Реактор-размножитель Ферми-1: История и Аварии

Введение

Реактор-размножитель на атомной электростанции Энрико Ферми (1966–1975)

Fermi 1 был единственным в США демонстрационным реактором-размножителем, построенным в 1950-х годах на атомной электростанции Энрико Ферми на западном берегу озера Эри к югу от Детройта, штат Мичиган. В нем использовался быстронейтронный реакторный цикл с охлаждением натрием, в котором жидкий натриевый металл применялся в качестве основного теплоносителя вместо воды, используемой в типичных конструкциях ядерных реакторов. Охлаждение натрием позволяло создать более компактное активное ядро, генерирующее избыточные нейтроны, используемые для воспроизводства ядерного топлива путем преобразования окружающего "оболочки" из 238U в 239Pu, которое затем могло быть возвращено в реактор. При полной мощности он должен был генерировать 430 МВт тепловой мощности (МВтт) или около 150 МВт электрической мощности (МВтэ). Проектированием и строительством Fermi 1 руководил Уолкер Ли Цислер, президент компании Detroit Edison. Цислер считал, что цикл размножения станет доминирующим на будущем коммерческом рынке, поскольку обеспечит практически неограниченные запасы топлива, и он активно поддерживал усилия по созданию Fermi 1 на основе конструкции небольшого экспериментального реактора EBR I в штате Айдахо. Его усилия поддерживал Льюис Штраус, председатель Комиссии по атомной энергии США (AEC), который был убежденным сторонником участия частных компаний в ядерной отрасли. 29 ноября 1955 года EBR I подвергся частичной перегреву по причинам, которые не были полностью выяснены. Лицензирование строительства Fermi 1 началось в январе 1956 года. Экспертная группа AEC рекомендовала приостановить проект до тех пор, пока проблемы с EBR и конструкцией реакторов-размножителей в целом не будут лучше изучены посредством испытаний на новых экспериментальных установках, таких как EBR II. Когда их отчет был упомянут на слушаниях в Конгрессе, Штраус отказался его обсуждать и одобрил строительство. Это вызвало бурную полемику в Конгрессе и прессе, а также серию судебных исков со стороны Объединенного профсоюза работников автомобильной промышленности, что на короткое время привело к приостановке действия лицензии на строительство. Строительство было задержано на несколько лет, а бюджет удвоился. На ввод в эксплуатацию планировался 1959 или начало 1960 года, но Fermi 1 достиг критичности 23 августа 1963 года. В течение следующих двух лет мощность медленно наращивалась, но 5 октября 1966 года произошел частичный перегрев, когда поток натрия был прерван из-за засорения входных отверстий в нижней части реактора. Проблема была обнаружена достаточно рано, чтобы безопасно остановить реактор, и радиоактивных выбросов за пределы защитной оболочки не произошло. Площадка была остановлена для ремонта и возобновила работу в июле 1970 года. Она проработала до повторного закрытия 27 ноября 1972 года и была официально выведена из эксплуатации 31 декабря 1975 года.

Fermi 1 was the United States' only demonstration scale breeder reactor, built during the 1950s at the Enrico Fermi Nuclear Generating Station on the western shore of Lake Erie south of Detroit, Michigan. It used the sodium cooled fast reactor cycle, in which liquid sodium metal is used as the primary coolant instead of typical nuclear reactor designs cooled by water. Sodium cooling permits a more compact core, generating surplus neutrons used to produce more fission fuel by converting a surrounding "blanket" of 238U into 239Pu which can be fed back into a reactor. At full power, it would generate 430 MW of heat (MWt), or about 150 MW of electricity (MWe). The design and construction of Fermi 1 was led by Walker Lee Cisler, president of Detroit Edison. Cisler believed that the breeder cycle would dominate the future commercial market because it would provide an effectively limitless supply of fuel, and he championed efforts to produce Fermi 1 based on the design of the small experimental EBR I in Idaho. His efforts were supported by Lewis Strauss, chair of the U. S. Atomic Energy Commission (AEC), who was a strong advocate of private companies entering the nuclear field. On November 29, 1955, EBR I suffered a partial meltdown for reasons that were not completely understood. Construction licensing for Fermi 1 began in January 1956. The AEC review panel recommended that the design should not proceed until the problems with EBR, and breeder design in general were better understood through testing on newer experimental systems like EBR II. When their report was cited in congressional hearings, Strauss refused to discuss it and approved construction. This led to a firestorm of debate within Congress and the press, along with a series of lawsuits by the United Auto Workers that briefly led to its construction license being revoked. Construction was delayed by several years and the budget doubled. Operation had been planned for 1959 or early 1960 but Fermi 1 achieved criticality on August 23, 1963. While slowly increasing its power over the next two years, on October 5, 1966 it suffered a partial meltdown when the flow of sodium was disrupted by blockage of the inlet holes at the bottom of the reactor. The problem was detected early enough to safely scram the reactor and there was no radioactive release outside the containment building. The site was shut down for repairs and restarted in July 1970. It ran only until closing again on November 27, 1972, and was officially decommissioned on December 31, 1975.

Предыстория

Большинство коммерческих реакторов работают на делящемся топливе 235U. В природе 235U смешан с гораздо большим количеством неделящегося 238U. 238U настолько много, что атомы 235U настолько редки, что цепная реакция невозможна. В большинстве случаев это преодолевается двумя методами. Один из методов – "обогащать" топливо, концентрируя 235U, чтобы нейтроны имели более высокую вероятность взаимодействия с ним. Обогащение оставляет в качестве побочного продукта неделящийся 238U, называемый обедненным ураном. Другой метод – замедлять нейтроны, или "модерировать" их, что увеличивает вероятность их вступления в реакцию. Наиболее распространенные конструкции реакторов используют оба этих метода, слегка обогащая топливо до 3–5% 235U и используя воду в качестве модератора. В этих конструкциях 238U по-прежнему составляет основную часть топлива. Некоторые нейтроны, образующиеся при делении, попадают в эти атомы и захватываются ими, превращая их в 239Pu. Они также могут делиться, как и 235U. Около 35% делений в типичном реакторе приходится на 239Pu, образовавшийся таким образом. Можно увеличить скорость захвата и получить дополнительное топливо. Однако этот процесс гораздо эффективнее, когда нейтроны имеют более высокую энергию, что противоречит замедлению, необходимому для 235U. Это приводит к созданию класса конструкций, оптимизированных для производства 239Pu. Эти реакторы-размножители обычно состоят из двух частей: "ядра" топлива, обогащенного до такой степени, что оно может поддерживать цепную реакцию без модератора, и "оболочки" из 238U, окружающей его, предназначенной для захвата избыточных нейтронов и создания 239Pu. 235U и 238U химически идентичны, и их трудно разделить механическими процессами, основанными на их незначительной разнице в массе. В отличие от них, уран и плутоний имеют разную химию и могут быть разделены химическими процессами. В результате получается относительно чистый плутоний, который можно использовать в качестве топлива в ядре реактора-размножителя без дальнейшего обогащения. После запуска системы можно производить достаточно плутония, чтобы полностью заменить исходное уранное топливо и даже получить излишки. Этот дополнительный плутоний можно использовать в ядре других реакторов-размножителей или смешивать с ураном и сжигать в обычных (не-размножителях) реакторах. Реактору, который может работать без модератора, все равно необходимо охлаждение. Поскольку вода дает нежелательное замедление, требуется другая охлаждающая жидкость. Металлический натрий является отличной охлаждающей жидкостью с очень низкой вероятностью взаимодействия с нейтронами, что повышает нейтронную экономию. Он также обладает отличной теплопередачей. Эффективность теплопередачи зависит от разницы между максимальной и минимальной рабочими температурами. Для натрия это температура плавления 371 Кельвин (К) и температура кипения 1156 К. В отличие от этого, эквивалентные пределы для воды при атмосферном давлении составляют 273 К и 373 К, что приводит к гораздо меньшей удельной теплоемкости. Для улучшения этого многие водоохлаждаемые реакторы работают под высоким давлением, чтобы повысить температуру кипения. Конструкции с натриевым охлаждением могут работать при атмосферном давлении при гораздо более высокой температуре, что обеспечивает преимущество с точки зрения безопасности. Это компенсируется тем, что натрий очень реактивен. Горячий натрий воспламеняется при контакте с водой или кислородом.

