Acidente de gravidade

Um acidente de criticidade ( excursão nuclear ) é um acidente nuclear causado por uma reação em cadeia nuclear não intencional e não controlada em um combustível nuclear físsil , como urânio ou plutônio . É acompanhada por uma emissão de radiação de nêutrons e gama possivelmente intensa, rapidamente fatal.

Mecanismo

O acidente de criticidade pode ser definido como uma liberação fortuita de energia que ocorre como resultado de uma reação em cadeia de fissões . Tal situação pode ocorrer em uma instalação quando a quantidade de material físsil presente é maior que a massa crítica que depende da geometria e das propriedades físico-químicas do meio considerado. A excursão de energia é acompanhada pela intensa emissão de radiação de nêutrons e gama, bem como a liberação de produtos de fissão .

Unidade de medida

A quantidade que descreve a criticidade de um meio é caracterizada pelo coeficiente de multiplicação efetivo (ou fator de multiplicação efetivo do sistema ): do meio, que reflete um equilíbrio de nêutrons entre a produção de nêutrons por fissão e as perdas por absorção e por vazamento. É a razão do número de nêutrons correspondente a duas gerações sucessivas de nêutrons, calculada com base no destino de uma geração de nêutrons (uma analogia fiel poderia ser feita com a taxa de natalidade de um país para uma dada geração, se esta é apenas com nêutrons, o tempo de vida entre duas gerações seria da ordem de um milissegundo). ${\ displaystyle k _ {\ text {eff}}}$

Dependendo se é maior, igual ou menor que 1, o sistema é considerado supercrítico, crítico ou subcrítico. ${\ displaystyle k _ {\ text {eff}}}$

Para caracterizar os desvios de uma situação crítica, a noção de “reatividade ρ” é frequentemente introduzida.

Por definição, é um valor sem unidade expresso convencionalmente em cfm (por cem mil). Uma unidade mais física e mais representativa da reatividade é frequentemente utilizada: é o “ dólar ” que corresponde à proporção β de nêutrons emitidos de forma retardada. Esta unidade permite identificar, consoante ρ seja inferior ou superior a β, a natureza dos neutrões que “irão controlar” a dinâmica de um acidente de criticidade. ${\ displaystyle \ rho = {\ frac {k _ {\ text {eff}} - 1} {k _ {\ text {eff}}}}}$

Consequências

O acidente pode ser fatal para pessoas próximas ao local do acidente; eles geralmente desenvolvem a síndrome aguda da radiação (enjoo da radiação ) em poucas horas. Em casos de movimentação manual, o operador é geralmente exposto a uma dose equivalente a várias dezenas de sieverts e morre em poucos dias.

Essa reação, que é disparada repentinamente assim que as condições certas são satisfeitas, pode, portanto, causar irradiação grave, mesmo fatal, de pessoas nas proximidades do equipamento em questão e levar a uma emissão limitada de gases radioativos. No entanto, nas configurações típicas das instalações do ciclo do combustível, não induz uma liberação significativa de energia e, em qualquer caso, não tem caráter explosivo, pelo que não pode produzir uma explosão nuclear .

Riscos e causas de tal acidente

Esse risco pode se manifestar em várias etapas do ciclo do combustível nuclear : na usina de enriquecimento, durante o transporte, no processamento do combustível irradiado, no lixo nuclear ou no uso do combustível.

O acidente pode estar relacionado a erro humano ou falha do equipamento durante a qual um parâmetro excede seu limite crítico. Este estado pode ser alcançado por não conformidade com o procedimento (uso de recipiente de diâmetro muito grande para uma solução concentrada de plutônio) ou por manuseio (transferência de solução concentrada para equipamento de qualquer geometria). Também pode resultar de uma perda de geometria (ruptura de contenção ) ou de um ataque externo ( terremoto , inundação ).

Nuclear civil

O risco de um acidente de criticidade existe quando os processos industriais tratam o plutônio ou urânio enriquecido a mais de 1% em urânio 235.

