Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Мазмұны
Кіріспе
Реактор апаты ядроның қызып кетуінен
Reactor accident due to core overheating
Ядролық балқыма (ядролық балқыма, ядролық балқыма апаты, балқыма немесе ішінара балқыма) – ядролық реактордағы ауыр апат, ол ядроның қызып кетуінен зақымдануына әкеледі. "Ядролық балқыма" терминін Халықаралық атом энергиясы агенттігі немесе АҚШ-тың Ядролық реттеу комиссиясы ресми түрде анықтамайды. Дегенмен, бұл термин ядролық реактордың ядросының кездейсоқ балқып еруін білдіреді және көбінесе ядроның толық немесе ішінара құлауын көрсетеді. Ядролық балқыма апаты ядролық реактордағы жылудың, салқындату жүйелері шығаратын жылудан асып кеткенде, кем дегенде бір ядролық отын элементінің балқу температурасынан жоғарылағанда орын алады. Бұл жоғары температураға байланысты болмайтын отын элементінің бұзылуынан ерекшеленеді. Балқыма салқындатқыштың жоғалуынан, салқындатқыш қысымының төмендеуінен, салқындатқыш ағынының азайуынан немесе реактордың жобалық параметрлерінен асып түсетін қуат деңгейінде жұмыс істеу нәтижесінде туындауы мүмкін. Сондай-ақ, сыртқы өрт ядроға қауіп төндіріп, балқымаға әкелуі де мүмкін. Реактордың отын элементтері балқып еріген кезде, отын қаптамасы бұзылады және отын элементтеріндегі ядролық отын (мысалы, уран, плутоний немесе торий) және бөліну өнімдері (мысалы, цезий-137, криптон-85 немесе йод-131) салқындатқышқа таралуы мүмкін. Келесі ақаулар осы радиоизотоптардың одан әрі қорғау қабаттарын бұзуына мүмкіндік береді. Қызып кеткен бу және ядроның ішіндегі ыстық металл отын мен салқындатқыш арасындағы өзара әрекеттесуге, сутегінің жарылуына немесе бу соққысына әкелуі мүмкін, олардың кез келгені қоршаудың бөліктерін жоюы мүмкін. Балқыма өте қауіпті болып саналады, себебі радиоактивті материалдардың барлық қорғауды бұзып, қоршаған ортаға таралуы (немесе шығарылуы) мүмкін, бұл радиоактивті ластануға, радиоактивті жауынға және жақын жердегі адамдар мен жануарлардың сәулеленуіне әкелуі мүмкін.
A nuclear meltdown (core meltdown, core melt accident, meltdown or partial core melt) is a severe nuclear reactor accident that results in core damage from overheating. The term nuclear meltdown is not officially defined by the International Atomic Energy Agency or by the United States Nuclear Regulatory Commission. It has been defined to mean the accidental melting of the core of a nuclear reactor, however, and is in common usage a reference to the core's either complete or partial collapse. A core meltdown accident occurs when the heat generated by a nuclear reactor exceeds the heat removed by the cooling systems to the point where at least one nuclear fuel element exceeds its melting point. This differs from a fuel element failure, which is not caused by high temperatures. A meltdown may be caused by a loss of coolant, loss of coolant pressure, or low coolant flow rate or be the result of a criticality excursion in which the reactor is operated at a power level that exceeds its design limits. Alternatively, an external fire may endanger the core, leading to a meltdown. Once the fuel elements of a reactor begin to melt, the fuel cladding has been breached, and the nuclear fuel (such as uranium, plutonium, or thorium) and fission products (such as caesium 137, krypton 85, or iodine 131) within the fuel elements can leach out into the coolant. Subsequent failures can permit these radioisotopes to breach further layers of containment. Superheated steam and hot metal inside the core can lead to fuel–coolant interactions, hydrogen explosions, or steam hammer, any of which could destroy parts of the containment. A meltdown is considered very serious because of the potential for radioactive materials to breach all containment and escape (or be released) into the environment, resulting in radioactive contamination and fallout, and potentially leading to radiation poisoning of people and animals nearby.
Стандартты ақаулық режімдері
Егер балқыған ядро қысымды ыдысқа енсе, онда не болуы мүмкін деген теориялар мен болжамдар бар. Қазіргі ресейлік станцияларда контейменттің түбінде "ядроны ұстау құрылғысы" орналасқан. Балқыған ядро "құрбандық металлының" қалың қабатына тиеді, ол еріп, ядроны сұйылтады, жылу өткізгіштігін арттырады, содан кейін сұйылтылған ядро еденде айналып тұратын сумен салқындатылады. Бірақ, бұл құрылғының толық масштабты сынағы ешқашан өткізілмеген. Батыс станцияларында герметикалық контеймент бар. Контеймент ішіндегі радиация деңгейі жоғары болғанымен, сыртындағы доза төмен болады. Контейменттік ғимараттар қысымды босату клапаны мен сүзгілер арқылы радионуклидтерді шығармай, реттелген түрде қысымды төмендетуге арналған. Газ жарылыстарын болдырмау үшін сутек/оттекті рекомбинаторлар да орнатылған. Еріген кезде, реакторлық қысымды ыдыста (RPV) бір нүкте немесе аймақ басқа аймақтардан қызып, ақырында ериді. Ерігенде, корий реактордың астындағы қуысқа құйылады. Қуыс құрғақ күйде сақталуға арналған, бірақ NUREG класындағы бірнеше құжат операторларға отынның еруі кезінде қуысты сумен толтыруды кеңес береді. Бұл су буға айналып, контейментке қысым түсіреді. Автоматты су шашырату жүйесі қысымды төмендету үшін көп мөлшерде суды булы ортаға сорғылайды. Катализдік рекомбинаторлар сутегі мен оттекті суға жылдам түрлендіреді. Корийдің суға түсуінің бір пайдасы – ол салқындалып, қатты күйге оралады. Контеймент ішіндегі су шашырату жүйелері және ЭКҚС (ECCS) қайта іске қосылғанда операторларға едендегі ядроны салқындатуға және оны төмен температураға дейін төмендетуге мүмкіндік береді. Бұл процедуралар радиоактивтіліктің таралуын болдырмауға бағытталған. 1979 жылғы Үш Миль аралындағы оқиғада, бүкіл оқиға кезінде станцияның периметрінде тұрған теориялық адам шамамен 2 миллизиверт (200 миллирем) доза алған, бұл кеуде рентгені мен компьютерлік томографияның радиациясына тең. Бұл бақылаусыз жүйеден газ шығуына байланысты болды, бүгінде бұл радионуклидтердің таралуын болдырмау үшін белсендірілген көмір және HEPA сүзгілерімен жабдықталған болар еді. Бірақ Фукусимадағы апат кезінде бұл жоба сәтсіз аяқталды. Фукусима Дайичи атом электр станциясының операторлары бақылауды сақтауға тырысқандарына қарамастан, 1-3 блоктардағы реакторлық ядролар қызып кетті, ядролық отын еріді және үш контейменттік ыдыс бұзылды. Реакторлық қысымды ыдыстардан сутек шығарылды, бұл 1, 3 және 4 блоктардағы реакторлық ғимараттарда жарылысқа әкелді, олар құрылымдар мен жабдықтарға зақым келтірді және персонал жарақат алды. Радионуклидтер станциядан атмосфераға шығарылып, құрлыққа және мұхитқа түсті. Сондай-ақ теңізге тікелей шығарылымдар да болды. Корийдің табиғи ыдырау жылуы конвекция және өткізгіштік арқылы контеймент қабырғаларымен тепе-теңдікке келгенде, су шашырату жүйелерін тоқтатуға және реакторды қауіпсіз сақтауға қоюға жеткілікті салқындалады. Контейментті радиактивтіліктің өте шектеулі мөлшерде сыртқа шығарылуымен және қысымның төмендеуімен герметикалық жабуға болады. Бөліну өнімдерінің ыдырауына шамамен он жыл өткеннен кейін, контейментті залалсыздандыру және бұзу үшін қайта ашуға болады. Басқа сценарийде жарылғыш сутегінің жиналуы мүмкін, бірақ контеймент ішіндегі пассивті автокатализдік рекомбинаторлар бұған жол бермейді. Фукусимада контейменттер инертті азотпен толтырылды, бұл сутегінің жануына жол бермеді; бірақ сутек контейменттен реакторлық ғимаратқа ағып, онда ауамен араласып жарылды.
