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].
История
Термин стал тиражироваться в СМИ после аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году.
Опасность расплавления
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.
Основная статья: Китайский синдром
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.
Причины повышения температуры
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 м
ощность остаточного тепловыделения уменьшается по закону:
- Wβ,γW0=6,5⋅10−2⋅[τc−0,2−(τc+T)−0,2]{displaystyle ~{frac {W_{beta ,gamma }}{W_{0}}}=6,5cdot 10^{-2}cdot left[tau _{c}^{-0,2}-left(tau _{c}+Tright)^{-0,2}right]}, где:
![~{frac {W_{{beta ,gamma }}}{W_{0}}}=6,5cdot 10^{{-2}}cdot left[tau _{c}^{{-0,2}}-left(tau _{c}+Tright)^{{-0,2}}right]](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/e1c6d365f03af19d6081fb902585a4d30d0f98b8)
, где:- Wβ,γ{displaystyle ~W_{beta ,gamma }} — мощность остаточного тепловыделения реактора через время τc{displaystyle ~tau _{c}} после его останова;
- W0{displaystyle ~W_{0}} — мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени T{displaystyle ~T}
- время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой вид, где время выражено в сутках)
— мощность остаточного тепловыделения реактора через время τc{displaystyle ~tau _{c}}
после его останова;
— мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени T{displaystyle ~T}
На начальном этапе после останова, когда τc≪T{displaystyle ~tau _{c}ll T}, можно использовать упрощённую зависимость:
, можно использовать упрощённую зависимость:- Wβ,γ=6,5⋅10−2⋅W0⋅τc−0,2{displaystyle ~W_{beta ,gamma }=6,5cdot 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].
См. также
Примечания
- ↑ IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection. — 2007 edition. — Vienna, Austria : IAEA, 2007. — ISBN 9201007078.
- ↑ Glossary (англ.). Nuclear Regulatory Commission. Дата обращения: 18 октября 2010.
- ↑ 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.
- ↑ 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.
