Ядерный кризис - Nuclear meltdown

Смоделированная анимация плавления керна в Легководный реактор после Авария с потерей охлаждающей жидкости. После достижения чрезвычайно высокой температуры ядерное топливо и сопутствующие облицовка разжижается и стекает на дно Резервуар реактора.
Три реактора на Фукусима I перегрев, потому 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, в результате чего выделялось большое количество радиоактивный материал в воздух.[1]
АЭС Три-Майл-Айленд состоял из двух реакторы с водой под давлением изготовлены по Бэбкок и Уилкокс, каждый внутри своего здание содержания и подключен градирни. Блок 2, на котором произошло частичное расплавление активной зоны, находится на заднем плане.

А ядерный расплав (расплавление активной зоны, авария с расплавлением активной зоны, крах или частичное плавление активной зоны[2]) является серьезным ядерного реактора несчастный случай что приводит к ядро повреждение от перегрева. Период, термин ядерный расплав официально не определен Международное агентство по атомной энергии[3] или Комиссия по ядерному регулированию.[4] Было определено, что это означает случайное плавление активной зоны ядерного реактора,[5] однако 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 такой степени, что по крайней мере один ядерный топливный элемент превышает его. температура плавления. Это отличается от отказ топливного элемента, что не вызвано высокими температурами. Расплавление может быть вызвано потеря теплоносителя, потеря давления охлаждающей жидкости, или низкий расход охлаждающей жидкости, или результат экскурсия по критичности в котором реактор работает на уровне мощности, превышающей его проектные пределы. В качестве альтернативы внешний пожар может поставить под угрозу активную зону, что приведет к расплавлению.

Как только тепловыделяющие элементы реактора начинают плавиться, оболочка твэлов повреждена, и ядерное топливо (например, уран, плутоний, или торий ) и продукты деления (такие как 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 сердечника может привести к взаимодействие топлива с теплоносителем, водородные взрывы, или паровой молот, любой из которых может разрушить части защитной оболочки. Расплавление считается очень серьезным из-за возможности радиоактивные материалы нарушить все условия содержания и сбежать (или быть выпущенным) в Окружающая среда, в результате чего радиоактивное загрязнение и выпадать, и потенциально может привести к радиационное отравление людей и животных поблизости.

Причины

Атомные электростанции вырабатывают электроэнергию нагревательная жидкость через ядерную реакцию, чтобы запустить генератор. Если тепло от этой реакции не удаляется должным образом, тепловыделяющие сборки в активной зоне реактора могут расплавиться. Авария с повреждением активной зоны может произойти даже после остановки реактора, поскольку топливо продолжает производить спад тепла.

Авария с повреждением активной зоны вызвана потерей достаточного охлаждения для ядерного топлива внутри активной зоны реактора. Причиной может быть один из нескольких факторов, в том числе авария с потерей давления, авария с потерей теплоносителя (LOCA), неконтролируемый скачок мощности или, в реакторах без сосуд под давлением, пожар в активной зоне реактора. Сбои в системах управления могут вызвать серию событий, приводящих к потере охлаждения. Современные принципы безопасности глубокая защита убедитесь, что всегда присутствует несколько уровней систем 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 ураган -сильные ветры и суровые землетрясения.

  • В случае аварии с потерей теплоносителя физическая потеря теплоносителя (которым обычно является деионизированная вода, инертный газ, NaK, или жидкий натрий ) или потеря способа обеспечения достаточного расхода теплоносителя. Авария с потерей теплоносителя и авария с потерей давления в некоторых реакторах тесно связаны. В реакторе с водой под давлением LOCA также может вызвать образование «парового пузыря» в активной зоне из-за чрезмерного нагрева застрявшего теплоносителя или из-за 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 замкнутого теплоносителя падает ниже указанного в спецификации без возможности его восстановления. В некоторых случаях это может уменьшить теплопередача эффективность (при использовании инертный газ в качестве теплоносителя), а в других случаях может образовывать 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 реакторы с кипящей водой, где давление в активной зоне может быть намеренно сброшено так, чтобы Система аварийного охлаждения активной зоны может 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 скачок мощности в реакторе превышает проектные характеристики реактора из-за внезапного увеличения мощности реактора. реактивность. Неконтролируемый скачок мощности происходит из-за значительного изменения параметра, который влияет на скорость размножения нейтронов цепной реакции (примеры включают выброс управляющего стержня или значительное изменение ядерных характеристик замедлителя, например, путем быстрого охлаждения). В крайних случаях реактор может перейти в состояние, известное как срочный критический. Это особенно проблема реакторов с положительным коэффициент пустоты реактивности, с положительным температурным коэффициентом, чрезмерно умеренны или могут улавливать избыточные количества вредных продуктов деления в своем топливе или замедлителях. Многие из этих характеристик присутствуют в РБМК дизайн, и Чернобыльская катастрофа было вызвано такими недостатками, а также серьезной халатностью оператора. Западные легководные реакторы не подвержены очень большим неконтролируемым скачкам мощности, потому что потеря теплоносителя снижает, а не увеличивает реактивность активной зоны (отрицательный паровой коэффициент реактивности); «переходные процессы», как называются 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 вызвать расплавление топливных сборок. Возгорание может быть вызвано попаданием воздуха в реактор с графитовым замедлителем или реактор с жидким натрием. Графит также подвержен накоплению Энергия Вигнера, что может привести к перегреву графита (как это произошло на Уиндскейл огонь ). Легководные реакторы не имеют воспламеняющейся активной зоны или замедлителя и не подвержены возгоранию активной зоны. Гражданские реакторы с газовым охлаждением, такие как Магнокс, UNGG, и AGCR реакторы типа, держите их активную зону покрытой нереактивной углекислый газ газ, который не поддерживает огонь. Современные гражданские реакторы с газовым охлаждением используют гелий, которые не могут гореть и содержат топливо, которое может выдерживать высокие температуры без плавления (например, Высокотемпературный реактор с газовым охлаждением и Модульный реактор с галечным слоем ).
  • Византийские разломы и каскадные отказы в системах КИПиА может вызвать серьезные проблемы в работе реактора, потенциально приводящие к повреждению активной зоны, если их не устранить. Например, Браунс Ферри огонь повредили кабели управления и потребовали, чтобы операторы завода вручную активировали системы охлаждения. В Авария на Три-Майл-Айленд было вызвано заклиниванием клапана сброса давления с пилотным управлением в сочетании с обманчивым указателем уровня воды, который ввел в заблуждение операторов реактора, что привело к повреждению активной зоны.

