Ядерный расплав ( расплавление активной зоны , авария с расплавлением активной зоны , расплавление или частичное расплавление активной зоны [2] ) — это серьезная авария ядерного реактора , которая приводит к повреждению активной зоны из-за перегрева. Термин «расплавление активной зоны» официально не определен Международным агентством по атомной энергии [3] или Комиссией по ядерному регулированию США [4] . Однако он был определен как случайное расплавление активной зоны ядерного реактора [ 5] и в общем использовании относится к полному или частичному разрушению активной зоны.
Авария с расплавлением активной зоны происходит, когда тепло, вырабатываемое ядерным реактором, превышает тепло, отводимое системами охлаждения , до точки, в которой по крайней мере один ядерный топливный элемент превышает свою температуру плавления . Это отличается от отказа топливного элемента , который не вызван высокими температурами. Расплавление может быть вызвано потерей охладителя , потерей давления охладителя или низким расходом охладителя или быть результатом скачка критичности , при котором реактор работает на уровне мощности, превышающем его проектные пределы.
Как только топливные элементы реактора начинают плавиться, оболочка топлива оказывается поврежденной, и ядерное топливо (такое как уран , плутоний или торий ) и продукты деления (такое как цезий-137 , криптон-85 или йод-131 ) внутри топливных элементов могут выщелачиваться в теплоноситель. Последующие отказы могут позволить этим радиоизотопам нарушить дальнейшие слои защитной оболочки. Перегретый пар и горячий металл внутри активной зоны могут привести к взаимодействию топлива и теплоносителя , взрывам водорода или паровому удару , любое из которых может разрушить части защитной оболочки. Расплавление считается очень серьезным из-за возможности радиоактивных материалов нарушить всю защитную оболочку и выйти (или быть выпущенными) в окружающую среду , что приведет к радиоактивному загрязнению и выпадению осадков , а также потенциально может привести к радиационному отравлению людей и животных поблизости.
Атомные электростанции вырабатывают электроэнергию путем нагрева жидкости посредством ядерной реакции для работы генератора . Если тепло от этой реакции не отводится должным образом, топливные сборки в активной зоне реактора могут расплавиться. Инцидент с повреждением активной зоны может произойти даже после остановки реактора, поскольку топливо продолжает выделять остаточное тепло .
Авария с повреждением активной зоны вызвана потерей достаточного охлаждения ядерного топлива в активной зоне реактора. Причиной может быть один из нескольких факторов, включая аварию с потерей контроля давления , аварию с потерей теплоносителя (LOCA), неконтролируемый скачок мощности. Сбои в системах управления могут вызвать ряд событий, приводящих к потере охлаждения. Современные принципы безопасности глубокоэшелонированной защиты гарантируют, что всегда присутствуют несколько уровней систем безопасности, чтобы сделать такие аварии маловероятными.
Здание защитной оболочки является последним из нескольких защитных устройств, которые предотвращают выброс радиоактивности в окружающую среду. Многие коммерческие реакторы заключены в предварительно напряженную, армированную сталью, герметичную бетонную конструкцию толщиной от 1,2 до 2,4 метра (от 3,9 до 7,9 футов), которая может выдерживать ураганные ветры и сильные землетрясения .
