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-1 перегрелись из-за отказа систем охлаждения после того, как цунами затопило электростанцию, вызвав расплавление активной зоны. Это усугублялось взрывами газообразного водорода и выбросом загрязненного пара, в результате которого было выброшено большое количество радиоактивных материалов. в воздух

Атомная электростанция Три-Майл-Айленд состояла из двух водо-водяных реакторов производства Babcock & Wilcox , каждый из которых находился внутри собственного защитного здания и соединенных между собой градирен . На заднем плане — второй энергоблок, у которого произошло частичное расплавление активной зоны.

Ядерный расплав ( расплавление активной зоны , авария с расплавлением активной зоны , расплавление или частичное расплавление активной зоны). ) — тяжелая авария ядерного реактора , которая привела к повреждению активной зоны из-за перегрева. Термин «ядерный расплав» официально не определен Международным агентством по атомной энергии. или Комиссией по ядерному регулированию США . Было определено, что это означает случайное плавление активной зоны ядерного реактора . однако это 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 хотя бы один ядерный топливный элемент превышает температуру плавления . Это отличается от отказа твэла , который не вызван высокими температурами. Расплавление может быть вызвано потерей теплоносителя , потерей давления теплоносителя или низким расходом теплоносителя или быть результатом повышения критичности , при котором реактор работает на уровне мощности, превышающем его проектные пределы. Альтернативно, внешний пожар может поставить под угрозу активную зону, что приведет к расплавлению.

Как только твэлы реактора начинают плавиться, оболочка твэла нарушается, а ядерное топливо (например, уран , плутоний или торий ) и продукты деления (такие как цезий-137 , криптон-85 или йод-131) ) внутри топливных элементов может попасть в охлаждающую жидкость. Последующие отказы могут позволить этим радиоизотопам нарушить дальнейшие уровни защиты. Перегретый пар и горячий металл внутри активной зоны могут привести к взаимодействиям топлива и теплоносителя , взрывам водорода или паровому удару , любой из которых может разрушить части защитной оболочки. Авария считается очень серьезной из-за того, что радиоактивные материалы могут нарушить все условия содержания и выйти (или быть выброшены) в окружающую среду , что приведет к радиоактивному загрязнению и выпадению осадков , а также потенциально приведет к радиационному отравлению находящихся поблизости людей и животных.

Причины

Атомные электростанции вырабатывают электроэнергию, нагревая жидкость посредством ядерной реакции для запуска генератора . Если тепло этой реакции не будет удалено должным образом, топливные сборки в активной зоне реактора могут расплавиться. Инцидент с повреждением активной зоны может произойти даже после остановки реактора, поскольку топливо продолжает выделять остаточное тепло .

Авария с повреждением активной зоны вызвана потерей достаточного охлаждения ядерного топлива внутри активной зоны 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 в активной зоне реактора. . Сбои в системах управления могут вызвать ряд событий, приводящих к потере охлаждения. Современные принципы глубокоэшелонированной защиты гарантируют наличие нескольких уровней систем безопасности, что делает такие аварии маловероятными.

Здание защитной оболочки является последним из нескольких средств защиты, 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 противостоять ураганным ветрам и сильным землетрясениям .

• При аварии с потерей теплоносителя происходит либо физическая потеря теплоносителя (обычно это деионизированная вода, инертный газ NaK или жидкий натрий ), либо потеря метода обеспечения достаточного расхода теплоносителя. В некоторых реакторах авария с потерей теплоносителя и авария с потерей контроля давления тесно связаны между собой. В реакторе с водой под давлением LOCA также может вызвать образование «парового пузыря» в активной зоне из-за чрезмерного нагрева заглохшего теплоносителя или последующей аварии с потерей контроля давления, вызванной быстрой потерей теплоносителя. При аварии с потерей принудительной циркуляции циркуляторы газоохлаждаемого реактора (обычно моторные или паровые турбины) не обеспечивают циркуляцию газообразного теплоносителя внутри активной зоны, и передача тепла затрудняется из-за этой потери принудительной циркуляции, хотя естественная циркуляция через конвекция будет сохранять топливо холодным до тех пор, пока в реакторе не произойдет разгерметизация.
• В случае аварии, связанной с потерей контроля над давлением, давление замкнутого теплоносителя падает ниже нормативного значения без возможности его восстановления. В одних случаях это может снизить эффективность теплопередачи (при использовании инертного газа в качестве теплоносителя), а в других может образовать изолирующий «пузырь» пара, окружающий ТВС (для водо-водяных реакторов). В последнем случае из-за локального нагрева «парового пузыря» из-за остаточного тепла давление, необходимое для схлопывания «парового пузыря», может превышать проектные характеристики реактора, пока реактор не успеет остыть. (Этот случай менее вероятен в реакторах с кипящей водой , где давление в активной зоне может быть намеренно разгерметизировано, чтобы систему аварийного охлаждения активной зоны можно было включить ). При разгерметизации реактор с газовым охлаждением теряет давление газа внутри активной зоны, что снижает эффективность теплопередачи и затрудняет охлаждение топлива; Однако, пока доступен хотя бы один газоциркулятор, топливо будет оставаться холодным.
• При аварии с неконтролируемым скачком мощности внезапный скачок 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 в 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 мгновенное критическое . Это особенно проблема в реакторах, которые имеют положительный пустотный коэффициент реактивности, положительный температурный коэффициент, чрезмерно замедлены или могут улавливать избыточное количество вредных продуктов деления в своем топливе или замедлителях. Многие из этих характеристик присутствуют в конструкции РБМК , и чернобыльская катастрофа была вызвана такими недостатками, а также грубой халатностью оператора. Западные легководные реакторы не подвержены очень большим неконтролируемым скачкам мощности, поскольку потеря теплоносителя снижает, а не увеличивает реактивность активной зоны (отрицательный пустотный коэффициент реактивности); «Переходные процессы», как называют незначительные колебания мощности в западных легководных реакторах, ограничиваются мгновенным увеличением реактивности, которая со временем быстро снижается (приблизительно 200–250% максимальной нейтронно-физической мощности в течение нескольких секунд в случае полный отказ при быстром отключении в сочетании с переходным процессом).
• Пожары в активной зоне подвергают опасности активную зону и могут привести к расплавлению топливных сборок. Пожар может быть вызван попаданием воздуха в реактор с графитовым замедлителем или реактор с жидким натриевым охлаждением. Графит также подвержен накоплению энергии Вигнера , которая может перегреть графит (как это произошло при пожаре в Виндскейле ). Легководные реакторы не имеют горючих активных зон и замедлителей и не подвержены возгораниям активной зоны. Гражданские реакторы с газовым охлаждением, такие как реакторы типа Magnox , UNGG и AGCR , содержат активную зону, покрытую нереакционноспособным углекислым газом, который не может поддерживать огонь. В современных гражданских реакторах с газовым охлаждением используется гелий , который не может гореть, и топливо, способное выдерживать высокие температуры без плавления (например, высокотемпературный реактор с газовым охлаждением и модульный реактор с галечным слоем ).
• Византийские неисправности и каскадные отказы в системах контрольно-измерительных приборов и систем управления могут вызвать серьезные проблемы в работе реактора, что потенциально может привести к повреждению активной зоны, если их не устранить. Например, пожар на пароме Браунс повредил кабели управления, и операторам завода пришлось вручную активировать системы охлаждения. Авария на Три-Майл-Айленде была вызвана заклиниванием пилотного предохранительного клапана в открытом положении в сочетании с обманчивым указателем уровня воды, который ввел в заблуждение операторов реактора, что привело к повреждению активной зоны.

