением органики в отстойниках водных растворов;
  3. перемешивание раствора сжатым воздухом с расходом 50 м3 ч-1 для выравнивания концентрации азотной кислоты и температуры (40-45° С) по всему объему;
  4. постоянный барботаж воздуха с расходом не менее 20 м3ч-1 для разбавления газообразных продуктов;
  5. периодическое полное освобождение аппарата для удаления накопленной органики.

Последнее полное освобождение аппарата было проведено 1 апреля 1993 г. [2]. Общее количество продуктов, прошедших подготовку в аппарате за период с 1 по 6 апреля, составило 115 м3. В день разрушения аппарата в нем находились остатки продукта 401э1 объемом 4 м3, к которому были добавлены две порции продукта 166* общим объемом 19,5 м3: первая порция (12 м3) - в 5 ч 30 мин, вторая (7,5 м3) - в 9 ч 30 мин и порция концентрированной азотной кислоты объемом 1,5 м3 - 10 ч 30 мин.
Таким образом, в аппарате находилось 449 г плутония и 8757 кг урана, что соответствовало активности плутония 1012 Бк и урана - 1,1·1011 Бк, а также β-γ-излучающие радионуклиды суммарной активностью 1,2х1014 Бк (табл. 4.1).

Таблица 4.1
Структура раствора в АД-6102/2 [2]

  1. Согласно первичной рабочей документации в аппарате находилось 210й Бк β-излучающих радионуклидов по результатам контроля методом бета-радиометрии с калибровочным препаратом 90Sr +90Y. В таблице дана оценка суммарной активности с учетом перекалибровки для реальной смеси радионуклидов.

Послеаварийный анализ показаний приборов контроля свидетельствовал об отсутствии перемешивания или о барботаже, недостаточном для перемешивания раствора в полном объеме. По показаниям датчика давления в 12 ч в аппарате АД-6102/2 начался рост давления.
В период с 12 ч 40 мин до 13 ч 00 мин проводилась сдача и принятие смены другой бригадой. Примерно в 12 ч 50 мин операторы сообщили дежурному инженеру-технологу, что в аппарате АД-6102/2 поднимается давление. После проверки было отмечено, что давление достигло 2,0 атм и продолжало увеличиваться. Инженер-технолог отдал распоряжение сбросить давление через смежные аппараты по технологическим линиям, но эта операция не дала заметного результата.

Аварийное разрушение аппарата АД-6102/2

К 12 ч 55 мин давление внутри аппарата возросло до 5,0 атм и продолжало повышаться. В 12 ч 58 мин произошло его разрушение, а через несколько секунд последовал взрыв, который сопровождался пламенем, замеченным над крышей здания.
Очаги пожара на крыше и в аппаратном зале были ликвидированы в течение 10 мин, прибывшей к месту аварии через 1-2 мин после разрушения аппарата пожарной командой. Визуальный осмотр вблизи места происшествия (доступ непосредственно к каньону был невозможен из-за аварийного состояния перекрытий потолка аппаратного зала и повышенной активности) показал, что, во-первых, были сдвинуты плиты перекрытия каньона; во-вторых, частично разрушено потолочное перекрытие аппаратного зала непосредственно над местом расположения каньона; в-третьих, произошло обгорание и пузырение краски стен аппаратного зала, свидетельствующие о том, что в нескольких метрах от места расположения аппарата имел место объемный взрыв парогазовой смеси. Кроме этого были разрушены подводящие коммуникации и электроарматура приборов и освещения, разрушена система отопления, выбиты шлакоблоки и оконные проемы в нескольких местах аппаратного зала, в том числе, и в противоположном от места взрыва конце аппаратного зала.
Основными причинами разрушения аппарата были признаны следующие обстоятельства:

  1. накопление в аппарате в период с 1 по 6 апреля 1993 г. органики в объеме около 150 л;
  2. грубое нарушение оператором технического регламента: содержимое аппарата не перемешивалось перед добавлением азотной кислоты и в течение последующих двух часов; проходное сечение сдувки было уменьшено;
  3. наличие в аппарате деградированного растворителя (в результате его радиолитического и химического разложения) с большим содержанием циклических парафинов, которое привело к накоплению химических соединений, более активно реагирующих с азотной кислотой;
  4. температура в верхней части аппарата была существенно выше чем в нижней - необратимый характер реакции был бы невозможен при температуре ниже 70°С, как это предусмотрено технологией.

