Авария на реакторе из-за перегрева ядра

Введение

Авария реактора из-за перегрева ядра

Авария ядерного реактора (расплавление активной зоны, аварийное плавление активной зоны, авария с расплавлением ядра или частичное расплавление активной зоны) – это тяжелая авария ядерного реактора, приводящая к повреждению активной зоны из-за перегрева. Термин «расплавление активной зоны» не имеет официального определения в Международном агентстве по атомной энергии или Комиссии по ядерному регулированию США. Однако он определяется как случайное плавление активной зоны ядерного реактора и обычно используется для обозначения полного или частичного разрушения активной зоны. Авария с расплавлением активной зоны происходит, когда тепло, выделяемое ядерным реактором, превышает тепло, отводимое системами охлаждения, до такой степени, что температура хотя бы одного тепловыделяющего элемента превышает его температуру плавления. Это отличается от повреждения тепловыделяющего элемента, которое не вызвано высокими температурами. Расплавление может быть вызвано потерей теплоносителя, снижением давления теплоносителя, уменьшением расхода теплоносителя или результатом неконтролируемой цепной реакции, при которой реактор работает на мощности, превышающей его проектные параметры. В качестве альтернативы, внешний пожар может угрожать активной зоне, приводя к расплавлению. Как только тепловыделяющие элементы реактора начинают плавиться, оболочка тепловыделяющих элементов разрушается, и ядерное топливо (например, уран, плутоний или торий) и продукты деления (например, цезий-137, криптон-85 или йод-131), содержащиеся в тепловыделяющих элементах, могут вымываться в теплоноситель. Последующие разрушения могут позволить этим радиоизотопам проникать сквозь дополнительные барьеры защиты. Перегретый пар и горячий металл внутри активной зоны могут привести к взаимодействию топлива с теплоносителем, взрывам водорода или гидравлическим ударам, любой из которых может разрушить части защитной оболочки. Расплавление считается очень серьезной аварией из-за потенциальной возможности выхода радиоактивных веществ за пределы всех барьеров защиты и попадания (или выброса) в окружающую среду, что приводит к радиоактивному загрязнению и выпадению радиоактивных осадков, а также потенциально к облучению людей и животных, находящихся поблизости.

Стандартные режимы отказа

Если расплавленное ядро проникает в корпус реактора, существуют различные теории и предположения о том, что может произойти. На современных российских АЭС в нижней части герметичного здания предусмотрено "устройство для улавливания расплава". Предполагается, что расплавленное ядро попадет в толстый слой "жертвенного металла", который расплавится, разбавит ядро, увеличит теплопроводность и, в конечном итоге, разбавленное ядро будет охлаждено водой, циркулирующей в полу. Однако полномасштабные испытания этого устройства никогда не проводились. На западных АЭС имеется герметичное защитное здание. Хотя уровень радиации внутри защитного здания будет высоким, дозы за его пределами будут ниже. Защитные здания спроектированы для контролируемого сброса давления без выброса радионуклидов через предохранительный клапан и фильтры. Внутри защитного здания также установлены водородно-кислородные рекомбинаторы для предотвращения взрывов газов. При плавлении одна точка или область на корпусе реактора нагреется сильнее других и в конечном итоге расплавится. При этом расплав (корий) выльется в полость под реактором. Хотя полость спроектирована как сухая, несколько документов NUREG рекомендуют операторам затопить полость в случае расплавления топлива. Эта вода превратится в пар и повысит давление в защитном здании. Автоматические водяные распылители будут подавать большие объемы воды в парообразную среду для снижения давления. Каталитические рекомбинаторы быстро преобразуют водород и кислород обратно в воду. Одним из положительных эффектов падения кория в воду является его охлаждение и переход в твердое состояние. Обширные системы водяного распыления внутри защитного здания, а также система аварийного охлаждения реактора (ECCS) при ее повторной активации, позволят операторам распылять воду внутри защитного здания для охлаждения расплава на полу и снижения его температуры. Эти процедуры предназначены для предотвращения выброса радиоактивности. Во время инцидента на Three Mile Island в 1979 году теоретический человек, находившийся на границе территории станции на протяжении всего инцидента, получил бы дозу около 2 миллизиверт (200 миллирем), что соответствует дозе от рентгена грудной клетки или КТ-сканирования. Это было связано с выбросом газов из неконтролируемой системы, которая сегодня была бы оснащена угольными фильтрами и HEPA-фильтрами для предотвращения выброса радионуклидов. Однако в случае с Фукусимой эта конструкция не сработала. Несмотря на усилия операторов АЭС Фукусима Дайичи по поддержанию контроля, ядра реакторов в блоках 1–3 перегрелись, ядерное топливо расплавилось, и три защитных здания были повреждены. Водород выделялся из корпусов реакторов, что привело к взрывам внутри зданий реакторов в блоках 1, 3 и 4, повредившим конструкции и оборудование и причинившим травмы персоналу. Радионуклиды были выброшены с АЭС в атмосферу и осели на суше и в океане. Также имели место прямые сбросы в море. По мере того как естественное тепло распада кория со временем уменьшается до равновесия с конвекцией и теплопроводностью к стенам защитного здания, оно остывает настолько, что системы водяного распыления можно отключить и реактор поместить в безопасное хранилище. Защитное здание может быть герметизировано с минимальным выбросом радиоактивности за пределы площадки и сбросом давления. После примерно десяти лет распада продуктов деления защитное здание можно будет открыть для дезактивации и демонтажа. Другой сценарий предполагает накопление потенциально взрывоопасного водорода, но пассивные автокаталитические рекомбинаторы внутри защитного здания предназначены для предотвращения этого. На Фукусиме защитные здания были заполнены инертным азотом, который предотвращал горение водорода; однако водород вытекал из защитного здания в здание реактора, где смешивался с воздухом и взрывался.