Легководные реакторы (LWR)

Реактор № 2 на Три-Майл-Айленде после аварии .

1. Вход 2Б
2. Вход 1А
3. Полость
4. Свободные обломки керна
5. Корочка
6. Ранее расплавленный материал
7. Обломки нижней камеры
8. Возможный регион, обедненный ураном
9. Аблированная направляющая для инструментов
10. Отверстие в перегородке
11. Нанесение ранее расплавленного материала на внутренние поверхности области перепуска
12. Повреждение верхней сетки

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

• Лимитирующая неисправность (или совокупность сложных аварийных условий), приводящая к нарушению отвода тепла внутри активной зоны (потере охлаждения). Низкий уровень воды обнажает сердцевину, позволяя ей нагреться.
• Отказ системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). САОЗ предназначена для быстрого охлаждения активной зоны и обеспечения ее безопасности в случае максимального отказа (проектной аварии), который только могут себе представить ядерные регулирующие органы и инженеры станции. Для каждого реактора построено не менее двух экземпляров САОЗ. Каждый дивизион (экземпляр) САОЗ способен самостоятельно отреагировать на проектную аварию. Новейшие реакторы имеют целых четыре отделения САОЗ. Это принцип избыточности или дублирования. Пока функционирует хотя бы одно подразделение САОЗ, повреждение активной зоны произойти не может. Каждое из нескольких подразделений САОЗ имеет несколько внутренних «поездов» компонентов. Таким образом, сами подразделения САОЗ имеют внутреннее резервирование и могут противостоять отказам своих компонентов.

Авария на острове Три-Майл представляла собой сложную группу чрезвычайных ситуаций, которые привели к повреждению активной зоны. К этому привело ошибочное решение операторов отключить САОЗ во время аварийной ситуации из-за неверных или неверно истолкованных показаний датчиков; это вызвало еще одну аварийную ситуацию, которая через несколько часов привела к обнажению активной зоны и повреждению активной зоны. Если бы САОЗ разрешили работать, это предотвратило бы как облучение, так и повреждение активной зоны. Во время инцидента на Фукусиме система аварийного охлаждения также была отключена вручную через несколько минут после ее запуска.

Если бы произошел такой ограничивающий отказ и произошел полный отказ всех подразделений САОЗ, и Куан и др., и Хаскин и др. описывают шесть стадий между началом ограничивающего отказа (потеря охлаждения) и потенциальным выход расплавленного кориума в защитную оболочку (так называемый «полный расплав»):

1. Раскрытие активной зоны . В случае переходного, аварийного, аварийного или предельного отказа LWR спроектированы для автоматического аварийного останова (SCRAM означает немедленное и полное включение всех стержней управления) и раскрутки 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 покрыты теплоносителем и могут начать нагреваться. Как утверждает Куан: «При аварии с аварией с небольшим разрывом без аварийного впрыска теплоносителя в активную зону открытие активной зоны [sic] обычно начинается примерно через час после начала перерыва. Если насосы теплоносителя реактора не работают, верхняя часть активной зоны будет подвергаться воздействию паровой среды и начнется разогрев активной зоны. Однако при работе насосов теплоносителя активная зона будет охлаждаться двухфазной смесью пара и воды, а прогрев твэлов будет задерживаться до тех пор, пока они не будут подвергнуты воздействию паровой среды. почти вся вода в двухфазной смеси испаряется. Авария на ТМИ-2 показала, что работа насосов теплоносителя реактора может поддерживаться примерно до двух часов для подачи двухфазной смеси, которая может предотвратить нагрев активной зоны».
2. Нагрев до повреждения – «При отсутствии двухфазной смеси, проходящей через активную зону, или добавления воды в активную зону для компенсации выкипания воды, твэлы в паровой среде будут нагреваться со скоростью от 0,3 °C/ с (0,5 °F/с) и 1 °C/с (1,8 °F/с) (3)».
3. Раздувание и взрыв топлива - «Менее чем через полчаса пиковая температура активной зоны достигнет 1100 К (830 ° C). При этой температуре циркалойная оболочка топливных стержней может раздуться и лопнуть. Это первая стадия активной зоны. Раздувание оболочки может блокировать значительную часть проходного сечения активной зоны и ограничивать поток теплоносителя. Однако полная блокировка активной зоны маловероятна, поскольку в этом случае не все топливные стержни раздуваются в одном и том же осевом месте. дополнение может охладить ядро ​​и остановить прогрессирование повреждения ядра».
4. Быстрое окисление . «Следующей стадией повреждения активной зоны, начинающейся примерно с 1500 К (1230 °C), является быстрое окисление циркалоя паром . В процессе окисления выделяется водород и выделяется большое количество тепла. Выше 1500 К (1230 °С), мощность окисления превышает мощность остаточного тепла (4,5), если только скорость окисления не ограничена подачей циркалоя или пара».
5. Образование слоя обломков : «Когда температура в активной зоне достигает около 1700 К (1430 °C), расплавленные контрольные материалы (1,6) перетекают и затвердевают в пространстве между нижними частями топливных стержней, где температура сравнительно низкая. низкая. При температуре выше 1700 К (1430 °C) температура ядра может за несколько минут подняться до температуры плавления циркалоя [2150 К (1880 °C)] из-за повышенной скорости окисления. Когда окисленная оболочка разрушается, расплавленный циркалой. , вместе с растворенным UO ₂ (1,7) будет течь вниз и замерзать в более холодной, нижней области ядра. Вместе с затвердевшими контрольными материалами из более ранних нисходящих потоков перемещённый циркалой и UO ₂ будут образовывать нижнюю корку. развивается связный слой обломков».
6. (Кориум) Перемещение в нижнюю камеру - «В сценариях аварий с потерей работоспособности небольшого размера обычно в нижней камере корпуса во время перемещения активной зоны обычно имеется лужа воды. Выброс расплавленных материалов активной зоны в воду всегда приводит к большое количество пара. Если расплавленный поток материалов активной зоны быстро распадается в воде, также существует вероятность парового взрыва. При перемещении любой неокисленный цирконий в расплавленном материале также может быть окислен паром, а в процессе - водородом. Повторная критичность также может вызывать беспокойство, если контрольные материалы остаются в активной зоне, а перемещенный материал распадается в неборированной воде в нижней камере».