Most commercial reactors run on fissile 235U fuel. In nature, 235U is mixed with a much larger amount of non fissile 238U. There is so much 238U that the 235U atoms are so sparse that a chain reaction is impossible. In most cases, this is overcome by two methods. One method is to "enrich" the fuel, concentrating the 235U so the neutrons have a greater probability of hitting them. The enrichment leaves a by product of non fissile 238U referred to as depleted uranium. The other method is to slow the neutrons, or "moderate" them, which increases the chance they will undergo a reaction. The most common reactor designs use both of these methods, slightly enriching the fuel to about 3 to 5% 235U and using water as a moderator. In these designs, 238U is still the majority of the fuel. Some neutrons from the fission events hit these atoms and are captured, turning them into 239Pu. These can also undergo fission like the 235U. About 35% of the fission in a typical reactor is of the 239Pu created in this fashion. It is possible to increase the rate of capture and gain additional fuel. However, this process is much more efficient when the neutrons have higher energy, which works counter to the moderation needed for the 235U. This leads to a class of designs that are optimized for the production of 239Pu. These breeders are generally built in two parts, a "core" of fuel that is enriched to the point where it can maintain a chain reaction without a moderator, and a "blanket" of 238U surrounding it that is designed to capture any spare neutrons and create 239Pu. 235U and 238U are chemically identical, and are difficult to separate using mechanical processes based on their slightly different mass. In contrast, uranium and plutonium have different chemistry, and can be separated with chemical processes. This results in relatively pure plutonium that can be used for fuel in the core of the breeder with no further enrichment. Once the system is running, it is possible to produce enough plutonium to replace the original uranium fuel entirely, and still have more left over. This additional plutonium can then be used in the core of other breeders, or mixed with uranium and burned in conventional (non breeder) reactors. A reactor that can run unmoderated still needs cooling. Since water would give undesired moderation, some other form of coolant is needed. Sodium metal makes an excellent coolant with a very low chance of reacting with neutrons, thus improving the neutron economy. It also has excellent thermal transfer. The efficiency of heat transfer is a function of the difference between the maximum and minimum working temperatures. In sodium this is the melting point of 371 Kelvin (K) and boiling point of 1156 K. In contrast, water's equivalent limits at atmospheric pressure are 273 K and 373 K, which results in far less specific heat capacity. To improve this, many water cooled reactors operate under high pressure in order to increase the boiling point. Sodium designs can run at atmospheric pressure at much higher temperature, offering a safety advantage. Offsetting this is the fact that sodium is highly reactive. Hot sodium will burst into flame on contact with water or oxygen.

Реакторы размножения

Концепция реактора-размножителя доминировала в ранних ядерных разработках, поскольку предлагала способ получения практически неограниченного количества топлива из отходов производства. В 1950-х годах широко распространено было мнение, что запасы природного урана ограничены и могут быть исчерпаны при широком распространении ядерной энергетики. Образующийся плутоний можно было использовать для работы активной зоны реактора-размножителя, а излишки – для других реакторов. Реактор-размножитель потенциально производит не только электроэнергию, но и доход от продажи топлива. Первым реактором, выработавшим электроэнергию, был реактор-размножитель EBR-I, расположенный на территории будущего Национального исследовательского центра Айдахо. 20 декабря 1951 года он произвел достаточно электроэнергии для питания ряда лампочек.

Коммерческое развитие

В декабре 1951 года Уолкер Ли Сислер был назначен президентом компании Detroit Edison. Он только что представил доклад Комиссии по атомной энергии США (AEC), в котором утверждалось, что ядерная энергия станет практичной для коммерческих энергетических компаний и может привести к совершенно новому способу удовлетворения будущих потребностей в электроэнергии. В докладе Сислера основное внимание уделялось быстрому размножителю, в котором говорилось: «Размножающийся реактор будет непрерывно производить количество делящегося материала, превышающее потребляемое. Таким образом, реакторы-размножители будут пополнять, а не истощать мировые запасы делящихся материалов». Сислер предложил проект цикла для коммерческого размножителя в партнерстве между Detroit Edison и Dow Chemical. AEC одобрила эту концепцию 19 декабря 1951 года, всего за день до начала работы EBR-1. В течение следующего года Сислер создал Департамент развития ядерной энергетики в Detroit Edison и привлек пятнадцать других коммунальных предприятий и поставщиков, включая Consolidated Edison и Philadelphia Electric. Объединенная группа сформировала Atomic Power Development Associates (APDA). 19 октября 1952 года AEC дала организации разрешение на детальное проектирование. Разработка продвигалась медленно, пока президент Эйзенхауэр не подписал Закон об атомной энергии в августе 1954 года, разрешивший частным компаниям владеть атомными электростанциями. Дополнительная поддержка проекту была оказана, когда Льюис Штраус был назначен председателем AEC. Штраус проявлял большой интерес к коммерческой разработке и решительно поддерживал как программы размножения, так и программы легких водных реакторов.

Отрицательный отзыв

На совещании по обзору с AEC 10 ноября 1954 года лауреат Нобелевской премии Ханс Бете и конструктор EBR Уолтер Зинн не согласились с оценкой последствий расплавления в реакторе-размножителе. Зинн предположил, что это может привести к взрыву, в то время как Бет считал это крайне маловероятным. Все согласились, что такой взрыв, если бы он произошел, был бы достаточно мал, чтобы его можно было локализовать в подходящем здании. Вскоре после совещания Альфред Аморози был назначен техническим директором проекта. Он приступил к детальному изучению работы и обеспокоился одной конкретной проблемой. Одним из преимуществ натриевого теплоносителя было то, что он расширяется при нагревании, замедляя скорость реакции и способствуя охлаждению реактора. Этот отрицательный температурный коэффициент крайне желателен, поскольку обеспечивает пассивную безопасность. Однако EBR демонстрировал положительный температурный коэффициент в определенных условиях. Еще более тревожным было то, что расчеты второго аналогичного эффекта – коэффициента Доплера – также оказались положительными. В этом случае дополнительное тепло могло привести к неконтролируемой реакции. Работа Аморози была рассмотрена на заседании 30 июня 1955 года группы по реакторам-размножителям в Консультативном комитете по безопасности реакторов, авторитетной комиссии, сформированной AEC, которая сегодня является частью Комиссии по ядерному регулированию. Они выразили обеспокоенность тем, что коэффициент Доплера может нивелировать тепловой эффект и любые автоматические системы, предназначенные для его контроля. Команда занимала двойственную позицию в отношении этой концепции в целом, поднимая ряд серьезных вопросов и задаваясь вопросом, почему рассматривается возможность строительства полномасштабной установки без ожидания результатов испытаний на уменьшенных прототипах. Они заключили, что "необходимо признать, что предположения, лежащие в основе этих расчетов, не были экспериментально подтверждены и должны быть подтверждены, прежде чем эксплуатация такого реактора может быть рекомендована для площадки вблизи населенного пункта".