Все эти обстоятельства способствовали развитию неуправляемой экзотермической реакции окисления и нитрования органики азотной кислотой2 .

Радиационные и физико-химические параметры источника выброса

При аварийном разрушении аппарата значительная часть радиоактивных веществ поступила в атмосферу через проломы стен и кровли здания.
Для оценки величины выброса были использованы два способа:

  1. по балансу радионуклидов в аппарате и каньоне до и после аварии;
  2. решение обратной задачи исходя из радиоактивного загрязнения местности и метеорологических условий после взрыва. Согласно технической документации [2] непосредственно к моменту аварии в аппарате содержалось (449 ± 120) г плутония и (8757 ± 286) кг урана.

В процессе аварийно-восстановительных работ из аппарата АД-6102/2 и каньона было извлечено (577 ± 117) г плутония и (8707 ± 350) кг урана. Видно, что разница между этими значениями не превышает погрешности измерений. Более того, количество плутония в зоне разрушения оказалась несколько выше, чем его содержание в аппарате до аварии. Это может быть объяснено тем, что в процессе извлечения радиоактивных веществ из каньона также удалялась остаточная активность, обусловленная загрязнением за предыдущий период работы РХЗ. Таким образом, из анализа баланса урана и плутония можно сделать только качественный вывод о том, что их основная часть осталась внутри здания вблизи разрушенного аппарата. Поэтому для оценки количества радиоактивных веществ в выбросе использовались модели восстановления параметров источника по данным радиационной обстановки на сформировавшемся следе радиоактивного загрязнения.
В качестве исходных данных о радиационной обстановке на следе использовались два различных массива данных:

  1. результаты аэрогамма-съемки, измерений мощности экспозиционной дозы (МЭД) по 9-ти наземным маршрутам, пересекающим след, и на территории 16-ти населенных пунктов (НП), а также анализ 11-ти проб снега на радионуклидный состав [4];
  2. результаты измерения 120-ти проб снега и почвы в 13-ти поперечных сечениях следа, полученные отделом охраны окружающей среды СХК, промсанлабораторией Центральной медсанчасти № 81 (ЦМСЧ-81), научными организациями и обобщенные в работе [5].

Анализ пространственного распределения радионуклидов на следе показал, что аварийный выброс и его распространение в атмосфере наилучшим образом описывается суперпозицией двух источников:

  1. первого, связанного с выходом 50-60% радиоактивных веществ через проломы стен здания, поднявшихся на высоту 15-30 м;
  2. второго, обусловленного выходом 40-50%радиоактивных веществ через проломы крыши здания, поднявшихся на высоту 100-150 м.

Результаты оценок величины аварийного выброса приведены в табл. 4.2.
Результаты независимых оценок [4, 6] близки между собой, и для характеристики активности суммарного выброса можно принять среднее значение 3,091013 Бк, включая активность выброшенного 239Рu - 6,3х109 Бк. Таким образом, в атмосферу было выброшено около 0,6% 239Рu и около 25% β-γ-излучающих радионуклидов, содержащихся в аппарате.
Таблица 4.2

Таблица 4.2
Величина аварийного выброса

* По данным альфа-спектрометрии проб снега, полученным в промсанлаборатории ЦМСЧ-81, среднегеометрическое значение отношений активностей 238U к 239Ри составило 0,22.
Прямого определения размеров аэрозолей в период прохождения облака не проводилось. Оцененное по моделям атмосферного переноса значение скорости осаждения всех β-γ-излучающих радионуклидов и 65% плутония составляет 0,15-0,2 мс1, что соответствует дисперсности аэрозолей с медианным значением (АМАД) ~ 10-20 мкм. Около 35% активности 239Ри содержалось в более крупнодисперсной фракции с АМАД ~ 20-30 мкм, скорость осаждения которой находилась в пределах 0,3-0,5 м с1.

Дисперсность вторичных аэрозолей в здании 201 РХЗ изучалась в мае 1993 г. Было определено, что распределение активности β-γ-радиоактивных аэрозолей по размерам частиц может быть аппроксимировано логнормальной зависимостью с АМАД, равным 20 ± 6 мкм и стандартным геометрическим отклонением распределения ββ = 4,4+1,6 [5].
Доля транспортабельной компоненты составила 1,6-6% - для соединений с β-γ-излучающими радионуклидами и 5-10% - для соединений с α-излучающими радионуклидами. Полученные результаты позволяют принять в дозовых расчетах, что аэрозоли включали в себя практически полностью нерастворимые оксиды радионуклидов.