сообщают, что в момент, когда кориум перемещается в нижнюю камеру, Хаскин и др. существует вероятность возникновения инцидента, называемого взаимодействием топлива и охлаждающей жидкости (FCI), который существенно напрягает или нарушает границу первичного давления, когда кориум перемещается в нижнюю камеру. ( камера давления корпуса реактора «КРП»). Это связано с тем, что нижняя камера корпуса корпуса реактора может содержать значительное количество воды – теплоносителя реактора – и, если предположить, что давление в системе первого контура не было разгерметизировано, вода, вероятно, будет находиться в жидкой фазе и, следовательно, в плотной, и при значительно более низкой температуре, чем кориум. Поскольку кориум представляет собой жидкую металлокерамическую эвтектику при температуре от 2200 до 3200 К (от 1930 до 2930 °С), его попадание в жидкую воду при температуре от 550 до 600 К (от 277 до 327 °С) может вызвать чрезвычайно быстрое выделение пара, который может вызвать внезапное чрезвычайное избыточное давление и последующий серьезный структурный отказ первой системы или корпуса реактора. Хотя большинство современных исследований утверждают, что это физически неосуществимо или, по крайней мере, чрезвычайно маловероятно, Хаскин и др. утверждают, что существует отдаленная возможность того, что чрезвычайно жестокий FCI приведет к чему-то, называемому отказом альфа-режима или грубым отказом самого корпуса реактора и последующий выброс верхней камеры корпуса корпуса реактора в виде ракеты внутрь защитной оболочки, что, вероятно, привело бы к разрушению защитной оболочки и выбросу продуктов деления активной зоны во внешнюю среду без каких-либо существенных произошел распад.

Американское ядерное общество прокомментировало аварию ТМИ-2, что, несмотря на расплавление около трети топлива, сам корпус реактора сохранил целостность и содержал поврежденное топливо.

Нарушение первичной границы давления

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

• Паровой взрыв

Как описано ранее, FCI может привести к возникновению избыточного давления, приводящему к выходу из строя корпуса реактора и, следовательно, к выходу из строя первичной границы давления. Хаскин и др. сообщают, что в случае парового взрыва выход из строя нижней камеры гораздо более вероятен, чем выброс верхней камеры в альфа-режиме. В случае разрушения нижней камеры можно ожидать, что обломки при различных температурах будут выброшены в полость под активной зоной. Защитная оболочка может находиться под избыточным давлением, хотя это вряд ли приведет к выходу из строя защитной оболочки. Сбой альфа-режима приведет к ранее обсуждавшимся последствиям.

• Выброс расплава под давлением (PME)

Вполне возможно, особенно в водо-водяных реакторах, что первый контур останется под давлением после перемещения кориума в нижнюю камеру. Таким образом, напряжения давления на корпус корпуса будут присутствовать в дополнение к весовому напряжению, которое расплавленный кориум оказывает на нижнюю камеру корпуса корпуса; когда металл корпуса корпуса достаточно ослабнет из-за тепла расплавленного кориума, вполне вероятно, что жидкий кориум будет выброшен под давлением из днища корпуса корпуса в сжатом потоке вместе с увлеченными газами. Этот режим выброса кориума может привести к прямому нагреву защитной оболочки (DCH).

Тяжелая авария, взаимодействие с судном и проблемы с защитной оболочкой

Хаскин и др. выделяют шесть способов, с помощью которых сдерживание может быть серьезно оспорено; некоторые из этих режимов неприменимы при авариях 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 расплавленное ядро ​​проникнет в сосуд под давлением, существуют теории и предположения относительно того, что может тогда произойти.

На современных российских АЭС в нижней части защитной оболочки имеется «устройство для улавливания активной зоны». Расплавленное ядро ​​должно удариться о толстый слой «жертвенного металла», который расплавится, разбавит ядро ​​и увеличит теплопроводность, и, наконец, разбавленное ядро ​​может быть охлаждено водой, циркулирующей в полу. Однако полномасштабных испытаний этого устройства никогда не проводилось.

На западных заводах есть герметичное защитное здание. Хотя уровень радиации внутри защитной оболочки будет высоким, дозы за ее пределами будут ниже. Здания защитной оболочки проектируются с возможностью упорядоченного сброса давления без выброса радионуклидов, через клапан сброса давления и фильтры. Внутри защитной оболочки также установлены рекомбинаторы водорода/кислорода для предотвращения взрывов газа.

В случае таяния одно место или участок корпуса корабля станет горячее других участков и в конечном итоге растает. Когда он расплавится, кориум выльется в полость под реактором. Хотя полость спроектирована так, чтобы оставаться сухой, в нескольких документах класса НУРЭГ операторам рекомендуется затопить полость в случае расплавления топлива. Эта вода превратится в пар и создаст давление в защитной оболочке. Автоматические распылители воды будут перекачивать большое количество воды в парную среду, чтобы снизить давление. Каталитические рекомбинаторы быстро преобразуют водород и кислород обратно в воду. Одним из положительных эффектов падения 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 понижения ее температуры до низкой.

