SL-1 ( — Стационарный низко-энергетический реактор № 1) — американский экспериментальный ядерный реактор. Был разработан по заказу армии США, для электроснабжения изолированных радиолокационных станций за полярным кругом и для линии раннего радиолокационного обнаружения. Разработка велась в рамках программы Argonne Low Power Reactor (ALPR) (см. Аргоннская национальная лаборатория).
История разработки и конструкция
Стационарный маломощный реактор номер один (англ. Stationary Low-Power Reactor Number One), также известный как SL-1, первоначально Аргоннский маломощный реактор (ALPR), был экспериментальным ядерным реактором Армии США на Национальной испытательной станции реакторов (NRTS) в Айдахо, примерно в сорока милях (65 км) к западу от Айдахо-Фолс, ныне Айдахоская национальная лаборатория. Он работал с 1958 по 1961 год, когда в результате взрыва погибли три оператора, что привело к изменениям в конструкции реакторов. Это единственная авария на реакторе в США, приведшая к немедленной гибели людей.
Реактор был частью Ядерной программы Армии США и являлся прототипом для реакторов, предназначенных для обеспечения электроэнергией и теплом небольших удалённых военных объектов, таких как радиолокационные станции вблизи Северного полярного круга и станции линии «Дью». Проектная мощность составляла 3 МВт (тепловых), но за несколько месяцев до аварии проводились испытания мощностью до 4,7 МВт. Полезная выходная мощность составляла 200 кВт электрических и 400 кВт для отопления.
3 января 1961 года в 21:01 по местному времени оператор полностью извлек центральный регулирующий стержень, предназначенный для поглощения нейтронов в активной зоне реактора. Это привело реактор из остановленного состояния в состояние мгновенной критичности. В течение четырёх миллисекунд мощность активной зоны достигла почти 20 ГВт.
Интенсивное тепло от ядерной реакции расширило воду внутри активной зоны, вызвав экстремальный гидроудар и приведя к выбросу воды, пара, компонентов реактора, обломков и топлива из верхней части реактора. Когда вода ударила в верхнюю часть корпуса реактора, она подбросила корпус к потолку реакторного зала. Начальник смены, находившийся на крышке реактора, был пронзён вылетевшим защитным заглушкой регулирующего стержня и пригвожден к потолку. Другие материалы поразили двух других операторов, также нанеся им смертельные травмы.
В результате аварии в атмосферу выброшено около 1100 кюри (41 ТБк) продуктов деления, включая изотопы ксенона, криптона, стронций-91 и иттрий-91, обнаруженные в небольшом городке Атом-Сити, Айдахо. Также было выброшено около 80 кюри (3,0 ТБк) йода-131. Это не считалось значительным из-за расположения реактора в отдалённой высокогорной пустыне Восточного Айдахо.
В 2022 году на месте реактора-размножителя EBR-I была установлена мемориальная доска в память о трёх погибших.
Конструкция и эксплуатация С 1954 по 1955 год Армия США оценивала потребность в ядерных реакторных установках, пригодных для эксплуатации в отдалённых районах Арктики. Реакторы должны были заменить дизельные генераторы и котлы, обеспечивавшие электричеством и отоплением армейские радиолокационные станции. Отдел армейских реакторов разработал руководящие принципы проекта и поручил Аргоннской национальной лаборатории (ANL) спроектировать, построить и испытать прототип реакторной установки под названием Аргоннский маломощный реактор (ALPR). Некоторые из наиболее важных критериев включали: Возможность транспортировки всех компонентов по воздуху Ограничение габаритов всех компонентов до 7,5 × 9 × 20 футов (2,3 × 2,7 × 6,1 м) и веса до 20 000 фунтов (9100 кг) Использование стандартных компонентов Минимальный объем строительных работ на месте Простота и надёжность Адаптируемость к региону арктической вечной мерзлоты 3-летний срок службы топлива на одну загрузку активной зоны
Закрытое предварительное проектное исследование 1956 года, основанное на реакторе BORAX-III, рассчитало общую стоимость строительства прототипа реактора в 228 789 долларов. Эта оценка только для реактора и его компонентов не включала какие-либо здания или остальную часть реакторной установки.