Прежде чем активная зона легководного ядерного реактора может быть повреждена, должны произойти два предшествующих события:
Авария на Три-Майл-Айленде была сложной группой аварийных ситуаций, которые привели к повреждению активной зоны. Причиной этого стало ошибочное решение операторов отключить ECCS во время аварийного состояния из-за показаний датчиков, которые были либо неверными, либо неверно истолкованными; это вызвало еще одно аварийное состояние, которое через несколько часов после этого привело к облучению активной зоны и инциденту с повреждением активной зоны. Если бы ECCS была допущена к работе, она бы предотвратила как облучение, так и повреждение активной зоны. Во время инцидента на Фукусиме аварийная система охлаждения также была отключена вручную через несколько минут после ее запуска. [7]
Если бы произошел такой ограничивающий отказ и произошел бы полный отказ всех секций САОЗ, Куан и др., а также Хаскин и др. описывают шесть стадий между началом ограничивающего отказа (потеря охлаждения) и потенциальным выбросом расплавленного кориума в защитную оболочку (так называемое «полное расплавление»): [8] [9]
В момент, когда кориум перемещается в нижнюю камеру, Хаскин и др. отмечают, что существует вероятность возникновения инцидента, называемого взаимодействием топлива и теплоносителя (FCI), который может существенно напрячь или нарушить границу первичного давления, когда кориум перемещается в нижнюю камеру корпуса реактора («КР»). [10] Это связано с тем, что в нижней камере корпуса реактора может находиться значительное количество воды — теплоносителя реактора, и, если предположить, что первичная система не была разгерметизирована, вода, скорее всего, будет находиться в жидкой фазе , а следовательно, плотной и при значительно более низкой температуре, чем кориум. Поскольку кориум представляет собой жидкую металлокерамическую эвтектику при температурах от 2200 до 3200 К (от 1930 до 2930 °C), его падение в жидкую воду при температуре от 550 до 600 К (от 277 до 327 °C) может вызвать чрезвычайно быстрое выделение пара, которое может вызвать внезапное экстремальное избыточное давление и последующее грубое разрушение конструкции первичной системы или корпуса реактора. [10] Хотя большинство современных исследований считают, что это физически неосуществимо или, по крайней мере, чрезвычайно маловероятно, Хаскин и др. утверждают, что существует отдаленная возможность чрезвычайно сильного FCI, приводящего к так называемому отказу в альфа-режиме или грубому отказу самого корпуса реактора, и последующему выбросу верхней камеры корпуса реактора в качестве снаряда внутрь защитной оболочки, что, вероятно, приведет к отказу защитной оболочки и выбросу продуктов деления активной зоны во внешнюю среду без какого-либо существенного распада. [11]
Американское ядерное общество прокомментировало аварию на TMI-2, заявив, что, несмотря на расплавление примерно трети топлива, сам корпус реактора сохранил свою целостность и удержал поврежденное топливо. [12]
Существует несколько возможностей того, как кориум может нарушить первичную границу давления.
Как было описано ранее, FCI может привести к событию избыточного давления, ведущему к отказу корпуса реактора, и, таким образом, к отказу первичной границы давления. Хаскин и др. сообщают, что в случае парового взрыва отказ нижнего коллектора гораздо более вероятен, чем выброс верхнего коллектора в альфа-режиме. В случае отказа нижнего коллектора можно ожидать выброса мусора при различных температурах в полость под активной зоной. Контейнмент может подвергаться избыточному давлению, хотя это вряд ли приведет к отказу контейнмента. Отказ в альфа-режиме приведет к последствиям, обсуждавшимся ранее.
Вполне возможно, особенно в реакторах с водой под давлением, что первичный контур останется под давлением после перемещения кориума в нижнюю камеру. Таким образом, напряжения давления на корпус реактора будут присутствовать в дополнение к весовому напряжению, которое расплавленный кориум оказывает на нижнюю камеру реактора; когда металл корпуса реактора достаточно ослабевает из-за тепла расплавленного кориума, вполне вероятно, что жидкий кориум будет выбрасываться под давлением из нижней части корпуса реактора в потоке под давлением вместе с вовлеченными газами. Этот режим выброса кориума может привести к прямому нагреву защитной оболочки (DCH).
Хаскин и др. выделяют шесть режимов, с помощью которых можно достоверно поставить под сомнение герметичность; некоторые из этих режимов неприменимы к авариям с расплавлением активной зоны.
Существуют теории и предположения относительно того, что может произойти, если расплавленное ядро проникнет в сосуд высокого давления.
На современных российских заводах в нижней части здания защитной оболочки имеется «устройство улавливания активной зоны». Расплавленная активная зона должна удариться о толстый слой «жертвенного металла», который расплавит, разбавит активную зону и увеличит теплопроводность, и, наконец, разбавленная активная зона может быть охлаждена водой, циркулирующей в полу. Однако полномасштабных испытаний этого устройства никогда не проводилось. [13]
На западных заводах есть герметичное здание с защитной оболочкой. Хотя внутри оболочки радиация будет на высоком уровне, дозы за ее пределами будут ниже. Здания с защитной оболочкой спроектированы для упорядоченного сброса давления без выброса радионуклидов через клапан сброса давления и фильтры. Рекомбинаторы водорода/кислорода также установлены внутри оболочки для предотвращения взрывов газа.