Эти процедуры предназначены для предотвращения выброса радиоактивности. Во время события на Три-Майл-Айленде в 1979 году теоретически человек, стоящий на границе территории завода в течение всего события, получил бы дозу излучения примерно в 2 миллизиверта (200 миллибэр), между рентгеном грудной клетки и компьютерной томографией. Это произошло из-за выделения газа из неконтролируемой системы, которая сегодня была бы оснащена активированным углем и фильтрами HEPA для предотвращения выброса радионуклидов.

Однако во время инцидента на Фукусиме этот план провалился. Несмотря на усилия операторов АЭС «Фукусима-дайити» по сохранению контроля, активные зоны реакторов блоков 1–3 перегрелись, ядерное топливо расплавилось, а три защитной оболочки были повреждены. Выброс водорода из корпусов реактора привел к взрывам внутри реакторных зданий на энергоблоках 1, 3 и 4, в результате которых были повреждены конструкции и оборудование, а персонал получил ранения. Радионуклиды попали с завода в атмосферу и отложились на суше и в океане. Имели место и прямые выбросы в море.

Когда естественное тепло распада кориума в конечном итоге сводится к равновесию с конвекцией и проводимостью к стенкам защитной оболочки, оно становится достаточно прохладным, чтобы можно было отключить системы распыления воды и поместить реактор в безопасное хранилище. Защитная оболочка может быть герметизирована с выбросом чрезвычайно ограниченной радиоактивности за пределы площадки и сбросом давления. Примерно через десять лет после распада 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. На Фукусиме защитную оболочку заполнили инертным азотом, предотвращавшим горение водорода; Однако водород просочился из защитной оболочки в здание реактора, где смешался с воздухом и взорвался. Во время аварии на Три-Майл-Айленде в 1979 году в куполе сосуда под давлением образовался пузырь водорода. Первоначально существовали опасения, что водород может воспламениться и повредить сосуд под давлением или даже здание защитной оболочки; но вскоре стало понятно, что недостаток кислорода предотвращает горение или взрыв.

Спекулятивные режимы отказа

Один из сценариев состоит в том, что корпус реактора выйдет из строя одновременно, при этом вся масса кориума упадет в бассейн с водой (например, теплоносителем или замедлителем) и приведет к чрезвычайно быстрому образованию 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 их мало или вообще нет.

Другая теория, названная в исследовании Расмуссена 1975 года ( WASH-1400 ) отказом «альфа-режима», утверждала, что пар может создать достаточное давление, чтобы снести головку корпуса реактора (RPV). Сдерживание может оказаться под угрозой, если с ней столкнется головка корпуса корпуса реактора. (Отчет WASH-1400 был заменен более обоснованным более новые исследования, и теперь Комиссия по ядерному регулированию отреклась от них всех и готовит комплексное исследование «Современный анализ последствий реактора» [SOARCA] – см. отказ от ответственности в NUREG-1150 .)

К 1970 году возникли сомнения в способности систем аварийного охлаждения ядерного реактора предотвратить аварию с потерей теплоносителя и последующий расплав топливной зоны; эта тема оказалась популярной в технической и популярной прессе. В 1971 году в статье « Мысли о ядерной сантехнике » бывший Манхэттенского проекта физик-ядерщик Ральф Лапп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прогорания защитных конструкций и последующего выброса радиоактивных материалов в атмосферу и среда. Гипотеза выведена из доклада 1967 года группы физиков-ядерщиков во главе с В. К. Эргеном . Некоторые опасаются, что расплавленная активная зона реактора может проникнуть в корпус реактора и защитную конструкцию и сгореть вниз до уровня грунтовых вод .

Не установлено, в какой степени расплавленная масса может расплавиться сквозь конструкцию (хотя это было проверено в реакторе для испытаний на потерю жидкости, описанном в Северного испытательного полигона). информационном бюллетене ). Авария на Три-Майл-Айленде предоставила реальный опыт работы с настоящей расплавленной активной зоной: кориум не расплавился в корпусе реактора после более чем шести часов воздействия из-за разбавления расплава регулирующими стержнями и другими внутренними устройствами реактора, что подтверждает сделанный акцент. по глубокоэшелонированной защите от инцидентов с повреждением активной зоны.

Другие типы реакторов

Другие типы реакторов имеют другие возможности и профили безопасности, чем LWR. Усовершенствованные варианты некоторых из этих реакторов потенциально безопасны по своей природе.

Реакторы КАНДУ

Реакторы CANDU , дейтерий-урановая конструкция, изобретенная в Канаде, спроектированы как минимум с одним, а обычно с двумя большими резервуарами с водой низкой температуры и низкого давления вокруг каналов топлива / теплоносителя. Первый — объемный тяжеловодный замедлитель (отдельная от теплоносителя система), второй — легководный щитовой бак (или каландрийный свод). Этих резервных радиаторов достаточно, чтобы предотвратить либо расплавление топлива в первую очередь (с использованием радиатора замедлителя), либо разрушение корпуса активной зоны в случае, если замедлитель в конечном итоге выкипит (с использованием радиатора защитного бака). Другие виды отказа, помимо расплавления топлива, вероятно, возникнут в CANDU, а не в результате расплавления, например, деформация каландрии в некритическую конфигурацию. Все реакторы CANDU также расположены в стандартных западных защитных оболочках.

Газоохлаждаемые реакторы

Один тип западного реактора, известный как усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (или AGR), построенный в Соединенном Королевстве, не очень уязвим к авариям с потерей охлаждения или повреждению активной зоны, за исключением самых экстремальных обстоятельств. В силу относительно инертного теплоносителя (углекислый газ), большого объема и высокого давления теплоносителя, а также относительно высокой эффективности теплопередачи реактора сроки повреждения активной зоны при предельном отказе измеряются сутками. . Восстановление некоторых средств потока теплоносителя предотвратит повреждение активной зоны.