Спад EBR

Чтобы еще больше охарактеризовать эти эффекты, летом 1955 года EBR начал проводить эксперименты по измерению коэффициента Доплера. Поскольку эффект более выражен при более высоких температурах, было организовано испытание, при котором реактор должен был работать при температуре, лишь немного ниже точки плавления топлива. Реактивность контролировалась серией моторизованных управляющих стержней, которые медленно выводились, чтобы обеспечить плавный набор мощности. В случае возникновения проблем, в реактор можно было быстро ввести второй набор аварийных стержней. Испытание было проведено 29 ноября 1955 года. По мере увеличения мощности, при 500 Вт показания температуры стали неясными. Обеспокоенный тем, что начинается неконтролируемый рост мощности, научный руководитель испытания приказал оператору сбросить аварийные стержни, но оператор нажал кнопку для более медленных, приводимых в движение моторами. Ученый понял, что произошло, и нажал на правильную кнопку, но за эти несколько секунд мощность продолжала быстро нарастать. Затем сработала вторая система безопасности, которая сбросила всю оболочку (blanket) в приямок под реактором, что привело к прекращению реакции. Примерно половина активной зоны расплавилась за секунды, сделав реактор настолько радиоактивным, что к нему было невозможно приблизиться. Команды смогли открыть активную зону лишь спустя недели, и сразу не удалось установить причину произошедшего. Если бы причиной были эффекты Доплера, это указывало бы на то, что более крупная установка была бы совершенно неуправляемой. В конечном итоге было установлено, что причиной проблем было то, что топливные стержни изгибались или провисали при нагревании, что позволяло им сближаться друг с другом и увеличивать скорость реакции. Вопрос о коэффициенте Доплера остался нерешенным. Авария на EBR высветила еще одну давнюю проблему конструкции реактора-размножителя. Поскольку активная зона была сильно обогащена, даже незначительные перемещения топлива могли вызывать значительные изменения реактивности, как это произошло на EBR. Если оболочка падала на топливо в активной зоне, она могла "сжать" его до сверхкритического состояния, что привело бы к взрыву. То же самое могло произойти, если топливо расплавилось и скопилось в округлой нижней части реактора, а затем остальная часть активной зоны была бы на него прижата. Аморози разработал простое решение этой проблемы: металлический конус, похожий на перевернутый вафельный стаканчик, был помещен в центр резервуара с натрием в нижней части реактора. Во время нормальной работы он помогал направлять поток натрия в активную зону. Если топливо расплавилось, конус заставил бы его вытекать наружу в кольцеобразную форму, которая не могла достичь критической массы.

To further characterize these effects, in the summer of 1955, EBR began to run experiments to measure the Doppler coefficient. As the effect is more pronounced at higher temperatures, a test was arranged that would run the reactor at , not far below the melting point of the fuel. The reactivity was controlled by a series of motorized control rods that would be slowly extracted to allow the power to rise smoothly. In the case of a problem, a second set of emergency rods could be quickly dropped into the reactor. The test was carried out on November 29, 1955. As the power was ramped up, at 500 W the temperature reading became confusing. Concerned that it was beginning to surge, the scientist in charge of the test ordered the operator to drop the emergency rods, but the operator pushed the button for the slower motor controlled ones. The scientist realized what had happened and pushed the correct button, but in those few seconds, the power continued rapidly increasing. A second safety system was then triggered which dropped the entire blanket into a pit below the reactor, which had the effect of stopping the reactions. About half of the core had melted in seconds, leaving the reactor so radioactive that it could not be approached. Teams were finally able to open the core weeks later and it was not immediately clear what had caused the problems. If it had been caused by Doppler effects, it suggested a larger plant would be completely uncontrollable. It was finally determined that the cause of the problems was that the fuel rods would bend, or droop, as they heated up, allowing them to move closer together and the reaction rate to increase. The issue of the Doppler coefficient remained untested. The EBR meltdown brought to a head another lingering concern with the breeder design. As the core was highly enriched, even slight movements of the fuel could cause significant changes in reactivity, as occurred on EBR. If the blanket fell onto the fuel in the core it could "compact" it to prompt supercriticality, leading to an explosion. The same might occur if the fuel melted and collected at the rounded bottom of the reactor and then the rest of the core was pressed down onto it. Amorosi designed a simple solution to this later problem; a metal cone, not unlike an upside down ice cream cone, was placed in the center of the sodium tank at the bottom of the reactor. During normal operation, this would help guide the flow of the sodium into the core. If the fuel melted, the cone would force it to flow outward into a ring shape which could not reach critical mass.

Заявление и пересмотр Макмуло

В январе 1956 года Сислер подала заявку на разрешение на строительство Fermi 1. Для строительства станции была создана новая компания – Компания по разработке энергетических реакторов (PRDC). В ходе серии встреч с Комитетом по безопасности АЭС в марте PRDC представила результаты своей работы на тот момент, однако большая часть из них оставалась предварительной. Что касается коэффициента Доплера, Национальная лаборатория Аргонн, эксплуатировавшая EBR I, представила данные об аварии, включая проблему провисания топливных стержней. Уэйн Дженс из PRDC представил три основных сценария аварий, которые он изучал, в том числе возможность закипания натриевого теплоносителя, что могло привести к взрыву, эквивалентному взрыву тротила. Другие два сценария были связаны с расплавлением активной зоны, но данные по ним были слишком предварительными. Генри Гомберг из Мичиганского университета представил свою работу по потенциальным утечкам радиации, однако и эти результаты были предварительными. Несмотря на продолжающуюся работу, Сислер выразила уверенность в том, что все исследования будут завершены к моменту подачи заявки на лицензию на эксплуатацию через несколько лет. Затем, под руководством Роджерса МакКалло из компании Monsanto, 2 июня 1956 года в чикагском офисе Аргоннской лаборатории была организована еще одна встреча и окончательный обзор данных. В его письме с обзором встречи было указано: "Несмотря на отсутствие фактов или расчетов, которые однозначно указывали бы на небезопасность предлагаемого реактора для данной площадки, Комитет считает, что в настоящее время недостаточно информации для гарантии безопасной эксплуатации реактора PRDC на этой площадке, не создающей угрозы для населения". Особую обеспокоенность вызывало понимание того, что именно произошло на EBR, и "необходимо наглядно продемонстрировать, что коэффициент такой величины не может существовать в конструкции PRDC". Решить эту проблему можно было только с помощью дальнейших экспериментов, и группа посчитала, что запланированные испытания не дадут достаточной информации к предполагаемому сроку ввода в эксплуатацию в 1959 или 1960 году. Они предложили построить меньший реактор специально для проверки влияния температурных колебаний, а также еще один – для проверки эффективности предложенных концепций защитной оболочки в случае взрыва такой мощности, как тот, что был представлен Дженсом. Хотя дополнительная информация будет получена в результате запланированных экспериментов, она не успеет повлиять на конструкцию до завершения строительства, а имеющийся опыт работы с меньшими реакторами "не внушает полной уверенности". Они рекомендовали ускорить программу EBR II и построить его как полноценный прототип конструкции Ферми, а не как более крупный EBR, предназначенный исключительно для экспериментов. Признавая заслуги PRDC в разработке проекта и его быстром продвижении, Комитет заключил: "Комитет не считает, что предпринимаемые шаги должны быть настолько рискованными, чтобы подвергать опасности здоровье и безопасность населения".

Cisler applied for a construction permit for Fermi 1 in January 1956. A new company was formed to build the plant, the Power Reactor Development Company, or PRDC. During a series of meetings with the AEC's Safeguards Committee in March, PRDC presented its work to date, but much of it remained preliminary. As to the topic of the Doppler coefficient, Argonne National Laboratory, who ran EBR I, presented on data from the accident including the issue with fuel rod drooping. Wayne Jens of PRDC presented three major accident scenarios he had been studying, including the possibility that the sodium coolant might boil off which could result in an explosion with the force of TNT equivalent. The other two were meltdown scenarios, but the numbers for these were too preliminary. Henry Gomberg, of the University of Michigan, presented his work on potential radiation leak events, but again the results were tentative. Although the work was ongoing, Cisler stated his confidence that they would all be completed by the time they applied for an operational license some years in the future. Another meeting and final review of the data was then arranged under the direction of Rogers McCullough of Monsanto on June 2, 1956 at the Chicago offices of Argonne. His review letter summarizing the meeting stated that "Even though there are no facts or calculations available to the Committee that clearly indicate the proposed reactor is not safe for this site, the Committee believes there is insufficient information available at this time to give assurance that the PRDC reactor can be operated at this site without a public hazard." Of particular concern was understanding exactly what happened in EBR and "a clear demonstration must be given that a coefficient of this magnitude cannot exist in the PRDC design." This could only be solved by further experimentation, and the group felt that the currently planned tests would simply not provide enough information in time for the proposed opening in 1959 or 1960. They suggested building a smaller reactor specifically to test the effects of temperature swings, and another to test whether the proposed containment building concepts could actually stop an explosion of the magnitude being presented by Jens. While additional information would be forthcoming from existing planned experiments, it would not be in time to influence the design before construction was completed, and existing experience on the smaller reactors "is not wholly reassuring." They recommended that the EBR II program move ahead as rapidly as possible and be built as a true prototype of the Fermi design as opposed to a larger EBR that was purely experimental. While it lauded the PRDC for pursuing the design and developing it so rapidly, it concluded that "The Committee does not feel that the steps to be taken should be so bold as to risk the health and safety of the public."