В случае плавления одно место или область на корпусе реактора станет горячее других областей и в конечном итоге расплавится. Когда он расплавится, кориум выльется в полость под реактором. Хотя полость спроектирована так, чтобы оставаться сухой, несколько документов класса NUREG рекомендуют операторам заливать полость в случае инцидента с расплавлением топлива. Эта вода превратится в пар и создаст давление в защитной оболочке. Автоматические водяные распылители будут закачивать большие количества воды в паровую среду, чтобы поддерживать низкое давление. Каталитические рекомбинаторы быстро преобразуют водород и кислород обратно в воду. Одним из обсуждаемых положительных эффектов попадания кориума в воду является то, что он охлаждается и возвращается в твердое состояние.
Обширные системы распыления воды внутри защитной оболочки вместе с системой ECCS, когда она будет повторно активирована, позволят операторам распылять воду внутри защитной оболочки для охлаждения активной зоны на полу и снижения ее температуры до низкой.
Эти процедуры предназначены для предотвращения выброса радиоактивности. Во время события на Три-Майл-Айленде в 1979 году теоретический человек, стоявший на границе собственности завода в течение всего события, получил бы дозу приблизительно в 2 миллизиверта (200 миллибэр), между рентгеном грудной клетки и КТ-сканированием. Это произошло из-за выделения газа неконтролируемой системой, которая сегодня была бы оснащена активированным углем и фильтрами HEPA для предотвращения выброса радионуклидов.
Однако в инциденте на Фукусиме эта конструкция потерпела неудачу. Несмотря на усилия операторов АЭС «Фукусима-1» по поддержанию контроля, активные зоны реакторов в блоках 1–3 перегрелись, ядерное топливо расплавилось, а три защитных оболочки были пробиты. Из корпусов реактора высокого давления произошел выброс водорода, что привело к взрывам внутри зданий реакторов в блоках 1, 3 и 4, которые повредили конструкции и оборудование, а также травмировали персонал. Радионуклиды были выброшены с завода в атмосферу и осели на суше и в океане. Также были прямые выбросы в море. [14] [15]
Поскольку естественное тепло распада кориума в конечном итоге снижается до равновесия с конвекцией и проводимостью к стенкам оболочки, она становится достаточно холодной для отключения систем распыления воды и помещения реактора в безопасное хранилище. Оболочку можно запечатать с выпуском крайне ограниченной внешней радиоактивности и сбросом давления. Возможно, через десятилетие распада продуктов деления оболочку можно снова открыть для дезактивации и сноса.
Другой сценарий предполагает накопление потенциально взрывоопасного водорода, но пассивные автокаталитические рекомбинаторы внутри защитной оболочки предназначены для предотвращения этого. В Фукусиме защитная оболочка была заполнена инертным азотом, что предотвращало возгорание водорода; однако водород просочился из защитной оболочки в здание реактора, где смешался с воздухом и взорвался. [15] Во время аварии на Три-Майл-Айленде в 1979 году в куполе сосуда высокого давления образовался пузырь водорода. Первоначально существовали опасения, что водород может воспламениться и повредить сосуд высокого давления или даже здание защитной оболочки; но вскоре стало ясно, что недостаток кислорода предотвращает возгорание или взрыв. [16]
Один из сценариев заключается в том, что корпус реактора выходит из строя одновременно, при этом вся масса кориума падает в бассейн с водой (например, охлаждающей жидкостью или замедлителем), что приводит к чрезвычайно быстрому образованию пара. Повышение давления внутри защитной оболочки может угрожать целостности, если разрывные диски не смогут снять напряжение. Открытые горючие вещества могут гореть, но внутри защитной оболочки горючих веществ мало, если они вообще есть.