Другие типы высокотехнологичных газоохлаждаемых реакторов, обычно известные как высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR), такие как японский высокотемпературный испытательный реактор в США и сверхвысокотемпературный реактор , по своей сути безопасны, а это означает, что расплавление или другие формы Повреждения активной зоны физически невозможны из-за структуры активной зоны, состоящей из шестиугольных призматических блоков графита, армированного карбидом кремния, пропитанного таблетками урана, тория или смешанного оксида TRISO или QUADRISO, захороненными под землей в стальном сосуде высокого давления, наполненном гелием. внутри бетонной оболочки. Хотя этот тип реактора не подвержен расплавлению, дополнительные возможности отвода тепла обеспечиваются за счет использования регулярного потока атмосферного воздуха в качестве средства резервного отвода тепла, прохождения его через теплообменник и подъема в атмосферу за счет конвекции , достигая полного отвод остаточного тепла. Планируется, что VHTR будет прототипирован и испытан в Национальной лаборатории Айдахо в течение следующего десятилетия (по состоянию на 2009 г.) в качестве конструкции, выбранной для проекта. Атомная электростанция следующего поколения, созданная Министерством энергетики США . Этот реактор будет использовать газ в качестве теплоносителя, который затем можно будет использовать для технологического тепла (например, при производстве водорода ) или для привода газовых турбин и выработки электроэнергии.

Подобный высокотехнологичный реактор с газовым охлаждением, первоначально разработанный в Западной Германии ( реактор AVR ), а теперь разработанный в Южной Африке , известен как модульный реактор с галечным 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 наполненные таблетками TRISO (или QUADRISO) из урана, тория, или смешанный оксид внутри). Прототип реактора очень похожего типа , был построен китайцами , HTR-10 и превзошел все ожидания исследователей, что побудило китайцев объявить о планах построить пару последующих полномасштабных реакторов мощностью 250 МВт, что по своей сути безопасные реакторы для производства энергии, основанные на той же концепции. (Для получения дополнительной информации см. Атомную энергетику в Китайской Народной Республике .)

Реакторы со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем

Недавно в качестве теплоносителя реактора был предложен тяжелый жидкий металл, такой как свинец или свинец-висмут. Из-за одинаковой плотности топлива и HLM разработан механизм обратной связи пассивной безопасности с самоудалением за счет сил плавучести, который отталкивает насадочный слой от стенки при достижении определенного порога температуры и слой становится легче, чем окружающий теплоноситель, тем самым предотвращая температуры, которые могут поставить под угрозу структурную целостность корпуса, а также снижая потенциал повторной критичности за счет ограничения допустимой глубины слоя.

Экспериментальные или концептуальные проекты

В некоторых концепциях проектирования ядерных реакторов особое внимание уделяется устойчивости к расплавлению и безопасности эксплуатации.

Конструкции PIUS ( предельная безопасность процесса ), первоначально разработанные шведами в конце 1970-х и начале 1980-х годов, представляют собой LWR, которые в силу своей конструкции устойчивы к повреждению активной зоны. Никаких агрегатов так и не было построено.

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

, Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем реактор, в котором в качестве замедлителя и топлива используется гидрид урана , аналогичный по химическому составу и безопасности TRIGA, также обладает этими исключительными характеристиками безопасности и стабильности и в последнее время вызвал большой интерес. раз.

Реактор с жидким фторидом тория спроектирован таким образом, чтобы его активная зона естественным образом находилась в расплавленном состоянии в виде эвтектической смеси солей тория и фтора. Таким образом, расплавленная активная зона отражает нормальное и безопасное состояние эксплуатации реактора этого типа. В случае перегрева активной зоны металлическая пробка расплавится, а активная часть расплавленной соли стечет в резервуары, где будет охлаждаться в некритической конфигурации. Поскольку ядро ​​жидкое и уже расплавлено, его невозможно повредить.

Усовершенствованные жидкометаллические реакторы, такие как американский Integral Fast Reactor и российские БН-350 , БН-600 и БН-800 , имеют теплоноситель с очень высокой теплоемкостью — металлический натрий. Таким образом, они могут выдержать потерю охлаждения без SCRAM и потерю теплоотвода без SCRAM, что делает их безопасными по своей сути.

Реакторы конструкции Советского Союза

РБМК

советской конструкции Реакторы РБМК ( Реактор Большой Мощности Канальный) , встречающиеся только в России и других постсоветских государствах и ныне остановленные везде, кроме России, не имеют защитных сооружений, по своей природе неустойчивы (склонны к опасным колебаниям мощности) и имеют аварийный режим. системы охлаждения (ECCS), которые по западным стандартам безопасности считаются крайне неадекватными. Реактором, участвовавшим в чернобыльской катастрофе, был РБМК.

РБМК Системы аварийного охлаждения активной зоны имеют только один отдел и небольшое резервирование внутри этого подразделения. Хотя большая активная зона РБМК менее энергоемкая, чем меньшая активная зона западного LWR, ее труднее охлаждать. РБМК модерируется графитом . В присутствии пара и кислорода при высоких температурах графит образует синтез-газ , а в результате реакции конверсии водяного газа образующийся водород горит со взрывом. Если кислород контактирует с горячим графитом, он горит. Раньше стержни управления были покрыты графитом — материалом, который замедляет нейтроны и тем самым ускоряет цепную реакцию. Вода используется в качестве теплоносителя, но не замедлителя. Если вода выкипает, охлаждение теряется, но модерация продолжается. Это называется положительным пустотным коэффициентом реактивности.

РБМК склонен к опасным колебаниям мощности. Стержни управления могут застрять, если реактор внезапно нагреется и начнет двигаться. Ксенон-135, продукт деления, поглощающий нейтроны, имеет тенденцию накапливаться в активной зоне и непредсказуемо сгорать в случае работы на малой мощности. Это может привести к неточным значениям нейтронно-физической и тепловой мощности.

РБМК не имеет защитной оболочки над активной зоной. Единственным существенным твердым барьером над топливом является верхняя часть активной зоны, называемая верхней биологической защитой, которая представляет собой кусок бетона, пронизанный стержнями управления и доступными отверстиями для дозаправки во время работы. Остальные части РБМК были экранированы лучше, чем сама активная зона. Быстрое отключение ( 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 режиме реального времени. Неизвестно, распространяется ли это на автоматическое включение аварийного охлаждения. Было проведено обучение оценке безопасности из западных источников, а российские реакторы были усовершенствованы в ответ на слабые места, которые были в РБМК. Тем не менее, многочисленные РБМК все еще работают.

Хотя возможно остановить событие потери теплоносителя до того, как произойдет повреждение активной зоны, любые инциденты с повреждением активной зоны, вероятно, приведут к массовому выбросу радиоактивных материалов.

После вступления в ЕС в 2004 году Литва была вынуждена вывести из эксплуатации два РБМК на Игналинской АЭС , что считалось совершенно несовместимым с европейскими стандартами ядерной безопасности. Страна планировала заменить их более безопасными реакторами на Висагинской АЭС .