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.

Спекулятивные режимы отказа

Один из сценариев заключается в мгновенном разрушении корпуса реактора, при котором вся масса расплава (кория) опускается в бассейн воды (например, теплоносителя или замедлителя) и вызывает чрезвычайно быстрое парообразование. Повышение давления внутри защитной оболочки может угрожать ее целостности, если разрывные диски не смогут сбросить избыточное давление. Присутствующие горючие вещества могут воспламениться, однако в защитной оболочке их мало или нет вовсе. Другая теория, получившая название "альфа-модус" отказа в исследовании Расмуссена (WASH 1400) 1975 года, утверждала, что пар может создать достаточное давление, чтобы сорвать крышку корпуса реактора (RPV). Столкновение крышки RPV с защитной оболочкой также может представлять для нее угрозу. (Отчет WASH 1400 был заменен более обоснованными современными исследованиями, а Комиссия по ядерному регулированию впоследствии отказалась от всех этих отчетов и сейчас готовит комплексное исследование "Современный анализ последствий реакторных аварий" (SOARCA) – см. отказ от ответственности в NUREG 1150.) К 1970 году возникли сомнения в способности аварийных систем охлаждения ядерного реактора предотвратить потерю теплоносителя и последующее расплавление активной зоны; эта тема получила широкое освещение в специализированной и популярной прессе. В 1971 году бывший ядерный физик Манхэттенского проекта Ральф Лапп в статье "Размышления о ядерной инженерии" использовал термин "синдром Китая" для описания возможного проплавления защитных конструкций и последующего выброса радиоактивных веществ в атмосферу и окружающую среду. Эта гипотеза восходит к отчету 1967 года группы ядерных физиков под руководством В.К. Эргена. Некоторые опасаются, что расплавленное ядро реактора может проплавить корпус реактора и защитную оболочку, а затем прогореть до уровня грунтовых вод. Степень, в которой расплавленная масса способна проплавить конструкцию, пока не установлена (хотя это было испытано на жидкостном реакторе, описанном в информационном листе испытательного полигона "Север"). Авария на Три-Майл-Айленд предоставила реальный опыт работы с фактическим расплавленным ядром: корий не проплавил корпус реактора даже после более чем шести часов воздействия, благодаря разбавлению расплава управляющими стержнями и другими элементами реактора, что подтвердило важность многоуровненной защиты от повреждения активной зоны.

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.

Другие типы реакторов

Другие типы реакторов обладают иными возможностями и характеристиками безопасности, чем водо-водяные реакторы. Усовершенствованные варианты некоторых из этих реакторов потенциально могут быть принципиально безопасными.