Другая теория, названная «альфа-режимом» отказа в исследовании Расмуссена 1975 года ( WASH-1400 ), утверждала, что пар может создать достаточно давления, чтобы снести крышку корпуса реактора (RPV). Контейнмент может оказаться под угрозой, если крышка корпуса реактора столкнется с ним. (Отчет WASH-1400 был заменен более обоснованными [ оригинальными исследованиями? ] новыми исследованиями, и теперь Комиссия по ядерному регулированию дезавуировала их все и готовит всеобъемлющее исследование State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses [SOARCA] - см. Отказ от ответственности в NUREG-1150 .)
К 1970 году появились сомнения относительно способности аварийных систем охлаждения ядерного реактора предотвратить аварию с потерей охладителя и последующее расплавление топливного ядра; эта тема оказалась популярной в технической и популярной прессе. [17] В 1971 году в статье Thoughts on Nuclear Plumbing бывший ядерный физик Манхэттенского проекта Ральф Лапп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прожигания защитных конструкций и последующего выброса радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду. Гипотеза была получена из отчета 1967 года группы ядерных физиков во главе с В. К. Эргеном. [18] Некоторые опасаются, что расплавленное ядро реактора может проникнуть в корпус реактора и защитную конструкцию и сгореть до уровня грунтовых вод . [19]
Не было определено, в какой степени расплавленная масса может расплавить конструкцию (хотя это было проверено в реакторе для испытаний на потерю жидкости, описанном в информационном листке Test Area North [20] ). Авария на Три-Майл-Айленде предоставила реальный опыт с реальным расплавленным активом: кориум не смог расплавить корпус реактора под давлением после более чем шести часов воздействия из-за разбавления расплава стержнями управления и другими внутренними устройствами реактора, что подтвердило акцент на глубокоэшелонированной защите от инцидентов с повреждением активной зоны.
Другие типы реакторов имеют другие возможности и профили безопасности, чем LWR. Усовершенствованные разновидности некоторых из этих реакторов имеют потенциал быть изначально безопасными.
Реакторы CANDU , изобретенная в Канаде конструкция с использованием дейтерия и урана, спроектированы как минимум с одним, а обычно с двумя, большими низкотемпературными и низконапорными резервуарами воды вокруг их каналов топлива/охладителя. Первый — это объемный тяжеловодный замедлитель (отдельная система от охладителя), а второй — заполненный легкой водой защитный бак (или хранилище каландра ). Этих резервных теплоотводов достаточно, чтобы предотвратить либо расплавление топлива в первую очередь (используя теплоотвод замедлителя), либо прорыв корпуса активной зоны, если замедлитель в конечном итоге выкипит (используя теплоотвод защитного бака). [21] Другие режимы отказов, помимо расплавления топлива, вероятно, произойдут в CANDU, а не расплавление, такие как деформация каландра в некритическую конфигурацию. Все реакторы CANDU также расположены в стандартных западных защитных оболочках.
Один тип западного реактора, известный как усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (или AGR), построенный Соединенным Королевством, не очень уязвим к авариям с потерей охлаждения или повреждению активной зоны, за исключением самых экстремальных обстоятельств. Благодаря относительно инертному охладителю (углекислому газу), большому объему и высокому давлению охладителя и относительно высокой эффективности теплопередачи реактора, временные рамки повреждения активной зоны в случае предельного отказа измеряются днями. Восстановление некоторых средств потока охладителя предотвратит повреждение активной зоны.
Недавно в качестве реакторного теплоносителя был предложен тяжелый жидкий металл, такой как свинец или свинцово-висмутовый сплав. [22] Из-за схожих плотностей топлива и HLM был разработан присущий пассивный механизм обратной связи самоудаления за счет сил плавучести, который отталкивает упакованный слой от стенки при достижении определенного порогового значения температуры, и слой становится легче окружающего теплоносителя, тем самым предотвращая температуры, которые могут поставить под угрозу структурную целостность корпуса, а также снижая потенциал повторной критичности за счет ограничения допустимой глубины слоя.
Некоторые концепции проектирования ядерных реакторов подчеркивают устойчивость к расплавлению и безопасность эксплуатации.
Конструкции PIUS ( processtrinsic ultimate safety ), изначально разработанные шведами в конце 1970-х и начале 1980-х годов, являются LWR, которые в силу своей конструкции устойчивы к повреждению активной зоны. Ни один блок не был построен.