МКЭР

МКЭР — это современный российский реактор канального типа, который является дальним потомком РБМК и призван оптимизировать преимущества и исправить серьезные недостатки оригинала.

Несколько уникальных особенностей конструкции MKER делают его надежным и интересным вариантом. Реактор во время перегрузки остается включенным, обеспечивая лишь периодические отключения на техническое обслуживание, с работоспособностью до 97-99%. Конструкция замедлителя позволяет использовать менее обогащенное топливо с высокой скоростью выгорания. Нейтронные характеристики оптимизированы для гражданского использования, для превосходного обогащения и переработки топлива; а замедление графита обеспечивает лучшую нейтронно-физическую характеристику, чем это возможно при замедлении легкой водой. Более низкая удельная мощность ядра значительно улучшает терморегулирование.

Ряд усовершенствований делает безопасность MKER сравнимой с реакторами западного поколения III: улучшенное качество деталей, усовершенствованное компьютерное управление, комплексная пассивная система аварийного охлаждения активной зоны и очень прочная защитная конструкция, а также отрицательный коэффициент пустотности и быстродействующая система быстрого отключения. 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 рассчитана на то, чтобы выдерживать серьезные нагрузки и давление. В случае прорыва трубы канала охлаждающей воды канал можно изолировать от водопровода, предотвратив общий выход из строя.

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

VVER

ВВЭР . — это легководный реактор под давлением, который гораздо более стабилен и безопасен, чем РБМК Это связано с тем, что в качестве замедлителя используется легкая вода (а не графит), он имеет хорошо изученные рабочие характеристики и имеет отрицательный пустотный коэффициент реактивности. Кроме того, некоторые из них были построены с более чем предельной защитной защитой, некоторые имеют качественные системы САОЗ, а некоторые были модернизированы в соответствии с международными стандартами управления и контрольно-измерительных приборов. Нынешние поколения ВВЭР (начиная с ВВЭР-1000) построены на уровне контрольно-измерительных приборов, систем управления и защитной оболочки, эквивалентных западным стандартам.

Однако даже несмотря на эти положительные изменения, некоторые старые модели ВВЭР вызывают серьезное беспокойство, особенно ВВЭР-440 V230.

ВВЭР-440 В230 не имеет защитной оболочки, а имеет только конструкцию, способную удерживать пар вокруг корпуса реактора. Это кусок тонкой стали толщиной примерно 1–2 дюйма (2,5–5,1 см), что совершенно недостаточно по западным стандартам.

• Не имеет системы ECCS. Может выдержать не более одного прорыва трубы диаметром 4 дюйма (10 см) (в конструкции имеется много труб большего размера).
• Имеет шесть контуров парогенератора, что добавляет ненужной сложности.
  • Судя по всему, контуры парогенератора можно изолировать, однако в случае обрыва одного из этих контуров. АЭС может продолжать работать с одним изолированным контуром — особенность, присущая немногим западным реакторам.

Внутренняя часть сосуда под давлением изготовлена ​​из простой легированной стали, подверженной воздействию воды. Это может привести к ржавчине, если реактор будет подвергаться воздействию воды. Единственным отличием, в котором ВВЭР превосходит Запад, является установка очистки воды в реакторе, построенная, без сомнения, для борьбы с огромным объемом ржавчины в первом контуре теплоносителя — продукта медленной коррозии корпуса реактора. Эта модель рассматривается как имеющая неадекватные системы управления процессами.

В Болгарии было несколько моделей ВВЭР-440 V230, но они предпочли закрыть их после присоединения к ЕС, а не модернизировать их, и вместо этого строят новые модели ВВЭР-1000. Многие страны, не входящие в ЕС, поддерживают модели V230, включая Россию и СНГ. Многие из этих государств, вместо того, чтобы полностью отказаться от реакторов, предпочли установить САОЗ, разработать стандартные процедуры и установить соответствующие контрольно-измерительные приборы и системы управления. Хотя конфайнменты не могут быть преобразованы в контайнменты, риск предельного разлома, 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 содержания, а системы САОЗ, хотя и не полностью соответствующие западным стандартам, достаточно комплексны. Многие модели ВВЭР-440 В213, эксплуатируемые в странах бывшего советского блока, были модернизированы до полностью автоматизированных систем контроля и управления западного образца, что повысило безопасность до западного уровня в целях предотвращения аварий, но не для локализации аварий, уровень которых является скромным по сравнению с западными. растения. По западным стандартам эти реакторы считаются «достаточно безопасными», чтобы продолжать работу без серьезных модификаций, хотя большинство владельцев провели серьезные 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 большой объемной полной защитной оболочкой и приборами мирового класса, стандартами управления и САОЗ с множеством резервных и диверсифицированных компонентов. Кроме того, были установлены средства пассивной безопасности, такие как 900-тонные ледяные конденсаторы, что делает эти два энергоблока с точки зрения безопасности самыми совершенными реакторами ВВЭР-440 в мире.

Тип ВВЭР-1000 имеет определенно адекватную защитную оболочку западного образца, САОЗ достаточную по западным стандартам, а контрольно-измерительные приборы и средства управления были заметно улучшены до западного уровня 1970-х годов.

Чернобыльская катастрофа

Основная статья: Чернобыльская катастрофа

При Чернобыльской катастрофе расплавленное топливо стало некритическим в результате вытекания из графитового замедлителя (чему способствовало рассеивание больших порций топлива двумя мощными взрывами); однако для охлаждения потребовалось значительное время. Расплавленное ядро ​​Чернобыля (та его часть, которая не вылетела за пределы реактора или не испарилась при пожаре) текла по каналу, созданному теплом кориума , и замерзала, прежде чем проникнуть на самый нижний этаж подвала. В подвале реактора в Чернобыле была обнаружена большая « слоновья нога » застывшего материала активной зоны, один из примеров свободно текущего кориума. Задержка во времени и предотвращение прямых выбросов в атмосферу (т. е. сдерживание ) позволили бы снизить радиационные выбросы. Если бы подвал реакторного здания был проникнут, грунтовые воды были бы сильно загрязнены, и их поток мог бы разнести загрязнение далеко.