Nuclear militar

Este risco existe para conjuntos massivos de materiais físseis e sob condições favoráveis de desaceleração de nêutrons. Para as quantidades de uso corrente, o urânio só levanta realmente questões de criticidade nos processos industriais além de um enriquecimento da ordem de 20%, que corresponde ao limite geralmente aceito para enriquecimento de urânio "para uso militar". Quando tais materiais (suscetíveis de causar acidente de criticidade) estão envolvidos em um processo industrial, as massas montadas no mesmo local nunca devem exceder a massa crítica do material considerado.

Prevenção

A física nuclear prediz a partir de qual valor um parâmetro ( massa , diâmetro, volume, concentração ...) ajuda a tornar críticos equipamentos ou instalação, dependendo do tipo de combustível ( urânio , plutônio ), sua natureza ( composto químico , concentração quando em um solução ), a geometria do equipamento e seu ambiente. Esses cálculos complexos, envolvendo premissas pessimistas, permitem verificar os procedimentos a priori para garantir que a criticidade nunca seja alcançada. Margens a montante e medidas de segurança apropriadas são tomadas para proteger contra erros humanos e falhas.

A disciplina para prevenir acidentes de criticidade é chamada de criticidade .

Prevenção na França

Na França, o reator experimental Silene foi desenvolvido em 1974 para estudar a fenomenologia e as consequências de um acidente de criticidade.

Além de uma análise do feedback da experiência feita a partir dos dados disponíveis para acidentes conhecidos, programas experimentais de estudo de criticidade foram realizados (por mais de 20 anos) pela indústria nuclear francesa (AREVA-NC, AREVA-NP) com a ANDRA e a autoridade de segurança e IRSN, às vezes associando jogadores internacionais (US-DOE235 na " estação de criticidade Valduc " em particular para qualificar as ferramentas de cálculo e modelos, como parte de vários programas de pesquisa, incluindo

O programa HTC (alta taxa de combustão),
O programa PF (Produtos de Fissão)
O programa MIRTE (Materiais em Interação e Reflexão de Toda Espessura),

Casos reais conhecidos

As duas primeiras excursões nucleares acidentais fatais ocorreram em 1945 e 1946 em Los Alamos .
Um estudo do IRSN deoutubro de 2009, cerca de sessenta acidentes de gravidade foram declarados em instalações nucleares desde 1945 :

39 ocorreram em reatores de pesquisa e em laboratórios em montagens críticas,
22 em instalações do ciclo de combustível .

Esses acidentes não causaram liberações radioativas significativas no meio ambiente, mas irradiações significativas, resultando em 19 mortes, incluindo 15 entre 1945 e 1971 .

Acidentes graves ocorreram em contextos civis e militares, incluindo dois na França em 1960 e 1968 em Saclay :

