Ядерный кризис

Смоделированная анимация плавления активной зоны легководного реактора после аварии с потерей теплоносителя . После достижения чрезвычайно высокой температуры ядерное топливо и сопровождающая его оболочка сжижаются и стекают на дно корпуса реактора .

Три реактора на Фукусиме I перегрелись из-за того, что системы охлаждения вышли из строя после того, как цунами затопило электростанцию, что привело к расплавлению активной зоны. Это усугублялось взрывами газообразного водорода и выбросом загрязненного пара, который выбрасывал в воздух большое количество радиоактивного материала. ^[1]

Атомная генерирующая станция «Три-Майл-Айленд» состояла из двух реакторов с водой под давлением производства Babcock & Wilcox , каждый из которых находился внутри собственного здания защитной оболочки и связанных градирен . Блок 2, на котором произошло частичное расплавление активной зоны, находится на заднем плане.

Ядерный кризис ( ядро расплавления , ядро расплав авария , расплавление или частичное ядро расплав ^[2] ) является тяжелой ядерным реактором аварией , что приводит к основному ущербу от перегрева. Термин « ядерный расплав» официально не определен ни Международным агентством по атомной энергии ^[3], ни Комиссией по ядерному регулированию США . ^[4] Это было определено как случайное плавление активной зоны ядерного реактора, ^[5] тем не менее, и обычно используется как ссылка на полное или частичное разрушение ядра.

Авария с расплавлением активной зоны происходит, когда тепло, выделяемое ядерным реактором, превышает тепло, отводимое системами охлаждения, до точки, когда по крайней мере один ядерный топливный элемент превышает температуру плавления . Это отличается от отказа топливного элемента , который не вызван высокими температурами. Расплавление может быть вызвано потерей теплоносителя , потерей давления теплоносителя или низким расходом теплоносителя, либо быть результатом отклонения от критичности, при котором реактор работает на уровне мощности, превышающем его проектные пределы. В качестве альтернативы внешний пожар может поставить под угрозу активную зону, что приведет к ее расплавлению.

Как только тепловыделяющие элементы реактора начинают плавиться, оболочка твэлов повреждена, и ядерное топливо (например, уран , плутоний или торий ) и продукты деления (например, цезий-137 , криптон-85 или йод-131) ) внутри топливных элементов может вымываться в охлаждающую жидкость. Последующие отказы могут позволить этим радиоизотопам выйти за пределы дальнейших слоев защитной оболочки. Перегретый пар и горячий металл внутри активной зоны могут привести к взаимодействию топлива с теплоносителем , взрывам водорода или паровому удару., любой из которых может разрушить части защитной оболочки. Расплавление считается очень серьезным из-за возможности для радиоактивных материалов нарушить все меры сдерживания и утечки (или выброса ) в окружающую среду , что приведет к радиоактивному загрязнению и выпадению осадков и потенциально может привести к радиационному отравлению людей и животных поблизости.

Причины [ править ]

Атомные электростанции вырабатывают электричество, нагревая жидкость в результате ядерной реакции для запуска генератора . Если тепло от этой реакции не удаляется должным образом, тепловыделяющие сборки в активной зоне реактора могут расплавиться. Повреждение активной зоны может произойти даже после остановки реактора, поскольку топливо продолжает выделять остаточное тепло .

Авария с повреждением активной зоны вызвана потерей достаточного охлаждения для ядерного топлива в активной зоне реактора. Причиной может быть один из нескольких факторов, включая аварию с потерей контроля давления, аварию с потерей теплоносителя (LOCA), неконтролируемый скачок мощности или, в реакторах без корпуса высокого давления , пожар внутри активной зоны реактора. . Сбои в системах управления могут вызвать серию событий, приводящих к потере охлаждения. Современные принципы глубокоэшелонированной защиты гарантируют, что всегда присутствует многоуровневая система безопасности, чтобы сделать такие аварии маловероятными.

Здание защитной оболочки является последней из нескольких защитных мер, предотвращающих выброс радиоактивности в окружающую среду. Многие коммерческие реакторы заключены в предварительно напряженную, армированную сталью, воздухонепроницаемую бетонную конструкцию толщиной от 1,2 до 2,4 метра (от 3,9 до 7,9 футов), которая может выдерживать ураганный ветер и сильные землетрясения .

• В случае аварии с потерей теплоносителя физическая потеря теплоносителя (которым обычно является деионизированная вода, инертный газ, NaK или жидкий натрий).) или потеря метода, обеспечивающего достаточный расход теплоносителя. Авария с потерей теплоносителя и авария с потерей давления в некоторых реакторах тесно связаны. В реакторе с водой под давлением LOCA может также вызвать образование «парового пузыря» в активной зоне из-за чрезмерного нагрева застрявшего теплоносителя или последующей аварии с потерей давления, вызванной быстрой потерей теплоносителя. В случае аварии с потерей принудительной циркуляции циркуляторы реактора с газовым охлаждением (обычно моторные или паровые турбины) не могут обеспечить циркуляцию газового теплоносителя внутри активной зоны, и передача тепла затруднена из-за потери принудительной циркуляции, хотя естественная циркуляция через конвекция будет поддерживать охлаждение топлива до тех пор, пока в реакторе не будет сброшено давление. ^[6]
• В случае аварии с потерей контроля давления давление ограниченного теплоносителя падает ниже указанного в спецификации без средств для его восстановления. В некоторых случаях это может снизить эффективность теплопередачи (при использовании инертного газа в качестве теплоносителя), а в других может образоваться изолирующий «пузырь» пара, окружающий топливные сборки (для реакторов с водой под давлением). В последнем случае из-за локального нагрева «парового пузыря» из-за остаточного тепла давление, необходимое для схлопывания «парового пузыря», может превышать проектные характеристики реактора до тех пор, пока реактор не успеет остыть. (Это событие с меньшей вероятностью произойдет в реакторах с кипящей водой , где в активной зоне может быть намеренно сброшено давление, так что система аварийного охлаждения активной зоныможет быть включен). При сбросе давления реактор с газовым охлаждением теряет давление газа в активной зоне, что снижает эффективность теплопередачи и создает проблемы для охлаждения топлива; однако пока имеется хотя бы один газовый циркулятор, топливо будет оставаться холодным. ^[6]
• В случае аварии с неконтролируемым скачком мощности внезапный всплеск мощности в реакторе превышает проектные характеристики реактора из-за внезапного увеличения реактивности реактора . Неконтролируемый скачок мощности происходит из-за значительного изменения параметра, который влияет на скорость размножения нейтронов цепной реакции (примеры включают выброс регулирующего стержня или значительное изменение ядерных характеристик замедлителя, например, при быстром охлаждении). В крайних случаях реактор может перейти в состояние, известное как критическое состояние . Это особенно актуально для реакторов с положительным пустотным коэффициентом.реактивности, положительный температурный коэффициент, чрезмерно умеренны или могут улавливать избыточные количества вредных продуктов деления в своем топливе или замедлителях. Многие из этих характеристик присутствуют в конструкции РБМК и Чернобыльской аварии.было вызвано такими недостатками, а также серьезной халатностью оператора. Западные легководные реакторы не подвержены очень большим неконтролируемым скачкам мощности, поскольку потеря теплоносителя снижает, а не увеличивает реактивность активной зоны (отрицательный паровой коэффициент реактивности); «переходные процессы», как называют незначительные колебания мощности в пределах западных легководных реакторов, ограничиваются кратковременным увеличением реактивности, которая будет быстро уменьшаться со временем (примерно 200–250% максимальной нейтронно-физической мощности в течение нескольких секунд в случае аварии. полное быстрое отключение, отказ в сочетании с переходным процессом).
• Пожары в активной зоне создают опасность для активной зоны и могут привести к расплавлению топливных сборок. Возгорание может быть вызвано попаданием воздуха в реактор с графитовым замедлителем или реактор с жидким натрием. Графит также подвержен накоплению энергии Вигнера , которая может перегреть графит (как это произошло при пожаре в Виндскейле ). Легководные реакторы не имеют воспламеняющейся активной зоны или замедлителя и не подвержены возгоранию активной зоны. В гражданских реакторах с газовым охлаждением, таких как реакторы типа Magnox , UNGG и AGCR , активная зона защищена инертным газом диоксидом углерода , который не может поддерживать огонь. Современные гражданские реакторы с газовым охлаждением используют гелий, которые не могут гореть и содержат топливо, которое может выдерживать высокие температуры без плавления (например, реактор с высокотемпературным газовым охлаждением и модульный реактор с шаровидным слоем ).
• Византийские сбои и каскадные отказы в системах КИПиА могут вызвать серьезные проблемы в работе реактора, потенциально приводящие к повреждению активной зоны, если их не устранить. Например, пожар на Браунс-Ферри повредил кабели управления и потребовал, чтобы операторы завода вручную активировали системы охлаждения. Аварии на Three Mile Island была вызваны константным открытым пилотным приводом клапаном сброса давления в сочетании с обманчивым датчиком уровня воды , который введен в заблуждении операторов реакторов, что привело к повреждению активной зоны.