Прототип был построен на Национальной испытательной станции реакторов к западу от Айдахо-Фолс с июля 1957 по июль 1958 года. Он впервые достиг критичности 11 августа 1958 года, стал работоспособным 24 октября и был официально открыт 2 декабря 1958 года.
Кипящий реактор (BWR) тепловой мощностью 3 МВт использовал высокообогащённое урановое топливо (93,20 % U-235). Он работал с естественной циркуляцией, используя обычную воду в качестве теплоносителя и замедлителя. Система водяной циркуляции работала под давлением 300 фунтов на квадратный дюйм (2100 кПа), проходя через топливные пластины из уран-алюминиевого сплава.
В декабре 1958 года после обширных испытаний установка была передана Армии для обучения и получения опыта эксплуатации, при этом компания Combustion Engineering Incorporated (CEI) выступала в качестве головного подрядчика с 5 февраля 1959 года.
CEI отвечала за фактическую эксплуатацию реактора SL-1, за плановую подготовку военного персонала и за программы исследовательских разработок. Подрядчик предоставил на площадке руководителя проекта, руководителя эксплуатации, руководителя испытаний и технический персонал из примерно шести человек. В последние месяцы руководитель проекта проводил примерно половину времени на площадке и половину времени в офисе подрядчика в Коннектикуте. В его отсутствие руководитель эксплуатации или руководитель испытаний назначался руководителем проекта… Как было понятно из показаний Комиссии, CEI обеспечивала бы supervision в любые смены, когда проводились нестандартные работы… Офис AEC в Айдахо и Офис армейских реакторов явно считали, что добавление ночных руководителей только при выполнении рутинных работ лишило бы части цели эксплуатации реактора в рамках существующей договорённости, то есть получения опыта эксплуатации установки только военным персоналом. Стажёры Программы подготовки военных реакторов включали военнослужащих, называемых кадровыми, которые были основными операторами установки. Многие гражданские специалисты по морским реакторам также проходили обучение вместе с несколькими сотрудниками ВВС и ВМС. В то время как эксплуатация установки обычно осуществлялась кадровыми операторами в составе двух человек, разработка реактора контролировалась непосредственно персоналом CEI. CEI приняла решение о проведении работ по развитию реактора во второй половине 1960 года, когда реактор должен был работать при 4,7 МВт тепловых для «испытания конденсатора PL-1». По мере старения активной зоны реактора и коррозии и отслаивания борных полос поглотителя нейтронов, CEI подсчитала, что было потеряно около 18 % бора в активной зоне. 11 ноября 1960 года CEI установила кадмиевые листы (также поглощающие нейтроны) «в несколько Т-образных пазов для увеличения запаса на останов реактора».
Большая часть оборудования установки находилась в цилиндрическом стальном здании реактора, известном как ARA-603 или SL-1 603. Его диаметр составлял 38,5 футов (11,7 м), общая высота — 48 футов (15 м), и оно было изготовлено из листовой стали, большая часть которой имела толщину 1/4 дюйма (6,4 мм). Доступ в здание обеспечивался через обычную дверь из закрытой наружной лестницы из здания вспомогательных сооружений ARA-602. Аварийный выход вёл на наружную лестницу на уровень земли. Здание реактора не было защитной оболочкой под давлением, как это используется для реакторов, расположенных в населённых пунктах. Тем не менее, здание смогло удержать большую часть радиоактивных частиц, выброшенных в результате взрыва.