Чернобыльский реактор был типа РБМК . Катастрофа . была вызвана скачком напряжения, который привел к паровому взрыву, расплавлению и обширным последствиям за пределами объекта Ошибка оператора и неисправная система отключения привели к внезапному резкому скачку скорости размножения нейтронов , внезапному уменьшению периода нейтронов и, как следствие, к увеличению численности нейтронов; таким образом, тепловой поток активной зоны быстро увеличился и вышел за пределы проектных пределов реактора. Это привело к тому, что водяной теплоноситель превратился в пар, что вызвало внезапное избыточное давление внутри активной зоны реактора (первый из двух произошедших крупных взрывов), что привело к грануляции верхней части активной зоны и выбросу верхней биологической защиты на вершину реактора. активная зона вместе с обломками активной зоны реакторного здания в широко рассредоточенном виде. Нижняя часть реактора осталась несколько нетронутой; графитовый замедлитель нейтронов подвергался воздействию кислородсодержащего воздуха; тепло от скачка мощности в дополнение к остаточному тепловому потоку от оставшихся твэлов, оставшихся без теплоносителя, индуцированного окисление в замедлителе и в открытых твэлах; это, в свою очередь, выделяло больше тепла и способствовало плавлению большего количества топливных стержней и выделению содержащихся в них продуктов деления. Расплавленный материал активной зоны первоначально перетек 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 несколько порядков меньшей мощностью), что привело к второму, более мощному тепловому взрыву. который частично разобрал делящуюся массу и прекратил цепную реакцию. Сжиженные остатки расплавленных топливных стержней (за исключением тех, что разлетелись в результате двух взрывов), измельченный бетон и любые другие предметы на пути стекали по дренажной трубе в подвал реакторного здания и затвердевали в массе, хотя основная угроза для общественная безопасность заключалась в рассеянных выбросах активной зоны , паровых и газообразных продуктах деления и топливе, а газы выделялись в результате окисления замедлителя.

Хотя чернобыльская авария имела тяжелые последствия за пределами объекта, большая часть радиоактивности осталась внутри здания. Если бы здание рухнуло и пыль попала в окружающую среду, выброс данной массы продуктов деления, стареющих более тридцати лет, имел бы меньший эффект, чем выброс той же массы продуктов деления (в ту же химическую и физическую форму), которые претерпели лишь короткое время охлаждения (например, один час) после окончания ядерной реакции. Однако если бы на Чернобыльской АЭС снова произошла ядерная реакция (например, если бы дождевая вода собиралась и действовала как замедлитель), то новые продукты деления имели бы более высокую удельную активность и, таким образом, представляли бы большую угрозу, если бы они были выброшены. . Чтобы предотвратить послеаварийную ядерную реакцию, были приняты меры, такие как добавление нейтронных ядов в ключевые части подвала.

Эффекты

Последствия ядерного расплавления зависят от средств безопасности, заложенных в реактор. Современный реактор спроектирован так, чтобы сделать аварию маловероятной, и сдержать ее, если она произойдет.

В современном реакторе ядерный расплав, частичный или полный, должен локализоваться внутри защитной конструкции реактора. Таким образом (при условии, что не произойдет никаких других крупных катастроф), хотя авария серьезно повредит сам реактор, возможно, заразив всю конструкцию высокорадиоактивным материалом, сама по себе авария не должна привести к значительному выбросу радиоактивности или опасности для населения.

Атомная авария может быть частью цепочки катастроф. Например, при чернобыльской аварии к моменту плавления активной зоны уже произошел большой паровой взрыв и графитовый пожар, а также крупный выброс радиоактивного загрязнения. Перед расплавлением операторы могут снизить давление в реакторе, выпустив радиоактивный пар в окружающую среду. Это позволит закачать свежую охлаждающую воду с целью предотвращения расплавления.

Проектирование реактора

Хотя водо-водяные реакторы более подвержены ядерному расплавлению при отсутствии активных мер безопасности, это не является универсальной особенностью гражданских ядерных реакторов. Большая часть исследований гражданских ядерных реакторов посвящена конструкциям с пассивными функциями ядерной безопасности, которые могут быть менее подвержены расплавлению, даже если все аварийные системы выйдут из строя. Например, реакторы с галечным слоем спроектированы таким образом, что полная потеря теплоносителя на неопределенный период времени не приводит к перегреву реактора. General Electric ESBWR и Westinghouse AP1000 оснащены пассивно активируемыми системами безопасности. Реактор CANDU имеет две водяные системы низкой температуры и низкого давления, окружающие топливо (т.е. замедлитель и защитный резервуар), которые действуют как резервные радиаторы и исключают сценарии расплавления и выхода из строя активной зоны. Реакторы с жидким топливом можно остановить, сливая топливо в резервуары, 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 безопасными благодаря физике, а не благодаря 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, был специально спроектирован так, чтобы быть невосприимчивым к катастрофам. Он был испытан в апреле 1986 года, незадолго до чернобыльской аварии, для имитации потери мощности перекачки теплоносителя путем отключения питания насосов первого контура. Как и было задумано, он отключился примерно через 300 секунд, как только температура поднялась до точки, рассчитанной выше, чем требуется для правильной работы. Это было значительно ниже точки кипения жидкометаллического теплоносителя без давления, который имел вполне достаточную охлаждающую способность, чтобы справляться с теплом радиоактивности продуктов деления за счет простой конвекции. Второе испытание, преднамеренное отключение вторичного контура теплоносителя, питающего генераторы, привело к такому же безопасному отключению первичного контура. В этом испытании моделировался случай, когда водоохлаждаемый реактор теряет контур паровой турбины, возможно, из-за утечки.

События повреждения ядра

Это список основных аварий реакторов, в которых сыграло роль повреждение активной зоны реактора:

Соединенные Штаты

Повреждение активной зоны SL-1 после ядерной атаки .