Спор в Конгрессе

Обзор Макмуло поступил в AEC в разгар дебатов в Совместном комитете Конгресса по атомной энергии относительно законопроекта Гора-Холифилда, который предусматривал усиление поддержки коммерческой атомной энергетики. Штраус считал, что усилия, подобные усилиям PRDC, представляют собой наиболее перспективный путь, в то время как демократы в Совместном комитете, во главе с Томасом Э. Мюрреем, который также являлся комиссаром AEC, выступали за дополнительное федеральное финансирование для нового этапа экспериментальных разработок. В ходе обсуждения законопроекта Джон Дингелл выразил обеспокоенность тем, что AEC отвечает как за продвижение ядерной энергетики, так и за контроль ее безопасности. Он привел проекты PRDC в качестве примера и призвал воздержаться от финансирования «до тех пор, пока не будут устранены все проблемы безопасности в целях защиты населения». Он также разослал пресс-релизы в Detroit News, Toledo Blade и Wall Street Journal, в которых изложил опасения относительно конструкции. В конце июня 1956 года Комитет по ассигнованиям Палаты представителей приступил к рассмотрению запроса AEC о дополнительном финансировании экспериментальных машин. Председатель Кларенс Кэннон использовал заседания для выражения своего несогласия с поспешностью в развитии частных промышленных реакторов и в целом с руководством Штрауса. В ходе допроса и Штраус, и Мюррей раскрыли подробности спора вокруг проекта PRDC. Когда Кэннон пожаловался на отсутствие прогресса со стороны частных компаний, Штраус ответил, что намерен присутствовать на церемонии закладки фундамента реактора Ферми 8 августа. Это было первое упоминание о строительстве, дата и название установки были определены до проведения обзора Макмуло. На следующий день Кэннон допросил Мюррея относительно проекта, и Мюррей заявил о своей уверенности в том, что реактор-размножитель является важной частью программы AEC, но для дополнительных экспериментов необходимо выделить больше средств. В подтверждение своей позиции он зачитал несколько отрывков из обзора Макмуло, в которых предлагалось ускорить существующие программы и построить дополнительные испытательные системы. Кэннон использовал это для аргументации о том, что AEC следует выделить все запрошенные $55 миллионов, а не $15 миллионов, предложенных комитетом. Затем Мюррей на следующий день встретился с Клинтоном Андерсоном, отметив, что Штраус, по-видимому, игнорирует опасения, высказанные в обзоре Макмуло, и, очевидно, уже принял решение о выдаче лицензии на строительство. После встречи с Мюрреем Андерсон попросил Джеймса Т. Рами связаться с AEC и запросить копию отчета Макмуло. Гарольд Вэнс, Кеннет Филдс, Мелвин Прайс и главный юрисконсульт AEC обсудили этот запрос. Вэнс особенно беспокоился о том, как этот единственный отчет, среди множества подобных отчетов в AEC по данной теме, был представлен и, таким образом, Совместному комитету казалось, что это единственный отчет такого рода. Он также предложил уточнить роль Комитета по безопасности и более широкой группы комитетов в структуре AEC. Прайс, напротив, выразил мнение, что «поэтому подобные документы должны быть конфиденциальными». Они решили проигнорировать запрос. Андерсон направил официальное письмо 9 июля, и после дальнейших внутренних обсуждений Штраус решил признать его «административно конфиденциальным» и ответил 13 июля, что отчет будет предоставлен только при условии сохранения конфиденциальности. Совместный комитет отказался, заявив, что «не может получить отчет на этих условиях». 16 июля Андерсон направил AEC новое требование, которое было вновь отклонено, и Штраус просто заявил, что «публичного ответа не будет».

The McMullough review arrived at the AEC in the middle of a debate within the congressional Joint Committee on Atomic Energy about the Gore Holifield bill that intended to provide more support for commercial nuclear power. Strauss felt that efforts like those of the PRDC represented the best path forward, while Democrats on the Joint Committee, led by Thomas E. Murray, who was also an AEC commissioner, favored additional federal funding for another round of experimental machines. During debate on the bill, John Dingell raised the concern that the AEC was both in charge of promoting nuclear power as well as being in control of its safety. He pointed to the PRDC designs as an example and urged that funding be withheld "until all safety problems have been resolved for the protection of the public." He also sent press releases to the Detroit News, Toledo Blade and Wall Street Journal outlining the concerns about the design. In late June 1956, the House Appropriations Committee began to review the AEC's request for additional funding for experimental machines. Chair Clarence Cannon used the meetings to vent his opposition to the rush to private industry reactors and Strauss' leadership in general. Under his questioning, both Strauss and Murray revealed details of the controversy over the PRDC design. When Cannon complained that the private companies appeared to be making no progress, Strauss responded that he was going to attend the groundbreaking ceremony for Fermi on August 8th. This was first time construction had been mentioned, the date having been selected, along with the plant's name, before the McMullough review had taken place. The next day, Cannon grilled Murray about the design, and Murray stated his belief that the breeder was an important part of the AEC's program, but that more funds should be provided for additional experiments. To underscore his argument, he read several portions of the McMullough review that suggested accelerating existing programs and building additional test systems. Cannon used this to argue that the entire originally asked for $55 million be given to the AEC instead of the committee's $15 allocation. Murray then followed up the next day, meeting with Clinton Anderson, noting that Strauss appeared to be ignoring the McMullough concerns and had obviously decided to grant a construction license already. After meeting with Murray, Anderson had James T. Ramey telephone the AEC and request a copy of the McMullough report. Harold Vance, Kenneth Fields, Melvin Price and AEC general counsel discussed the request. Vance was particularly concerned with the way this single report, among many within the AEC on the topic, had been introduced and thus appeared to Joint Committee as if it was the only such report. He went on to suggest that they clarify the role of the Safeguards Committee and the larger group of committees within the AEC. Price instead stated his opinion that "this is why documents like this ought to be privileged." They decided to ignore the request. Anderson followed with a formal letter on July 9th, and after further internal debate, Strauss decided to declare it "administratively confidential" and responded on July 13th that they would release it only on the condition that it be treated as confidential information. The Joint Committee refused, stating they "could not receive the report under these conditions." On July 16th Anderson sent another demand to the AEC, which they once again refused, with Strauss stating simply there will be "no public answer".