If the melted core penetrates the pressure vessel, there are theories and speculations as to what may then occur. In modern Russian plants, there is a "core catching device" in the bottom of the containment building. The melted core is supposed to hit a thick layer of a "sacrificial metal" that would melt, dilute the core and increase the heat conductivity, and finally the diluted core can be cooled down by water circulating in the floor. There has never been any full scale testing of this device, however. In Western plants there is an airtight containment building. Though radiation would be at a high level within the containment, doses outside of it would be lower. Containment buildings are designed for the orderly release of pressure without releasing radionuclides, through a pressure release valve and filters. Hydrogen/oxygen recombiners also are installed within the containment to prevent gas explosions. In a melting event, one spot or area on the RPV will become hotter than other areas, and will eventually melt. When it melts, corium will pour into the cavity under the reactor. Though the cavity is designed to remain dry, several NUREG class documents advise operators to flood the cavity in the event of a fuel melt incident. This water will become steam and pressurize the containment. Automatic water sprays will pump large quantities of water into the steamy environment to keep the pressure down. Catalytic recombiners will rapidly convert the hydrogen and oxygen back into water. One positive effect of the corium falling into water is that it is cooled and returns to a solid state. Extensive water spray systems within the containment along with the ECCS, when it is reactivated, will allow operators to spray water within the containment to cool the core on the floor and reduce it to a low temperature. These procedures are intended to prevent release of radioactivity. In the Three Mile Island event in 1979, a theoretical person standing at the plant property line during the entire event would have received a dose of approximately 2 millisieverts (200 millirem), between a chest X ray's and a CT scan's worth of radiation. This was due to outgassing by an uncontrolled system that, today, would have been backfitted with activated carbon and HEPA filters to prevent radionuclide release. In the Fukushima incident, however, this design failed. Despite the efforts of the operators at the Fukushima Daiichi nuclear power plant to maintain control, the reactor cores in units 1–3 overheated, the nuclear fuel melted and the three containment vessels were breached. Hydrogen was released from the reactor pressure vessels, leading to explosions inside the reactor buildings in units 1, 3 and 4 that damaged structures and equipment and injured personnel. Radionuclides were released from the plant to the atmosphere and were deposited on land and on the ocean. There were also direct releases into the sea. As the natural decay heat of the corium eventually reduces to an equilibrium with convection and conduction to the containment walls, it becomes cool enough for water spray systems to be shut down and the reactor to be put into safe storage. The containment can be sealed with release of extremely limited offsite radioactivity and release of pressure. After perhaps a decade for fission products to decay, the containment can be reopened for decontamination and demolition. Another scenario sees a buildup of potentially explosive hydrogen, but passive autocatalytic recombiners inside the containment are designed to prevent this. In Fukushima, the containments were filled with inert nitrogen, which prevented hydrogen from burning; the hydrogen leaked from the containment to the reactor building, however, where it mixed with air and exploded.
Спекулятивті ақаулық режімдері
Бір сценарий реактордың қысым ыдысының бірден істен шығуынан тұрады, сонда бүкіл корий массасы су тоғанына түседі (мысалы, салқындатқыш немесе модератор) және өте тез будың пайда болуына әкеледі. Егер жарылу дискілері қысымды азайта алмаса, онда тосқауылдың тұтастығына қауіп төнуі мүмкін. Күйіп кетуі мүмкін заттар бар, бірақ тосқауылда олар аз немесе жоқ. 1975 жылғы Расмуссен (WASH 1400) зерттеуінде «альфа режиміндегі» сәтсіздік деп аталатын тағы бір теорияда бу реактордың қысым ыдысының (RPV) басын ұшырып тастауға жеткілікті қысым тудыра алады делінген. Егер RPV басы тосқауылға соқтығысса, қауіп тууы мүмкін. (WASH 1400 есебі жақсы негізделген жаңа зерттеулермен алмастырылды, ал қазір Ядролық реттеу комиссиясы олардың барлығын жоққа шығарды және ең озық реактордың салдарын талдау [SOARCA] зерттеуін дайындап жатыр – NUREG 1150-дегі жауапкершіліктен бас тарту туралы хабарламаны қараңыз). 1970 жылға қарай, ядролық реактордың авариялық салқындату жүйелерінің салқындатқыш сұйықтығының жоғалуынан болатын апатты және отын ядросының балқыуын болдырмау қабілетіне күмән туды; бұл тақырып техникалық және көпшілік баспасөздерде кең таралды. 1971 жылы «Ядролық құбырлар туралы ойлар» мақаласында Манхэттен жобасының бұрынғы ядролық физигі Ральф Лапп «Қытай синдромы» терминін тосқауыл құрылымдарының өрт сөндіруіне және радиоактивті материалдың атмосфераға және қоршаған ортаға шығуына мүмкіндік беретін жағдайды сипаттау үшін қолданды. Бұл гипотеза 1967 жылы В.К. Эрген басқарған ядролық физиктер тобының баяндамасынан туындады. Кейбіреулер балқыған реактордың өзегі реактордың қысым ыдысы мен тосқауыл құрылымын тесіп, жер асты суы деңгейіне дейін күйіп кетеді деп қорқады. Балқыған массаның құрылымды қаншалықты тесіп өте алатыны әлі анықталған жоқ (бірақ бұл Түнгі сынақ аймағының мәліметтер парағында сипатталған сұйықтық жоғалту сынақ реакторында сыналып көрді). Үш Майл аралындағы апат нақты балқыған ядромен тәжірибе жинауға мүмкіндік берді: корий бақылау таяқтары мен реактордың басқа ішкі бөліктерімен сұйылтылғандықтан, алты сағаттан астам уақыт бойы әсер еткеніне қарамастан, реактордың қысым ыдысын тесіп өте алмады, бұл ядроның зақымдану оқиғаларына қарсы қорғаныс тереңдігіне назар аудару қажеттігін растады.
One scenario consists of the reactor pressure vessel failing all at once, with the entire mass of corium dropping into a pool of water (for example, coolant or moderator) and causing extremely rapid generation of steam. The pressure rise within the containment could threaten integrity if rupture disks could not relieve the stress. Exposed flammable substances could burn, but there are few, if any, flammable substances within the containment. Another theory, called an "alpha mode" failure by the 1975 Rasmussen (WASH 1400) study, asserted steam could produce enough pressure to blow the head off the reactor pressure vessel (RPV). The containment could be threatened if the RPV head collided with it. (The WASH 1400 report was replaced by better based newer studies, and now the Nuclear Regulatory Commission has disavowed them all and is preparing the overarching State of the Art Reactor Consequence Analyses [SOARCA] study see the Disclaimer in NUREG 1150.) By 1970, there were doubts about the ability of the emergency cooling systems of a nuclear reactor to prevent a loss of coolant accident and the consequent meltdown of the fuel core; the subject proved popular in the technical and the popular presses. In 1971, in the article Thoughts on Nuclear Plumbing, former Manhattan Project nuclear physicist Ralph Lapp used the term "China syndrome" to describe a possible burn through of the containment structures, and the subsequent escape of radioactive material(s) into the atmosphere and environment. The hypothesis derived from a 1967 report by a group of nuclear physicists, headed by W. K. Ergen. Some fear that a molten reactor core could penetrate the reactor pressure vessel and containment structure and burn downwards to the level of the groundwater. It has not been determined to what extent a molten mass can melt through a structure (although that was tested in the loss of fluid test reactor described in Test Area North's fact sheet). The Three Mile Island accident provided real life experience with an actual molten core: the corium failed to melt through the reactor pressure vessel after over six hours of exposure due to dilution of the melt by the control rods and other reactor internals, validating the emphasis on defense in depth against core damage incidents.
Басқа реактор түрлері
Реакторлардың басқа түрлері LWR-ден өзгеше мүмкіндіктерге және қауіпсіздік сипаттамаларына ие. Осы реакторлардың жаңартылған түрлерінің кейбіреулері табиғи түрде қауіпсіз болу мүмкіндігіне ие.
Other types of reactors have different capabilities and safety profiles than the LWR does. Advanced varieties of several of these reactors have the potential to be inherently safe.
CANDU реакторлары
CANDU реакторлары, канадалық ғалымдардың ойлап тапқан дейтерий-уран конструкциясы, отын/салқындатқыш каналдарының айналасында кем дегенде бір, көбінесе екі үлкен, төмен температуралы және төмен қысымды су резервуарларымен жабдықталған. Біріншісі – ауыр су модераторы (салқындатқыштан бөлек жүйе), ал екіншісі – жеңіл сумен толтырылған қорғаныш резервуары (немесе каландрлық шахта). Бұл қосымша жылу сіңіргіштер отынның еріп кетуін алдын алуға (модератордың жылу сіңіргішін пайдалану арқылы) немесе модератор ақырында қайнап кетсе, ядролық қоршаудың бұзылуын болдырмауға (қорғаныш резервуарының жылу сіңіргішін пайдалану арқылы) жеткілікті. Отынның балқымауынан басқа, CANDU реакторында каландрдың сындырмас конфигурацияға деформациясы сияқты басқа да ақаулар болуы мүмкін. Барлық CANDU реакторлары стандартты батыс типтес қауіпсіздік құрылымдарында орналасқан.