Легководные реакторы (LWR)

В Три Майл Айленд реактор 2 после крах.
  1. Вход 2B
  2. Вход 1А
  3. Полость
  4. Сыпучий мусор керна
  5. Корка
  6. Ранее расплавленный материал
  7. Мусор нижней камеры
  8. Возможный регион, обедненный ураном
  9. Направляющая для инструментов Ablated incore
  10. Отверстие в перегородке
  11. Нанесение ранее расплавленного материала на внутренние поверхности обводной зоны
  12. Повреждение верхней сетки

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 Система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS). 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. Каждое звено (копия) САОЗ способно 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-Айленде представляла собой сложную группу аварийных ситуаций, которые привели к повреждению активной зоны. К этому привело ошибочное решение операторов отключить САОЗ во время аварийного состояния 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. В течение Инцидент на Фукусиме система аварийного охлаждения также была отключена вручную через несколько минут после запуска.[7]

Если возникнет такая ограничивающая ошибка и произойдет полный отказ всех подразделений САОР, то оба Куан, и другие и Хаскин, и другие описать шесть стадий между началом ограничивающего отказа (потеря охлаждения) и потенциальным утечкой расплавленного кориум в защитную оболочку (так называемое «полное обрушение»):[8][9]

  1. Раскрытие ядра - В случае кратковременного, аварийного, аварийного или ограничивающего отказа LWR предназначены для автоматического КАТИСЬ (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 обычно начинается примерно через час после начала разрыва. Если насосы теплоносителя реактора не работают, верхняя часть активной зоны будет подвергаться воздействию пара, и начнется нагрев активной зоны. Однако, если работают насосы теплоносителя, 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 испаряется. Авария на ТМИ-2 показала, что работа насосов теплоносителя реактора может продолжаться примерно до двух часов для подачи двухфазной смеси, которая может предотвратить нагрев активной зоны ».[8]
  2. Нагрев до повреждения - «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 0,3 ° C / с (0,5 ° F / с) и 1 ° C / с (1,8 ° F / с) (3) ».[8]
  3. Взрыв и взрыв топлива - «Менее чем за полчаса пиковая температура активной зоны достигнет 1100 K (830 ° C). При этой температуре циркалоевая оболочка твэлов может раздуться и взорваться. Это первая стадия повреждения активной зоны. Раздувание оболочки может блокируют значительную часть проходного сечения активной зоны и ограничивают поток теплоносителя. Однако полная блокировка активной зоны маловероятна, потому что не все топливные стержни раздуваются в одном и том же осевом положении. В этом случае добавление достаточного количества воды может охладить активную зону и остановить прогрессирование повреждения активной зоны ".[8]
  4. Быстрое окисление - «Следующей стадией повреждения активной зоны, начинающейся примерно при 1500 К (1230 ° С), является быстрое окисление Циркалой паром. В процессе окисления образуется водород и выделяется большое количество тепла. При температуре выше 1500 K (1230 ° C) мощность окисления превышает энергию распада (4,5), если скорость окисления не ограничивается подачей циркалоя или пара ».[8]
  5. Формирование обломков - «Когда температура в активной зоне достигнет примерно 1700 К (1430 ° C), расплавленные контрольные материалы (1,6) потекут и затвердеют в пространстве между нижними частями топливных стержней, где температура сравнительно низкая. Выше 1700 K (1430 ° C), температура сердцевины 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 растворенный UO2 (1,7) потечет вниз и замерзнет в более холодной нижней части сердечника. Вместе с затвердевшими контрольными материалами из более ранних стоков, перемещенный циркалой и UO2 образует нижнюю корку формирующегося связного слоя обломков ».[8]
  6. (Кориум) Перемещение в нижний пленум - «В сценариях LOCA с небольшими разрывами обычно существует лужа воды в нижней камере резервуара во время перемещения активной зоны. При попадании расплавленных материалов активной зоны в воду всегда образуется большое количество пара. Если расплавленный поток материалы активной зоны быстро разрушаются в воде, также существует возможность парового взрыва. Во время перемещения любой неокисленный цирконий в расплавленном материале также может окисляться паром, и в процессе образуется водород. Рекритичность также может быть проблемой, если контрольные материалы остаются в активной зоне, а перемещенный материал распадается в необработанной воде в нижней камере ".[8]

