Расплавление активной зоны ядерного реактора

АЭС Три-Майл-Айленд (США), на втором блоке которого произошла авария с частичным расплавлением активной зоны

Расплавле́ние акти́вной зоны я́дерного реа́ктора — неофициальный термин, означающий тяжёлую ядерную аварию, в результате которой ядерное топливо в реакторе может быть повреждёно из-за перегрева. Официальными международными организациями термин не признаётся^[1][2].

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

Поскольку основная часть продуктов деления в типичном реакторе содержится внутри топливных таблеток, обширная утечка 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 цепная реакция возобновится. Температура в расплавленном топливе при этом 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.

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:

${\displaystyle ~{\frac {W_{\beta ,\gamma }}{W_{0}}}=6,5\cdot 10^{-2}\cdot \left[\tau _{c}^{-0,2}-\left(\tau _{c}+T\right)^{-0,2}\right]}$, где:

• ${\displaystyle ~W_{\beta ,\gamma }}$ — мощность остаточного тепловыделения реактора через время ${\displaystyle ~\tau _{c}}$ после его останова;
• ${\displaystyle ~W_{0}}$ — мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени ${\displaystyle ~T}$
• время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой вид, где время выражено в сутках)

На начальном этапе после останова, когда ${\displaystyle ~\tau _{c}\ll T}$, можно использовать упрощённую зависимость:

${\displaystyle ~W_{\beta ,\gamma }=6,5\cdot 10^{-2}\cdot W_{0}\cdot \tau _{c}^{-0,2}}$

Таким образом, в первые секунды после останова остаточное энерговыделение составит примерно 6,5% от уровня мощности до останова. Через час — примерно 4,8%, через сутки — 1,5%, через год — 0,08 %. 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].

• Ядерная авария
• Ядерная безопасность