Легководные реакторы (LWR) [ править ]

Прежде чем активная зона легководного ядерного реактора может быть повреждена, должны уже произойти два предшествующих события:

• Ограничивающая неисправность (или набор сложных аварийных состояний), которая приводит к нарушению отвода тепла внутри активной зоны (потере охлаждения). Низкий уровень воды открывает сердцевину, позволяя ей нагреться.
• Отказ системы аварийного охлаждения активной зоны (САОР). САОЗ предназначена для быстрого охлаждения активной зоны и обеспечения ее безопасности в случае максимального отказа (проектная авария), который могут себе представить ядерные регулирующие органы и инженеры станции. На каждый реактор строится не менее двух экземпляров САОЗ. Каждая секция (копия) САОЗ способна самостоятельно отреагировать на проектную аварию. Последние реакторы имеют целых четыре отделения САОЗ. Это принцип избыточности или дублирования. Пока функционирует хотя бы одно отделение САОЗ, повреждение активной зоны не может произойти. Каждое из нескольких подразделений САОЗ имеет несколько внутренних «цепочек» компонентов. Таким образом, сами подразделения САОР имеют внутреннее резервирование и могут выдерживать отказы компонентов внутри них.

Авария на Три-Майл-Айленд представляла собой сложную группу аварийных ситуаций, которые привели к повреждению активной зоны. К этому привело ошибочное решение операторов отключить САОЗ во время аварийной ситуации из-за неправильных или неверно интерпретированных показаний датчиков; это вызвало еще одну аварийную ситуацию, которая через несколько часов после этого привела к обнажению активной зоны и повреждению активной зоны. Если бы САОР было разрешено функционировать, это предотвратило бы как облучение, так и повреждение активной зоны. Во время аварии на Фукусиме система аварийного охлаждения также была отключена вручную через несколько минут после запуска. ^[7]

Если возникнет такая ограничивающая неисправность и произойдет полный отказ всех подразделений САОЗ, Куан и др. И Хаскин и др. Описывают шесть стадий между началом ограничивающего разлома (потеря охлаждения) и потенциальной утечка расплавленного кориума в защитную оболочку (так называемое «полное расплавление»): ^{[8] [9]}

1. Раскрытие активной зоны - в случае кратковременного, аварийного, аварийного или ограничивающего отказа LWR предназначены для автоматического SCRAM.(SCRAM - это немедленное и полное введение всех управляющих стержней) и раскрутить САОЗ. Это значительно снижает тепловую мощность реактора (но не снимает ее полностью); это задерживает раскрытие активной зоны, что определяется как момент, когда топливные стержни больше не покрываются теплоносителем и могут начать нагреваться. Как утверждает Куан: «В LOCA с небольшим разрывом без аварийной закачки теплоносителя в активную зону вскрытие активной зоны [sic] обычно начинается примерно через час после начала разрыва. Если насосы теплоносителя реактора не работают, верхняя часть активной зоны подвергнется воздействию пара и начнется нагрев активной зоны. Однако, если насосы теплоносителя работают, активная зона будет охлаждаться двухфазной смесью пара и воды,и нагрев топливных стержней будет отложен до тех пор, пока почти вся вода в двухфазной смеси не испарится. Авария на ТМИ-2 показала, что работа насосов теплоносителя реактора может продолжаться до двух часов для подачи двухфазной смеси, которая может предотвратить нагрев активной зоны ».^[8]
2. Нагрев перед повреждением - «В отсутствие двухфазной смеси, проходящей через активную зону, или добавления воды в активную зону для компенсации кипения воды, топливные стержни в паровой среде будут нагреваться со скоростью между 0,3 ° C / с (0,5 ° F / с) и 1 ° C / с (1,8 ° F / с) (3) ". ^[8]
3. Раздувание и взрыв топлива - «Менее чем за полчаса пиковая температура активной зоны достигнет 1100 K (830 ° C). При этой температуре циркалоевая оболочка топливных стержней может раздуться и взорваться. Это первая стадия повреждения активной зоны. . Раздувание оболочки может блокировать значительную часть проходного сечения активной зоны и ограничивать поток теплоносителя. Однако полная блокировка активной зоны маловероятна, поскольку не все тепловыделяющие элементы раздуваются в одном и том же осевом месте. В этом случае требуется достаточное количество воды. может охладить ядро ​​и остановить прогрессирование повреждения ядра ". ^[8]
4. Быстрое окисление - «Следующей стадией повреждения активной зоны, начинающейся примерно при 1500 K (1230 ° C), является быстрое окисление циркалоя паром. В процессе окисления образуется водород и выделяется большое количество тепла. 1500 К (1230 ° C), мощность от окисления превышает мощность от остаточного тепла (4,5), если скорость окисления не ограничивается подачей циркалоя или пара ». ^[8]
5. Образование слоя обломков - «Когда температура в активной зоне достигает примерно 1700 K (1430 ° C), расплавленные контрольные материалы (1,6) перетекают и затвердевают в пространстве между нижними частями топливных стержней, где температура относительно низкая. Выше 1700 K (1430 ° C) температура ядра может повыситься за несколько минут до точки плавления циркалоя [2150 K (1880 ° C)] из-за повышенной скорости окисления. Когда окисленная оболочка разрушается, расплавленный циркалой вместе с растворенным UO ₂ (1,7) будет стекать вниз и замерзать в более холодной нижней части активной зоны. Вместе с затвердевшими контрольными материалами из более ранних нисходящих потоков перемещенный циркалой и UO ₂ будут формировать нижнюю корку формируется слой связного мусора ". ^[8]
6. (Кориум) Перемещение в нижнюю камеру - «В сценариях LOCA с небольшими разрывами во время перемещения активной зоны в нижней камере резервуара обычно образуется лужа воды. При попадании расплавленных материалов активной зоны в воду всегда образуются большие количества пара.Если расплавленный поток материалов активной зоны быстро разрушается в воде, также существует вероятность парового взрыва. Во время перемещения любой неокисленный цирконий в расплавленном материале также может окисляться паром, и в процессе образуется водород. Рекритичность также может вызывать беспокойство, если контрольные материалы остаются в активной зоне, а перемещенный материал распадается в неборированной воде в нижней камере ". ^[8]