Заинтересованными инженерами были предложены энергетические реакторы, в том числе развертываемый электроэнергетический реактор , более масштабная мобильная версия TRIGA для выработки электроэнергии в зонах стихийных бедствий и в военных миссиях, а также энергосистема TRIGA , небольшая электростанция и источник тепла для использования в небольших и удаленных населенных пунктах. Они обладают характеристиками безопасности TRIGA благодаря использованию в качестве топлива уран-цирконий-гидрида .
Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем — реактор, в котором в качестве замедлителя и топлива используется гидрид урана , аналогичный по химии и безопасности TRIGA, — также обладает этими экстремальными характеристиками безопасности и стабильности и в последнее время привлекает большой интерес.
Реактор с жидким фторидом тория спроектирован так, чтобы его ядро естественным образом находилось в расплавленном состоянии, как эвтектическая смесь солей тория и фтора. Таким образом, расплавленное ядро отражает нормальное и безопасное состояние работы этого типа реактора. В случае перегрева ядра металлическая пробка расплавится, а расплавленное солевое ядро стечет в резервуары, где оно охладится в некритической конфигурации. Поскольку ядро жидкое и уже расплавленное, его нельзя повредить.
Усовершенствованные жидкометаллические реакторы, такие как американский Integral Fast Reactor и российские BN-350 , BN-600 и BN-800 , все имеют теплоноситель с очень высокой теплоемкостью, металлический натрий. Таким образом, они могут выдерживать потерю охлаждения без SCRAM и потерю теплоотвода без SCRAM, что позволяет отнести их к изначально безопасным.
Разработанные в СССР реакторы РБМК ( Реактор Большой Мощности Канальный) , которые встречаются только в России и других постсоветских государствах и в настоящее время закрыты везде, кроме России, не имеют защитных сооружений, по своей природе нестабильны (имеют тенденцию к опасным колебаниям мощности) и оснащены системами аварийного охлаждения (САОР), которые считаются крайне неадекватными по западным стандартам безопасности.
Системы аварийного охлаждения активной зоны РБМК имеют только одно отделение и небольшую избыточность в этом отделении. Хотя большая активная зона РБМК менее энергоемка, чем меньшая активная зона западного LWR, ее сложнее охлаждать. РБМК замедляется графитом . В присутствии как пара, так и кислорода при высоких температурах графит образует синтез-газ , а при реакции конверсии водяного газа образующийся водород сгорает со взрывом. Если кислород контактирует с горячим графитом, он сгорит. Управляющие стержни раньше были покрыты графитом, материалом, который замедляет нейтроны и, таким образом, ускоряет цепную реакцию. Вода используется в качестве охладителя, но не замедлителя. Если вода выкипает, охлаждение теряется, но замедление продолжается. Это называется положительным пустотным коэффициентом реактивности.
РБМК имеет тенденцию к опасным колебаниям мощности. Управляющие стержни могут застрять, если реактор внезапно нагреется и они будут двигаться. Ксенон-135, поглощающий нейтроны продукт деления, имеет тенденцию накапливаться в активной зоне и непредсказуемо сгорать в случае работы на низкой мощности. Это может привести к неточным нейтронным и тепловым показателям мощности.
У РБМК нет защитной оболочки над активной зоной. Единственным существенным твердым барьером над топливом является верхняя часть активной зоны, называемая верхней биологической защитой, которая представляет собой кусок бетона, пронизанный стержнями управления и с отверстиями для дозаправки во время работы. Другие части РБМК были защищены лучше, чем сама активная зона. Быстрое отключение ( SCRAM ) занимает от 10 до 15 секунд. Западные реакторы занимают от 1 до 2,5 секунд.
Западная помощь была предоставлена для предоставления определенных возможностей мониторинга безопасности в реальном времени для эксплуатационного персонала. Распространяется ли это на автоматическое включение аварийного охлаждения, неизвестно. Обучение по оценке безопасности было предоставлено западными источниками, и российские реакторы были усовершенствованы в ответ на слабые стороны, которые были в РБМК. Тем не менее, многочисленные РБМК все еще работают.
Хотя и можно было бы предотвратить потерю теплоносителя до того, как произойдет повреждение активной зоны, любые инциденты с повреждением активной зоны, вероятно, приведут к массовому выбросу радиоактивных материалов.