CANDU reactors, Canadian invented deuterium uranium design, are designed with at least one, and generally two, large low temperature and low pressure water reservoirs around their fuel/coolant channels. The first is the bulk heavy water moderator (a separate system from the coolant), and the second is the light water filled shield tank (or calandria vault). These backup heat sinks are sufficient to prevent either the fuel meltdown in the first place (using the moderator heat sink), or the breaching of the core vessel should the moderator eventually boil off (using the shield tank heat sink). Other failure modes aside from fuel melt will probably occur in a CANDU rather than a meltdown, such as deformation of the calandria into a non critical configuration. All CANDU reactors are located within standard Western containments as well.
Газбен салқындатылған реакторлар
Батыс реакторларының бірі – Ұлыбританияда салынған, газбен салқындатылатын реактор (АГР) деп аталады. Ол салқытудың жоғалуы немесе өзектің зақымдануына, ең қиын жағдайлар болмаса, аса осал емес. Салқындатқыштың салыстырмалы түрде инертті болуы (көмірқышқыл газы), салқындатқыштың үлкен көлемі мен жоғары қысымы және реактордың жылу беру тиімділігінің жоғарылығының арқасында, шектеулі ақау жағдайында өзектің зақымдану мерзімі күндермен өлшенеді. Салқындатқыш ағынының қалпына келтірілуі өзектің зақымдануын болдырмайды. Басқа, жоғары жетілдірілген газбен салқындатылатын реакторлар, әдетте жоғары температуралы газбен салқындатылатын реакторлар (ЖТГР) деп белгілі, мысалы, Жапонияның жоғары температуралық сынақ реакторы және АҚШ-тың өте жоғары температуралық реакторы, қауіпсіздік жағынан жоғары, яғни өзектің балқыуы немесе басқа да зақымдану түрлері физикалық тұрғыдан мүмкін емес, себебі өзектің құрылымы уран, торий немесе аралас оксидтің ТРИЗО немесе КВАДРИЗО гранулаларымен араластырылған кремний карбидімен күшейтілген графиттің алтыбұрышты призмалық блоктарынан тұрады. Бұл типтегі реактор балқыуға бейім болмаса да, жылуды жоюдың қосымша мүмкіндіктері тұрақты атмосфералық ауа ағынын қосымша жылуды жою құралы ретінде пайдалану арқылы, оны жылу алмастырғыш арқылы өткізіп, конвекция арқылы атмосфераға көтерілу арқылы толық қалдық жылуды жоюға қол жеткізу арқылы қамтамасыз етіледі. VHTR-дің прототипі Айдахо Ұлттық зертханасында келесі онжылдықта (2009 жылға қарай) АҚШ Энергетика министрлігі таңдаған келесі буын ядролық электр станциясы үшін таңдалған жоба ретінде сынақтан өтеді. Бұл реакторда салқындатқыш ретінде газ қолданылады, оны кейіннен процестік жылу үшін (мысалы, сутегі өндірісінде) немесе газ турбиналарын іске қосу және электр энергиясын өндіру үшін пайдалануға болады. Батыс Германияда бастапқыда жобаланған (AVR реакторы) және қазір Оңтүстік Африкада дамытылып жатқан ұқсас жоғары жетілдірілген газбен салқындатылатын реактор Pebble Bed модульді реакторы деп аталады. Бұл қауіпсіздік жағынан жоғары дизайн, яғни отынның құрылысының арқасында өзектің зақымдануы физикалық тұрғыдан мүмкін емес (металл RPV ішіндегі төсекке орналастырылған және TRISO (немесе QUADRISO) уран, торий немесе аралас оксид гранулаларымен толтырылған сфералық графит "шашалары"). Қытайлықтар осыған ұқсас реактордың прототипін, HTR 10-ды салған, ол зерттеушілердің күтуінен асып, қытайлықтарды толық көлемде 250 МВт, қауіпсіздік жағынан жоғары, энергия өндіру реакторларын салу жоспарларын жариялауға итермеледі. (Қосымша ақпарат алу үшін Қытай Халық Республикасындағы ядролық энергияны қараңыз.)
One type of Western reactor, known as the advanced gas cooled reactor (or AGR), built by the United Kingdom, is not very vulnerable to loss of cooling accidents or to core damage except in the most extreme of circumstances. By virtue of the relatively inert coolant (carbon dioxide), the large volume and high pressure of the coolant, and the relatively high heat transfer efficiency of the reactor, the time frame for core damage in the event of a limiting fault is measured in days. Restoration of some means of coolant flow will prevent core damage from occurring. Other types of highly advanced gas cooled reactors, generally known as high temperature gas cooled reactors (HTGRs) such as the Japanese High Temperature Test Reactor and the United States' Very High Temperature Reactor, are inherently safe, meaning that meltdown or other forms of core damage are physically impossible, due to the structure of the core, which consists of hexagonal prismatic blocks of silicon carbide reinforced graphite infused with TRISO or QUADRISO pellets of uranium, thorium, or mixed oxide buried underground in a helium filled steel pressure vessel within a concrete containment. Though this type of reactor is not susceptible to meltdown, additional capabilities of heat removal are provided by using regular atmospheric airflow as a means of backup heat removal, by having it pass through a heat exchanger and rising into the atmosphere due to convection, achieving full residual heat removal. The VHTR is scheduled to be prototyped and tested at Idaho National Laboratory within the next decade (as of 2009) as the design selected for the Next Generation Nuclear Plant by the US Department of Energy. This reactor will use a gas as a coolant, which can then be used for process heat (such as in hydrogen production) or for the driving of gas turbines and the generation of electricity. A similar highly advanced gas cooled reactor originally designed by West Germany (the AVR reactor) and now developed by South Africa is known as the Pebble Bed Modular Reactor. It is an inherently safe design, meaning that core damage is physically impossible, due to the design of the fuel (spherical graphite "pebbles" arranged in a bed within a metal RPV and filled with TRISO (or QUADRISO) pellets of uranium, thorium, or mixed oxide within). A prototype of a very similar type of reactor has been built by the Chinese, HTR 10, and has worked beyond researchers' expectations, leading the Chinese to announce plans to build a pair of follow on, full scale 250 MWe, inherently safe, power production reactors based on the same concept. (See Nuclear power in the People's Republic of China for more information.)
Қорғасын және қорғасын-бисмутпен салқындатылған реакторлар
Жақында реакторды салқындату үшін қорғасын немесе қорғасын-висмут сияқты ауыр сұйық металл қолдану ұсынылды. Отын мен ауыр сұйық металлдың (HLM) тығыздықтарының ұқсас болуына байланысты, жүзу күштері арқасында инерциялық пассивті қауіпсіздік кері байланыс механизмі пайда болады. Бұл механизм белгілі бір температураға жеткенде, төсек қоршаған салқындатқыштан жеңілдеп, қабырғадан алыстатылып, ыдыстың құрылымдық тұтастығына қауіп төндіретін температураның туындауына жол бермейді, сондай-ақ төсектің рұқсат етілген тереңдігін шектеу арқылы қайта сынға ұшырау ықтималдығын азайтады.
Recently heavy liquid metal, such as lead or lead bismuth, has been proposed as a reactor coolant. Because of the similar densities of the fuel and the HLM, an inherent passive safety self removal feedback mechanism due to buoyancy forces is developed, which propels the packed bed away from the wall when certain threshold of temperature is attained and the bed becomes lighter than the surrounding coolant, thus preventing temperatures that can jeopardize the vessel’s structural integrity and also reducing the recriticality potential by limiting the allowable bed depth.