В точке, в которой кориум перемещается в нижнюю камеру, Хаскин и др. Сообщают, что существует возможность инцидента, называемого взаимодействием топлива и теплоносителя (FCI), с существенным напряжением или нарушением границы первичного давления, когда кориум перемещается в нижнюю часть. пленум корпуса реактора высокого давления («КР»). ^[10] Это связано с тем, что в нижней камере корпуса КР может находиться значительное количество воды - теплоносителя реактора, и, если в системе первого контура не было сброшено давление, вода, вероятно, будет в жидкой фазе., и, следовательно, плотный и при значительно более низкой температуре, чем кориум. Поскольку кориум представляет собой жидкую металлокерамическую эвтектику при температурах от 2200 до 3200 К (от 1930 до 2930 ° C), его попадание в жидкую воду при температуре от 550 до 600 K (277-327 ° C) может вызвать чрезвычайно быстрое выделение пара, который может вызвать внезапное чрезмерное избыточное давление и, как следствие, серьезный структурный отказ первичной системы или корпуса реактора. ^[10] Хотя большинство современных исследований утверждают, что это физически невозможно или, по крайней мере, чрезвычайно маловероятно, Хаскин и др. Утверждают, что существует отдаленная возможность чрезвычайно жестокого FCI, ведущего к чему-то, называемому отказом в альфа-режиме., или серьезный отказ самого корпуса реактора и последующий выброс верхней камеры корпуса реактора в виде ракеты внутрь защитной оболочки, что, вероятно, приведет к выходу из строя защитной оболочки и выбросу продуктов деления активной зоны в внешняя среда без какого-либо существенного разложения. ^[11]

Американское ядерное общество прокомментировало TMI-2 аварии, что , несмотря на плавление около одной трети топлива, сам реактор сохраняет свою целостность и содержал поврежденное топливо. ^[12]

Нарушение границы первичного давления [ править ]

Существует несколько возможностей того, как кориум может нарушить первичную границу давления.

• Паровой взрыв

Как описано ранее, FCI может привести к событию избыточного давления, ведущему к отказу КРД, и, следовательно, к отказу первичной границы давления. Хаскин и др. Сообщают, что в случае парового взрыва выход из строя нижней камеры повышенного давления гораздо более вероятен, чем выброс верхней камеры в альфа-режиме. В случае выхода из строя нижней камеры, можно ожидать, что обломки при различных температурах будут выбрасываться в полость под активной зоной. В защитной оболочке может быть избыточное давление, хотя это вряд ли приведет к ее выходу из строя. Отказ в альфа-режиме приведет к ранее обсужденным последствиям.

• Выброс расплава под давлением (PME)

Вполне возможно, особенно в реакторах с водой под давлением, что первичный контур останется под давлением после перемещения кориума в нижнюю камеру. По существу, напряжения давления на корпусе реактора будут присутствовать в дополнение к нагрузке от веса, которую расплавленный кориум оказывает на нижнюю камеру статического давления корпуса реактора; когда металл корпуса реактора ослабевает в достаточной степени из-за тепла расплавленного кориума, вероятно, что жидкий кориум будет выпускаться под давлением из нижней части корпуса реактора в потоке под давлением вместе с увлеченными газами. Этот режим выброса кориума может привести к прямому нагреву защитной оболочки (DCH).

Взаимодействие с судном при тяжелых авариях и проблемы с защитной оболочкой [ править ]

Хаскин и др. Выделяют шесть способов, с помощью которых сдерживание может быть серьезно нарушено; некоторые из этих режимов не применимы к авариям с расплавлением активной зоны.

1. Избыточное давление
2. Динамическое давление (ударные волны)
3. Внутренние ракеты
4. Внешние ракеты (не применимо к авариям с расплавлением активной зоны)
5. Расплавление
6. Обход

Стандартные режимы отказа [ править ]

Если расплавленная активная зона проникает в сосуд высокого давления, существуют теории и предположения относительно того, что тогда может произойти.

На современных российских заводах в нижней части здания защитной оболочки имеется «устройство для улавливания активной зоны». Предполагается, что расплавленная сердцевина ударится по толстому слою «жертвенного металла», который расплавится, разбавит сердцевину и повысит теплопроводность, и, наконец, разбавленная сердцевина может быть охлаждена водой, циркулирующей в полу. Однако полномасштабных испытаний этого устройства никогда не проводилось. ^[13]

На западных заводах есть герметичное здание. Хотя радиация будет на высоком уровне внутри защитной оболочки, дозы за ее пределами будут ниже. Изолирующие здания предназначены для упорядоченного сброса давления без выброса радионуклидов с помощью клапана сброса давления и фильтров. Рекомбинаторы водорода / кислорода также устанавливаются внутри защитной оболочки для предотвращения взрывов газа.

В случае таяния одно пятно или участок на корпусе реактора станет более горячим, чем другие участки, и в конечном итоге расплавится. Когда он расплавится, кориум выльется в полость под реактором. Хотя полость спроектирована так, чтобы оставаться сухой, в нескольких документах класса NUREG операторам рекомендуется заливать полость в случае расплавления топлива. Эта вода превратится в пар и создаст давление в защитной оболочке. Автоматические распылители воды закачивают большое количество воды в парную среду, чтобы снизить давление. Каталитические рекомбинаторы быстро превратят водород и кислород обратно в воду. Одним из положительных эффектов попадания кориума в воду является то, что он охлаждается и возвращается в твердое состояние.

Обширные системы распыления воды внутри защитной оболочки вместе с САОЗ, когда она будет повторно активирована, позволят операторам распылять воду внутри защитной оболочки для охлаждения активной зоны на полу и снижения ее до низкой температуры.

Эти процедуры предназначены для предотвращения выброса радиоактивности. Во время события на Три-Майл-Айленде в 1979 году теоретический человек, стоявший на границе участка растений в течение всего события, получил бы дозу примерно в 2 миллизиверта (200 миллибэр), в промежутке между рентгеном грудной клетки и компьютерной томографией. Это произошло из-за дегазации неконтролируемой системой, которая сегодня была бы оснащена фильтрами с активированным углем и HEPA для предотвращения выброса радионуклидов.