Окончательное одобрение

Пока все это происходило, Отдел гражданского применения (DCA) Прайса проводил собственный анализ проекта. Их письмо с результатами анализа охватывало все вопросы, поднятые Комитетом по безопасности. Например, в ответ на обеспокоенность недостатком информации для эксплуатации на предложенной площадке, DCA согласился, но затем заявил, что эта информация будет предоставлена до рассмотрения лицензии на эксплуатацию. При рассмотрении вопроса о расплавлении, которое могло бы привести к выбросу радиоактивных веществ, они вновь согласились с Комитетом по безопасности в том, что информации недостаточно для выводов, но затем просто отметили, что считают, что предложенное здание выдержит "наихудший возможный сценарий аварии на этом реакторе". Атомная энергетическая комиссия (AEC) собралась 1 августа для рассмотрения заявки. Прайс представил позицию DCA, заявив, что они согласны с Комитетом по безопасности в отношении существующих проблем, но существуют "расхождения во мнениях относительно этого проекта, связанные со степенью оптимизма или пессимизма различных людей относительно вероятности удовлетворительного решения этих проблем". Затем он предложил выдать разрешение на строительство при условии решения этих вопросов до выдачи лицензии на эксплуатацию. Штраус предложил начать обсуждение. Мюррей обратился к Макмуллоху, который также присутствовал, и спросил, изменилось ли что-нибудь после 6 июня, что могло бы повлиять на его мнение. Макмуллох ответил, что ничего не изменилось. Тогда Мюррей заявил, что он против выдачи разрешения на строительство. Ванс заявил, что следует выдать разрешение на строительство, но обязательно использовать термин "условный" при обсуждении этого вопроса с прессой, поскольку его беспокоили проблемы безопасности, уже известные общественности. Он сказал: "Может пройти некоторое время, прежде чем можно будет получить разумные гарантии. Если мы отложим выдачу разрешения на строительство до этого момента, это может задержать очень важную программу. Если бы мы не считали, что шансы на решение всех этих проблем велики, мы бы не выдали разрешение. Мы считаем, что они хорошие". В итоге, три комиссара проголосовали за выдачу разрешения, а Мюррей – против. Разрешение было выдано 4 августа 1956 года.

While this was all taking place, Price's Division of Civilian Application (DCA) was making its own review of the design. Their review letter touched on every point raised by the Safeguards Committee. For instance, in reply to the concern that there was not enough information available to allow operation at the proposed site, the DCA agreed, but then stated their opinion that such information would be forthcoming before the operational license would be considered. When considering the issue of meltdowns that might breach confinement, they once again agreed with the Safeguards Committee that there was not enough information available to draw a conclusion, but then stated simply that they felt that the suggested building would hold the "maximum credible accident in this reactor." The AEC met on August 1st to consider the application. Price presented the DCA's case, stating that they agreed with the Safeguards Committee on what the concerns were, but that there were "differences of opinion with respect to this project that relate to the degree of optimism of pessimism among various people as to the likelihood that these problems can be satisfactorily resolved." He then suggested issuing a construction permit based on those issues being resolved before the operational license would be granted. Strauss then called for discussion. Murray turned to McMullough, who was also present, and asked him if anything had occurred since June 6th to change his opinion. McMullough replied that nothing had changed. Murray then stated that he was opposed to issuing a construction license. Vance stated that they should go ahead with the construction license, but be sure to always use the term "conditional" when discussing it with the press, as he was concerned about the safety issues that were already known in public. He stated that "It may be some time before reasonable assurance can be obtained. If we were to delay the construction permit until then, it might delay a very important program. If we didn't think that the chances were very good that all these problems would be resolved, we would not issue the permit. We do think they are good." In the end, three commissioners voted to issue the permit, with Murray voting no. The permit was issued on August 4, 1956.

Начало строительства

Официальное начало строительства состоялось 8 августа, как и заявлял Штраус. Это почти немедленно привело к иску, поданному Объединенным профсоюзом работников автомобильной промышленности (UAW) во главе с Уолтером Рейтером. Доклад Маккалоу был опубликован в августе, после выдачи разрешения на строительство. Рейтер выразил обеспокоенность по поводу восстановления после расплава, заявив: «Простыми словами, это означает, что реактор может превратиться в атомную бомбу небольшого масштаба». Цислер ответил, что заводу была выдана только лицензия на строительство, и что если опасения по поводу безопасности сохранятся, лицензия на эксплуатацию выдана не будет. Затем он заявил, что вся аргументация была политически мотивирована, сообщив Detroit Free Press, что «Мы движемся по пути к социалистическому государству» и что люди, выступающие против проекта, «готовы использовать любые уловки, чтобы оставить развитие атомной энергетики в руках правительства». Он предположил, что весь инцидент – это просто борьба между теми, кто заинтересован в сохранении разработок в государственном или частном секторе, и что аргументы о безопасности были «ниже пояса». Это привело к письму сенатора от штата Мичиган Патрика В. Макнамары к Цислеру, в котором говорилось: «Я отвергаю придуманный вами миф о том, что это исключительно борьба между государственными и частными энергетическими интересами». Он поднял этот вопрос на пленарном заседании Сената, заявив, что безопасность имеет первостепенное значение, поскольку объект расположен недалеко от Монро, штат Мичиган, города с населением 20 000 человек, и недалеко от Детройта. Он отметил: «Вопросы были подняты исключительно непрофессионалами, которые мало или ничего не знают о сложности и технических деталях атомных реакторов? Нет. Их поднял Консультативный комитет Комиссии по атомной энергии по безопасности реакторов. И на его вопросы до сих пор не получили ответа». Строительство продолжалось, несмотря на сохраняющиеся опасения. Оно началось с закачки бетона в скальное основание летом и проведения земляных работ в октябре. Первый бетон для фундамента, считающийся ключевой датой в строительстве любого реактора, был залит в декабре 1956 года. Купол защитной оболочки был установлен 21 сентября 1957 года. Сам корпус реактора прибыл в мае 1958 года после месячного путешествия на барже и по железной дороге. К началу 1958 года сметная стоимость возросла до 70 миллионов долларов (70 000 000 долларов в 1957 году эквивалентны примерно <расчетной сумме> в последние годы), что вдвое превышает первоначальную оценку. Последняя часть сборки реактора прибыла в мае 1959 года, оставив только турбогенераторную установку для завершения. Комиссия по атомной энергии одобрила окончательное строительство 26 мая.

The official groundbreaking took place on August 8th as Strauss had stated. This led almost immediately to a lawsuit by the United Auto Workers (UAW), led by Walter Reuther. The McCullough report was made public in August, after the construction permit had been released. Reuther noted the concerns about reassembly after meltdown, stating "In everyday language, this means the reactor might convert itself into a small scale atomic bomb." Cisler responded that the plant had only received a construction license, and that if safety concerns remained the operational license would not be granted. He then went on to claim the entire argument was politically motivated, telling the Detroit Free Press that "We are headed down the road to a socialist state" and that the people talking out against the design were "prepared to use any subterfuge to keep atomic power development in the hands of the government." He suggested the entire affair was simply a battle between those interested in keeping the designs in the public vs. private sector and that the arguments on safety were "hitting below the belt." This led to a letter from Michigan senator Patrick V. McNamara to Cisler, stating "I reject the myth you have concocted that this is solely a fight between public and private power interests." He took the issue to the floor of the Senate, stating that safety was paramount because the site was just outside Monroe, Michigan, a city of 20,000, and it was only from Detroit. He noted "Were these questions raised solely by laymen who known little or nothing about the complexities and technicalities of atomic reactors? No. They were raised by the AEC's own Advisory Committee on Reactor Safeguards. And its questions to date have never been answered." Construction continued in spite of any ongoing concerns. This started with concrete being injected into the underlying bedrock in the summer, and excavations in October. The first concrete for the foundation, considered a key date in any reactor construction, was poured in December 1956. The top of the confinement dome was added on September 21, 1957. The reactor vessel itself arrived in May 1958, after a month long barge and rail journey. By early 1958, cost estimates had risen to $70 million (70000000.0 in 1957 is equivalent to about <calculated amount> in recent years), double the initial estimate. The final part of the reactor assembly arrived in May 1959, leaving only the steam plant to be completed. The AEC approved final construction on May 26th.

