Roztavení aktivní zóny jaderného reaktoru

Aktuální verze stránky ještě nebyla zkontrolována zkušenými přispěvateli a může se výrazně lišit od verze recenzované 2. června 2019; kontroly vyžadují 6 úprav .

Roztavení aktivní zóny jaderného reaktoru (též slangově roztavení z anglického meltdown ) je neformální termín označující těžkou jadernou havárii , v důsledku které může dojít k poškození jaderného paliva v reaktoru přehřátím. Tento termín není uznáván oficiálními mezinárodními organizacemi. [1] [2]

Historie

Termín se začal v médiích replikovat po havárii v jaderné elektrárně Three Mile Island v roce 1979 .

Nebezpečí zhroucení

Protože většina štěpných produktů v typickém reaktoru je obsažena v palivových peletách , může dojít k rozsáhlému úniku radiace pouze tehdy, když jsou zničeny palivové články (RE), které je obsahují. Jedním z důvodů zničení palivových tyčí může být jejich roztavení pod vlivem vysoké teploty.

Existuje teoretická, i když nepravděpodobná možnost, že když se jaderné palivo roztaví, teplota v něm bude tak vysoká, že bude schopno prohořet skrz nádobu reaktoru a základ. Extrémně nízkou pravděpodobnost takové události posměšně podtrhuje název „ čínský syndrom “, odvozený z vtipu, že při těžké havárii jaderné elektrárny je jaderné palivo údajně schopno propálit celou Zemi a dostat se do Číny.

V některých konstrukcích reaktorů (VVER-1200, EPR) bylo přidáno zařízení pro zadržování taveniny ( lapač taveniny) , které zabraňuje pronikání taveniny do základu.

Důvody rostoucích teplot

Zbytkové teplo

Po odstavení reaktoru, dokonce i bez řetězové reakce, pokračuje uvolňování tepla v důsledku radioaktivního rozpadu nahromaděných aktinidů a dalších štěpných produktů . Výkon uvolněný po zastavení závisí na množství nahromaděných štěpných produktů a k jeho výpočtu se používají vzorce navržené různými vědci. Wey-Wignerův vzorec je nejpoužívanější. Na jeho základě se zbytkový tepelný výkon snižuje dle zákona:

{\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]

, kde:

${\displaystyle W_{\beta ,\gamma ))$ — výkon uvolnění zbytkového tepla reaktoru v čase po jeho odstavení; $\tau _{c}$
$W_0$ je výkon reaktoru před odstavením, na kterém po tu dobu pracoval $T$
čas je vyjádřen v sekundách (existují vzorce, které mají trochu jiný tvar, kde je čas vyjádřen ve dnech)

V počáteční fázi po zastavení, kdy , můžete použít zjednodušenou závislost: $\tau _{c}\ll T$

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

V prvních sekundách po vypnutí tedy bude uvolnění zbytkové energie přibližně 6,5 % úrovně výkonu před vypnutím. Za hodinu - asi 1,4%, za rok - 0,023%. Z tohoto důvodu existuje potřeba zajistit odvod tepla z reaktoru za jakýchkoliv podmínek. Pro případ náhlého odstavení reaktoru jsou v projektu zahrnuty různé systémy havarijního chlazení (dochlazování) aktivní zóny s napájením ze záložních dieselových elektráren . [3] [4]

Havárie ztráty chladicí kapaliny

Viz také

Poznámky

↑ Bezpečnostní glosář IAEA: Terminologie používaná v jaderné bezpečnosti a radiační ochraně . — Vydání 2007. - Vídeň, Rakousko: Mezinárodní agentura pro atomovou energii , 2007. - ISBN 9201007078 .
↑ Slovník _ _ Komise pro jaderný dozor . Datum přístupu: 18. října 2010. Archivováno z originálu 29. dubna 2012.
↑ Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Jaderná elektrárna s reaktorem typu VVER-1000. Od fyzických základů provozu až po vývoj projektu. - M .: Logos, 2010. - S. 171-172. — 604 s. - 1000 výtisků. - ISBN 978-5-98704-496-4 .
↑ Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P. Přenos tepla a hmoty v jaderných elektrárnách. - M . : Energoatomizdat, 2000. - S. 324 . — 456 s. - 1000 výtisků. — ISBN 5-283-03636-7 .

Slovníky a encyklopedie	Skvělý norský Britannica (online)