Однако в инциденте на Фукусиме эта конструкция потерпела неудачу. Несмотря на усилия операторов АЭС «Фукусима-дайити» по поддержанию контроля, активные зоны реакторов на блоках 1–3 перегрелись, ядерное топливо расплавилось, а три защитных корпуса были повреждены. Из корпусов реакторов под давлением вышел водород, что привело к взрывам внутри реакторных зданий на блоках 1, 3 и 4, в результате которых были повреждены конструкции и оборудование, а также пострадал персонал. Радионуклиды выбрасывались с завода в атмосферу и осаждались на суше и в океане. Также были прямые выбросы в море. ^{[14] [15]}

Поскольку естественное тепло распада кориума в конечном итоге сводится к равновесию с конвекцией и теплопроводностью к стенкам защитной оболочки, он становится достаточно холодным, чтобы системы водяного орошения были отключены, а реактор был помещен в безопасное хранилище. Защитная оболочка может быть герметизирована за счет выброса крайне ограниченной радиоактивности за пределами площадки и сброса давления. Примерно через десять лет после разложения продуктов деления защитную оболочку можно будет снова открыть для дезактивации и сноса.

Другой сценарий предполагает накопление потенциально взрывоопасного водорода, но пассивные автокаталитические рекомбинаторы внутри защитной оболочки предназначены для предотвращения этого. В Фукусиме защитные оболочки были заполнены инертным азотом, который предотвращал горение водорода; однако водород просочился из защитной оболочки в здание реактора, где он смешался с воздухом и взорвался. ^[15] Во время аварии на Три-Майл-Айленде в 1979 году в куполе сосуда высокого давления образовался водородный пузырь. Первоначально были опасения, что водород может воспламениться и повредить сосуд высокого давления или даже здание защитной оболочки; но вскоре выяснилось, что недостаток кислорода предотвращает горение или взрыв. ^[16]

Спекулятивные виды отказов [ править ]

Один сценарий состоит в том, что корпус реактора под давлением выходит из строя сразу, при этом вся масса кориума падает в бассейн с водой (например, теплоноситель или замедлитель) и вызывает чрезвычайно быстрое образование пара. Повышение давления внутри защитной оболочки может угрожать целостности, если разрывные диски не смогут снять напряжение. Открытые легковоспламеняющиеся вещества могут гореть, но в защитной оболочке мало горючих веществ, если они вообще есть.

Другая теория, названная «отказом в альфа-режиме» исследованием Расмуссена 1975 года ( WASH-1400 ), утверждала, что пар может создавать давление, достаточное для того, чтобы сдуть головку корпуса реактора высокого давления (КРД). Сдерживание может оказаться под угрозой, если с ним столкнется головка ДПЛА. (Отчет WASH-1400 был заменен более обоснованными ^{[ оригинальными исследованиями? ]} Новыми исследованиями, и теперь Комиссия по ядерному регулированию дезавуирует их все и готовит всеобъемлющее исследование по анализу последствий современных реакторов [SOARCA] - см. Заявление об ограничении ответственности в NUREG-1150 .)

К 1970 году возникли сомнения в способности систем аварийного охлаждения ядерного реактора предотвратить аварию с потерей теплоносителя и последующее расплавление топливной активной зоны; тема оказалась популярной в технической и популярной прессе. ^[17] В 1971 году в статье « Мысли о прокладке трубопровода» бывший физик-ядерщик Манхэттенского проекта Ральф Лэпп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прожога защитных конструкций и последующего выхода радиоактивных материалов в атмосфера и окружающая среда. Гипотеза основана на отчете 1967 года группы физиков-ядерщиков во главе с У. К. Эргеном . ^[18] Некоторые опасаются, что расплавленная активная зона реактора может проникнуть в корпус реактора и защитную оболочку и сгореть до уровня грунтовых вод . ^[19]

Не было определено, в какой степени расплавленная масса может расплавиться через конструкцию (хотя это было испытано в испытательном реакторе на потерю жидкости, описанном в информационном бюллетене Test Area North ^[20] ). Авария на Три-Майл-Айленде предоставила реальный опыт реальной расплавленной активной зоны: кориум не смог расплавиться через корпус реактора после более чем шести часов воздействия из-за разбавления расплава регулирующими стержнями и другими внутренними устройствами реактора, что подтверждает акцент по глубокоэшелонированной защите от инцидентов с повреждением активной зоны.

Другие типы реакторов [ править ]

Реакторы других типов имеют другие возможности и характеристики безопасности, чем LWR. Усовершенствованные разновидности некоторых из этих реакторов потенциально могут быть безопасными по своей природе.

Реакторы CANDU [ править ]

Реакторы CANDU , изобретенные в Канаде дейтериево-урановой конструкции, спроектированы как минимум с одним, а как правило, с двумя большими резервуарами для воды с низкой температурой и низким давлением вокруг их каналов для топлива / теплоносителя. Первый - это объемный тяжеловодный замедлитель (отдельная система от теплоносителя), а второй - это защитный резервуар, заполненный легкой водой (или хранилище каландрии ). Этих резервных теплоотводов достаточно, чтобы предотвратить либо расплавление топлива в первую очередь (с использованием радиатора замедлителя), либо нарушение корпуса активной зоны, если замедлитель в конечном итоге выкипит (с использованием теплоотвода защитного резервуара). ^[21]Другие режимы отказа, помимо расплавления топлива, вероятно, будут происходить в CANDU, а не при расплавлении, например, деформация каландрии в некритическую конфигурацию. Все реакторы CANDU также расположены в стандартных западных защитных оболочках.

Реакторы с газовым охлаждением [ править ]

Один из типов западных реакторов, известный как усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (или AGR), построенный Соединенным Королевством, не очень уязвим для аварий с потерей охлаждения или повреждения активной зоны, за исключением самых экстремальных обстоятельств. Благодаря относительно инертному теплоносителю (диоксид углерода), большому объему и высокому давлению теплоносителя, а также относительно высокой эффективности теплопередачи реактора, временные рамки для повреждения активной зоны в случае ограничивающего отказа измеряются в днях. . Восстановление некоторых средств прохождения теплоносителя предотвратит повреждение активной зоны.

Другие типы высокотехнологичных реакторов с газовым охлаждением, обычно известные как высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (HTGR), такие как японский высокотемпературный испытательный реактор и очень высокотемпературный реактор США , по своей сути безопасны, что означает, что расплавление или другие формы повреждения сердечника физически невозможны из-за структуры сердечника, который состоит из шестиугольных призматических блоков из армированного карбидом кремния графита, пропитанного TRISO или QUADRISO.гранулы урана, тория или смешанного оксида, захороненные под землей в заполненном гелием стальном сосуде высокого давления в бетонной защитной оболочке. Хотя этот тип реактора не подвержен расплавлению, дополнительные возможности отвода тепла обеспечиваются за счет использования регулярного атмосферного воздушного потока в качестве средства резервного теплоотвода, за счет его прохождения через теплообменник и подъема в атмосферу за счет конвекции , что позволяет достичь полного отвода тепла. отвод остаточного тепла. VHTR планируются прототип и испытания в Айдахо национальной лаборатории в течение следующего десятилетия (по состоянию на 2009 г.) , как и дизайн , выбранный для следующего поколения АЭС в Департаменте энергетики США. В этом реакторе в качестве хладагента будет использоваться газ, который затем можно будет использовать для технологического тепла (например, при производстве водорода) или для привода газовых турбин и выработки электроэнергии.