Конструкция активной зоны реактора была рассчитана на 59 топливных сборок, одну сборку с источником нейтронов для запуска и девять регулирующих стержней. Фактически используемая активная зона содержала 40 топливных элементов и управлялась пятью крестообразными стержнями. Пять активных стержней имели в поперечном сечении форму креста (+): один в центре (стержень № 9) и четыре на периферии активной зоны (стержни 1, 3, 5 и 7). Регулирующие стержни были изготовлены из кадмия толщиной 60 мил (1,5 мм), покрытого алюминием толщиной 80 мил (2,0 мм). Их общий размах составлял 14 дюймов (36 см), а эффективная длина — 32 дюйма (81 см). 40 топливных сборок состояли из девяти топливных пластин каждая. Пластины имели толщину 120 мил (3,0 мм), состоя из 50 мил (1,3 мм) уран-алюминиевого сплава «начинки», покрытой 35 мил (0,89 мм) алюминиевой оболочки X-8001. «Начинка» имела длину 25,8 дюйма (66 см) и ширину 3,5 дюйма (8,9 см). Водяной зазор между топливными пластинами составлял 310 мил (7,9 мм). Водяные каналы внутри кожухов регулирующих стержней имели размер 0,5 дюйма (13 мм). Первоначальная загрузка активной зоны из 40 сборок содержала 31 фунт (14 кг) высокообогащённого (93,2 %) урана-235.
Сознательный выбор использования меньшего количества топливных сборок сделал область вблизи центра более активной, чем она была бы с 59 сборками. Четыре внешних регулирующих стержня даже не использовались в меньшей активной зоне после того, как испытания показали, что они не нужны. В действующей активной зоне SL-1 стержни 2, 4, 6 и 8 были фиктивными, имели недавно установленные кадмиевые прокладки или были заполнены испытательными датчиками и имели форму заглавной буквы Т. Стремление минимизировать размер активной зоны привело к аномально высокой реактивности центрального регулирующего стержня № 9, что означало, что любое нештатное обращение могло привести к внезапным экстремальным изменениям общего потока и тепловыделения реактора.
Авария и реагирование Во вторник, 3 января 1961 года, реактор SL-1 готовили к перезапуску после 11-дневной остановки на праздники. Экипаж, выполнявший процедуру перезапуска, состоял из армейских специалистов Джона А. Бирнса (оператор реактора, 22 года) и Ричарда К. Легга (начальник смены, 26 лет), а также армейского специалиста Ричарда Лероя МакКинли (27 лет) в качестве наблюдающего оператора реактора на обучении.
Процедуры технического обслуживания требовали ручного извлечения стержней на несколько дюймов для повторного подключения каждого из них к приводному механизму. Как было установлено позже, в 21:01 Бирнс извлек стержень № 9 слишком далеко, что мгновенно привело SL-1 в состояние мгновенной критичности. За четыре миллисекунды тепло, выделившееся в результате огромного скачка мощности, расплавило топливо внутри активной зоны и вызвало его взрывное испарение вместе с частью воды реактора. Расширяющиеся топливные пластины создали экстремальную ударную волну, которая выбросила пар и оставшуюся воду вверх, ударив в верхнюю часть корпуса реактора с пиковым давлением 10 000 фунтов на квадратный дюйм (69 000 кПа). Столб воды двигался со скоростью 160 футов в секунду (49 м/с) со средним давлением около 500 фунтов на квадратный дюйм (3400 кПа). Этот экстремальный гидроудар подбросил весь корпус реактора вверх со скоростью 27 футов в секунду (8,2 м/с), в то время как защитные заглушки были выброшены со скоростью 85 футов в секунду (26 м/с). Через шесть отверстий в верхней части корпуса реактора вода и пар под высоким давлением забрызгали всю комнату радиоактивными обломками поврежденной активной зоны. Позднее расследование пришло к выводу, что 26 000-фунтовый (12 000 кг) корпус подпрыгнул на 9 футов 1 дюйм (2,77 м), части ударившись о потолок здания реактора, прежде чем осесть обратно на исходное место, сбросив изоляцию и гравий на рабочую площадку. Если бы корпус уплотнения № 5 не ударился о верхний кран, он поднялся бы примерно на десять футов (3 м). Скачок мощности, взрыв пара и движение корпуса заняли от двух до четырёх секунд.