Эксперименттік немесе тұжырымдамалық жобалар
Ядролық реакторлардың кейбір жобалау тұжырымдамалары балқып кетуге төзімділік пен жұмыс істеу қауіпсіздігін баса назарға алады. PIUS (процесске тән ең жоғары қауіпсіздік) жобалары, бастапқыда 1970-жылдардың соңы мен 1980-жылдардың басында шведтер әзірлеген, конструкциясы бойынша өзектік зақымдануға төзімді болып табылатын реакторлар. Ешбір бірлік салынған емес. Апат аймақтарында және әскери миссияларда қуат беру үшін TRIGA-ның кеңейтілген мобильді нұсқасы – Deployable Electrical Energy Reactor, сондай-ақ шағын және қашық елді мекендер үшін кішкентай электр станциясы және жылу көзі – TRIGA Power System сияқты қуат реакторларын мүдделі инженерлер ұсынды. Бұл реакторлар қолданылған уран-цирконий гидрид отынының арқасында TRIGA-ның қауіпсіздік сипаттамаларын бөліседі. Сутегімен модерацияланған және өзін-өзі реттейтін ядролық қуат модулі, TRIGA сияқты химиялық және қауіпсіздік қасиеттері бар уран гидридін модератор және отын ретінде пайдаланады. Бұл реактор да жоғары қауіпсіздік пен тұрақтылық сипаттамаларына ие және соңғы кезде үлкен қызығушылық тудырып отыр. Сұйық фторлы торий реакторының өзегі табиғи түрде торий мен фтор тұздарының эвтектикалық қоспасы ретінде балқыған күйде болады. Осылайша, балқыған ядро осы типтегі реактордың қалыпты және қауіпсіз жұмыс жағдайын көрсетеді. Егер ядро қатты қызып кетсе, металл тығыны ериді, ал балқыған тұз ядросы резервуарларға ағып, сындырмайтын конфигурацияда салқындатылады. Ядро сұйық болғандықтан және бұрыннан балқығандықтан, оған зақым келтіру мүмкін емес. АҚШ-тың Integral Fast Reactor және ресейлік BN 350, BN 600 және BN 800 сияқты жетілдірілген сұйық металл реакторларының барлығында өте жоғары жылу сыйымдылығы бар натрий металлы салқындатқыштары бар. Осының арқасында олар SCRAM қажеттілігінсіз салқындатудың жоғалуына және SCRAM қажеттілігінсіз жылуды кетірудің жоғалуына төтеп бере алады, бұл оларды қауіпсіз деп тануға мүмкіндік береді.
Some design concepts for nuclear reactors emphasize resistance to meltdown and operating safety. The PIUS (process inherent ultimate safety) designs, originally engineered by the Swedes in the late 1970s and early 1980s, are LWRs that by virtue of their design are resistant to core damage. No units have ever been built. Power reactors, including the Deployable Electrical Energy Reactor, a larger scale mobile version of the TRIGA for power generation in disaster areas and on military missions, and the TRIGA Power System, a small power plant and heat source for small and remote community use, have been put forward by interested engineers, and share the safety characteristics of the TRIGA due to the uranium zirconium hydride fuel used. The Hydrogen Moderated Self regulating Nuclear Power Module, a reactor that uses uranium hydride as a moderator and fuel, similar in chemistry and safety to the TRIGA, also possesses these extreme safety and stability characteristics, and has attracted a good deal of interest in recent times. The liquid fluoride thorium reactor is designed to naturally have its core in a molten state, as a eutectic mix of thorium and fluorine salts. As such, a molten core is reflective of the normal and safe state of operation of this reactor type. In the event the core overheats, a metal plug will melt, and the molten salt core will drain into tanks where it will cool in a non critical configuration. Since the core is liquid, and already melted, it cannot be damaged. Advanced liquid metal reactors, such as the U. S. Integral Fast Reactor and the Russian BN 350, BN 600, and BN 800, all have a coolant with very high heat capacity, sodium metal. As such, they can withstand a loss of cooling without SCRAM and a loss of heat sink without SCRAM, qualifying them as inherently safe.
РБМК
Советтік үлгідегі RBMK реакторлары (Реактор Большой Мощности Канальный), тек Ресейде және бұрынғы Кеңес Одағы елдерінде ғана кездеседі және қазір Ресейден басқа барлық жерде тоқтатылды. Оларда қорғау құрылыстары жоқ, табиғи түрде тұрақсыз (қуаттың қауіпті ауытқуларына бейім), сондай-ақ авариялық салқындату жүйелері (ECCS) бар, олар Батыс қауіпсіздік стандарттары бойынша жеткіліксіз деп есептеледі. Чернобыль апатына себеп болған реактор RBMK болды. RBMK авариялық өзекті салқындату жүйелері тек бір бөлімге ие және сол бөлімде аздаған резервтік мүмкіндіктер бар. RBMK-ның үлкен өзегі энергия тығыздығы жағынан Батыс LWR реакторларының кішкентай өзегінен азырақ болғанымен, оны салқындату қиынырақ. RBMK графитпен баяулатылады. Жоғары температурада бу мен оттегінің қатысуында графит синтез газын құрайды, ал су газын алмастыру реакциясы нәтижесінде пайда болатын сутек жарылыспен жануы мүмкін. Егер оттегі ыстық графитке тисе, ол жануы мүмкін. Бақылау таяқшалары бұрын графитпен қапталған, бұл материал нейтрондарды баяулатып, тізбекті реакцияны жылдамдатады. Су салқындатқыш ретінде қолданылады, бірақ баяулатушы ретінде емес. Егер су қайнап кетсе, салқындату тоқтатылады, бірақ баяулату жалғасады. Бұл реактивтіліктің оң бос коэффициенті деп аталады. RBMK қауіпті қуат ауытқуларына бейім. Реактор кенеттен қызып, бақылау таяқшалары қозғалғанда, олар тұрып қалуы мүмкін. Ксенон-135, нейтрондарды сіңіретін бөлшектену өнімі, өзекте жинақталып, қуаты төмендеген кезде күтпеген жерден жануы мүмкін. Бұл нейтрондық және жылулық қуаттың дұрыс емес есептелуіне әкелуі мүмкін. RBMK өзегінің үстінде қорғау құрылысы жоқ. Отынның үстіндегі жалғыз сенімді кедергі – өзектің жоғарғы бөлігі, жоғарғы биологиялық қалқан деп аталады, ол басқару таяқшаларымен және желіде отын ауыстыруға арналған тесіктермен біріккен бетоннан жасалған. RBMK-ның басқа бөліктері өзектен гөрі жақсы қорғалған. Жедел тоқтату (SCRAM) 10-15 секундқа созалады. Батыс реакторлары 1-2,5 секундта тоқтайды. Операторларға нақты уақыт режимінде қауіпсіздікті бақылау мүмкіндігін беру үшін Батыс тарапынан көмек көрсетілді. Бұл автоматты түрде авариялық салқындатуды іске қосуға қатысты ма, жоқ па, белгісіз. Батыс көздерінен қауіпсіздікті бағалау бойынша оқыту ұйымдастырылды, ал ресейлік реакторлар RBMK-дағы кемшіліктерді ескере отырып дамыды. Дегенмен, көптеген RBMK реакторлары әлі де жұмыс істеп тұр. Суыту сұйығының жоғалуын өзектің зақымдануына дейін тоқтату мүмкін болса да, өзектің зақымдануына байланысты кез келген жағдай радиоактивті материалдардың кең ауқымды таралуына әкелуі мүмкін. Литва 2004 жылы Еуропалық Одаққа кірген кезде Игналина АЭС-індегі екі RBMK реакторын Еуропалық ядролық қауіпсіздік стандарттарына толыққанды сәйкес келмейді деп таныды. Ел оларды Висагинас атом электр стансасындағы қауіпсіз реакторлармен алмастыруды жоспарлап отыр.
Soviet designed RBMK reactors (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy), found only in Russia and other post Soviet states and now shut down everywhere except Russia, do not have containment buildings, are naturally unstable (tending to dangerous power fluctuations), and have emergency cooling systems (ECCS) considered grossly inadequate by Western safety standards. The reactor involved in the Chernobyl disaster was an RBMK. RBMK emergency core cooling systems only have one division and little redundancy within that division. Though the large core of the RBMK is less energy dense than the smaller Western LWR core, it is harder to cool. The RBMK is moderated by graphite. In the presence of both steam and oxygen at high temperatures, graphite forms synthesis gas and with the water gas shift reaction, the resultant hydrogen burns explosively. If oxygen contacts hot graphite, it will burn. Control rods used to be tipped with graphite, a material that slows neutrons and thus speeds up the chain reaction. Water is used as a coolant, but not a moderator. If the water boils away, cooling is lost, but moderation continues. This is termed a positive void coefficient of reactivity. The RBMK tends towards dangerous power fluctuations. Control rods can become stuck if the reactor suddenly heats up and they are moving. Xenon 135, a neutron absorbent fission product, has a tendency to build up in the core and burn off unpredictably in the event of low power operation. This can lead to inaccurate neutronic and thermal power ratings. The RBMK does not have any containment above the core. The only substantial solid barrier above the fuel is the upper part of the core, called the upper biological shield, which is a piece of concrete interpenetrated with control rods and with access holes for refueling while online. Other parts of the RBMK were shielded better than the core itself. Rapid shutdown (SCRAM) takes 10 to 15 seconds. Western reactors take 1 2.5 seconds. Western aid has been given to provide certain real time safety monitoring capacities to the operating staff. Whether this extends to automatic initiation of emergency cooling is not known. Training has been provided in safety assessment from Western sources, and Russian reactors have evolved in response to the weaknesses that were in the RBMK. Nonetheless, numerous RBMKs still operate. Though it might be possible to stop a loss of coolant event prior to core damage occurring, any core damage incidents will probably allow massive release of radioactive materials. Upon entering the EU in 2004, Lithuania was required to phase out its two RBMKs at Ignalina NPP, deemed totally incompatible with European nuclear safety standards. The country planned to replace them with safer reactors at Visaginas Nuclear Power Plant.