Аналогичный высокотехнологичный реактор с газовым охлаждением, первоначально разработанный Западной Германией ( реактор AVR ), а теперь разработанный в Южной Африке , известен как модульный реактор с шаровидным слоем . Это по своей сути безопасная конструкция, а это означает, что повреждение активной зоны физически невозможно из-за конструкции топлива (сферические графитовые «камешки», расположенные в слое внутри металлического корпуса реактора и заполненные гранулами TRISO (или QUADRISO) из урана, тория, или смешанный оксид внутри). Прототип очень похожего типа реактора был построен китайский язык , HTR-10, и превзошло ожидания исследователей, что привело к тому, что китайцы объявили о планах построить пару последующих полномасштабных по своей природе безопасных реакторов мощностью 250 МВт (эл.), основанных на той же концепции. (Для получения дополнительной информации см. Ядерная энергия в Китайской Народной Республике .)

Свинец и свинцово-висмутовые реакторы [ править ]

Недавно в качестве теплоносителя реактора был предложен тяжелый жидкий металл, такой как свинец или свинец-висмут. ^[22] Из-за схожей плотности топлива и HLM разработан присущий пассивной безопасности механизм обратной связи самоудаления из-за сил плавучести, который отталкивает уплотненный слой от стенки, когда достигается определенный порог температуры и слой становится легче, чем окружающий хладагент, тем самым предотвращая температуры, которые могут поставить под угрозу конструктивную целостность резервуара, а также снижать потенциал повторной критичности за счет ограничения допустимой глубины слоя.

Экспериментальные или концептуальные проекты [ править ]

В некоторых концепциях проектирования ядерных реакторов подчеркивается устойчивость к расплавлению и эксплуатационная безопасность.

Конструкции PIUS ( предельная безопасность, присущая технологическому процессу ), первоначально разработанные шведами в конце 1970-х - начале 1980-х годов, представляют собой LWR, которые в силу своей конструкции устойчивы к повреждению активной зоны. Ни одного агрегата никогда не строили.

Энергетические реакторы, в том числе развертываемый электрический энергетический реактор , крупномасштабная мобильная версия TRIGA для выработки электроэнергии в зонах бедствий и в военных миссиях, и TRIGA Power System, небольшая электростанция и источник тепла для использования в небольших и удаленных районах. были предложены заинтересованными инженерами и разделяют характеристики безопасности TRIGA благодаря используемому уран-цирконий-гидридному топливу.

Водорода Проверяемые Саморегулирующийся модуль ядерно - энергетического , реактор , который использует уран гидрид в качестве замедлителя и топлива, сходного по химии и безопасности в TRIGA, также обладает этими характеристиками безопасности и стабильности крайности, и привлекает много интереса в последнее время раз.

Жидкости реактора фторида тория разработан , чтобы естественным образом иметь ядро в расплавленном состоянии, в качестве эвтектической смеси тория и солей фтора. Таким образом, расплавленная активная зона отражает нормальное и безопасное состояние работы этого типа реактора. В случае перегрева активной зоны металлическая пробка расплавится, и расплавленная соляная сердцевина стечет в резервуары, где она остынет в некритической конфигурации. Так как ядро ​​жидкое и уже расплавленное, его нельзя повредить.

Усовершенствованные жидкометаллические реакторы, такие как Интегральный быстрый реактор в США и российские реакторы БН-350 , БН-600 и БН-800 , имеют теплоноситель с очень высокой теплоемкостью - металлический натрий. Таким образом, они могут выдерживать потерю охлаждения без SCRAM и потерю радиатора без SCRAM, что квалифицирует их как безопасные по своей сути.

Реакторы, спроектированные Советским Союзом [ править ]

РБМК [ править ]

Реакторы РБМК советской конструкции ( Реактор Большой Мощности Канального) , обнаруженные только в России и других постсоветских государствах, сейчас отключены повсюду, кроме России, не имеют защитных сооружений, нестабильны по своей природе (имеют тенденцию к опасным колебаниям мощности) и имеют аварийное состояние. системы охлаждения (САОЗ) считаются явно неадекватными по западным стандартам безопасности. Катастрофы на Чернобыльской реактора РБМК.

Системы РБМК САОЗ имеют только одно подразделение и небольшую избыточность внутри этого подразделения. Хотя большая активная зона РБМК менее энергоемка, чем меньшая западная активная зона LWR, ее сложнее охладить. РБМК замедляется графитом . В присутствии пара и кислорода при высоких температурах графит образует синтез-газ, и в результате реакции конверсии водяного газа образующийся водород сгорает со взрывом. Если кислород попадет в контакт с горячим графитом, он загорится. Раньше управляющие стержни были покрыты графитом - материалом, который замедляет нейтроны и, таким образом, ускоряет цепную реакцию. Вода используется как охлаждающая жидкость, но не замедлитель. Если вода выкипает, охлаждение теряется, но умеренность продолжается. Это называется положительным паровым коэффициентом реактивности.

РБМК склонен к опасным колебаниям мощности. Управляющие стержни могут застрять, если реактор внезапно нагреется и они начнут двигаться. Ксенон-135, продукт деления, поглощающий нейтроны, имеет тенденцию накапливаться в активной зоне и непредсказуемо выгорать в случае работы на малой мощности. Это может привести к неточным номинальным значениям нейтронно-физических и тепловых мощностей.

У РБМК нет защитной оболочки над активной зоной. Единственным прочным твердым барьером над топливом является верхняя часть активной зоны, называемая верхним биологическим экраном, который представляет собой кусок бетона, пронизанный стержнями управления и отверстиями для доступа для дозаправки в режиме онлайн. Остальные части РБМК были экранированы лучше, чем сама активная зона. Быстрое выключение ( SCRAM ) занимает от 10 до 15 секунд. Западные реакторы занимают 1 - 2,5 секунды.

Западная помощь была предоставлена ​​для предоставления операционному персоналу определенных возможностей мониторинга безопасности в реальном времени. Неизвестно, распространяется ли это на автоматический запуск аварийного охлаждения. Обучение по оценке безопасности проводилось из западных источников, и в результате российские реакторы эволюционировали в слабые места, которые были в РБМК. Тем не менее многие РБМК все еще работают.

Хотя можно было бы остановить событие потери теплоносителя до того, как произойдет повреждение активной зоны, любые инциденты с повреждением активной зоны, вероятно, позволят массовый выброс радиоактивных материалов.

После вступления в ЕС в 2004 году Литва была вынуждена отказаться от двух своих РБМК на Игналинской АЭС, что было сочтено полностью несовместимым с европейскими стандартами ядерной безопасности. В стране планировалось заменить их более безопасными реакторами на Висагинской АЭС .

MKER [ править ]

МКЭР представляет собой современный типа реактор России спроектированного канала , который является дальним потомком РБОК, предназначенных для оптимизации преимуществ и устранить серьезные недостатки оригинала.

Несколько уникальных особенностей конструкции MKER делают его заслуживающим доверия и интересным вариантом. Реактор остается в рабочем состоянии во время перегрузки топлива, обеспечивая лишь периодические отключения для обслуживания, с временем безотказной работы до 97-99%. Конструкция замедлителя позволяет использовать менее обогащенные топлива с высокой степенью выгорания. Характеристики нейтронных электронов оптимизированы для использования в гражданских целях, обеспечивая превосходное удобрение и переработку топлива; и графитовое замедление обеспечивает лучшую нейтронную физику, чем это возможно при легководном замедлении. Более низкая удельная мощность ядра значительно улучшает терморегуляцию.