При вступлении в ЕС в 2004 году Литва была обязана поэтапно вывести из эксплуатации два реактора РБМК на Игналинской АЭС , которые считались совершенно несоответствующими европейским стандартам ядерной безопасности. Страна планировала заменить их более безопасными реакторами на Висагинской АЭС .
МКЭР — современный канальный реактор российской разработки , являющийся дальним потомком РБМК, призванный оптимизировать преимущества и устранить серьезные недостатки оригинала.
Несколько уникальных особенностей конструкции MKER делают ее надежным и интересным вариантом. Реактор остается включенным во время перегрузки топлива, обеспечивая только редкие отключения для обслуживания, с временем безотказной работы до 97-99%. Конструкция замедлителя позволяет использовать менее обогащенное топливо с высокой скоростью выгорания. Нейтронные характеристики были оптимизированы для гражданского использования, для превосходного удобрения и переработки топлива; а графитовое замедление достигает лучших нейтронных характеристик, чем это возможно при замедлении на легкой воде. Более низкая плотность мощности активной зоны значительно улучшает терморегуляцию.
Множество усовершенствований делают безопасность MKER сопоставимой с западными реакторами третьего поколения: улучшенное качество деталей, усовершенствованное компьютерное управление, комплексная пассивная система аварийного охлаждения активной зоны и очень прочная структура защитной оболочки, а также отрицательный коэффициент пустотности и быстродействующая система быстрого отключения. Пассивная система аварийного охлаждения использует надежные природные явления для охлаждения активной зоны, а не зависит от насосов с приводом от двигателя. Структура защитной оболочки рассчитана на то, чтобы выдерживать серьезные нагрузки и давление. В случае разрыва трубы канала охлаждающей воды канал может быть изолирован от водоснабжения, предотвращая общий отказ.
Значительно повышенная безопасность и уникальные преимущества конструкции MKER повышают ее конкурентоспособность в странах, рассматривающих варианты полного топливного цикла для развития ядерной энергетики.
ВВЭР — это легководный реактор под давлением, который намного стабильнее и безопаснее РБМК. Это связано с тем, что он использует легкую воду в качестве замедлителя (а не графит), имеет хорошо понятные рабочие характеристики и отрицательный коэффициент реактивности. Кроме того, некоторые из них были построены с более чем предельной защитой, некоторые имеют качественные системы САОЗ, а некоторые были модернизированы до международных стандартов контроля и измерительных приборов. Нынешние поколения ВВЭР (начиная с ВВЭР-1000) построены на западном эквивалентном уровне систем контроля, измерительных приборов и защитных приборов.
Однако даже при этих позитивных изменениях некоторые старые модели ВВЭР вызывают большую обеспокоенность, особенно ВВЭР-440 V230. [23]
У ВВЭР-440 V230 нет здания защитной оболочки, а есть только конструкция, способная удерживать пар вокруг корпуса реактора. Это объем тонкой стали, возможно, толщиной 1–2 дюйма (2,5–5,1 см), что явно недостаточно по западным стандартам.
Внутренняя часть корпуса высокого давления выполнена из обычной легированной стали, которая подвергается воздействию воды. Это может привести к ржавчине, если реактор подвергается воздействию воды. Одной из отличительных особенностей, в которой ВВЭР превосходит Запад, является установка очистки воды в реакторе, построенная, без сомнения, для борьбы с огромным объемом ржавчины в контуре первичного теплоносителя — продуктом медленной коррозии корпуса реактора. Эта модель рассматривается как имеющая неадекватные системы управления технологическим процессом.
У Болгарии было несколько моделей ВВЭР-440 V230, но они решили закрыть их после вступления в ЕС, а не переоборудовать их, и вместо этого строят новые модели ВВЭР-1000. Многие страны, не входящие в ЕС, сохраняют модели V230, включая Россию и СНГ. Многие из этих стран, вместо того чтобы полностью отказаться от реакторов, решили установить САОЗ, разработать стандартные процедуры и установить надлежащие системы контроля и измерительные приборы. Хотя конфайнменты нельзя преобразовать в контейнменты, риск ограничивающего отказа, приводящего к повреждению активной зоны, можно значительно снизить.