MKER
MKER – бұл қазіргі заманғы ресейлік инженерлік арналы реактор, ол RBMK-нің шалқып жатқан ұрпағы болып табылады және бастапқы нұсқаның артықшылықтарын арттыру және оның қауіпті кемшіліктерін жою үшін жасалған. MKER дизайнының бірнеше ерекше ерекшеліктері оны сенімді және тартымды нұсқаға айналдырады. Реактор отын ауыстыру кезінде жұмыс істей береді, күтім жұмыстары үшін ғана сирек тоқтатылады, бұл жұмыс уақытын 97-99% дейін қамтамасыз етеді. Модератор дизайны аз байытылған отынды қолдануға мүмкіндік береді, сонымен қатар отынның жоғары жану деңгейін қамтамасыз етеді. Нейтрондық сипаттамалары азаматтық қолдану үшін, отынды жақсарту және қайта өңдеу үшін оңтайландырылған; ал графитпен модерациялау, жеңіл сумен модерациялауға қарағанда жақсы нейтрондық қасиеттерге қол жеткізеді. Реактордың төмен қуат тығыздығы жылуды реттеуді едәуір жақсартады. MKER қауіпсіздігін Батыстың III буын реакторларымен салыстыруға мүмкіндік беретін бірқатар жақсартулар бар: компоненттердің жақсартылған сапасы, жетілдірілген компьютерлік басқару, толыққанды пассивті авариялық жүйе, өте берік қорғау құрылымы, теріс бос кеңістік коэффициенті және жылдам әрекет ететін жедел тоқтату жүйесі. Пассивті авариялық салқындату жүйесі, мотормен жұмыс істейтін сорғыларға тәуелді болмай, реакторды салқындату үшін сенімді табиғи процестерді пайдаланады. Қорғау құрылымы ауыр жүктемелерге және қысымға төтеп беруге арналған. Егер салқындату суының арнасы бұзылса, арна сумен жабдықтаудан оқшауланып, кең ауқымды ақаулардың алдын алады. MKER дизайнының жоғары қауіпсіздігі мен бірегей артықшылықтары, ядролық даму үшін толық отын циклын қарастыратын елдерде оның бәсекеге қабілеттілігін арттырады.
The MKER is a modern Russian engineered channel type reactor that is a distant descendant of the RBMK, designed to optimize the benefits and fix the serious flaws of the original. Several unique features of the MKER's design make it a credible and interesting option. The reactor remains online during refueling, ensuring outages only occasionally for maintenance, with uptime up to 97 99%. The moderator design allows the use of less enriched fuels, with a high burnup rate. Neutronics characteristics have been optimized for civilian use, for superior fuel fertilization and recycling; and graphite moderation achieves better neutronics than is possible with light water moderation. The lower power density of the core greatly enhances thermal regulation. An array of improvements make the MKER's safety comparable to Western Generation III reactors: improved quality of parts, advanced computer controls, comprehensive passive emergency core cooling system, and very strong containment structure, along with a negative void coefficient and a fast acting rapid shutdown system. The passive emergency cooling system uses reliable natural phenomena to cool the core, rather than depending on motor driven pumps. The containment structure is designed to withstand severe stress and pressure. In the event of a pipe break of a cooling water channel, the channel can be isolated from the water supply, preventing a general failure. The greatly enhanced safety and unique benefits of the MKER design enhance its competitiveness in countries considering full fuel cycle options for nuclear development.
VVER
VVER – бұл RBMK-ге қарағанда әлдеқайда тұрақты және қауіпсіз қысымды жеңіл су реакторы. Бұның себебі, ол жеңіл суды модератор ретінде пайдаланады (графит емес), оның жұмыс сипаттамалары жақсы түсінілген, және реактивтіліктің теріс бос коэффициенті бар. Сонымен қатар, кейбіреулері шекті қоршаудан артық, кейбіреулері сапалы ECCS жүйелерімен жабдықталған, ал кейбіреулері халықаралық бақылау және аспаптар стандарттарына дейін жаңартылған. Қазіргі VVER ұрпақтары (VVER 1000-нен бастап) батыс деңгейіндегі аспаптар, басқару және оқшаулау жүйелерімен құрылған. Дегенмен, осындай оң өзгерістерге қарамастан, кейбір ескі VVER модельдері, әсіресе VVER 440 V230, үлкен алаңдаушылық тудырады. VVER 440 V230-да оқшаулау ғимараты жоқ, тек RPV-ді қоршаған буды ұстауға қабілетті құрылым бар. Бұл батыс стандарттарына қарағанда жеткіліксіз қалыңдығы бар жұқа болаттан жасалған. ECCS жоқ. Ең көп дегенде бір құбырдың үзілуіне төтеп беруге шамасы бар (жобада осы өлшемнен үлкен көптеген құбырлар бар). 6 бу генераторының циклы бар, бұл қажетсіз күрделілікті арттырады. Бірақ, егер осы циклдердің бірінде үзіліс орын алса, бу генераторларының циклдарын оқшаулауға болады. Зауыт бір оқшауланған циклмен жұмыс істей алады – мұндай мүмкіндік сирек кездесетін батыс реакторларында бар. Қысымды ыдыстың ішкі бөлігі суға ұшыраған қарапайым қорытпа болаттан жасалған. Бұл реактордың суға тозуына әкелуі мүмкін. VVER-дің батыстан басымдық танытатын бір ерекшелігі – реактор суын тазарту қондырғысы, ол негізгі салқындатқыш циклдегі тоттың көп мөлшерін жою үшін салынған, бұл RPV-дің баяу тозуының нәтижесі. Бұл модельде процестерді басқару жүйесінің жеткіліксіздігі байқалады. Болгарияда бірнеше VVER 440 V230 модельдері болды, бірақ ЕО-ға қосылғаннан кейін оларды жаңартудың орнына тоқтатуды шешті және оның орнына жаңа VVER 1000 модельдерін салуда. Көптеген ЕО-ға кірмейтін мемлекеттер, соның ішінде Ресей және ТМД, V230 модельдерін пайдаланады. Осы мемлекеттердің көпшілігі реакторларды толығымен тастаудың орнына ECCS орнатуды, стандартты процедураларды әзірлеуді және тиісті аспаптар мен басқару жүйелерін орнатуды жөн көрді. Оқшаулауларды толығымен қоршауға айналдыру мүмкін болмаса да, өзекті зақымдануға әкелетін шектеулі ақаулардың қаупін айтарлықтай азайтуға болады. VVER 440 V213 моделі алғашқы советтік ядролық қауіпсіздік стандарттарына сәйкес салынған. Онда қарапайым оқшаулау ғимараты бар, ал ECCS жүйелері, батыс стандарттарына толығымен сай болмаса да, жеткілікті деңгейде толықтырылған. Бұрынғы советтік блок елдерімен жұмыс істейтін көптеген VVER 440 V213 модельдері толық автоматтандырылған батыс үлгісіндегі аспаптар мен басқару жүйелеріне жаңартылды, бұл апатты алдын алу үшін қауіпсіздікті батыс деңгейіне жеткізді, бірақ апатты шектеу үшін емес, ол батыс зауыттарына қарағанда қарапайым деңгейде. Бұл реакторлар батыс стандарттары бойынша жұмысын жалғастыру үшін "жеткілікті қауіпсіз" деп есептеледі, бірақ көптеген иелері оларды ядролық қауіпсіздіктің жалпы деңгейіне жеткізу үшін үлкен өзгерістер жасады. 1970 жылдары Финляндия батыс стандарттарына сәйкес екі VVER 440 V213 моделін салды, олардың үлкен көлемді толық оқшаулауы және әлемдік деңгейдегі аспаптар, басқару стандарттары және көптеген қосымша және әртүрлі компоненттері бар ECCS жүйесі болды. Сонымен қатар, 900 тонналық мұз конденсаторлары сияқты пассивті қауіпсіздік элементтері орнатылды, бұл екі қондырғыны қауіпсіздік тұрғысынан әлемдегі ең озық VVER 440-қа айналдырды. VVER 1000 типі батыс үлгісіндегі жеткілікті оқшаулауға ие, ECCS батыс стандарттары бойынша жеткілікті, ал аспаптар мен басқару 1970 жылдарғы батыс деңгейіне дейін жақсартылған.