Множество улучшений делают безопасность MKER сопоставимой с реакторами Western Generation III: улучшенное качество деталей, усовершенствованные компьютерные средства управления, комплексная пассивная система аварийного охлаждения активной зоны и очень прочная защитная конструкция, а также отрицательный коэффициент пустотности и быстрое быстрое отключение. система. Пассивная система аварийного охлаждения использует надежные природные явления для охлаждения активной зоны, а не зависит от насосов с приводом от двигателя. Конструкция защитной оболочки спроектирована так, чтобы выдерживать серьезные нагрузки и давление. В случае разрыва трубы канала охлаждающей воды канал может быть изолирован от водопровода, что предотвратит общий отказ.

Значительно повышенная безопасность и уникальные преимущества конструкции MKER повышают ее конкурентоспособность в странах, рассматривающих варианты полного топливного цикла для ядерных разработок.

ВВЭР [ править ]

ВВЭР является давление света реактор с водой , которая является гораздо более стабильным и безопасным , чем РБМК. Это связано с тем, что он использует легкую воду в качестве замедлителя (а не графит), имеет хорошо изученные рабочие характеристики и имеет отрицательный пустотный коэффициент реактивности. Кроме того, некоторые из них были построены с более чем минимальной защитой, некоторые имеют качественные системы САОЗ, а некоторые были модернизированы до международных стандартов управления и контрольно-измерительной аппаратуры. Нынешние поколения ВВЭР (начиная с ВВЭР-1000) построены до западного уровня по оснащению контрольно-измерительными приборами и системами герметизации.

Однако даже с учетом этих положительных изменений некоторые старые модели ВВЭР вызывают серьезную озабоченность, особенно ВВЭР-440 V230. ^[23]

ВВЭР-440 V230 не имеет защитной оболочки, а имеет только конструкцию, способную удерживать пар, окружающий корпус реактора. Это объем из тонкой стали, возможно, толщиной в дюйм или два, что совершенно недостаточно по западным стандартам.

• Не имеет САОЗ. Может выдержать не более одного разрыва трубы диаметром 4 дюйма (в конструкции много труб диаметром более 4 дюймов).
• Имеет шесть контуров парогенератора, что добавляет ненужной сложности.
  • Очевидно, однако, что петли парогенератора могут быть изолированы, если в одном из этих контуров произойдет обрыв. Станция может продолжать работать с одним изолированным контуром - особенность, присущая немногим западным реакторам.

Внутренняя часть сосуда высокого давления изготовлена ​​из простой легированной стали, подверженной воздействию воды. Это может привести к образованию ржавчины, если реактор подвергнется воздействию воды. Одно из отличий ВВЭР от западных - это установка для очистки реакторной воды, построенная, без сомнения, для борьбы с огромным объемом ржавчины в первом контуре теплоносителя - продуктом медленной коррозии корпуса реактора. Эта модель считается неадекватной системой управления технологическим процессом.

В Болгарии было несколько моделей ВВЭР-440 V230, но они предпочли закрыть их при вступлении в ЕС, а не переоборудовать, и вместо этого строят новые модели ВВЭР-1000. Многие страны, не входящие в ЕС, поддерживают модели V230, в том числе в России и странах СНГ. Многие из этих штатов вместо того, чтобы полностью отказаться от реакторов, предпочли установить САОЗ, разработать стандартные процедуры и установить надлежащие контрольно-измерительные приборы и системы управления. Хотя локализации не могут быть преобразованы в защитные оболочки, риск ограничивающего отказа, приводящего к повреждению активной зоны, может быть значительно снижен.

Модель ВВЭР-440 В213 была построена в соответствии с первым набором советских стандартов ядерной безопасности. Он имеет скромное здание сдерживания, а системы САОЗ, хотя и не полностью соответствуют западным стандартам, достаточно всеобъемлющи. Многие модели ВВЭР-440 V213, эксплуатируемые в странах бывшего советского блока, были модернизированы до полностью автоматизированных систем КИП и управления западного образца, что повысило безопасность до западного уровня для предотвращения аварий, но не для локализации аварий, которая находится на скромном уровне по сравнению с западными. растения. Эти реакторы считаются «достаточно безопасными» по западным стандартам, чтобы продолжать работу без значительных модификаций, хотя большинство владельцев выполнили серьезные модификации, чтобы довести их до в целом эквивалентного уровня ядерной безопасности.

В течение 1970-х годов Финляндия построила две модели ВВЭР-440 V213 по западным стандартам с большой полной защитой и контрольно-измерительными приборами мирового класса, а также САОР с множеством резервированных и разнообразных компонентов. Кроме того, были установлены средства пассивной безопасности, такие как 900-тонные ледовые конденсаторы, что сделало эти два блока самыми передовыми с точки зрения безопасности ВВЭР-440 в мире.

Тип ВВЭР-1000 имеет определенно адекватную защитную оболочку западного образца, САОЗ является достаточным по западным стандартам, а контрольно-измерительные приборы и контроль были значительно улучшены до западного уровня 1970-х годов.

Чернобыльская катастрофа [ править ]

Во время чернобыльской катастрофы расплавленное топливо стало некритичным в результате утечки из графитового замедлителя (чему способствовало рассеивание больших порций топлива в результате двух сильных взрывов); Однако охлаждение заняло значительное время. Расплавленная сердцевина Чернобыля (та часть, которая не была выброшена за пределы реактора или не испарилась при пожаре) потекла в канал, созданный теплом кориума, и замерзла, прежде чем проникнуть в самый нижний этаж подвала. В подвале реактора в Чернобыле была найдена большая «слоновья нога» из застывшего материала активной зоны, один из примеров свободно текущего кориума . Задержка по времени, и предотвращение непосредственного выброса в атмосферу (т.е. сдерживание), снизил бы радиологический выброс. Если бы подвал здания реактора был пробит, грунтовые воды были бы сильно загрязнены, и их поток мог бы унести загрязнение далеко вглубь.

Чернобыльский реактор был типа РБМК . Бедствие было вызвано степенным экскурсией , которая привела к паровому взрыву, расплавления и обширным последствиям выездных. Ошибка оператора и неисправная система останова привели к внезапному сильному всплеску скорости размножения нейтронов , внезапному уменьшению периода нейтронов и, как следствие, увеличению популяции нейтронов; таким образом, тепловой поток активной зоны быстро увеличивался за пределы проектных ограничений реактора. Это привело к тому, что водяная охлаждающая жидкостьпревратиться в пар, вызывая внезапное избыточное давление внутри активной зоны реактора (первый из двух произошедших крупных взрывов), что приводит к грануляции верхней части активной зоны и выбросу верхней биологической защиты поверх активной зоны вместе с обломками активной зоны от здания реактора в широком рассредоточенном виде. Нижняя часть реактора осталась в некоторой степени неповрежденной; графитовый замедлитель нейтронов подвергался воздействию кислородсодержащего воздуха; тепло от скачка мощности в дополнение к остаточному тепловому потоку от оставшихся топливных стержней, оставшихся без окисления теплоносителя, вызванного окислением в замедлителе и в открытых топливных стержнях; это, в свою очередь, выделяло больше тепла и способствовало плавлению большего количества топливных стержней идегазация содержащихся в нем продуктов деления. Изначально расплавленный материал активной зоны превратился в более компактную конфигурацию, что позволило ему быстро достичь критичности (тот же механизм, с помощью которого взрывается оружие деления , хотя с гораздо меньшей эффективностью и на порядки меньшей мощностью), что привело к второму, более мощному тепловому взрыву который частично разобрал делящуюся массу и остановил цепную реакцию. Сжиженные остатки расплавленных топливных стержней (за вычетом тех, которые были рассеяны при двух взрывах), измельченного бетона и любых других объектов на пути протекания через дренажную трубу в подвал здания реактора и затвердели в массе, хотя и представляли главную угрозу для общественная безопасность была рассредоточенным выбросом активной зоны, испаренные и газообразные продукты деления и топливо, а также газы, образовавшиеся в результате окисления замедлителя.