В точке, где кориум перемещается в нижнюю полость, Хаскин, и другие сообщают, что существует возможность инцидента, называемого взаимодействие топлива и теплоносителя (FCI) для существенного напряжения или нарушения границы первичного давления, когда кориум перемещается в нижнюю камеру корпус реактора («ДПЛА»).[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 находиться в жидкости. фаза, 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 (от 277 до 327 ° C) может вызвать чрезвычайно быстрая эволюция пара, который может вызвать внезапное чрезмерное избыточное давление и, как следствие, серьезное разрушение конструкции первичной системы или корпуса реактора.[10] Хотя большинство современных исследований утверждают, что это физически невозможно или, по крайней мере, чрезвычайно маловероятно, Хаскин, и другие заявляют, что существует отдаленная возможность чрезвычайно жестокого FCI, ведущего к чему-то, называемому сбой в альфа-режиме, или серьезный отказ самого корпуса реактора и последующий выброс верхней камеры корпуса реактора в виде ракеты во внутреннюю часть защитной оболочки, что, вероятно, приведет к отказу защитной оболочки и выбросу продуктов деления из активной зоны в внешняя среда без какого-либо существенного разложения.[11]

В Американское ядерное общество прокомментировал аварию на ТМИ-2, что, несмотря на расплавление примерно одной трети топлива, корпус реактора сохранил свою целостность и содержал поврежденное топливо.[12]

Нарушение основной границы давления

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

  • Паровой взрыв

Как описано ранее, FCI может привести к событию избыточного давления, которое приведет к отказу КРД и, следовательно, к отказу первичной границы давления. Хаскин, и другие. 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 попадут в полость под активной зоной. В защитной оболочке может находиться 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 выходить 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 локализации

Хаскин, и другие определить шесть способов, с помощью которых можно было бы серьезно оспорить сдерживание; 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

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 о толстый слой «жертвенного металла», который расплавится, разбавит сердцевину и увеличит теплопроводность, и, наконец, разбавленная сердцевина может быть охлаждена водой, циркулирующей в полу. Однако полномасштабных испытаний этого устройства 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 затоплять полость в случае расплавления топлива. Эта вода станет паром 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. Положительный эффект попадания кориума в воду заключается в том, 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 газовыделения неконтролируемой системой, которая сегодня была бы оснащена фильтрами с активированным углем и HEPA для предотвращения выброса радионуклидов.

Однако во время инцидента 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 корпуса защитной оболочки были повреждены. Водород был выпущен из корпусов реактора, 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 проводимостью 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 предусматривает 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-Айленд 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 стало ясно, что горение или взрыв предотвращает недостаток кислорода.[16]

Спекулятивные режимы отказа

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), вызывая чрезвычайно быстрое образование пара. Повышение давления внутри защитной оболочки может поставить под угрозу целостность, 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 ошибкой "альфа-режима" Расмуссеном 1975 года (WASH-1400 ), предполагаемый пар может создать давление, достаточное для того, чтобы сдвинуть верхнюю часть корпуса реактора под давлением (КР). Сдерживание может оказаться под угрозой, если с ним столкнется головка ДПЛА. (Отчет WASH-1400 был заменен более обоснованным[оригинальное исследование? ] новые исследования, а теперь Комиссия по ядерному регулированию отрекся от них всех и готовит всеобъемлющий Современный анализ последствий для реактора Исследование [SOARCA] - см. Отказ от ответственности в НУРЭГ-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 г. в статье Мысли о водопроводе, бывший Манхэттенский проект физик-ядерщик Ральф Лапп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прожога защитных конструкций и последующего выброса радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду. Гипотеза основана на отчете 1967 года группы физиков-ядерщиков во главе с В. К. Эрген.[18] Некоторые опасаются, что расплавленная активная зона реактора может проникнуть в корпус реактора под давлением и конструкцию защитной оболочки и сгореть вниз до уровня грунтовые воды.[19]

Не было определено, в какой степени расплавленная масса может плавиться через структуру (хотя это было испытано в реакторе для испытания на потерю жидкости, описанном в Территория испытаний Север информационный бюллетень[20]). Авария на Три-Майл-Айленд предоставила реальный опыт работы с расплавленной активной зоной: кориум не смог расплавиться через сосуд высокого давления реактора после более чем шести часов воздействия из-за разбавления расплава регулирующими стержнями и другими внутренними устройствами реактора, что подтверждает акцент на глубокоэшелонированной защите от аварий с повреждением активной зоны.