21 de agosto de 1945, Laboratório Nacional de Los Alamos , Novo México (EUA). Este acidente ( núcleo do demônio ) causa a morte de Harry Jr. Daghlian .
21 de maio de 1946, Laboratório Nacional de Los Alamos , Novo México (EUA). Este acidente ( Demon Core ) causa a morte de Louis Slotin .
15 de março de 1953, Complexo nuclear de Mayak . Amputação das pernas de um dos dois operadores (falecido 35 anos após o acidente).
21 de abril de 1957, Complexo nuclear de Mayak . Um operador morreu 12 dias após o acidente (dose: 30 Gy ), 5 outros operadores receberam doses estimadas em 3 Gy ,
2 de janeiro de 1958, Complexo nuclear de Mayak . 3 operadores morreu 5-6 dias depois, a 4 ª operador tinha sérios problemas de saúde e perdeu a visão de alguns anos mais tarde.
16 de junho de 1958, Oak Ridge, Complexo de Segurança Nacional Y-12 , 1 pessoa viveu 14,5 anos, 1 pessoa viveu 17,5 anos, 5 viva 29 anos depois,
15 de outubro de 1958, Instituto Vinča de Ciências Nucleares (Iugoslávia).
30 de dezembro de 1958, Laboratório Nacional de Los Alamos - Novo México (Estados Unidos). O operador ( Cecil Kelley ) recebeu 120 Gy e morreu 36 horas após o acidente; outros 2 operadores receberam uma dose de 1,34 e 0,53 Gy .
16 de outubro de 1959, Idaho Chemical Processing Plant .
15 de março de 1960SACLAY (França) Nenhuma pessoa irradiou 3x10 ^ 18 fissões do núcleo, 1 pico, modelo crítico (Alize) - 2,2 toneladas de barras de óxido de urânio enriquecidas a 1,5%, debaixo de água. Por algum motivo, um operador realizou a remoção total de uma barra absorvente (ao invés de uma remoção parcial) - interrompendo a reação pelo efeito Doppler - não destruindo o coração.
5 de dezembro de 1960, Complexo nuclear de Mayak . 5 operadores receberam doses entre 0,24 e 2 rem.
14 de julho de 1961, Siberian Chemical Combination . Um operador recebeu 2 Gy , sem lesão clínica duradoura.
7 de abril de 1962, Complexo Nuclear de Hanford . 3 pessoas receberam grandes doses sem lesão clínica aparente.
7 de setembro de 1962, Complexo nuclear de Mayak . Nenhum pessoal foi submetido a doses significativas.
30 de janeiro de 1963, Siberian Chemical Combination . 4 pessoas localizadas a cerca de 10 metros do reservatório receberam doses entre 0,06 e 0,17 Gy .
2 de dezembro de 1963, Siberian Chemical Combination . Dose máxima equivalente a 5 rem.
24 de julho de 1964, Unidade de Recuperação de Combustíveis Nucleares da United ( Wood River Junction (Rhode Island) ).
3 de novembro de 1965, Fábrica de Construção de Máquinas Elektrostal . Um operador localizado a aprox. 4,5 m da bomba receberam 3,4 rem.
16 de dezembro de 1965, Complexo nuclear de Mayak . 17 operadores receberam doses < 0,1 rem, 7 operadores < 0,2 rem e 3 operadores < 0,7 rem.
14 de outubro de 1968SACLAY (França) 1 pessoa levemente irradiada 1 pico ISIS Modelo crítico do reator OSIRIS - combustível U-Al enriquecido com 93% de excursão de energia devido à retirada precoce de um experimento muito absorvente quando todas as hastes não estavam em posição baixa. A reação em cadeia foi interrompida quando o operador abandonou a configuração experimental. Algumas partes do coração foram distorcidas. O nível da água foi suficiente para proteger o agente - um acidente não documentado.
10 de dezembro de 1968, Complexo nuclear de Mayak . O capataz morreu 1 mês após o acidente ( 2.450 rem), o operador perdeu a visão e teve uma mão e ambas as pernas amputadas ( 700 rem), 6 operadores receberam doses < 1, 64 rem, 4 operadores < 0,15 rem.
24 de agosto de 1970, Windscale Works - Reino Unido. Irradiação muito baixa de dois agentes.
17 de outubro de 1978, Idaho Chemical Processing Plant . 2 pessoas irradiadas fracamente.
13 de dezembro de 1978, Siberian Chemical Combination . Um operador recebeu 2,5 Gy e 20 Gy nos braços e mãos - amputação dos braços e deterioração da visão, 7 outras pessoas receberam doses entre 0,05 e 0,6 Gy .
23 de setembro de 1983, Constituyentes (Argentina).
15 de maio de 1997, Usina de Concentrado Químico de Novosibirsk . Doses insignificantes.
30 de setembro de 1999, Fábrica de Fabricação de Combustível da JCO - Tokaimura Ibaraki (Japão).

Notas e referências

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IRSN (2009) Acidentes críticos na indústria nuclear ; nota informativa, outubro de 2009, ver pág. 21/04
Audiência do Presidente do IRSN
IRSN (2009) Acidentes críticos na indústria nuclear ; nota informativa, outubro de 2009, ver pág. 21/06
O reator SILENE, reator de irradiação tecnológica
http://cat.inist.fr/?aModele=afficheN&cpsidt=13844060
IRSN (2009) Acidentes críticos na indústria nuclear ; nota informativa, outubro de 2009, ver pág. 21/08
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IRSN - Acidentes de gravidade na indústria nuclear - planta, laboratório, departamento de segurança de transporte e resíduos, perícia, departamento de estudos e pesquisa - outubro de 2009 , ver pág. 21/08 do PDF
" acidentes de criticalidade na indústria nuclear "

Veja também

Bibliografia

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