Реакторы CANDU

Реакторы CANDU, канадская разработка с использованием дейтерия и урана, имеют как минимум один, а обычно два больших резервуара с низкой температурой и низким давлением, окружающих топливные/охлаждающие каналы. Первый из них – основной замедлитель тяжелой воды (отдельная система от теплоносителя), а второй – щитовой резервуар, заполненный легкой водой (или свод каландрии). Эти резервные теплопоглотители достаточны для предотвращения как расплавления топлива (за счет теплопоглощения замедлителем), так и нарушения герметичности корпуса реактора в случае полного выкипания замедлителя (за счет теплопоглощения щитового резервуара). Помимо расплавления топлива, в реакторе CANDU более вероятно возникновение других нештатных ситуаций, таких как деформация каландрии в некритическую конфигурацию. Все реакторы CANDU также располагаются в стандартных западных защитных сооружениях.

Газоохлаждаемые реакторы

Один тип западного реактора, известный как усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (или AGR), построенный Великобританией, не очень уязвим к авариям с потерей охлаждения или к повреждению активной зоны, за исключением самых экстремальных обстоятельств. Благодаря относительно инертному теплоносителю (углекислому газу), большому объему и высокому давлению теплоносителя, а также относительно высокой эффективности теплопередачи реактора, время, необходимое для повреждения активной зоны при возникновении предельного отказа, исчисляется днями. Восстановление какой-либо циркуляции теплоносителя предотвратит повреждение активной зоны. Другие типы высокотехнологичных газоохлаждаемых реакторов, обычно известные как высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR), такие как японский высокотемпературный исследовательский реактор и очень высокотемпературный реактор США, являются внутренне безопасными, то есть расплавление или другие формы повреждения активной зоны физически невозможны из-за конструкции активной зоны, которая состоит из гексагональных призматических блоков из графита, армированного карбидом кремния, пропитанных топливными таблетками TRISO или QUADRISO из урана, тория или смешанного оксида, расположенных под землей в стальном сосуде под давлением, заполненном гелием, внутри бетонного гермоконтура. Хотя этот тип реактора не подвержен расплавлению, дополнительные возможности отвода тепла обеспечиваются использованием регулярного атмосферного воздушного потока в качестве резервного способа отвода тепла, проходящего через теплообменник и поднимающегося в атмосферу за счет конвекции, обеспечивая полный отвод остаточного тепла. Создание прототипа и испытания VHTR запланированы в Национальной лаборатории Айдахо в течение следующего десятилетия (по состоянию на 2009 год) в качестве конструкции, выбранной Министерством энергетики США для атомной электростанции нового поколения. Этот реактор будет использовать газ в качестве теплоносителя, который затем можно будет использовать для технологического тепла (например, в производстве водорода) или для привода газовых турбин и выработки электроэнергии. Аналогичный высокотехнологичный газоохлаждаемый реактор, первоначально разработанный Западной Германией (реактор AVR), а теперь разрабатываемый Южной Африкой, известен как модульный реактор с шаровым слоем (Pebble Bed Modular Reactor). Это внутренне безопасная конструкция, что означает, что повреждение активной зоны физически невозможно из-за конструкции топлива (сферические графитовые "шарики", расположенные слоем внутри металлического корпуса реактора (RPV) и заполненные топливными таблетками TRISO (или QUADRISO) из урана, тория или смешанного оксида). Китайцы построили прототип очень похожего реактора, HTR 10, который работал лучше, чем ожидали исследователи, что побудило китайцев объявить о планах по строительству пары последовательных полномасштабных электростанций мощностью 250 МВт, внутренне безопасных, на основе той же концепции. (Подробную информацию см. в разделе "Ядерная энергетика в Китайской Народной Республике".)

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.)

Реакторы с олова и бисмута

Недавно в качестве теплоносителя реактора был предложен тяжелый жидкий металл, такой как свинец или свинец-висмут. Благодаря схожей плотности топлива и тяжелого жидкого металла (ТЖМ) развивается присущий пассивный механизм самозащиты, основанный на силах плавучести, который отводит плотноупакованный слой от стенки при достижении определенного температурного порога, поскольку слой становится легче окружающего теплоносителя, тем самым предотвращая температуры, способные поставить под угрозу структурную целостность корпуса, а также снижая вероятность повторной критичности за счет ограничения допустимой глубины слоя.