Модель ВВЭР-440 V213 была построена в соответствии с первым набором советских стандартов ядерной безопасности. Она имеет скромное здание защитной оболочки, а системы САОЗ, хотя и не полностью соответствуют западным стандартам, являются достаточно всеобъемлющими. Многие модели ВВЭР-440 V213, эксплуатируемые странами бывшего советского блока, были модернизированы до полностью автоматизированных систем контроля и измерительных приборов западного образца, что повысило безопасность до западного уровня для предотвращения аварий, но не для локализации аварий, которая является скромным уровнем по сравнению с западными установками. Эти реакторы считаются «достаточно безопасными» по западным стандартам, чтобы продолжать работу без серьезных модификаций, хотя большинство владельцев выполнили серьезные модификации, чтобы довести их до в целом эквивалентных уровней ядерной безопасности.
В 1970-х годах Финляндия построила две модели ВВЭР-440 V213 по западным стандартам с полнообъемной защитой и мировыми стандартами приборов, контроля и САОЗ с несколькими избыточными и разнообразными компонентами. Кроме того, были установлены пассивные функции безопасности, такие как 900-тонные ледяные конденсаторы, что сделало эти два блока с точки зрения безопасности самыми передовыми ВВЭР-440 в мире.
Реактор типа ВВЭР-1000 имеет, безусловно, адекватную западную защитную оболочку, САОР соответствует западным стандартам, а контрольно-измерительные приборы и системы управления были значительно улучшены до западного уровня 1970-х годов.
Последствия ядерного расплавления зависят от функций безопасности, заложенных в реактор. Современный реактор спроектирован таким образом, чтобы сделать расплавление маловероятным, а также сдержать его, если оно произойдет.
В современном реакторе ядерный расплав, частичный или полный, должен быть сдержан внутри структуры защитной оболочки реактора. Таким образом (при условии, что не произойдет никаких других крупных катастроф), хотя расплавление серьезно повредит сам реактор, возможно, загрязнив всю конструкцию высокорадиоактивным материалом, расплавление само по себе не должно привести к значительному выбросу радиоактивности или опасности для населения. [24]
Хотя реакторы с водой под давлением более подвержены ядерному расплавлению при отсутствии активных мер безопасности, это не является универсальной особенностью гражданских ядерных реакторов. Большая часть исследований гражданских ядерных реакторов посвящена конструкциям с пассивными функциями ядерной безопасности, которые могут быть менее подвержены расплавлению, даже если все аварийные системы вышли из строя. Например, реакторы с шаровыми твэлами спроектированы таким образом, что полная потеря охладителя на неопределенный период времени не приводит к перегреву реактора. У General Electric ESBWR и Westinghouse AP1000 пассивно активированные системы безопасности. Реактор CANDU имеет две низкотемпературные и низконапорные системы воды, окружающие топливо (т. е. замедлитель и защитный бак), которые действуют как резервные поглотители тепла и исключают сценарии расплавления и пробоя активной зоны. [21] Реакторы на жидком топливе можно остановить, сливая топливо в резервуар, что не только предотвращает дальнейшее деление, но и статически отводит остаточное тепло, а также постепенно отводя продукты деления (которые являются источником нагрева после отключения). В идеале необходимо иметь реакторы, отказоустойчивость которых обеспечивается физическими принципами, а не избыточными системами безопасности или вмешательством человека.
Некоторые конструкции быстрых реакторов-размножителей могут быть более восприимчивы к расплавлению, чем другие типы реакторов, из-за большего количества делящегося материала и более высокого потока нейтронов внутри активной зоны реактора. Другие конструкции реакторов, такие как интегральный быстрый реактор модели EBR II [25] , были явно спроектированы так, чтобы быть невосприимчивыми к расплавлению. Он был испытан в апреле 1986 года, как раз перед аварией на Чернобыльской АЭС, для имитации потери мощности перекачки охлаждающей жидкости путем отключения питания основных насосов. Согласно проекту, он отключился примерно через 300 секунд, как только температура поднялась до точки, рассчитанной как более высокая, чем требовалось бы для надлежащей эксплуатации. Это было значительно ниже точки кипения негерметичного жидкометаллического теплоносителя, который имел вполне достаточную охлаждающую способность, чтобы справиться с теплом радиоактивности продуктов деления, путем простой конвекции. Второе испытание, преднамеренное отключение вторичного контура охлаждающей жидкости, который питает генераторы, заставило первичный контур подвергнуться такому же безопасному отключению. В ходе испытаний имитировалась ситуация, когда водоохлаждаемый реактор выходит из строя контура паровой турбины, возможно, из-за утечки.