The VVER is a pressurized light water reactor that is far more stable and safe than the RBMK. This is because it uses light water as a moderator (rather than graphite), has well understood operating characteristics, and has a negative void coefficient of reactivity. In addition, some have been built with more than marginal containments, some have quality ECCS systems, and some have been upgraded to international standards of control and instrumentation. Present generations of VVERs (starting from the VVER 1000) are built to Western equivalent levels of instrumentation, control, and containment systems. Even with these positive developments, however, certain older VVER models raise a high level of concern, especially the VVER 440 V230. The VVER 440 V230 has no containment building, but only has a structure capable of confining steam surrounding the RPV. This is a volume of thin steel, perhaps in thickness, grossly insufficient by Western standards. Has no ECCS. Can survive at most one pipe break (there are many pipes greater than that size within the design). Has six steam generator loops, adding unnecessary complexity. Apparently steam generator loops can be isolated, however, in the event that a break occurs in one of these loops. The plant can remain operating with one isolated loop—a feature found in few Western reactors. The interior of the pressure vessel is plain alloy steel, exposed to water. This can lead to rust, if the reactor is exposed to water. One point of distinction in which the VVER surpasses the West is the reactor water cleanup facility—built, no doubt, to deal with the enormous volume of rust within the primary coolant loop—the product of the slow corrosion of the RPV. This model is viewed as having inadequate process control systems. Bulgaria had a number of VVER 440 V230 models, but they opted to shut them down upon joining the EU rather than backfit them, and are instead building new VVER 1000 models. Many non EU states maintain V230 models, including Russia and the CIS. Many of these states, rather than abandon the reactors entirely, have opted to install an ECCS, develop standard procedures, and install proper instrumentation and control systems. Though confinements cannot be transformed into containments, the risk of a limiting fault resulting in core damage can be greatly reduced. The VVER 440 V213 model was built to the first set of Soviet nuclear safety standards. It possesses a modest containment building, and the ECCS systems, though not completely to Western standards, are reasonably comprehensive. Many VVER 440 V213 models operated by former Soviet bloc countries have been upgraded to fully automated Western style instrumentation and control systems, improving safety to Western levels for accident prevention—but not for accident containment, which is of a modest level compared to Western plants. These reactors are regarded as "safe enough" by Western standards to continue operation without major modifications, though most owners have performed major modifications to bring them up to generally equivalent levels of nuclear safety. During the 1970s, Finland built two VVER 440 V213 models to Western standards with a large volume full containment and world class instrumentation, control standards and an ECCS with multiple redundant and diversified components. In addition, passive safety features such as 900 tonne ice condensers have been installed, making these two units safety wise the most advanced VVER 440s in the world. The VVER 1000 type has a definitely adequate Western style containment, the ECCS is sufficient by Western standards, and instrumentation and control has been markedly improved to Western 1970s era levels.
Чернобыль апаты
Чернобыль апатында балқыған отын графиттен алшақтағаннан кейін сындырмайтын күйге келді (мұғада оған екі үлкен жарылыстың отынның көп бөлігін шашыратуы көмектесті); бірақ салқындауға көп уақыт кетті. Чернобыльдің балқыған ядросы (реактордан сыртқа ұшып кетпеген немесе отта буланбаған бөлігі) кориумның қыздырған арнасымен ағып, жертөледегі ең төменгі қабатына жетпей тоқтады. Чернобыль реакторының жертөлесінде үлкен "слон аяғы" табылған, ол еркін ағып қалған кориумның мысалы. Уақытты кешіктіру және тікелей атмосфераға шығарылудың алдын алу (яғни, қақпау) радиологиялық шығарылымды азайтар еді. Егер реактор ғимаратының жертөлесіне еніп кетсе, жер асты сулары қатты ластанатын еді, ал оның ағыны ластануды алысқа жеткізер еді. Чернобыль реакторы RBMK типі болды. Апат будың жарылысына, балқып өтуге және кең ауқымды салдарларға әкелген қуаттың артуынан туындады. Оператордың қатесі және бұзулы ажырату жүйесі нейтрон көбейту жылдамдығының күрт өсуіне, нейтрон кезеңінің күрт қысқаруына және нейтрон популяциясының артуына әкелді; осылайша, ядролық жылу ағыны реактордың жобалық шектерінен тез асып кетті. Бұл салқындатқыш судың буға айналуына, реактор ядросында күрт қысымның өсуіне (осы екі үлкен жарылыстың біріншісі) әкелді, ядроның жоғарғы бөлігінің ұсақталуына және ядроның үстіндегі жоғарғы биологиялық қалқанның ядроның қалдықтарымен бірге реактор ғимаратынан кеңінен таралып шығуына себеп болды. Реактордың төменгі бөлігі біршама сақталды; графит нейтрондық модератор оттегі бар ауаға ұшырады; қуаттың артуынан және қалған отын таяқшаларының салқындатқышсыз қалған қалдық жылу ағынынан модераторда және ашылған отын таяқшаларында тотығу пайда болды; бұл өз кезегінде көбірек жылуды дамытты және отын таяқшаларының көбірек балқыуына және ондағы бөліну өнімдерінің газға айналуына ықпал етті. Балқыған ядролық материал бастапқыда тығыз конфигурацияға ағып, оған жедел сындылыққа жетуге мүмкіндік берді (жарылу қаруының жарылуымен бірдей механизм, бірақ әлдеқайда төмен тиімділікпен және шамамен төмен өнімділікпен) және екінші, үлкен термиялық жарылысты тудырды, ол бөлінетін массаны бөлшектеді және тізбекті реакцияны тоқтатты. Сұйытылған отын таяқшаларының сұйытылған қалдықтары (екі жарылыста тарағаннан кем), ұнтақталған бетон және жолдағы кез келген басқа заттар реактор ғимаратының жертөлесіне дренаждық құбыр арқылы ағып, массаға айналды, бірақ қоғамдық қауіпсіздікке негізгі қауіп - тараған ядролық экзекта, буланған және газды бөліну өнімдері мен отын, сондай-ақ модератордың тотығуынан пайда болған газдар. Чернобыль апатының зардаптары ғимараттан тыс жерлерде болғанмен, радиоактивті заттардың көп бөлігі ғимарат ішінде қалды. Егер ғимараттың істен шығуы және шаңның қоршаған ортаға тарауы болса, онда 30 жылдан астам уақыт бойы ескірген бөліну өнімдерінің белгілі бір массасының шығуы, ядролық реакция аяқталғаннан кейін қысқа уақытқа (мысалы, бір сағат) ғана салқындаған бөліну өнімдерінің бірдей массасының шығуынан (бірдей химиялық және физикалық формада) қарағанда аз әсер етеді. Егер Чернобыль зауытында ядролық реакция қайтадан орын алса (мысалы, жаңбыр суын жинап, модератор ретінде әрекет етсе), онда жаңа бөліну өнімдерінің меншікті белсенділігі жоғары болады және егер олар шығарылса, үлкен қауіп төндіреді. Апаттан кейінгі ядролық реакцияны болдырмау үшін жертөледегі негізгі бөліктерге нейтрондық уларды қосу сияқты шаралар қабылданды.