Другие типы реакторов

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

КАНДУ реакторы дейтериево-урановой конструкции, изобретенные в Канаде, 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 от теплоносителя система), а второй - защитный бак, заполненный легкой водой (или Каландрия свод). 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 находятся в стандартных западных защитных оболочках.

Реакторы с газовым охлаждением

Один тип западного реактора, известный как усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (или AGR), построенный в Соединенном Королевстве, не очень уязвим для аварий с потерей охлаждения или повреждения активной зоны, за исключением самых крайних 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 японские Реактор для испытаний при высоких температурах и США » Очень высокотемпературный реактор, по своей сути безопасны, что означает, что расплавление или другие формы повреждения сердечника физически невозможны из-за структуры сердечника, которая 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 отвода тепла, проходящего через теплообменник и поднимаясь в атмосферу из-за конвекция, достигая полного отвода остаточного тепла. Планируется, что VHTR будет прототипирован и испытан в Национальная лаборатория Айдахо в течение следующего десятилетия (по состоянию на 2009 г.) в качестве дизайна, выбранного для Атомная станция нового поколения посредством Министерство 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 Западная Германия (в Реактор АВР ) и теперь разработан Южная Африка известен как Модульный реактор с галечным слоем. Это по своей сути безопасный конструкция, означающая, что повреждение активной зоны физически невозможно из-за конструкции топлива (сферические графитовые «гальки», расположенные в слое внутри металлического корпуса реактора и заполненные таблетками TRISO (или QUADRISO) из урана, тория или смешанного оксида внутри) . Опытный образец реактора очень похожего типа был построен Китайский, HTR-10, и превзошло ожидания исследователей, что привело к тому, что китайцы объявили о планах строительства пары последующих полномасштабных по своей сути безопасных реакторов мощностью 250 МВт (эл.) для производства энергии, основанных на той же концепции. (Увидеть Атомная энергетика в Китайской Народной Республике за дополнительной информацией.)

Свинец и свинцово-висмутовые реакторы

Недавно в качестве теплоносителя реактора был предложен тяжелый жидкий металл, такой как свинец или свинец-висмут.[22] Из-за одинаковых плотностей 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

Некоторые проектные концепции ядерных реакторов подчеркивают устойчивость к расплавлению и безопасность эксплуатации.

ПИУС (присущая процессу максимальная безопасность ) конструкции, 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 реактор электрической энергии, крупномасштабная мобильная версия TRIGA для выработки электроэнергии в зонах бедствий и в военных миссиях, а также TRIGA Power System, небольшая электростанция и источник тепла для использования в небольших и удаленных населенных пунктах, были предложены заинтересованными инженерами и разделяют характеристики безопасности TRIGA из-за гидрид циркония урана используется топливо.

В Саморегулирующийся модуль атомной энергетики с водородным замедлителем, реактор, который использует гидрид урана в качестве замедлителя и топлива, схожего по химическому составу и безопасности с TRIGA, также обладает этими исключительными характеристиками безопасности и стабильности, и в последнее время вызывает большой интерес.

В реактор с жидким фторидом тория спроектирован так, чтобы его ядро ​​естественным образом находилось в расплавленном состоянии в виде эвтектической смеси солей тория и 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 охладится в некритической конфигурации. Так как ядро ​​жидкое и уже расплавленное, его нельзя повредить.

Усовершенствованные реакторы с жидким металлом, такие как США Интегральный быстрый реактор и русский БН-350, БН-600, и БН-800, все имеют охлаждающую жидкость 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 Советского Союза

РБМК

Советский дизайн Реакторы РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), встречаются только в России и других постсоветских государствах и сейчас закрыты повсюду, кроме России, не имеют защитных сооружений, являются нестабильными по своей природе (имеют тенденцию к опасным колебаниям мощности) и имеют системы аварийного охлаждения (САОР), которые западные специалисты по безопасности считают крайне неадекватными стандарты. В Чернобыльская катастрофа реактор был РБМК.

РБМК ECCS системы имеют только одно подразделение и небольшую избыточность внутри этого подразделения. Хотя большая активная зона РБМК менее энергоемкая, чем меньшая западная активная зона LWR, ее сложнее охладить. РБМК модерирует графит. В присутствии пара и кислорода при высоких температурах графит образует синтез-газ и с реакция конверсии водяного газа, образующийся водород горит взрывом. Если кислород контактирует с горячим графитом, он загорится. Раньше стержни управления были покрыты графитом - материалом, который замедляет нейтроны и, таким образом, ускоряет цепную реакцию. Вода используется как охлаждающая жидкость, но не как 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 ядерного 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 характеристик и тепловой мощности.

У РБМК нет защитной оболочки над активной зоной. Единственный прочный барьер над топливом - это 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 отключение (КАТИСЬ ) 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 г. Литва должна была поэтапно отказаться от двух РБМК на Игналина АЭС, признанная полностью несовместимой с европейскими стандартами ядерной безопасности. В стране планируется заменить их более безопасными реакторами.