Китайский синдром (авария с потерей теплоносителя) — авария на ядерном реакторе, характеризующаяся сильным расплавлением компонентов активной зоны реактора, которые затем прожигают защитную оболочку и жилое здание, затем (образно) через кору и тело Земли , пока не достигнут противоположного конца , предположительно, находящегося в «Китае». [30] [31] Хотя антиподами Китая являются Аргентина с ее АЭС Атуча, фраза метафорична; ядро никак не может проникнуть через толщу земной коры в несколько километров, и даже если бы оно расплавилось до центра Земли, оно не пошло бы обратно вверх против силы тяжести. Более того, любой туннель за материалом был бы закрыт огромным литостатическим давлением . [ необходима цитата ]
Системная конструкция атомных электростанций, построенных в конце 1960-х годов, вызывала опасения, что серьезная авария реактора может привести к выбросу большого количества радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду. К 1970 году возникли сомнения относительно способности системы аварийного охлаждения активной зоны справляться с последствиями аварии с потерей теплоносителя и последующим расплавлением топливного ядра. [17] В 1971 году в статье Thoughts on Nuclear Plumbing бывший участник Манхэттенского проекта (1942–1946) физик-атомщик Ральф Лапп использовал термин «китайский синдром» для описания возможного прогорания после аварии с потерей теплоносителя ядерных топливных стержней и компонентов активной зоны, расплавляющих конструкции защитной оболочки, и последующего выброса радиоактивных материалов в атмосферу и окружающую среду; гипотеза была выдвинута в 1967 году в докладе группы физиков-атомщиков во главе с В. К. Эргеном. [18] В конечном итоге гипотетическая ядерная авария Лаппа была экранизирована в фильме «Китайский синдром» (1979).
Однако настоящий ужас вызвала цитата из фильма 1979 года «Китайский синдром» , в которой говорилось: «Он расплавляется прямо через дно станции — теоретически в Китай, но, конечно, как только он касается грунтовых вод, он вырывается в атмосферу и выпускает облака радиоактивности. Количество погибших людей будет зависеть от того, в какую сторону дует ветер, делая территорию размером с Пенсильванию навсегда непригодной для проживания». Реальная угроза этого была случайно проверена всего через 12 дней после выхода фильма, когда расплавление на заводе Three Mile Island Plant 2 в Пенсильвании ( TMI-2 ) создало расплавленное ядро, которое переместилось на 15 миллиметров (0,59 дюйма) в сторону «Китая», прежде чем ядро замерзло на дне корпуса реактора . [32] Таким образом, топливо реактора ТМИ-2 и продукты деления прорвали топливные стержни, но сама расплавленная активная зона не нарушила герметичность корпуса реактора. [33]
Аналогичная проблема возникла во время Чернобыльской катастрофы. После того, как реактор был разрушен, жидкая масса кориума из расплавленной активной зоны начала пробивать бетонный пол корпуса реактора, который находился над бассейном-барботером (большой резервуар для воды для аварийных насосов и для сдерживания любого разрыва паропровода). Было опасение, что произошел бы паровой взрыв, если бы горячий кориум вошел в контакт с водой, что привело бы к выбросу большего количества радиоактивных материалов в воздух. Из-за повреждений, полученных в результате аварии, три работника станции вручную управляли клапанами, необходимыми для осушения этого бассейна . [34] [35] [36] Однако было доказано, что эта проблема была необоснованной, поскольку (неизвестно тем, кто в то время) кориум уже контактировал с резервуаром, прежде чем его можно было осушить, где вместо того, чтобы создать паровой взрыв, он быстро и безвредно остыл и создал светло-коричневую керамическую пемзу, которая плавала на воде.