In the Chernobyl disaster, the melted fuel became non critical as a result of flowing away from the graphite moderator (aided by the dispersion of large portions of the fuel by two large explosions); it took considerable time to cool, however. The molten core of Chernobyl (that part that was not blown outside the reactor or did not vaporize in the fire) flowed in a channel created by the heat of the corium and froze before penetrating the bottommost floor of the basement. In the basement of the reactor at Chernobyl, a large "elephant's foot" of congealed core material was found, one example of the freely flowing corium. Time delay, and prevention of direct emission to the atmosphere (i. e., containment), would have reduced the radiological release. If the basement of the reactor building had been penetrated, the groundwater would have been severely contaminated, and its flow could have carried the contamination far afield. The Chernobyl reactor was a RBMK type. The disaster was caused by a power excursion that led to a steam explosion, meltdown and extensive offsite consequences. Operator error and a faulty shutdown system led to a sudden, massive spike in the neutron multiplication rate, a sudden decrease in the neutron period, and a consequent increase in neutron population; thus, core heat flux increased rapidly beyond the design limits of the reactor. This caused the water coolant to flash to steam, causing a sudden overpressure within the reactor core (the first of the two major explosions that occurred), leading to granulation of the upper portion of the core and the ejection of the upper biological shield atop the core along with core debris from the reactor building in a widely dispersed pattern. The lower portion of the reactor remained somewhat intact; the graphite neutron moderator was exposed to oxygen containing air; heat from the power excursion in addition to residual heat flux from the remaining fuel rods left without coolant induced oxidation in the moderator and in the opened fuel rods; this in turn evolved more heat and contributed to the melting of more of the fuel rods and the outgassing of the fission products contained therein. The melted core material initially flowed into a more compact configuration, allowing it to reach prompt criticality (the same mechanism by which a fission weapon explodes, although with far lower efficiency and orders of magnitude lower yield) and resulting in a second, larger thermal explosion which partly disassembled the fissile mass and terminated the chain reaction. The liquefied remains of the melted fuel rods (less those dispersed in the two explosions), pulverized concrete and any other objects in the path flowed through a drainage pipe into the basement of the reactor building and solidified in a mass, though the primary threat to the public safety was the dispersed core ejecta, vaporized and gaseous fission products and fuel, and the gases evolved from the oxidation of the moderator. Although the Chernobyl accident had dire off site effects, much of the radioactivity remained within the building. If the building were to fail and dust were to be released into the environment, the release of a given mass of fission products that have aged for over thirty years would have a smaller effect than the release of the same mass of fission products (in the same chemical and physical form) that had only undergone a short cooling time (such as one hour) after the nuclear reaction had terminated. If a nuclear reaction were to occur again within the Chernobyl plant (for instance if rainwater were to collect and act as a moderator), however, then the new fission products would have a higher specific activity and thus pose a greater threat if they were released. To prevent a post accident nuclear reaction, steps have been taken, such as adding neutron poisons to key parts of the basement.
Әсерлер
Ядролық балқыудың салдары реактордың құрылысына енгізілген қауіпсіздік шараларына байланысты. Қазіргі заманғы реакторлар балқыудың болу ықтималдығын азайту және егер ол болса, оны тоқтату үшін жобаланған. Қазіргі заманғы реакторда ядролық балқыу, толық немесе ішінара болсын, реактордың герметикалық корпусының ішінде ұсталуы тиіс. Осылайша (басқа ірі апаттар болмаса), балқыу реактордың өзіне ауыр зақым келтіріп, бүкіл құрылымды жоғары радиоактивті материалмен ластауы мүмкін, бірақ балқыудың өзі радиоактивтіліктің маңызды деңгейде таралуына немесе халыққа қауіп төндіруіне әкеп соқпауы керек. Ядролық балқыу апаттар тізбегінің бір бөлігі болуы мүмкін. Мысалы, Чернобыль апатында, ядро балқыған кезде, бұрыннан-ақ үлкен бу жарылысы мен графит өрті болған және радиоактивті ластанудың кең ауқымды таралуы орын алған. Балқыуға дейін операторлар реактордағы қысымды азайту үшін радиоактивті буды сыртқа шығару арқылы төмендетуі мүмкін. Бұл балқыудың алдын алу мақсатында салқындату суын құюға мүмкіндік береді.
The effects of a nuclear meltdown depend on the safety features designed into a reactor. A modern reactor is designed both to make a meltdown unlikely, and to contain one should it occur. In a modern reactor, a nuclear meltdown, whether partial or total, should be contained inside the reactor's containment structure. Thus (assuming that no other major disasters occur) while the meltdown will severely damage the reactor itself, possibly contaminating the whole structure with highly radioactive material, a meltdown alone should not lead to significant radioactivity release or danger to the public. A nuclear meltdown may be part of a chain of disasters. For example, in the Chernobyl accident, by the time the core melted, there had already been a large steam explosion and graphite fire, and a major release of radioactive contamination. Prior to a meltdown, operators may reduce pressure in the reactor by releasing radioactive steam to the environment. This would allow fresh cooling water to be injected with the intent of preventing a meltdown.
Реактордың құрылысы
Қысыммен жұмыс істейтін су реакторлары белсенді қауіпсіздік шаралары болмаған жағдайда ядролық балқуға көбірек бейім, бірақ бұл азаматтық ядролық реакторлардың барлық дерлік ерекшелігі емес. Азаматтық ядролық реакторларға қатысты зерттеулердің көп бөлігі пассивті ядролық қауіпсіздік мүмкіндіктері бар конструкцияларға бағытталған, олар барлық төтенше жағдайлар жүйелері істен шыққан жағдайда да балқуға аз бейім болуы мүмкін. Мысалы, қиыршық тасты реакторлар суыту толық жойылған жағдайда да белгісіз мерзім ішінде реактордың қызып кетуіне жол бермейді. General Electric ESBWR және Westinghouse AP1000 пассивті түрде іске қосылатын қауіпсіздік жүйелерімен жабдықталған. CANDU реакторы отынды қоршап тұрған екі төмен температуралы және төмен қысымды су жүйесіне (яғни, модератор және қорғаныш резервуары) ие, олар қосымша жылу сіңіргіштер ретінде қызмет етеді және балқу мен реакторлық ядроның зақымдану сценарийлерін болдырмайды. Ол ядролық балқуға төтеп беретіндей етіп жасалған. 1986 жылдың сәуір айында, Чернобыль апатынан бұрын, негізгі сорғыларға қуатты ажырату арқылы суыту сұйығын сору қуатының жоғалуын симуляциялау үшін сынақтан өтті. Ол жобаланғандай, температура белгілі бір деңгейге жеткенде, қалыпты жұмысқа қарағанда жоғарырақ деңгейге, шамамен 300 секунд ішінде өзінен-өзі тоқтатылды. Бұл қысымсыз сұйық металл суытқыштың қайнау температурасынан төмен болды, ол бөліну өнімдерінің радиоактивтілігімен күресу үшін қарапайым конвекция арқылы жеткілікті суыту қабілетіне ие болды. Екінші сынақ, генераторларға қуат беруге арналған екінші суыту контурын уақытылы өшіру, негізгі контурдың да сол қауіпсіз тоқтауына себеп болды. Бұл сынақ сумен салқындатылатын реактордың бу турбинасы контурының ақауға байланысты жоғалтылуын симуляциялады.
Although pressurized water reactors are more susceptible to nuclear meltdown in the absence of active safety measures, this is not a universal feature of civilian nuclear reactors. Much of the research in civilian nuclear reactors is for designs with passive nuclear safety features that may be less susceptible to meltdown, even if all emergency systems failed. For example, pebble bed reactors are designed so that complete loss of coolant for an indefinite period does not result in the reactor overheating. The General Electric ESBWR and Westinghouse AP1000 have passively activated safety systems. The CANDU reactor has two low temperature and low pressure water systems surrounding the fuel (i. e. moderator and shield tank) that act as back up heat sinks and preclude meltdowns and core breaching scenarios. had been explicitly engineered to be meltdown immune. It was tested in April 1986, just before the Chernobyl failure, to simulate loss of coolant pumping power, by switching off the power to the primary pumps. As designed, it shut itself down, in about 300 seconds, as soon as the temperature rose to a point designed as higher than proper operation would require. This was well below the boiling point of the unpressurised liquid metal coolant, which had entirely sufficient cooling ability to deal with the heat of fission product radioactivity, by simple convection. The second test, deliberate shut off of the secondary coolant loop that supplies the generators, caused the primary circuit to undergo the same safe shutdown. This test simulated the case of a water cooled reactor losing its steam turbine circuit, perhaps by a leak.