Хотя чернобыльская авария имела ужасные последствия за пределами площадки, большая часть радиоактивности осталась внутри здания. Если бы здание рухнуло и пыль попала в окружающую среду, выброс заданной массы продуктов деления, которые состарились почти тридцать лет, имел бы меньший эффект, чем выброс той же массы продуктов деления (в такая же химическая и физическая форма), которые подверглись лишь короткому времени охлаждения (например, одному часу) после завершения ядерной реакции. Однако, если ядерная реакция произойдет снова на Чернобыльской АЭС (например, если дождевая вода будет собираться и действовать как замедлитель), то новые продукты деления будут иметь более высокую удельную активность и, таким образом, представляют большую опасность, если они будут выпущены. . Для предотвращения послеаварийной ядерной реакции предприняты шаги,например, добавлениенейтронные отравляющие вещества в ключевых частях подвала.

Эффекты [ править ]

Последствия ядерного расплавления зависят от устройств безопасности, спроектированных в реакторе. Современный реактор спроектирован так, чтобы предотвратить расплавление и предотвратить его в случае его возникновения.

В современном реакторе ядерное расплавление, частичное или полное, должно происходить внутри защитной оболочки реактора. Таким образом (предполагая, что других крупных бедствий не произойдет), хотя расплавление серьезно повредит сам реактор, возможно, загрязнив всю конструкцию высокорадиоактивным материалом, одно только расплавление не должно привести к значительному выбросу радиоактивности или опасности для населения. ^[24]

Ядерный расплав может быть частью цепи катастроф. Например, во время аварии на Чернобыльской АЭС к моменту расплавления активной зоны уже произошел большой паровой взрыв и пожар графита, а также крупный выброс радиоактивного загрязнения. Перед расплавлением операторы могут снизить давление в реакторе, выпустив радиоактивный пар в окружающую среду. Это позволит впрыскивать свежую охлаждающую воду с целью предотвращения расплавления.

Конструкция реактора [ править ]

Хотя реакторы с водой под давлением более подвержены ядерному расплавлению при отсутствии активных мер безопасности, это не универсальная особенность гражданских ядерных реакторов. Большая часть исследований гражданских ядерных реакторов предназначена для проектов с пассивными функциями ядерной безопасности, которые могут быть менее подвержены расплавлению, даже если все аварийные системы вышли из строя. Например, реакторы с галечным слоем спроектированы таким образом, что полная потеря теплоносителя в течение неопределенного периода времени не приводит к перегреву реактора. General Electric ESBWR и Westinghouse AP1000имеют пассивно активированные системы безопасности. Реактор CANDU имеет две системы воды с низкой температурой и низким давлением, окружающие топливо (то есть замедлитель и защитный бак), которые действуют как резервные поглотители тепла и исключают сценарии расплавления и разрушения активной зоны. ^[21] Реакторы на жидком топливе могут быть остановлены путем слива топлива в резервуар, что не только предотвращает дальнейшее деление, но и статически отводит остаточное тепло, а также путем постепенного отвода продуктов деления (которые являются источником нагрева после останова). В идеале реакторы должны быть отказоустойчивыми благодаря физике, а не избыточным системам безопасности или вмешательству человека.

Некоторые конструкции реакторов- размножителей на быстрых нейтронах могут быть более подвержены расплавлению, чем реакторы других типов, из-за большего количества делящегося материала и более высокого потока нейтронов внутри активной зоны реактора. Другие конструкции реакторов, такие как интегральный быстрый реактор модели EBR II, ^[25]был специально спроектирован таким образом, чтобы иметь защиту от расплавления. Он был испытан в апреле 1986 года, незадолго до аварии на Чернобыльской АЭС, для имитации потери мощности перекачки теплоносителя путем отключения питания первичных насосов. В соответствии с проектом он отключился примерно через 300 секунд, как только температура поднялась до точки, превышающей допустимую для нормальной работы. Это было значительно ниже точки кипения жидкометаллического теплоносителя без давления, который имел полностью достаточную охлаждающую способность, чтобы справиться с теплотой радиоактивности продуктов деления за счет простой конвекции. Второе испытание, преднамеренное отключение вторичного контура охлаждающей жидкости, питающего генераторы, вызвало такое же безопасное отключение первичного контура. Это испытание имитировало случай выхода реактора с водяным охлаждением из контура паровой турбины, возможно, из-за утечки.

События повреждения ядра [ править ]

Это список основных отказов реактора, в которых сыграло роль повреждение активной зоны реактора: ^[26]

Соединенные Штаты [ править ]

• BORAX-I был испытательным реактором, предназначенным для исследования отклонений от критичности и наблюдения за самоконтролем реактора. В последнем испытании он был намеренно разрушен и показал, что реактор достиг гораздо более высоких температур, чем предполагалось в то время. ^[27]
• Реактор EBR-I частично расплавился во время испытания потока теплоносителя 29 ноября 1955 года.
• Эксперимент Реактор Натрий в Санта - Сусана лаборатории полевой был экспериментальный ядерный реактор , который работает с 1957 по 1964 год и был первый коммерческий электростанцию в мире , чтобы испытать ядро расплавление в июле 1959 года.
• Стационарный реактор малой мощности номер один (SL-1) представлял собой экспериментальный ядерный энергетический реактор армии США, который 3 января 1961 года подвергся повышению критичности, паровому взрыву и расплавлению, в результате чего погибли три оператора.
• Реактор SNAP8ER в полевой лаборатории Санта-Сусаны испортил 80% топлива в результате аварии в 1964 году.
• Частичное расплавление экспериментального реактора на быстрых нейтронах Fermi 1 в 1966 году потребовало ремонта реактора, хотя после этого он так и не вышел на полную мощность.
• Реактор SNAP8DR в полевой лаборатории Санта-Сусаны повредил примерно треть топлива в результате аварии в 1969 году.
• Аварии Три Майл Айленд в 1979 году , упоминается в прессе в качестве «частичного расплава активной зоны», ^[28] привело к полному демонтажу и постоянного отключения реактора 2. Блок 1 продолжал работать на TMI до 2019 года.

Советский Союз [ править ]

• В наиболее серьезном примере, Чернобыльская катастрофа , недостатки конструкции и халатность оператора привели к скачку мощности, что впоследствии привело к аварии. Согласно отчету, опубликованному Чернобыльским форумом (в состав которого входят многочисленные агентства Организации Объединенных Наций , включая Международное агентство по атомной энергии и Всемирную организацию здравоохранения , Всемирный банк и правительства Украины , Беларуси и России ), в результате катастрофы погибло 28 человек. люди из - за острый лучевой синдром , ^[29] , возможно , в результате до четырех тысяч случаев смертельных раковых заболеваний на неизвестное время в будущем ^[30]и требовал постоянной эвакуации из запретной зоны вокруг реактора.
• На ряде атомных подводных лодок ВМФ СССР произошли ядерные аварии, в том числе К-27 , К-140 и К-431 .

