Расплавление активной зоны ядерного реактора

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
АЭС Три-Майл-Айленд (США), на втором блоке которого произошла авария с частичным расплавлением активной зоны

Расплавле́ние акти́вной зоны я́дерного реа́ктора (также сленговое мелтдаун от англ. meltdown) — неофициальный термин, означающий тяжёлую ядерную аварию, в результате которой ядерное топливо в реакторе может быть повреждено из-за перегрева. Официальными международными организациями термин не признаётся.[1][2]

История[править | править вики-текст]

Термин стал тиражироваться в СМИ после аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году.

Опасность расплавления[править | править вики-текст]

Поскольку основная часть продуктов деления в типичном реакторе содержится внутри топливных таблеток, обширная утечка радиации может произойти только при разрушении содержащих их тепловыделяющих элементов. Одной из причин разрушения ТВЭЛов может быть их расплавление под воздействием высокой температуры.

Существует теоретическая, хотя и маловероятная, возможность того, что при расплавлении ядерного топлива температура в нём будет настолько высокой, что оно будет способно прожечь корпус реактора и фундамент. Крайне малая вероятность такого события насмешливо подчёркивается названием «Китайский синдром», произошедшим от шутки, что при тяжёлой аварии на АЭС ядерное топливо способно прожечь всю Землю насквозь и дойти до Китая.

В некоторых проектах реакторов (ВВЭР-1200, EPR (англ.)русск.) добавлено устройство локализации расплава (Ловушка расплава), которое препятствует проникновению расплава до фундамента.

Причины повышения температуры[править | править вики-текст]

Остаточное тепловыделение[править | править вики-текст]

После остановки реактора даже в отсутствие цепной реакции тепловыделение продолжается за счет радиоактивного распада накопленных актиноидов и других продуктов деления. Выделяемая после остановки мощность зависит от количества накопленных продуктов деления, для её расчёта используются формулы, предложенные различными учёными. Наибольшее распространение получила формула Вэя—Вигнера. Исходя из неё мощность остаточного тепловыделения уменьшается по закону:

~ \frac{W_{\beta,\gamma}}{W_0} = 6,5 \cdot 10^{-2} \cdot \left [ \tau_c^{-0,2} - \left ( \tau_c + T \right )^{-0,2}  \right ], где:
  • ~W_{\beta,\gamma} — мощность остаточного тепловыделения реактора через время ~\tau_c после его останова;
  • ~W_0 — мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени ~T
  • время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой вид, где время выражено в сутках)

На начальном этапе после останова, когда ~ \tau_c \ll T, можно использовать упрощённую зависимость:

~ W_{\beta,\gamma} = 6,5 \cdot 10^{-2} \cdot W_0 \cdot \tau_c^{-0,2}

Таким образом, в первые секунды после останова остаточное энерговыделение составит примерно 6,5 % от уровня мощности до останова. Через час — примерно 1,4 %, через год — 0,023 %. По этой причине существует необходимость при любых условиях обеспечить теплоотвод от реактора. На случай внезапной остановки реактора конструкция включает различные системы аварийного охлаждения (расхолаживания) активной зоны с электроснабжением от резервных дизельных электростанций[3][4].

Авария с потерей теплоносителя[править | править вики-текст]

См. также[править | править вики-текст]

Примечания[править | править вики-текст]

  1. IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection. — 2007 edition. — Vienna, Austria: IAEA, 2007. — ISBN 9201007078
  2. Glossary (англ.). Nuclear Regulatory Commission. Проверено 18 октября 2010. Архивировано из первоисточника 29 апреля 2012.
  3. Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — С. 171—172. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4
  4. Кириллов П. Л., Богословская Г.П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — С. 324. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7