Экспериментальные или концептуальные проекты

Некоторые конструктивные концепции ядерных реакторов делают акцент на устойчивости к расплавлению активной зоны и безопасности эксплуатации. Конструкции PIUS (внутренняя присущая абсолютная безопасность), первоначально разработанные шведами в конце 1970-х и начале 1980-х годов, являются реакторами типа LWR, которые благодаря своей конструкции устойчивы к повреждению активной зоны. Ни одного блока так и не было построено. Заинтересованные инженеры предложили энергетические реакторы, включая реактор с возможностью развертывания для электроснабжения (Deployable Electrical Energy Reactor) – мобильную версию TRIGA в большем масштабе для выработки электроэнергии в районах стихийных бедствий и при выполнении военных задач, – и энергетическую систему TRIGA, представляющую собой небольшую электростанцию и источник тепла для использования в небольших и удаленных населенных пунктах. Эти реакторы разделяют характеристики безопасности TRIGA благодаря используемому топливу – гидриду циркония и урана. Модуль ядерной энергии с саморегулированием на основе водорода, реактор, использующий гидрид урана в качестве замедлителя и топлива, схожий по химическим свойствам и безопасности с TRIGA, также обладает этими выдающимися характеристиками безопасности и стабильности и в последнее время привлекает значительное внимание. Жидкофторидный ториевый реактор спроектирован таким образом, чтобы его активная зона находилась в расплавленном состоянии естественным образом, в виде эвтектической смеси тория и фторидных солей. Таким образом, расплавленная активная зона отражает нормальное и безопасное состояние работы этого типа реактора. В случае перегрева активной зоны расплавится металлическая пробка, и расплавленная соляная смесь стечет в резервуары, где она охладится в некритическом состоянии. Поскольку активная зона находится в жидком, уже расплавленном состоянии, она не может быть повреждена. Современные реакторы с жидкими металлами, такие как американский интегральный быстрый реактор и российские БН-350, БН-600 и БН-800, используют в качестве теплоносителя натриевый металл с очень высокой теплоемкостью. Благодаря этому они способны выдерживать потерю теплоносителя без аварийной остановки (SCRAM) и потерю отвода тепла без аварийной остановки (SCRAM), что позволяет квалифицировать их как реакторы с присущей безопасностью.

РБМК

Советские реакторы РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), которые встречаются только в России и других постсоветских государствах и теперь остановлены повсеместно, кроме России, не имеют герметичных защитных оболочек, являются естественно нестабильными (склонны к опасным колебаниям мощности) и оснащены системами аварийного охлаждения (ECCS), которые считаются крайне недостаточными по западным стандартам безопасности. Реактор, участвовавший в Чернобыльской катастрофе, был РБМК. Системы аварийного охлаждения ядра РБМК имеют только один контур и ограниченную резервность в этом контуре. Хотя большое ядро РБМК имеет меньшую энергоплотность, чем меньшее ядро западных реакторов типа PWR, его труднее охладить. Замедлителем в РБМК служит графит. При наличии одновременно пара и кислорода при высоких температурах графит образует синтез-газ, а в результате реакции конверсии водяного газа образующийся водород взрывоопасно горит. При контакте кислорода с горячим графитом происходит его возгорание. Ранее наконечники управляющих стержней изготавливались из графита – материала, замедляющего нейтроны и тем самым ускоряющего цепную реакцию. Вода используется в качестве теплоносителя, но не замедлителя. При выкипании воды охлаждение теряется, но замедление нейтронов сохраняется. Это называется положительным температурным коэффициентом реактивности. РБМК склонен к опасным колебаниям мощности. Управляющие стержни могут заклинивать при внезапном нагреве реактора во время их перемещения. Ксенон-135, продукт деления, поглощающий нейтроны, имеет тенденцию накапливаться в ядре и непредсказуемо сгорать при работе на малой мощности. Это может приводить к неточным измерениям нейтронной и тепловой мощности. РБМК не имеет над ядром герметичной защитной оболочки. Единственным существенным твердым барьером над топливом является верхняя часть ядра, называемая верхним биологическим щитом, представляющим собой бетонную конструкцию, пронизанную управляющими стержнями и имеющую технологические отверстия для дозаправки в процессе работы. Другие части РБМК были защищены лучше, чем само ядро. Быстрое глушение (SCRAM) занимает от 10 до 15 секунд, в то время как на западных реакторах этот процесс занимает от 1 до 2,5 секунд. Западные страны оказали помощь в предоставлении операторам возможностей мониторинга безопасности в режиме реального времени. Неизвестно, распространяется ли эта помощь на автоматический запуск систем аварийного охлаждения. Обучение в области оценки безопасности проводилось западными специалистами, и конструкция российских реакторов была усовершенствована с учетом выявленных недостатков РБМК. Тем не менее, значительное количество РБМК продолжает эксплуатироваться. Хотя теоретически возможно остановить утечку теплоносителя до повреждения активной зоны, любое повреждение активной зоны, вероятно, приведет к массивному выбросу радиоактивных веществ. После вступления в ЕС в 2004 году Литва была обязана поэтапно вывести из эксплуатации два реактора РБМК на Игналинской АЭС, признанные полностью несовместимыми с европейскими стандартами ядерной безопасности. Страна планировала заменить их более безопасными реакторами на Висагинской АЭС.