MKER

В MKER - это современный реактор канального типа российской разработки, который является далеким потомком РБМК и призван оптимизировать преимущества и исправить 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 изредка отключения для обслуживания, с временем безотказной работы до 97-99%. Конструкция замедлителя позволяет использовать менее обогащенные виды 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 сравнимой 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 таким образом, чтобы выдерживать серьезные нагрузки и давление. В случае разрыва трубы в канале 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

В ВВЭР это легководный реактор под давлением, который намного стабильнее и безопаснее РБМК. Это связано с тем, что в нем в качестве замедлителя используется легкая вода (а не графит), он имеет хорошо изученные рабочие характеристики и имеет отрицательный коэффициент реактивности. Кроме того, некоторые из них были построены с более чем предельной защитой, некоторые имеют качественные системы САОЗ, а некоторые были модернизированы до международных стандартов управления и контрольно-измерительной аппаратуры. Нынешние поколения ВВЭР (ВВЭР-1000) построены в соответствии с западными уровнями контрольно-измерительных приборов, систем управления и защитной оболочки.

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

ВВЭР-440 В230 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 есть 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. рассматривается как наличие неадекватных систем управления технологическим процессом.

В Болгарии было несколько моделей ВВЭР-440 V230, но они предпочли закрыть их после присоединения к ЕС, а не переоборудовать, и вместо этого строят новые модели ВВЭР-1000. Многие страны, не входящие в ЕС, поддерживают модели V230, включая Россию и страны 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 странами бывшего советского блока, были модернизированы до полностью автоматизированных систем КИПиА западного образца, что повысило безопасность до западного уровня для предотвращения аварий, но не для локализации аварий, которая является скромной по сравнению с западными. растения. Эти реакторы считаются «достаточно безопасными» по западным стандартам, чтобы продолжать работу без значительных модификаций, хотя большинство владельцев выполнили значительные модификации, чтобы довести их до в целом эквивалентного уровня ядерной безопасности.

В 1970-х годах Финляндия построила две модели ВВЭР-440 V213 по западным стандартам с крупногабаритной полной защитой и контрольно-измерительными приборами мирового класса, а также САОЗ 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 достаточно по западным стандартам, а контрольно-измерительные приборы и средства управления были значительно улучшены до западного уровня 1970-х годов.

Чернобыльская катастрофа

Основная статья: Чернобыльская катастрофа

Во время Чернобыльской катастрофы топливо стало некритичным, когда оно растаяло и утекало из графит Модератор; Однако охлаждение заняло значительное время. Расплавленный ядро Чернобыля (та часть, которая не была выброшена за пределы реактора или не испарилась при пожаре) протекла в канал, созданный структурой здания реактора, и застыла на месте до того, как могло произойти взаимодействие активной зоны с бетоном. В подвале реактора в Чернобыле была найдена большая «слоновья нога» застывшего материала активной зоны, один из примеров свободно текущих кориум. Задержка по времени и предотвращение прямого выброса в атмосферу (т. Е. сдерживание ), снизил бы радиологический выброс. Если был пробит подвал здания реактора, грунтовые воды был бы сильно загрязнен, и его поток мог унести загрязнение далеко.

Чернобыльский реактор был РБМК тип. В стихийное бедствие был вызван скачком мощности, который привел к паровому взрыву, расплавлению и обширным последствиям за пределами площадки. Ошибка оператора и неисправная система выключения привели к внезапному сильному скачку нейтрон скорость размножения, резкое уменьшение периода нейтронов и, как следствие, увеличение популяции нейтронов; таким образом, ядро Тепловой поток быстро возрастает за проектные пределы реактора. Это вызвало воды охлаждающая жидкость превратиться в пар, вызывая внезапное избыточное давление внутри корпус реактора (RPV), что приводит к грануляции верхней части сердечника и выбросу верхней пленум упомянутого сосуда высокого давления вместе с обломками активной зоны из здания реактора в широко рассредоточенном виде. Нижняя часть реактора осталась в некоторой степени неповрежденной; графит замедлитель нейтронов подвергся воздействию кислород -содержащий воздух; тепло от скачка мощности в дополнение к остаточному тепловому потоку от оставшихся топливных стержней, оставшихся без теплоносителя. окисление в замедлителе и в открытых твэлах; это, в свою очередь, выделяло больше тепла и способствовало таяние больше топливных стержней и дегазация содержащихся в нем продуктов деления. Сжиженные остатки расплавленных топливных стержней, измельченного бетона и любых других объектов на пути вытекли через дренажную трубу в подвал здания реактора и затвердели в массе, хотя основной угрозой общественной безопасности была рассредоточенная активная зона. выбросить, испаренные и газообразные продукты деления и топливо, а также газы образовались 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 та же химическая и физическая форма), которые подверглись лишь короткому времени охлаждения (например, один час) после завершения ядерной реакции. Однако если ядерная реакция произойдет снова на Чернобыльской АЭС (например, если дождевая вода будет собирать и действовать как замедлитель), то новые продукты деления будут иметь более высокую удельную активность и, следовательно, представляют большую опасность, если они будут выпущены. . Чтобы предотвратить послеаварийную ядерную реакцию, были предприняты такие шаги, как добавление нейтронные яды к ключевым частям подвала.