Япония [ править ]

• Во время ядерной катастрофы на АЭС « Фукусима-дайити», последовавшей за землетрясением и цунами в марте 2011 года, три из шести реакторов электростанции вышли из строя. Большая часть топлива в реакторе №1 АЭС расплавилась. ^{[31] [32]}

Швейцария [ править ]

• В Lucens реактор , Швейцария , в 1969 году.

Канада [ править ]

• NRX (военный), Онтарио , Канада, 1952 г.

Соединенное Королевство [ править ]

• Виндскейл (военный), Селлафилд , Англия, в 1957 году (см. Огонь Виндскейла )
• Атомная электростанция Чапелкросс (гражданская), Шотландия , 1967 г.

Франция [ править ]

• Атомная электростанция Сен-Лоран (гражданская), Франция, 1969 г.
• Атомная электростанция Сен-Лоран (гражданская), Франция, 1980 г.

Чехословакия [ править ]

• Завод А1 (гражданский) в Ясловске Богунице , Чехословакия , 1977 г.

Китайский синдром [ править ]

Синдром Китая ( с потерей теплоносителя аварии) является гипотетической ядерными реакторами операции авария характеризуется тяжелым расплавлением основных компонентов реактора, который затем сжигает через ограничительную камеру и строительство корпуса, а затем (условно) через кору и тело Земли, пока не достигнет противоположного конца, предположительно находящегося в «Китае» (хотя антиподы континентальных США фактически расположены в Индийском океане ). ^{[33] [34]}Формулировка метафорична; Ядро никак не может проникнуть сквозь толщу земной коры в несколько километров, и даже если бы оно расплавилось к центру Земли, оно не пошло бы обратно вверх против силы тяжести. Более того, любой туннель за материалом будет закрыт огромным литостатическим давлением . Более того, в Китае нет антипода суши в Северной Америке.

В действительности, при сценарии полной потери теплоносителя, фаза быстрой эрозии бетонного фундамента длится около часа и продвигается на глубину около одного метра, затем замедляется до нескольких сантиметров в час и полностью прекращается, когда расплав кориума охлаждается ниже уровня. температура разложения бетона (около 1100 ° C). Полное проплавление может произойти за несколько дней даже через несколько метров бетона; Затем кориум проникает на несколько метров в подстилающую почву, распространяется, охлаждается и затвердевает. ^[35]Также возможно, что в ядре Земли уже существует безвредная плотная естественная концентрация радиоактивного материала (в первую очередь уран-238, торий-232 и калий-40, период полураспада которых составляет 4,47 миллиарда лет, 14,05 миллиарда лет и 1,25 миллиарда лет). лет соответственно.) ^{[36] [37]}

Однако настоящий страх вызвал цитату из фильма 1979 года «Китайский синдром» , в которой говорилось: «Он тает до самого дна растения - теоретически до Китая, но, конечно, как только он попадает в грунтовые воды, он взрывается в атмосферу и излучает облака радиоактивности. Число погибших будет зависеть от того, в какую сторону дует ветер, в результате чего территория размером с Пенсильванию навсегда станет непригодной для проживания ". Фактическая угроза этого была проверена всего через 12 дней после выпуска пленки, когда в результате расплавления на заводе 2 в Три-Майл-Айленд в Пенсильвании ( TMI-2 ) образовалось расплавленное ядро, которое переместилось на 15 миллиметров в сторону «Китая», прежде чем ядро замерзло на дне. корпуса реактора .^[38] Таким образом, топливо и продукты деления реактора ТМИ-2 пробили топливные плиты, но сама расплавленная активная зона не нарушила защитную оболочку корпуса реактора. ^[39] Через несколько часов после аварии из-за опасений по поводу накопления водорода операторы выбросили в атмосферу некоторые радиоактивные газы, в том числе газообразные продукты деления . Выброс продуктов деления привел к временной эвакуации из прилегающей территории, но без прямых травм.

Аналогичная проблема возникла во время аварии на Чернобыльской АЭС: после разрушения реактора масса жидкого кориума из плавящейся активной зоны начала пробивать бетонный пол корпуса реактора, который находился над бассейном барботера (большой резервуар для воды для аварийных насосов и др.). также предназначен для безопасного сдерживания разрывов паропроводов). Реактор РБМК типа не имели надбавку или планирование основных кризисов, а также предстоящее взаимодействие массы ядра с барботера пула привело бы к значительным паровой взрыв, увеличение распространения и масштабы радиоактивного следа. Поэтому было необходимо осушить бассейн барботера до того, как кориум достигнет его. Первоначальный взрыв, однако, сломал схему управления, которая позволила опорожнить бассейн.Трое рабочих станции вызвались вручную управлять клапанами, необходимыми для осушения этого бассейна, и более поздние изображения массы кориума в трубах подвала бассейна с барботажем укрепили их осторожность. ^[40] (Несмотря на чрезвычайный риск своей миссии, все трое рабочих прожили по крайней мере 19 лет после инцидента: один умер в 2005 году от сердечной недостаточности, а двое других остались живы по состоянию на 2015 год. ^{[41] [42]} )

История [ править ]

Конструкция системы из атомных электростанций , построенных в конце 1960 - х поднималась вопросы эксплуатационной безопасности и подняла обеспокоенность тем, что серьезная авария реактора может освободить большое количество радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду. К 1970 году возникли сомнения в способности системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора справиться с последствиями аварии с потерей теплоносителя и последующим расплавлением топливной активной зоны; тема оказалась популярной в технической и популярной прессе. ^[17] В 1971 г., в статье « Размышления о атомных трубопроводах»., бывший специалист по Манхэттенскому проекту (1942–1946), физик-ядерщик Ральф Лапп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прожога после аварии с потерей теплоносителя ядерных топливных стержней и компонентов активной зоны, расплавляющих конструкции защитной оболочки, а также последующий выброс радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду; гипотеза основана на отчете 1967 года группы физиков-ядерщиков во главе с У. К. Эргеном. ^[18] В действительности гипотетическая ядерная авария Лаппа была адаптирована в кинематографе как «Китайский синдром» (1979).

См. Также [ править ]

• Поведение ядерного топлива при аварии реактора
• Чернобыль по сравнению с другими выбросами радиоактивности
• Последствия чернобыльской катастрофы
• Обращение с высокоактивными радиоактивными отходами
• Международная шкала ядерных событий
• Список гражданских ядерных аварий
• Списки ядерных катастроф и радиоактивных инцидентов
• Ядерная безопасность
• Атомная энергия
• Ядерная энергетика дебаты
• Scram или SCRAM, аварийный останов ядерного реактора

Заметки [ править ]

Ссылки [ править ]

Внешние ссылки [ править ]

Поищите китайский синдром в Викисловаре, бесплатном словаре.

• Аннотированная библиография по гражданским ядерным авариям из Цифровой библиотеки по ядерным вопросам Алсос
• События частичного таяния топлива
• «Худшие в мире катастрофы на атомной электростанции» . Энергетические технологии . 7 октября 2013 г.