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.

МКЭР

МКЭР – это современный российский канальный реактор, являющийся дальним потомком РБМК, разработанный для оптимизации достоинств и устранения серьезных недостатков исходной конструкции. Несколько уникальных особенностей конструкции МКЭР делают его перспективным и интересным вариантом. Реактор остается в работе во время дозаправки, обеспечивая перерывы в работе лишь периодически для технического обслуживания, с коэффициентом готовности до 97–99%. Конструкция замедлителя позволяет использовать менее обогащенное топливо при высокой степени выгорания. Нейтронно-физические характеристики оптимизированы для гражданского использования, обеспечивая эффективное воспроизводство топлива и его переработку; а графитовый замедлитель обеспечивает лучшие нейтронные характеристики, чем это возможно при использовании замедлителя из легкой воды. Низкая удельная мощность активной зоны значительно улучшает тепловой контроль. Комплекс усовершенствований обеспечивает безопасность МКЭР, сопоставимую с реакторами западного поколения III: улучшенное качество компонентов, современная компьютерная система управления, комплексная пассивная система аварийного охлаждения активной зоны и высокопрочная герметичная оболочка, а также отрицательный коэффициент пустотного реактивности и быстродействующая система аварийной остановки. Пассивная система аварийного охлаждения использует надежные природные процессы для охлаждения активной зоны, не завися от насосов с приводом. Герметичная оболочка рассчитана на выдерживание экстремальных нагрузок и давления. В случае прорыва трубопровода канала охлаждающей воды, канал может быть изолирован от водоснабжения, предотвращая общую аварийную ситуацию. Значительно повышенная безопасность и уникальные преимущества конструкции МКЭР повышают его конкурентоспособность в странах, рассматривающих возможность реализации полного топливного цикла в ядерной энергетике.

ВВЭР

VVER – это водо-водяной реактор под давлением, который значительно стабильнее и безопаснее, чем РБМК. Это обусловлено использованием легкой воды в качестве замедлителя (вместо графита), хорошо изученными эксплуатационными характеристиками и отрицательным пустотным коэффициентом реактивности. Кроме того, некоторые из них были построены с более надежными системами защиты, некоторые оснащены качественными системами ЭЦП, а некоторые были модернизированы до международных стандартов контроля и измерительных приборов. Современные поколения VVER (начиная с VVER 1000) строятся на уровне западных аналогов по системам контроля, управления и защиты. Однако, даже при этих положительных изменениях, определенные старые модели VVER вызывают серьезные опасения, особенно VVER 440 V230. У VVER 440 V230 отсутствует герметичное защитное здание, имеется лишь конструкция, способная локализовать пар вокруг РЦС. Это объем тонкой стали, толщиной, возможно, в несколько миллиметров, что явно недостаточно по западным стандартам. Нет системы ЭЦП. Может выдержать не более одного разрыва трубопровода (в конструкции присутствует множество труб большего диаметра). Имеет шесть контуров парогенератора, что усложняет конструкцию. По всей видимости, контуры парогенератора могут быть изолированы в случае разрыва в одном из них. Атомная станция может продолжать работу с одним изолированным контуром – особенность, редко встречающаяся на западных реакторах. Внутренняя поверхность корпуса реактора изготовлена из обычной легированной стали, контактирующей с водой. Это может привести к образованию ржавчины при контакте реактора с водой. Одно из преимуществ VVER перед западными реакторами – система очистки воды реактора, созданная, несомненно, для борьбы с огромным количеством ржавчины в первом контуре теплоносителя – продукта медленной коррозии РЦС. Эта модель считается имеющей неадекватные системы управления технологическими процессами. Болгария располагала несколькими моделями VVER 440 V230, но предпочла вывести их из эксплуатации после вступления в ЕС, вместо их модернизации, и вместо этого строит новые модели VVER 1000. Многие государства, не входящие в ЕС, продолжают эксплуатировать модели V230, включая Россию и страны СНГ. Многие из этих государств, вместо полной остановки реакторов, приняли решение установить систему ЭЦП, разработать стандартные процедуры и внедрить надлежащие системы контроля и измерительных приборов. Хотя существующие ограждения не могут быть преобразованы в герметичные защитные здания, риск аварии, приводящей к повреждению активной зоны, может быть значительно снижен. Модель VVER 440 V213 была построена в соответствии с первым набором советских норм ядерной безопасности. Она оснащена скромным защитным зданием, а системы ЭЦП, хотя и не полностью соответствуют западным стандартам, достаточно полны. Многие модели VVER 440 V213, эксплуатируемые странами бывшего советского блока, были модернизированы до полностью автоматизированных систем контроля и измерительных приборов западного типа, что повысило безопасность до западного уровня в плане предотвращения аварий, но не в плане локализации аварий, которая остается на скромном уровне по сравнению с западными АЭС. Эти реакторы считаются "достаточно безопасными" по западным стандартам для продолжения эксплуатации без существенных модификаций, хотя большинство владельцев провели значительные модификации для приведения их к общему эквивалентному уровню ядерной безопасности. В 1970-х годах Финляндия построила два реактора VVER 440 V213 в соответствии с западными стандартами, с большим герметичным защитным зданием, приборами мирового класса, системами управления и ЭЦП с множеством резервных и диверсифицированных компонентов. Кроме того, были установлены пассивные системы безопасности, такие как 900-тонные ледяные конденсаторы, что делает эти два энергоблока самыми передовыми VVER 440 в мире с точки зрения безопасности. VVER 1000 имеет вполне адекватное защитное здание западного типа, ЭЦП соответствует западным стандартам, а системы контроля и измерительные приборы были значительно улучшены до уровня 1970-х годов.