Эффекты

Последствия ядерного расплавления зависят от устройств безопасности, спроектированных в реакторе. Современный реактор спроектирован таким образом, 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, в Чернобыльская авария к моменту расплавления активной зоны уже произошел большой паровой взрыв и пожар графита, а также большой 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

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 посвящена проектам с пассивная ядерная безопасность функции, которые могут быть менее подвержены отказу, даже если все аварийные системы вышли из строя. Например, реакторы с галечным слоем спроектированы так, чтобы полная потеря теплоносителя на неопределенный срок не приводила к перегреву реактора. В General Electric ESBWR и Westinghouse AP1000 имеют пассивно активированные системы безопасности. Реактор CANDU имеет две водные системы 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, работающие 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 за счет избыточных систем безопасности или вмешательства человека.

Определенный быстрый заводчик Конструкции реакторов могут быть более восприимчивыми к расплавлению, чем реакторы других типов, из-за большего количества делящегося материала и более высокой нейтронный поток внутри активной зоны реактора. Другие конструкции реакторов, такие как интегральный быстрый реактор модели EBR II,[25] был специально спроектирован так, чтобы быть невосприимчивым к расплавлению. 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 уровня, превышающего допустимый 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 теплоносителя, который питает генераторы, вызвали такое же безопасное отключение первичной цепи. Это испытание имитировало случай выхода реактора с водяным охлаждением из контура паровой турбины, возможно, из-за утечки.

События повреждения ядра

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

Соединенные Штаты

Повреждение активной зоны SL-1 после ядерная экскурсия.
  • БОРАКС-I был испытательным реактором, предназначенным для изучения отклонений от критичности и наблюдения за самоконтролем реактора. В последнем испытании он был намеренно разрушен и показал, что реактор достиг намного более высоких температур, чем предполагалось в то время.[27]
  • Реактор на EBR-I претерпел частичное расплавление во время испытания потока охлаждающей жидкости 29 ноября 1955 года.
  • В Эксперимент с натриевым реактором в Полевая лаборатория Санта-Сусаны был экспериментальным ядерным реактором, который работал с 1957 по 1964 год и стал первой коммерческой электростанцией в мире, на которой в июле 1959 года произошло расплавление активной зоны.
  • Стационарный реактор малой мощности №1 (SL-1) был экспериментальным ядерным энергетическим реактором армии Соединенных Штатов, который 3 января 1961 года подвергся 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.
  • Частичный обвал на заводе Ферми 1 Экспериментальный реактор-размножитель на быстрых нейтронах в 1966 году потребовал 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.
  • В Авария на Три-Майл-Айленд, в 1979 г., называвшееся в прессе «частичной плавкой активной зоны»,[28] привело к полному демонтажу и окончательной остановке реактора 2. Энергоблок №1 продолжал работать на TMI до 2019 года.

Советский Союз

Япония

Швейцария

Канада

объединенное Королевство

Франция

Чехословакия

Китайский синдром

Для фильма 1979 года см. Синдром Китая. Для Король Королев эпизод, см. Синдром Китая (король королев).
Смотрите также: Улавливатель керна

В Китайский синдром (авария с потерей теплоносителя) является гипотетическим ядерного реактора эксплуатационная авария, характеризующаяся сильным расплавлением компонентов активной зоны реактора, которые затем прожигают защитную оболочку и корпус, а затем (образно говоря) корка и тело Земли до достижения противоположная сторона (который в США в просторечии называют Китаем).[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 огромными литостатическое давление. Кроме того, Китай не содержит антипод любой суши в Северной Америке.

В действительности, при сценарии полной потери теплоносителя, фаза быстрой эрозии бетонного фундамента длится около часа и переходит на глубину около одного метра, затем замедляется до нескольких сантиметров в час и полностью прекращается, когда кориум расплав остывает ниже температуры 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. Синдром Китая, в котором говорилось: «Он тает прямо через дно завода - теоретически в Китай, но, конечно, как только он попадает в грунтовые воды, он взрывается в атмосферу и испускает облака радиоактивности. Число погибших будет зависят от того, в какую сторону дул ветер, делая территорию размером с Пенсильванию навсегда непригодной для проживания ". Фактическая угроза этого была проверена всего через 12 дней после выпуска фильма, когда произошел крах на заводе в Пенсильвании Three Mile Island Plant 2 (ТМИ-2 ) создал расплавленное ядро, которое переместилось на 15 миллиметры в сторону «Китая» до ядро замерзло в нижней части корпус реактора.[38] Таким образом, топливо и продукты деления реактора ТМИ-2 пробили топливные пластины, 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.