Завершение и выдача лицензий на эксплуатацию

В августе 1959 года начались первые испытания натриевых контуров охлаждения. Они проводились в карьере, расположенном на некотором расстоянии. 24 августа произошел взрыв натрия, в результате которого десятки людей получили ранения и были повреждены близлежащие дома. Вскоре после этого испытания топливных стержней показали, что они прослужат лишь треть от первоначально прогнозируемого времени, после чего их потребуется извлечь. Дальнейшие испытания натриевых контуров охлаждения выявили, что текущий металл будет срывать ребра жесткости со стержней, которые удерживали их разделенными в реакторе. В 1960 году возникла более серьезная проблема со стержнями: выяснилось, что они могут разбухать внутри реактора и препятствовать потоку натриевого теплоносителя. Это потребовало нескольких месяцев задержки в строительстве для устранения проблемы. К этому времени угроза иска со стороны UAW прошла через суды и была рассмотрена 23 марта 1960 года. Вердикт был вынесен 10 июня: строительная лицензия была признана недействительной, и все работы на заводе должны были быть остановлены в течение 15 дней. Сислер подал ходатайство о пересмотре дела, но оно было отклонено 25 июля. И Detroit Edison, и Министерство юстиции США обжаловали решение в Верховный суд США. Строительство в это время продолжалось. 12 июня Верховный суд вынес решение в пользу Fermi 1. В основном мнении утверждалось, что двухэтапная процедура выдачи разрешения на строительство, а затем операционной лицензии, была "достаточно обоснованной, чтобы удовлетворить аргументы закона". В отдельном мнении отмечалось, что разрешение на строительство означало, что участвующие компании инвестировали бы миллионы в строительство, и к моменту его завершения стало бы ясно, что "из истории законодательства следует, что вопрос безопасности должен быть решен до выдачи Комиссией разрешения на строительство". Первый из 105 топливных стержней прибыл 9 июня 1961 года, и AEC выдала продленную лицензию на строительство для решения проблем с продолжающимися задержками. Дальнейшие проблемы тормозили прогресс: пробку, герметизирующую верхнюю часть реактора, пришлось заменить, и было обнаружено, что натрий реагирует с графитовой защитой внутри реактора. Это привело к еще 15 месяцам задержки и дополнительным расходам на строительство в размере 2,5 миллиона долларов. AEC выдала еще одно продление лицензии на строительство для покрытия этих расходов. В этот период Уолтер Маккарти возглавлял процесс подачи заявки на получение операционной лицензии. После завершения строительства осенью 1962 года Консультативный комитет по безопасности реакторов вновь собрался в октябре 1962 года для рассмотрения эксплуатационных аспектов. Они одобрили реактор для загрузки топлива и работы на 1/400 от его номинальной мощности. Для перехода на следующий уровень мощности в 200 000 кВт и, наконец, на проектную мощность в 400 000 кВт потребуется эксплуатация и проверка. 11 декабря 1962 года Рейтер подал ходатайство о переносе слушаний по операционной лицензии, пока UAW готовит свое дело. На следующий день перегрев охлаждающей воды вызвал цепь событий, в результате которых горячий натрий вылился из реактора и немедленно вспыхнул. Рейтер воспользовался этим инцидентом, заявив, что если бы топливо было загружено, это привело бы к серьезной радиационной аварии, что было подхвачено прессой, особенно в Вашингтоне. Дело UAW в конечном итоге зашло в тупик, и временная операционная лицензия была одобрена.

In August 1959, the first tests with the sodium cooling loops began. These were carried out in a gravel pit some distance away. On August 24th, the sodium exploded, injuring dozens and causing damage to nearby homes. Shortly thereafter, tests of the fuel pins demonstrated they would only work for 1/3 the originally predicted time before having to be removed. Further tests of the sodium cooling loops demonstrated the flowing metal would strip the fins off the pins that kept them separated from each other in the reactor. In 1960, a more serious problem with the pins arose that showed they could swell up inside the reactor and impede the flow of the sodium coolant. This required a several month delay in construction to address. By this time, the lingering threat of a lawsuit from the UAW had worked its way through the courts and was heard on March 23, 1960. The verdict was released on June 10th the construction license was illegal and all work on the plant had to stop within 15 days. Cisler petitioned for a rehearing, but this was denied on July 25th. Both Detroit Edison and the US Department of Justice appealed to the US Supreme Court. Construction continued in the meantime. On June 12th, the Supreme Court found in favor of Fermi 1. The majority opinion stated that the two stage process of allowing construction and then operational licenses was valid "enough to satisfy the arguments of law." The minority opinion noted that allowing construction meant the companies involved would have invested millions in construction and by the time that is complete and that "The legislative history makes clear the time when the issue of safety must be resolved is before the Commission issues a construction permit." The first of 105 fuel pins arrived on June 9, 1961 and the AEC issued an extended construction license to deal with the ongoing delays. Further issues impeded progress; the plug that sealed the top of the reactor had to be changed, and it was found that sodium was reacting with the graphite shielding inside the reactor. This caused another 15 month delay and added $2.5 million in construction costs. The AEC issued another construction license extension to cover it. Through this period, Walter McCarthy headed up the operational license application. With construction largely complete in the fall of 1962 the Advisory Committee on Reactor Safety met again in October 1962 to consider the operational aspects. They cleared the reactor for fuel loading and operation at 1/400 of its nameplate power. Operation and review would be required before it could be brought to the next level of 200,000 kW of output, and finally to its design power of 400,000 kW thermal. On December 11, 1962, Reuther filed a motion to delay the operational hearings while the UAW prepared its case. The next day, an overheating of the cooling water caused a string of events that dropped hot sodium out of the reactor, which immediately burst into flame. Reuther seized on the event as had the fuel been loaded it would have resulted in a serious radiation accident, which was picked up by the press, especially in Washington. The UAW case ultimately went nowhere, and the provisional operational license was approved.

Первоначальные операции и расплав

Окончательная загрузка топлива началась 12 июля 1963 года, и первоначальная цепная реакция была успешно достигнута в 12:35 23 августа 1963 года. Реактор работал на низких уровнях мощности в течение следующего года, поскольку было выявлено и устранено множество незначительных проблем. К концу 1965 года были разработаны планы по увеличению мощности до 1000 кВт, затем до 20 000, а затем до 80 000, после чего часть электроэнергии будет подаваться в сеть. К этому времени стоимость проекта достигла 100 миллионов долларов (100 000 000,0 в 1957 году эквивалентно приблизительно <расчетной сумме> в современных условиях), а к октябрю – 120 миллионов долларов. Повышение мощности продолжалось успешно, и день коммерческой эксплуатации был назначен на 6 августа 1966 года, при этом реактор должен был производить 33 МВт электроэнергии в течение 60 часов. Во время продолжительного испытания несколько топливных сборок показали аномально высокую температуру. Четкой причины этого не было, но проблема была решена путем перестановки некоторых топливных сборок в активной зоне. Следующий запуск до того же уровня мощности был разрешен начать в 8 утра 5 октября, но незначительные неполадки задержали его до 14:20. В 15:00 мощность достигла 20 000 кВт тепловой мощности, и было отмечено нестабильное поведение, которое было устранено кратковременным ручным управлением, после чего управление вернулось в автоматический режим. В 15:05 оператор Майк Вебер заметил, что управляющие стержни, по-видимому, слишком сильно выдвинуты из активной зоны, учитывая выделяемое тепло; обычно они должны были быть примерно на уровне, но автоматическая система вывела их дальше. Кроме того, приборы учета реактивности показывали нестабильные значения. Это указывало на наличие локальных перегревов в активной зоне, однако дисплей с температурой отдельных элементов находился на некотором расстоянии от основных органов управления. Просканировав дисплей, он сразу увидел, что две сборки значительно горячее остальных. В 15:09 сработала радиационная сигнализация и была объявлена аварийная ситуация класса I (незначительная), что привело к герметизации здания реактора. В 15:20 было принято решение о вынужденной остановке реактора (SCRAM). Маккарти прибыл вскоре после этого и начал планировать выяснение произошедшего. Вебер опасался локального расплавления топлива, которое могло вызвать проблемы даже в выключенном состоянии. Если расплавленное топливо собиралось, оно могло продолжать нагревать окружающее топливо до плавления даже при вставленных управляющих стержнях. Хотя мониторы показывали проблемы только в сборках M 140 и M 098, приборы были установлены только на каждой четвертой сборке, поэтому не исключалось более широкое расплавление. К концу дня уровень радиоактивности снизился, и эта вероятность казалась маловероятной.