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.

Чернобыльская катастрофа

В Чернобыльской катастрофе расплавленное топливо стало некритичным в результате оттока от графитового замедлителя (способствуемого разбросом больших фрагментов топлива двумя мощными взрывами); однако его охлаждение заняло значительное время. Расплавленное ядро Чернобыля (часть, которая не была выброшена за пределы реактора или не испарилась в огне) стекало по каналу, образованному теплом кориума, и застыло, не достигнув нижнего этажа подвала. В подвале реактора в Чернобыле была обнаружена большая «нога слона» из затвердевшего материала ядра – один из примеров свободно текущего кориума. Задержка во времени и предотвращение прямого выброса в атмосферу (то есть герметизация) снизили бы выброс радиоактивных веществ. Если бы подвал здания реактора был пробит, грунтовые воды были бы сильно загрязнены, и их течение могло бы разнести загрязнение на большие расстояния. Чернобыльский реактор был типа РБМК. Катастрофа была вызвана неконтролируемым скачком мощности, который привел к взрыву паром, плавлению активной зоны и масштабным последствиям за пределами станции. Ошибка операторов и неисправная система аварийной защиты привели к резкому, массивному увеличению коэффициента размножения нейтронов, резкому уменьшению периода нейтронов и, как следствие, увеличению числа нейтронов; таким образом, тепловой поток в ядре быстро превысил проектные пределы реактора. Это привело к мгновенному вскипанию воды-охладителя, вызвавшему резкое повышение давления в ядре реактора (первый из двух основных взрывов), что привело к грануляции верхней части активной зоны и выбросу верхнего биологического щита вместе с обломками активной зоны из здания реактора в широком радиусе. Нижняя часть реактора осталась относительно неповрежденной; графитовый замедлитель нейтронов подвергся воздействию воздуха, содержащего кислород; тепло от скачка мощности, в дополнение к остаточному тепловыделению от оставшихся топливных стержней без охлаждения, вызвало окисление замедлителя и в открытых топливных стержнях; это, в свою очередь, генерировало дополнительное тепло и способствовало плавлению большего количества топливных стержней и выделению содержащихся в них продуктов деления. Расплавленный материал ядра первоначально стекал в более компактную конфигурацию, что позволило ему достичь быстрой критичности (тот же механизм, который используется в ядерном оружии, хотя и с гораздо меньшей эффективностью и на порядки меньшей мощностью) и привело ко второму, более крупному тепловому взрыву, который частично разрушил делящуюся массу и остановил цепную реакцию. Сжиженные остатки расплавленных топливных стержней (за исключением тех, которые были разбросаны в результате двух взрывов), измельченный бетон и любые другие объекты на пути стекали через дренажную трубу в подвал здания реактора и затвердевали в массу, хотя основной угрозой для общественной безопасности были разбросанные выбросы активной зоны, испаренные и газообразные продукты деления и топливо, а также газы, образовавшиеся в результате окисления замедлителя. Несмотря на то, что авария на Чернобыльской АЭС имела серьезные последствия за пределами здания, большая часть радиоактивности осталась внутри него. Если бы здание обрушилось, и пыль попала в окружающую среду, выброс данной массы продуктов деления, «состарившихся» более тридцати лет, оказал бы меньший эффект, чем выброс той же массы продуктов деления (в той же химической и физической форме), которые прошли короткий период охлаждения (например, один час) после прекращения ядерной реакции. Однако, если бы на Чернобыльской АЭС вновь произошла ядерная реакция (например, если бы скопилась дождевая вода и действовала как замедлитель), то новые продукты деления имели бы более высокую удельную активность и, следовательно, представляли бы большую угрозу в случае их выброса. Для предотвращения послеаварийной ядерной реакции были предприняты меры, такие как добавление поглотителей нейтронов в ключевые части подвала.