Похожая проблема возникла во время Чернобыльской катастрофы: после разрушения реактора жидкий кориум Масса из плавящейся активной зоны начала пробивать бетонный пол корпуса реактора, который находился над бассейном барботера (большой резервуар для воды для аварийных насосов, также предназначенный для надежного сдерживания разрывов паропровода). В Реактор типа РБМК не учитывались и не планировались расплавления активной зоны, и неизбежное взаимодействие массы активной зоны с резервуаром барботеров привело бы к значительному паровому взрыву, увеличивая распространение и величину радиоактивного шлейфа. Следовательно, необходимо было осушить бассейн барботера до того, как кориум достигнет его. Однако первоначальный взрыв нарушил схему управления, которая позволила опорожнить бассейн. Три работника станции вызвались вручную управлять клапанами необходимо, чтобы осушить этот бассейн, и более поздние изображения массы кориума в трубах основания бассейна барботера укрепили их осторожность.[40] (Несмотря на чрезвычайный риск их миссии, все трое рабочих прожили как минимум 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

В Системный дизайн из атомные электростанции построенный в конце 1960-х годов поднял вопросы эксплуатационная безопасность, и выразил обеспокоенность тем, что серьезная авария реактора может привести к выбросу большого количества радиоактивные материалы в атмосферу и окружающую среду. К 1970 году возникли сомнения в способности система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора, чтобы справиться с последствиями авария с потерей теплоносителя и последующее расплавление топливного сердечника; тема оказалась популярной в технической и популярной прессе.[17] В 1971 г. в статье Мысли о водопроводе, 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, плавящихся в конструкциях защитной оболочки, и последующий побег радиоактивный материал (ы) в атмосферу и окружающую среду; гипотеза, основанная на отчете 1967 года группы физиков-ядерщиков во главе с У. К. Эргеном.[18] На самом деле гипотетическая ядерная авария Лаппа была адаптирована в кинематографе как Синдром Китая (1979).