Америка Құрама Штаттары
1960 жылы Westinghouse TR 2 реакторының ядросы ішінара зақымдалды, себебі отын қаптамасындағы ақаулық 200-ден астам отын элементінің біреуін қыздырып, ерітуге алып келді. BORAX I реакторы – сындылықтың өзгеруін зерттеу және реактордың өзін-өзі шектеу қабілетін бақылау үшін жасалған сынақ реакторы. Соңғы сынақта ол қасақана жойылды және реактордың температурасы сол кездегі болжамдардан әлдеқайда жоғары болғаны анықталды. 1955 жылдың 29 қарашасында салқындатқыш ағынының сынағы кезінде EBR I реакторы ішінара балқыды. Санта-Сусана далалық зертханасындағы Натрий реакторы эксперименті 1957 жылдан 1964 жылға дейін жұмыс істеген тәжірибелік ядролық реактор болды және 1959 жылдың шілдесінде ядролық балқыуды бастан өткерген әлемдегі алғашқы коммерциялық электр станциясы еді. No1 стационарлық төмен қуатты реактор (SL 1) – АҚШ Армиясының тәжірибелік ядролық қуат реакторы, 1961 жылдың 3 қаңтарында сындылықтың өзгеруі, будың жарылысы және балқыуға ұшырады, нәтижесінде үш оператор қаза тапты. Санта-Сусана далалық зертханасындағы SNAP8ER реакторының отынының 80% 1964 жылы болған апатта зақымдалды. 1966 жылы Ферми 1 эксперименталды жылдам көбейту реакторының ішінара балқыуы реакторды жөндеуді қажет етті, бірақ ол кейін толыққанды жұмыс істемеді. Санта-Сусана далалық зертханасындағы SNAP8DR реакторы 1969 жылы болған апат кезінде отынының шамамен үштен бір бөлігі зақымдалды. 1979 жылғы Үш Майл аралындағы апат, баспасөзде "ішінара ядроның балқыуы" деп аталды, 2-ші реактордың толық демонтаждалуына және тұрақты түрде тоқтатылуына әкелді. 1-ші блок 2019 жылға дейін жұмыс істеді.
The Westinghouse TR 2 suffered partial core damage in 1960 when a likely fuel cladding defect caused one fuel element (out of over 200) to overheat and melt. BORAX I was a test reactor designed to explore criticality excursions and observe if a reactor would self limit. In the final test, it was deliberately destroyed and revealed that the reactor reached much higher temperatures than were predicted at the time. The reactor at EBR I suffered a partial meltdown during a coolant flow test on 29 November 1955. The Sodium Reactor Experiment in Santa Susana Field Laboratory was an experimental nuclear reactor that operated from 1957 to 1964 and was the first commercial power plant in the world to experience a core meltdown in July 1959. Stationary Low Power Reactor Number One (SL 1) was a United States Army experimental nuclear power reactor that underwent a criticality excursion, a steam explosion, and a meltdown on 3 January 1961, killing three operators. The SNAP8ER reactor at the Santa Susana Field Laboratory experienced damage to 80% of its fuel in an accident in 1964. The partial meltdown at the Fermi 1 experimental fast breeder reactor, in 1966, required the reactor to be repaired, though it never achieved full operation afterward. The SNAP8DR reactor at the Santa Susana Field Laboratory experienced damage to approximately a third of its fuel in an accident in 1969. The Three Mile Island accident, in 1979, referred to in the press as a "partial core melt", led to the total dismantlement and the permanent shutdown of reactor 2. Unit 1 continued to operate until 2019.
Кеңес Одағы
1986 жылы Чернобыль апатында конструкциялық ерекшеліктер және операторлардың немқұрайлылығы салдарынан тізбектей ядролық реакция туып, одан әрі қыздыруға (балқытуға) әкелді. Чернобыль форумының (БҰҰ-ның көптеген агенттіктерден, соның ішінде Халықаралық атом энергиясы агенттігі мен Дүниежүзілік денсаулық сақтау ұйымы, Дүниежүзілік банк және Украина, Беларусь, Ресей үкіметтерінен құралған) баяндамасына сәйкес, апат салдарынан 28 адам жедел радиациялық синдромнан қайтыс болды және электр станциясының маңындағы аумақ эвакуацияланды. Кеңес теңіз күштерінің бірнеше ядролық суасты кемелері, оның ішінде К-27, К-140 және К-431 ядролық қыздырудан (балқытудан) зардап шекті.
In the 1986 Chernobyl disaster, design characteristics and operator negligence resulted in a criticality accident which subsequently caused a meltdown. According to a report released by the Chernobyl Forum (consisting of numerous United Nations agencies, including the International Atomic Energy Agency and the World Health Organization; the World Bank; and the Governments of Ukraine, Belarus, and Russia) the disaster killed twenty eight people due to acute radiation syndrome and resulted in the evacuation of the area surrounding the power station. A number of Soviet Navy nuclear submarines experienced nuclear meltdowns, including K 27, K 140, and K 431.
Жапония
2011 жылдың наурыз айында болған жер сілкінісі мен цунами салдарынан Фукусима Дайичи ядролық электр станциясындағы алты реактордың үшеуі балқып кетті. Бірінші энергетикалық блок реакторындағы отынның көп бөлігі балқыды.
During the Fukushima Daiichi nuclear disaster following the earthquake and tsunami in March 2011, three of the power plant's six reactors suffered meltdowns. Most of the fuel in the reactor No. 1 Nuclear Power Plant melted.
Швейцария
Люценс реакторы, Швейцария, 1969 жыл.
The Lucens reactor, Switzerland, in 1969.
Қытай синдромы
Қытай синдромы (суытушы сұйықтықтың жоғалуы апаты) – ядролық реактордың жұмыс ілу кезіндегі апат, ол реактордың негізгі компоненттерінің күшті балқыуымен сипатталады, одан кейін ол оқшаулау ыдысын және ғимаратты жарып өтеді, содан кейін (метафоралық түрде) жер қыртысы мен Жердің ішкі қабаты арқылы, "Қытайға" дейін жетеді деп есептеледі. Қытайдың антоподальды нүктелеріне Аргентинадағы Атуча ядролық электр станциясы кіреді, бірақ бұл тіркес метафоралық мағынада қолданылады; ядро Жер қыртысының бірнеше километрлік қалыңдығын тесіп өте алмайды, тіпті егер ол Жердің ортасына дейін балқыса да, гравитация күшіне қарсы жоғары көтеріле алмайды. Сонымен қатар, материалдың қалдырған туннелі зор литостатикалық қысыммен жабылады.
The China syndrome (loss of coolant accident) is a nuclear reactor operations accident characterized by the severe meltdown of the core components of the reactor, which then burn through the containment vessel and the housing building, then (figuratively) through the crust and body of the Earth until reaching the opposite end, presumed to be in "China". While the antipodes of China include Argentina with its Atucha Nuclear Power Plant the phrasing is metaphorical; there is no way a core could penetrate the several kilometer thickness of the Earth's crust, and even if it did melt to the center of the Earth, it would not travel back upwards against the pull of gravity. Moreover, any tunnel behind the material would be closed by immense lithostatic pressure.
Тарих
1960 жылдардың соңында салынған ядролық электр станцияларының жүйелік дизайны ауыр реактор апатының атмосфераға және қоршаған ортаға үлкен мөлшерде радиоактивті материалдарды шығаруы мүмкін деген алаңдаушылықты тудырды. 1970 жылға қарай, авариялық өзекті салқындату жүйесінің салқындатқыш жоғалтудан және одан кейін отын өзегінің балқыуынан туындаған салдарға төтеп беру қабілетіне күмән туды. Осылайша, TMI 2 реакторының отыны мен бөліну өнімдері отын таяқшаларын бұзды, бірақ балқыған өзектің өзі реактор ыдысының герметикалық жабынын бұзған жоқ. Чернобыль апаты кезінде де ұқсас алаңдаушылық туды. Реактор қирағаннан кейін, балқыған өзектен шыққан сұйық корий массасы реактор ыдысының бетон еденін бұза бастады, ол авариялық сорғыларға және бу құбырларының жарылуын тоқтатуға арналған үлкен су резервуары – шашыраңқы бассейннің үстінде орналасқан еді. Ыстық корийдің сумен жанасуынан туындаған бу жарылысы ауаға одан да көп радиоактивті материалдарды шығаруы мүмкін еді. Апаттан келген зақымдар салдарынан станцияның үш қызметкері осы бассейнды босату үшін қажетті клапандарды қолмен ашты, ал кейіннен шашыраңқы бассейннің жертөлесіндегі корий массасының суреттері олардың әрекеттерінің дұрыстығын растады.
The system design of the nuclear power plants built in the late 1960s raised the concern that a severe reactor accident could release large quantities of radioactive materials into the atmosphere and environment. By 1970, there were doubts about the ability of the emergency core cooling system to cope with the effects of a loss of coolant accident and the consequent meltdown of the fuel core. Thus, the TMI 2 reactor fuel and fission products breached the fuel rods, but the melted core itself did not break the containment of the reactor vessel. A similar concern arose during the Chernobyl disaster. After the reactor was destroyed, a liquid corium mass from the melting core began to breach the concrete floor of the reactor vessel, which was situated above the bubbler pool (a large water reservoir for emergency pumps and to contain any steam pipe rupture). A steam explosion from the hot corium making contact with the water would have released more radioactive materials into the air. Due to damages from the accident, three station workers manually operated the valves necessary to drain this pool, and later images of the corium mass in the bubbler pool's basement reinforced the prudence of their action.