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.

Эффекты

Последствия ядерного расплавления зависят от систем безопасности, предусмотренных в конструкции реактора. Современный реактор спроектирован как для минимизации вероятности расплавления, так и для его локализации в случае возникновения. В современном реакторе ядерное расплавление, будь то частичное или полное, должно быть ограничено внутри защитной оболочки реактора. Таким образом (при условии отсутствия других крупных катастроф), хотя расплавление и серьезно повредит сам реактор, возможно, загрязняя всю конструкцию сильнорадиоактивными веществами, само по себе расплавление не должно привести к значительному выбросу радиоактивности или угрозе для населения. Ядерное расплавление может быть частью цепи катастрофических событий. Например, в аварии на Чернобыльской АЭС к моменту расплавления активной зоны уже произошел мощный взрыв пара и возгорание графита, а также значительный выброс радиоактивного загрязнения. Перед расплавлением операторы могут снизить давление в реакторе, выпуская радиоактивный пар в окружающую среду. Это позволит закачивать свежую охлаждающую воду с целью предотвращения расплавления.

Конструкция реактора

Хотя реакторы с водой под давлением более подвержены ядерному расплавлению при отсутствии активных систем безопасности, это не является универсальной характеристикой гражданских ядерных реакторов. Большая часть исследований в области гражданских ядерных реакторов направлена на разработку конструкций с пассивными системами ядерной безопасности, которые могут быть менее восприимчивы к расплавлению, даже в случае отказа всех аварийных систем. Например, реакторы с шаровым топливом спроектированы таким образом, что полная потеря теплоносителя на неопределенный срок не приводит к перегреву реактора. Реакторы General Electric ESBWR и Westinghouse AP1000 оснащены пассивно активируемыми системами безопасности. Реактор CANDU имеет две системы воды низкой температуры и низкого давления, окружающие топливо (то есть замедлитель и бак-экранатор), которые служат резервными теплоотводами и предотвращают сценарии расплавления и пробоя активной зоны. Он был специально спроектирован так, чтобы быть невосприимчивым к расплавлению. Он был испытан в апреле 1986 года, незадолго до аварии на Чернобыльской АЭС, для имитации потери энергоснабжения насосов теплоносителя путем отключения питания основных насосов. Как и было предусмотрено, он автоматически остановился примерно через 300 секунд, как только температура достигла точки, превышающей нормальные рабочие параметры. Это было значительно ниже температуры кипения недавлющего жидкого металла-теплоносителя, который обладал достаточной охлаждающей способностью для отвода тепла, выделяемого продуктами деления, посредством естественной конвекции. Второй тест, преднамеренное отключение вторичного контура теплоносителя, питающего генераторы, вызвал аналогичный безопасный останов первичного контура. Этот тест имитировал ситуацию, когда реактор с водяным охлаждением теряет паровую турбину, например, из-за утечки.