Смотрите также

Заметки

использованная литература

  1. ^ Мартин Факлер (1 июня 2011 г.). "Отчет показывает, что Япония недооценивает опасность цунами". Газета "Нью-Йорк Таймс.
  2. ^ Комиссия, СШАЯдерное регулирование; Расмуссен, Норман К. (18 июня 1975 г.). «Исследование безопасности реактора: оценка рисков аварий на коммерческих атомных электростанциях США». W.S. Хайн - через Google Книги.
  3. ^ Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) (2007 г.). Глоссарий МАГАТЭ по безопасности: терминология, используемая в ядерной безопасности и радиационной защите (PDF). Вена, Австрия: Международное агентство по атомной энергии. ISBN  978-92-0-100707-0. Получено 17 августа 2009.
  4. ^ Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) (14 сентября 2009 г.). «Глоссарий». Интернет сайт. Роквилл, Мэриленд, США: Федеральное правительство Соединенных Штатов. стр. См. записи для буквы M и записи для буквы N. Получено 3 октября 2009.
  5. ^ "Определение MELTDOWN". www.merriam-webster.com.
  6. ^ а б Хьюитт, Джеффри Фредерик; Кольер, Джон Гордон (2000). «4.6.1 Проектная авария для AGR: сбой при разгерметизации». Введение в ядерную энергетику. Лондон, Великобритания: Тейлор и Фрэнсис. п. 133. ISBN  978-1-56032-454-6. Получено 5 июн 2010.
  7. ^ «Отчет о землетрясении № 91» (PDF). JAIF. 25 мая 2011. Архивировано с оригинал (PDF) 3 января 2012 г.. Получено 25 мая 2011.
  8. ^ а б c d е ж г Kuan, P .; Hanson, D. J .; Одар, Ф. (1991). Управление добавлением воды в деградированную сердцевину. OSTI  5642843.
  9. ^ Haskin, F.E .; Кэмп, A.L. (1994). Перспективы безопасности реактора (NUREG / CR-6042) (Курс безопасности реактора R-800), 1-е издание. Белтсвилл, Мэриленд: Комиссия по ядерному регулированию США. п. 3,1–5. Получено 23 ноября 2010.
  10. ^ а б Haskin, F.E .; Кэмп, A.L. (1994). Перспективы безопасности реактора (NUREG / CR-6042) (Курс безопасности реактора R-800), 1-е издание. Белтсвилл, Мэриленд: Комиссия по ядерному регулированию США. стр. 3.5–1–3.5–4. Получено 24 декабря 2010.
  11. ^ Haskin, F.E .; Кэмп, A.L. (1994). Перспективы безопасности реактора (NUREG / CR-6042) (Курс безопасности реактора R-800), 1-е издание. Белтсвилл, Мэриленд: Комиссия по ядерному регулированию США. стр. 3.5–4–3.5–5. Получено 24 декабря 2010.
  12. ^ «ANS: Общественная информация: Ресурсы: Специальные темы: История Три-Майл-Айленда: что произошло и чего не произошло во время аварии на TMI-2». 30 октября 2004 г. Архивировано с оригинал 30 октября 2004 г.
  13. ^ Крамер, Эндрю Э. (22 марта 2011 г.). «После Чернобыля атомная промышленность России делает упор на безопасность реакторов» - через NYTimes.com.
  14. ^ всемирная ядерная организация фукусима-аварияhttp://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/fukushima-accident.aspx
  15. ^ а б "Авария на Фукусима-дайити. Отчет генерального директора" (PDF). Международное агентство по атомной энергии. 2015 г.. Получено 24 февраля 2018.
  16. ^ "Справочная информация об аварии на Три-Майл-Айленд". Комиссия по ядерному регулированию США. Получено 1 декабря 2013.
  17. ^ а б Уокер, Дж. Самуэль (2004). Три-Майл-Айленд: ядерный кризис в исторической перспективе (Беркли: Калифорнийский университет Press), стр. 11.
  18. ^ а б Лапп, Ральф Э. «Мысли о ядерной сантехнике». Нью-Йорк Таймс, 12 декабря 1971 г., стр. E11.
  19. ^ Терра Питта (5 августа 2015 г.). Катастрофа: путеводитель по крупнейшим промышленным катастрофам в мире. Видж Букс Индия Пвт Лтд., Стр. 25–. ISBN  978-93-85505-17-1.
  20. ^ «Северный полигон» (PDF).
  21. ^ а б Allen, P.J .; J.Q. Ховисон; H.S. Шапиро; J.T. Роджерс; П. Мостерт; Р. В. ван Оттерлоо (апрель – июнь 1990 г.). «Резюме результатов исследования вероятностной оценки безопасности CANDU 6». Ядерная безопасность. 31 (2): 202–214.
  22. ^ F.J Arias. Феноменология насадочных слоев в тяжелых жидкометаллических быстрых реакторах при поставарийном отводе тепла: механизм обратной связи самоудаления. Ядерная наука и инженерия / Том 178 / Номер 2 / октябрь 2014 г. / Страницы 240-249
  23. ^ «Справочник ИНЛ ВВЭР». Timetravel.mementoweb.org. 31 августа 2010 г.. Получено 9 сентября 2019.
  24. ^ «События частичного таяния топлива». www.nucleartourist.com.
  25. ^ Интегральный быстрый реактор
  26. ^ «Приложение C: Радиационное облучение при авариях» (PDF). Источники и эффекты ионизирующего излучения - Отчет Генеральной Ассамблее за 2008 год. Научный комитет ООН по действию атомной радиации. II Научные приложения C, D и E. 2011.
  27. ^ "История ANL-W - Реакторы (BORAX-I)". 10 октября 2004 г. Архивировано с оригинал 10 октября 2004 г.
  28. ^ Уолд, Мэтью Л. (11 марта 2011 г.). "Япония расширяет эвакуацию вокруг АЭС". Нью-Йорк Таймс.
  29. ^ Чернобыльский форум: 2003-2005 гг. (Апрель 2006 г.). «Наследие Чернобыля: влияние на здоровье, окружающую среду и социально-экономические последствия» (PDF). Международное агентство по атомной энергии. п. 14. Архивировано из оригинал (PDF) 15 февраля 2010 г.. Получено 26 января 2011.
  30. ^ Чернобыльский форум: 2003-2005 гг. (Апрель 2006 г.). «Наследие Чернобыля: влияние на здоровье, окружающую среду и социально-экономическое положение» (PDF). Международное агентство по атомной энергии. п. 16. Архивировано из оригинал (PDF) 15 февраля 2010 г.. Получено 26 января 2011.
  31. ^ «Архивная копия». Архивировано из оригинал 20 мая 2011 г.. Получено 20 мая 2011.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (ссылка на сайт)
  32. ^ Хироко Табучи (24 мая 2011 г.). «Компания считает, что в Японии сгорело 3 реактора». Нью-Йорк Таймс. Получено 25 мая 2011.
  33. ^ «Китайский синдром». Мерриам-Вебстер. Получено 11 декабря 2012.
  34. ^ Ведущая: Марта Раддац (15 марта 2011 г.). ABC World News. ABC.
  35. ^ Жак Либманн (1996). Элементы ядерной безопасности. L'Editeur: EDP Sciences. п. 194. ISBN  2-86883-286-5.
  36. ^ "(6 октября 1997 года): Почему ядро ​​Земли такое горячее? А как ученые измеряют его температуру?". Scientific American. 6 октября 1997 г.. Получено 9 сентября 2019.
  37. ^ "(15 июня 2012 г.): Как мы узнаем, что находится в ядре Земли? PM Объясняет". Популярная механика. 15 июня 2012 г.. Получено 9 сентября 2019.
  38. ^ [1]
  39. ^ Джанни Петранджели (2006). Ядерная безопасность. Баттерворт-Хайнеманн. п. 37. ISBN  0-7506-6723-0.
  40. ^ Эндрю Лезербарроу Чернобыль 01:23:40
  41. ^ "Воспоминания старшего инженера-механика реакторного цеха №2 Алексея Ананенка" [Воспоминания старшего инженера-механика реакторного цеха №2 Алексея Ананенко]. Разоблачение чернобыльских мифов (по-русски). В архиве из оригинала 8 ноября 2018 г.. Получено 8 ноября 2018.
  42. ^ "Человек широкой души: Вот уже девятнадцатая годовщина Чернобыльской катастрофы заставляет нас вернуться в свои воспоминания к апрельским дням 1986 года" [Человек широких душ: Девятнадцатая годовщина чернобыльской катастрофы заставляет нас вернуться к нашим воспоминаниям об апрельских днях 1986 года]. Пост Чернобыля (по-русски). 16 апреля 2005 г. Архивировано с оригинал 26 апреля 2016 г.. Получено 3 мая 2016.

внешние ссылки