Final fuel loading began on July 12, 1963, and the initial chain reaction was successfully achieved at 12:35 PM on August 23, 1963. The reactor was operated at low power levels through the next year as many minor issues were found and worked out. By the end of 1965, plans were made to raise the power to 1,000 kW, then 20,000, and then 80,000, at which point some electricity would be delivered to the grid. By this time the project which had reached $100 million (100000000.0 in 1957 is equivalent to about <calculated amount> in recent years), and $120 million by October. The power ramp ups continued successfully and the day of commercial export was set for August 6, 1966, with the reactor aiming to produce 33 MW of electricity during a run of 60 hours. During the extended run, several of the fuel assemblies showed anomalously high temperatures. There was no clear reason for this, but it was addressed by re arranging some of the fuel assemblies in the core. Another run up to the same power level was cleared to start at 8 AM October 5th, but a very minor problems delayed it until 2:20 PM. At 3 PM the power reached 20,000 kW of heat, and erratic behaviour was noted that was addressed with a short period of manual control before returning to automatic. At 3:05, the operator, Mike Weber, noticed that the control rods appeared to be too far out of the core given the amount of heat being generated; normally they should have been about out, but the automatic system had withdrawn them to Additionally, the reactivity meters were displaying erratic values. This suggested the core had hot spots, but the display of the individual element temperatures was a distance from the main controls. As he scanned the display it was immediately clear that two assemblies were much hotter than the rest. At 3:09, the radiation alarms sounded and a Class I (minor) emergency was declared, sealing the reactor building. At 3:20, the decision was made to SCRAM the reactor. McCarthy arrived shortly thereafter and began planning how to discover what had happened. Weber was concerned there had been local melting, which could cause issues even in a shut down state. If the melted fuel collected it could continue heating the fuel around it to melting even with the control rods inserted. Although the monitors showed issues only in assemblies M 140 and M 098, only every fourth assembly had a meter, so it was possible there was more widespread melting. By the end of the afternoon the radioactivity was dropping and this possibility appeared remote.

Расследование аварии

Через месяц после аварии, после тестирования скорости потока натрия через реактор, наконец стали доступны некоторые данные, которые указывали на то, что расплавились не более шести тепловыделяющих сборок. Дальнейшие испытания заключались в медленном извлечении одного управляющего стержня за раз, чтобы наблюдать за происходящим, и это подтвердило, что плавление действительно произошло. Затем возникла задача – определить, какие именно сборки были повреждены, и как их извлечь из активной зоны. Поскольку не было ясного представления о расположении топлива после плавления, перемещение любой из сборок могло привести к немедленной критичности. В течение следующих нескольких месяцев тепловыделяющие сборки извлекались одна за другой и отправлялись в горячую ячейку в Колумбусе, штат Огайо, для обследования. Анализ показал, что четыре сборки расплавились, а две оказались сросшимися. К маю 1967 года большая часть топлива была удалена. После этого началась откачка натрия, и к августу было откачано достаточное количество, чтобы обнажить дно реакторного сосуда. Внутреннюю поверхность осмотрели с помощью перископа и обнаружили на дне предмет, похожий на смятую пивную банку. Для получения более четких изображений использовали новые системы, которые показали, что это сложенный лист металла. Возникла проблема, как извлечь этот объект для изучения. В конечном итоге потребовалось вскрыть один из вводов натрия и создать новое устройство для извлечения металла. Вскоре было установлено, что это фрагмент циркониевой защиты. Чтобы предотвратить выгорание расплавленного топлива сквозь дно реактора, листы циркония, способные выдерживать температуры плавления, были уложены на дно натриевого резервуара. Когда был добавлен конический направляющий элемент, позже обнаружилось, что он образует незащищенную область в центре этих пластин. Аморози добавил шесть треугольных циркониевых пластин к конусу, чтобы перекрыть этот путь утечки. Защитные экраны были добавлены в 1959 году, на поздней стадии проектирования, и не были включены в чертежи. Две из этих пластин откололись и заблокировали отверстия, через которые натрий циркулировал вокруг топлива, что привело к перегреву и расплавлению сборок в этих областях.

A month after the accident occurred some information was finally available by testing the flow rates of the sodium through the reactor, which suggested no more than six assemblies could have melted. Further testing involved slowly removing one control rod at a time to see what occurred, and this demonstrated that some melting had definitely happened. The problem then became how to identify the exact assemblies that were damaged, and how to remove them from the core. As there was no clear picture of how the fuel was arranged after melting, moving any of the assemblies might cause prompt criticality. Over the next several months, fuel assemblies were removed one by one and shipped to a hot cell in Columbus, Ohio for examination. This revealed that four assemblies had melted, and two had stuck together. Most of the fuel had been removed by May 1967. At that point, the sodium began to be drained and by August enough had been removed to expose the bottom of the reactor vessel. The interior was examined with a periscope and discovered what looked like a crushed beer can at the bottom. New systems were used to get better images, revealing it to be a folded piece of sheet metal. The problem became how to retrieve the object for study. Ultimately this required one of the sodium inlets to be cut open and a new device built that retrieved the metal. It was soon identified as a piece of zirconium shielding. To prevent melted fuel from burning through the bottom of the reactor, sheets of zirconium, which could withstand the temperatures of a meltdown, were spread across the bottom of the sodium tank. When the conical guide had been added, it was later noticed that it presented an unprotected area in the center of these plates. Amorosi added six triangular zirconium plates to the cone to prevent this escape route. The shields were added in 1959, late in the design process, and had not been added to the blueprints. Two of these plates had broken off and plugged the holes that allowed the sodium to flow around the fuel, causing the assemblies in those areas to overheat and melt.

Перезагрузить

Опрос показал, что конус в конечном итоге не имел никакого применения, и вся система была демонтирована к концу 1968 года. В феврале 1970 года предприятию было дано разрешение на повторную загрузку топлива. В мае, во время инспекции Комиссии по атомной энергии (AEC) перед пуском, из трубы вырвался натрий, что привело к разрыву другой трубы и распылению натрия водой, вызвав взрыв. Для тушения пламени использовали аргон, но здание пришлось закрыть на два дня. Система была окончательно готова к перезапуску в июле 1970 года. К октябрю она достигла первоначального уровня тепловой мощности в 200 000 кВт. К этому времени стоимость предприятия составила 132 миллиона долларов. В январе 1971 года истекал срок действия годовой лицензии на эксплуатацию, и возникли опасения, что её могут не продлить. Чтобы помочь, AEC согласилась не взимать плату за топливо, которое готовилось подрядчиками AEC. Они продлили лицензию до июня 1971 года, а затем до 1972 года. AEC по-прежнему проявляла интерес к дальнейшей разработке концепции реактора-размножителя, но Ферми-1 стали рассматривать как бесполезный проект. К этому времени было принято решение о строительстве экспериментального реактора-размножителя в Оук-Ридже, который называли "первым демонстрационным реактором-размножителем в Соединенных Штатах", полностью игнорируя Ферми. В конечном итоге этот реактор, расположенный на ядерном объекте Клинч-Ривер, был заброшен на месте.