Соединенные Штаты

В 1960 году на реакторе Westinghouse TR 2 произошло частичное повреждение активной зоны, когда, предположительно, из-за дефекта топливной оболочки один топливный элемент (из более чем 200) перегрелся и расплавился. BORAX I был испытательным реактором, разработанным для изучения неконтролируемых реакций и наблюдения за способностью реактора к самоограничению. В финальном испытании он был намеренно уничтожен, что показало, что реактор достиг гораздо более высоких температур, чем предполагалось ранее. Реактор EBR I испытал частичное расплавление во время испытания потока теплоносителя 29 ноября 1955 года. Натриевый реактор, расположенный в полевой лаборатории Санта-Сусана, был экспериментальным ядерным реактором, работавшим с 1957 по 1964 год, и стал первой в мире коммерческой электростанцией, пережившей расплавление активной зоны в июле 1959 года. Стационарный реактор малой мощности №1 (SL 1) — экспериментальный ядерный реактор армии США, который 3 января 1961 года подвергся неконтролируемой реакции, взрыву пара и расплавлению, в результате чего погибли три оператора. Реактор SNAP8ER в полевой лаборатории Санта-Сусана получил повреждения 80% топлива в результате аварии в 1964 году. Частичное расплавление на экспериментальном реакторе Fermi 1 в 1966 году потребовало его ремонта, однако после этого он так и не достиг полной работоспособности. Реактор SNAP8DR в полевой лаборатории Санта-Сусана получил повреждения примерно трети топлива в результате аварии в 1969 году. Авария на Три-Майл-Айленде в 1979 году, которую в прессе называли «частичным плавлением активной зоны», привела к полному демонтажу и окончательной остановке реактора №2. Энергоблок №1 продолжал работать до 2019 года.

Советский Союз

В 1986 году в результате Чернобыльской катастрофы конструктивные особенности реактора и ошибки персонала привели к неконтролируемой цепной реакции, которая впоследствии вызвала плавление активной зоны. Согласно докладу, опубликованному Чернобыльским форумом (в состав которого вошли многочисленные агентства Организации Объединенных Наций, включая Международное агентство по атомной энергии и Всемирную организацию здравоохранения, Всемирный банк, а также правительства Украины, Беларуси и России), катастрофа привела к гибели двадцати восьми человек от острой лучевой болезни и эвакуации населения из зоны вокруг станции. Ряд атомных подводных лодок Советского флота пережили аварии с повреждением реакторов, в том числе K-27, K-140 и K-431.

Япония

Во время ядерной катастрофы на Фукусиме-1, последовавшей за землетрясением и цунами в марте 2011 года, на трех из шести реакторов электростанции произошли расплавления активной зоны. Большая часть ядерного топлива реактора №1 расплавилась.

Швейцария

Реактор Люкенс, Швейцария, 1969 год.

Китайский синдром

Китайский синдром (авария с потерей теплоносителя) — это авария на ядерном реакторе, характеризующаяся сильным расплавлением основных компонентов реактора, которые затем проплавляют герметичную оболочку и здание реакторного отделения, а затем (образно) проникают через земную кору и мантию, достигая противоположной точки планеты, предположительно в "Китае". Хотя антиподом Китая является, в частности, Аргентина с её атомной электростанцией Атуча, эта фраза является метафорой; ядро никак не может пробить несколько километров толщи земной коры, и даже если бы оно расплавилось до центра Земли, оно не смогло бы подняться обратно вверх, преодолевая силу гравитации. Более того, любой образовавшийся за расплавленным материалом канал был бы немедленно закрыт огромным литостатическим давлением.

История

Система проектирования атомных электростанций, построенных в конце 1960-х годов, вызывала опасения, что тяжелая авария на реакторе может привести к выбросу значительного количества радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду. К 1970 году возникли сомнения в способности системы аварийного охлаждения активной зоны справиться с последствиями аварии на потери теплоносителя и последующим расплавлением топливного ядра. В результате на ТМИ-2 топливо реактора и продукты деления разрушили топливные элементы, однако само расплавленное ядро не пробило герметизацию реакторного сосуда. Аналогичная обеспокоенность возникла и во время Чернобыльской катастрофы. После разрушения реактора жидкая масса кория из расплавленного ядра начала проникать сквозь бетонный пол реакторного сосуда, который находился над пузырьковым бассейном – большим резервуаром для аварийных насосов и для локализации прорыва паропровода. Паровой взрыв, вызванный контактом горячего кория с водой, мог привести к выбросу большего количества радиоактивных веществ в воздух. Из-за повреждений, вызванных аварией, трое сотрудников станции вручную открыли клапаны, необходимые для осушения этого бассейна, а последующие изображения корийной массы в подвале пузырькового бассейна подтвердили правильность их решения.