• Westinghouse TR-2 получил частичное повреждение активной зоны в 1960 году, когда вероятный дефект топливной оболочки привел к перегреву и расплавлению одного топливного элемента (из более чем 200).
• БОРАКС-I был испытательным реактором, предназначенным для изучения отклонений критичности и наблюдения за самоограничением реактора. В последнем испытании он был намеренно разрушен и показал, что реактор достиг гораздо более высоких температур, чем прогнозировалось в то время.
• Реактор EBR-I частично расплавился во время испытания потока теплоносителя 29 ноября 1955 года.
• Эксперимент с натриевым реактором в полевой лаборатории Санта-Сусаны представлял собой экспериментальный ядерный реактор, который работал с 1957 по 1964 год и стал первой коммерческой электростанцией в мире, на которой в июле 1959 года произошел расплав активной зоны.
• Стационарный реактор малой мощности номер один (SL-1) — экспериментальный ядерный энергетический реактор армии США, который 3 января 1961 года претерпел резкий скачок критичности, паровой взрыв и аварию, в результате чего погибли три оператора.
• В реакторе SNAP8ER в полевой лаборатории Санта-Сусаны в результате аварии в 1964 году было повреждено 80% топлива.
• Частичный расплав экспериментального быстрого реактора-размножителя Ферми-1 в 1966 году потребовал ремонта реактора, хотя после этого он так и не вышел на полную мощность.
• В реакторе SNAP8DR в полевой лаборатории Санта-Сусаны в результате аварии в 1969 году было повреждено около трети топлива.
• Авария на Три-Майл-Айленде в 1979 году, названная в прессе «частичным расплавлением активной зоны», привело к полному демонтажу и окончательной остановке реактора №2. Блок №1 продолжал работать до 2019 года.

Советский Союз

• Во время чернобыльской катастрофы 1986 года конструктивные особенности и халатность оператора привели к аварии, связанной с критичностью, которая впоследствии привела к аварии. Согласно отчету, опубликованному Чернобыльским форумом (состоящим из многочисленных учреждений ООН , включая Международное агентство по атомной энергии и Всемирную организацию здравоохранения ; Всемирный банк ; и правительства Украины , Беларуси и России ), в результате катастрофы погибло двадцать восемь человек. люди из-за острого лучевого синдрома и привело к эвакуации территории вокруг электростанции .
• Ряд ВМФ советских атомных подводных лодок пережили ядерные катастрофы, в том числе К-27 , К-140 и К-431 .

Япония

• Во время ядерной катастрофы на Фукусиме-1, последовавшей за землетрясением и цунами в марте 2011 года, три из шести реакторов электростанции вышли из строя. Большая часть топлива в реакторе АЭС №1 расплавилась.

Швейцария

• Реактор Люсенс , Швейцария , 1969 год.

Канада

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

Великобритания

• Виндскейл (военный), Селлафилд , Англия, в 1957 году (см. Пожар в Виндскейле )
• Атомная электростанция Чапелкросс (гражданская), Шотландия , 1967 год.

Франция

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

Чехословакия

• Завод А1 , (гражданский) в Ясловских Богунице , Чехословакия , 1977 год.

Китайский синдром

См. также: Ловушка ядра.

Китайский синдром (авария с потерей теплоносителя) — авария при эксплуатации ядерного реактора , характеризующаяся тяжелым расплавлением компонентов активной зоны реактора, которые затем прогорают через защитную оболочку и корпус корпуса, затем (образно) через земную кору и тела Земли, пока не достигнет противоположного конца , предположительно находящегося в «Китае». Хотя к антиподам Китая относятся Аргентина с ее атомной электростанцией Атуча, эта формулировка метафорична; ядро не могло бы проникнуть сквозь толщу земной коры толщиной в несколько километров, и даже если бы оно расплавилось к центру Земли, оно не смогло бы подняться обратно вверх против силы тяжести. Более того, любой туннель за материалом будет закрыт огромным литостатическим давлением .

История

Системное проектирование атомных электростанций, построенных в конце 1960-х годов, вызвало обеспокоенность тем, что тяжелая авария реактора может привести к выбросу большого количества радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду. К 1970 году возникли сомнения в способности системы аварийного охлаждения активной зоны справиться с последствиями аварии с потерей теплоносителя и последующим расплавлением топливной зоны. В 1971 году в статье « Мысли о ядерной сантехнике » бывший Манхэттенский проект (1942–1946) физик-ядерщик Ральф Лапп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прогорания ядерных топливных стержней после аварии с потерей теплоносителя. и компоненты активной зоны, расплавляющие конструкции защитной оболочки и последующий выброс радиоактивного материала(ов) в атмосферу и окружающую среду; Гипотеза выведена из доклада 1967 года группы физиков-ядерщиков во главе с В.К. Эргеном. В конечном итоге гипотетическая ядерная авария Лаппа была экранизирована как «Китайский синдром» (1979).

Однако настоящую панику вызвала цитата из фильма 1979 года «Китайский синдром» , в которой говорилось: «Оно тает прямо через нижнюю часть завода — теоретически в Китай, но, конечно, как только оно попадает в грунтовые воды, оно вырывается в атмосферу и выбрасывает облака радиоактивности. Число погибших людей будет зависеть от того, в какую сторону дует ветер, в результате чего территория размером с Пенсильванию станет навсегда непригодной для жизни». Фактическая угроза этого была случайно проверена всего через 12 дней после выхода фильма, когда в результате аварии на заводе № 2 в Три-Майл-Айленде в Пенсильвании ( TMI-2 ) образовалось расплавленное ядро, которое переместилось на 15 миллиметров (0,59 дюйма) в сторону Китая перед тем, как Активная зона замерзла на дне корпуса реактора . Таким образом, топливо и продукты деления реактора ТМИ-2 пробили твэлы, но сама расплавленная активная зона не нарушила защитную оболочку корпуса реактора.

Аналогичная обеспокоенность возникла во время чернобыльской катастрофы. После разрушения реактора жидкая масса кориума из плавящейся активной зоны начала пробивать бетонный пол корпуса реактора, который располагался над барботажным бассейном (большим резервуаром с водой для аварийных насосов и для предотвращения разрывов паровых труб). Паровой взрыв горячего кориума при контакте с водой привел бы к выбросу в воздух большего количества радиоактивных материалов. Из-за повреждений в результате аварии трое рабочих станции вручную управляли клапанами, необходимыми для осушения этого бассейна , а более поздние изображения массы кориума в подвале барботажного бассейна подтвердили осторожность их действий.

См. также

• Поведение ядерного топлива во время 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 происшествий
• Ядерная безопасность
• Атомная энергетика
• Дебаты по ядерной энергетике
• Scram или SCRAM, аварийное отключение ядерного реактора.

Внешние ссылки

• Аннотированная библиография о гражданских ядерных авариях из цифровой библиотеки по ядерным вопросам Алсос.
• События частичного расплавления топлива
• «Самая страшная в мире катастрофа на атомной энергетике» . Энергетические технологии . 7 октября 2013 г.