Выключение

К 1972 году исходное топливо достигло предела выгорания и требовало замены на свежее. 27 августа 1972 года AEC выдала "Отказ в продлении лицензии и приказ о приостановке деятельности". В ноябре PRDC приняла это решение и начала остановку завода. Остановка реактора включала в себя извлечение всего топлива и натриевого теплоносителя. Радиоактивный натрий собирали в 55-галлонные барабаны с намерением использовать его в реакторе Клинч-Ривер. Компания Fike Chemical согласилась принять нерадиоактивный натрий на своем заводе в Нитро, штат Западная Вирджиния. Они просто сбросили его в старые бункеры времен Первой мировой войны, которые были частично открыты для атмосферных осадков. Дождь просочился в один из бункеров, воспламенив натрий, и городу пришлось укрыться на месте, пока пожар не был потушен. Дополнительный натрий был обнаружен в аналогичных условиях, когда EPA узнала, что Fike покинула территорию, и она стала печально известным объектом, включенным в список Superfund. Контракт на утилизацию остальных отходов низкого уровня был размещен, но ни один из четырех полигонов для захоронения опасных отходов в США не принял их, и AEC начала рассматривать возможность открытия собственного полигона. Отмена проекта "Клинч-Ривер" вскоре после этого создала дополнительную проблему, поскольку не было куда отправлять радиоактивный натрий, и он оставался на месте до окончательного вывоза в 1984 году. Корпус реактора был демонтирован и разрезан в 2012 году. Объект находится в статусе SAFSTOR. Реактор, топливо и теплоноситель были полностью удалены. AEC выделила 4 миллиона долларов на ликвидацию последствий. Окончательные затраты на остановку к 1974 году составили 130 миллионов долларов.

Споры в прессе

Вскоре после остановки завода Джон Фуллер опубликовал книгу «Мы чуть не потеряли Детройт», название которой отсылает к высказыванию анонимного оператора с завода. Фуллер, писатель и драматург, а также журналист, изначально планировал написать художественный рассказ о расплавлении, но затем обнаружил документы AEC о Ферми-1 и решил, что реальность интереснее вымысла. По любым критериям, авария была незначительной. Расплавление было локализованным, и различные наихудшие сценарии даже близко не реализовались. Книга Фуллера рисует совершенно иную картину: конструкция была изначально небезопасной, и то, что она не взорвалась и не привела к «потере Детройта», было во многом результатом удачи. Этот вывод вызвал ожесточенные споры в то время и стал темой книги Detroit Edison, оператора завода, в которой утверждалось, что такой катастрофы не надвигалось, и которая была названа «Мы чуть не потеряли Детройт». Другие авторы критиковали работу Фуллера за список предыдущих аварий, использованный для создания образа отрасли, балансирующей на грани катастрофы. Расплавление NRU упоминается заметно, но лишь косвенно связано с Ферми, а пожар на Виндскейле также освещается подробно, однако это реактор другой конфигурации. Между тем, о натриевом реакторе, который в 1959 году подвергся частичному расплавлению почти по тем же причинам, что и Ферми-1, вообще не упоминается. Ферми-1 остается важным символом для антиядерных активистов, которые отметили 50-летие события в 2016 году, назвав его «чудом предотвращения катастрофической катастрофы».

Описание

Ферми 1 был реактором циклического типа, в котором активная зона находится в сосуде в форме пробирки, содержащем натриевый теплоноситель. Активная зона подвешена в середине реактора, а теплоноситель прокачивается через нее под низким давлением. Затем теплоноситель направляется в теплообменник, который передает энергию во второй контур, содержащий воду. Эта горячая вода затем поступает в другой теплообменник – парогенератор, а образующийся пар приводит в действие обычную паровую турбину. Эта серия контуров охлаждения предназначена для изоляции натриевого теплоносителя и содержащейся в нем радиоактивности как можно ближе к реактору, что упрощает обслуживание остальной части установки. В общем плане конструкция реактора циклического типа аналогична водо-водяному реактору с дополнительным контуром для натрия. В водо-водяных конструкциях теплоноситель, проходящий через активную зону, обычно напрямую приводит в действие парогенераторы. Это отличается от конструкции типа бассейна, которая также используется для натриевых реакторов. Конструкция бассейна состоит из двух чашеобразных камер, одна внутри другой. Натрий прокачивается между двумя пространствами для отвода тепла от активной зоны, а водяные контуры охлаждающей жидкости отводят тепло из пространства между двумя чашами. Обе конструкции имеют свои преимущества и недостатки: циклическая конструкция, как правило, несколько меньше и, следовательно, дешевле, в то время как конструкция бассейна лучше изолирует натрий от окружающей среды, а большая масса натрия эффективно защищает от тепловых скачков. Конструкция Ферми имела три основных контура теплоносителя, каждый из которых входил в реактор над активной зоной с угловым отступом в 120 градусов. Затем натрий стекал вниз вокруг активной зоны в резервуарную область в нижней части реактора. Над резервуарной областью располагалась плита с множеством отверстий. Натрий поднимался из резервуара через отверстия в плите, которые распределяли поток по объему активной зоны и окружающего радиального отражателя. Выходы располагались непосредственно над активной зоной. В верхней части реактора находилась большая пробка, которую можно было поворачивать для доступа к верхней части активной зоны и отражателя, что позволяло добавлять или удалять топливо. Топливо производилось в виде длинных стержней, которые затем объединялись в более крупные сборки. Топливо было обогащено до 25,6% 235, по сравнению с, возможно, 3–5% в типичном водо-водяном реакторе. Для достижения критичности требовалось около 1734 кг топлива, и это можно было достичь, используя от 91 до 111 сборок, обычно около 96. Активная зона реактора была смещена внутри реакторной камеры, с барабаном, расположенным с одной стороны. Этот барабан был соединен трубкой, ведущей вверх к верхней части реакторной зоны, что позволяло загружать или выгружать топливо из реактора, не открывая его. Большой манипулятор, похожий на клешню, над активной зоной использовался для перемещения сборок между активной зоной и барабаном, а система, подобная лифту, – для перемещения их между барабаном и сильно защищенной ячейкой на железнодорожных путях за пределами активной зоны.

Fermi 1 was a loop type reactor, in which the core is held within a test tube shaped vessel that contains the sodium coolant. The core is suspended in the middle of the reactor and the coolant is pumped through it at low pressure. The coolant is then sent to a heat exchanger which moves the energy into a second loop containing water. This hot water is then sent to another heat exchanger, the steam generator, and the resulting steam powers a conventional steam turbine. This series of cooling loops is intended to isolate the sodium coolant and any radioactivity it contains as close to the reactor as possible, making maintenance on the rest of the plant simpler. In overall design terms, the loop type reactor is similar to a light water reactor with an additional loop for the sodium. In light water designs, the coolant running through the core normally drives the steam generators directly. This contrasts with the pool type design which is also used for sodium cooled reactors. The pool design consists of two bowl like chambers, one inside the other. The sodium is pumped between the two spaces to remove heat from the core, and water coolant loops remove heat from the space between the two bowls. The two designs have their advantages and disadvantages, with the loop designs generally being somewhat smaller and thus less expensive, while the pool designs better isolate the sodium from the environment, and their large sodium mass is an effective guard against thermal transients. The Fermi design had three primary coolant loops, each entering the reactor above the core at 120 degree separations. The sodium then flowed down around the core into a tank area at the bottom of the reactor. On top of the tank area was a plate with many holes drilled in it. The sodium flowed up from the tank through the holes in the plate which spread the flow over the volume of the core and the surrounding radial blanket. The outlets were located just above the core area. At the top of the reactor was a large plug that could be rotated to provide access to the top of the core and blanket, allowing fuel to be added or removed. Fuel was produced in long rods which were then bundled together into larger assemblies. The fuel was enriched to 25.6% 235, compared to perhaps 3 to 5% in a typical light water reactor. Criticality required about 1734 kg of fuel, and could be achieved with as few as 91 and as many as 111 assemblies, typically using around 96. The reactor core was offset within the reactor chamber, with a drum sitting on one side. This drum was connected by a tube leading upward to the top of the reactor area, allowing fuel to be inserted or removed from the reactor without opening it. A large claw like arm above the core was used to move the assemblies between the core and the drum, and an elevator like system to move it between the drum and a heavily shielded cell on railway tracks outside the core.