Просмотр кода страницы Расплавление активной зоны ядерного реактора

{{перенаправление|Мелтдаун|Meltdown|о других значениях}}
{{Нет источников|раздел=Опасность расплавления|дата=2023-06-27}}[[Файл:3MileIsland.jpg|thumb|300px|right|[[АЭС Три-Майл-Айленд]] ([[США]]), на втором блоке которого [[Авария на АЭС Три-Майл-Айленд|произошла авария]] с частичным расплавлением активной зоны]]
'''Расплавле́ние акти́вной зоны я́дерного реа́ктора''' (также сленговое ''мелтдаун'' от {{lang-en|meltdown}}) — неофициальный термин, означающий тяжёлую [[ядерная авария|ядерную аварию]], в результате которой [[ядерное топливо]] в [[ядерный реактор|реакторе]] может быть повреждено из-за перегрева. Официальными международными организациями термин не признаётся.<ref name="IAEASafetyTerminology">{{книга |заглавие=IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection |издательство=[[Международное агентство по атомной энергии]] |место=Vienna, Austria |год=2007 |издание=2007 edition |isbn=9201007078 |ссылка=http://www.iaea.org/books |язык=en}}</ref><ref name="USNRC-MeltdownAndNuclearMeltdownUndefined">{{cite web
 |url         = http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html
 |title       = Glossary
 |author      = 
 |date        = 
 |work        = 
 |publisher   = [[Комиссия по ядерному регулированию]]
 |accessdate  = 2010-10-18
 |lang        = en
 |archiveurl  = https://www.webcitation.org/67Hv2JdY1?url=http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html
 |archivedate = 2012-04-29
 |deadlink    = no
}}</ref>

Однако, в истории космонавтики была такая ситуация - [[Космос-367]], через 110 минут работы [[Ядерные реакторы на космических аппаратах|ЯЭУ БЭС-5 "Бук"]] произошло частичное расплавление активной зоны реактора БР-5А, активная зона была выведена на [[Орбита захоронения|орбиту захоронения]]{{Нет АИ|23|06|2023}}.

== История ==
Термин стал тиражироваться в [[СМИ]] после [[Авария на АЭС Три-Майл-Айленд|аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в 1979 году]].

== Опасность расплавления ==
Поскольку основная часть продуктов деления в типичном реакторе содержится внутри [[Ядерное топливо|топливных таблеток]], обширная утечка [[Радиоактивные вещества|радиоактивных веществ]] может произойти только при разрушении содержащих их [[тепловыделяющий элемент|тепловыделяющих элементов]] (ТВЭЛов). 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 якобы способно прожечь всю Землю насквозь и дойти до Китая.

В некоторых проектах реакторов (ВВЭР-1200, {{не переведено 3|EPR|EPR|en|European Pressurized Reactor}}) добавлено [[Ловушка расплава|устройство локализации расплава]] (''ловушка расплава''), которое препятствует проникновению расплава до фундамента. Ловушка создаёт отрицательную [[Реактивность ядерного реактора|реактивность]] для расплава, ввиду большого [[Сечение захвата нейтронов|сечения захвата нейтронов]] у жертвенного материала, находящегося в ловушке, и предназначенного для охлаждения расплава (поскольку сам жертвенный материал должен частично расплавиться, а изобарный фазовый переход является процессом очень энергоёмким по сравнению с изобарным нагреванием твердого тела) и поглощения тепловых нейтронов для "гашения" самоподдерживающейся цепной реакции деления. Сама же ловушка изготовлена из более тугоплавкого материала по сравнению с жертвенным материалом. Заливать ловушку водой запрещается по следующим причинам:

# Вода является [[Замедлитель нейтронов|замедлителем нейтронов]], причём, чем ниже её температура - тем более эффективным замедлителем вода является, это обусловлено зависимостью плотности воды от температуры при изобарном процессе.
# Опасность [[Пароциркониевая реакция|пароциркониевой реакции]], что приведет к выделению [[водород]]а и образованию взрывоопасной [[Гремучий газ|гремучей смеси]].

== Причины повышения температуры ==

=== Остаточное тепловыделение ===
{{main|Остаточное тепловыделение}}
После остановки реактора даже в отсутствие цепной реакции тепловыделение продолжается за счёт [[Радиоактивный распад|радиоактивного распада]] накопленных [[актиноид]]ов и других [[Деление ядра#Продукты деления|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:

: <math>\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 ]</math>, где:
* <math>W_{\beta,\gamma}</math> — мощность остаточного тепловыделения реактора через время <math>\tau_c</math> после его остановки;
* <math>W_0</math> — мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени <math>T</math>
* время выражено в секундах (существуют формулы, имеющие несколько другой вид, где время выражено в сутках)

На начальном этапе после останова, когда <math>\tau_c \ll T</math>, можно использовать упрощённую зависимость:

: <math>W_{\beta,\gamma} = 6,5 \cdot 10^{-2} \cdot W_0 \cdot \tau_c^{-0,2}</math>

Таким образом, в первые секунды после остановки остаточное энерговыделение составит примерно 6,5 % от уровня мощности до остановки. 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 [[Дизельная электростанция|дизельных электростанций]].<ref>{{книга
 |автор         = Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф.
 |заглавие      = АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта
 |ссылка        = 
 |место         = {{М}}
 |издательство  = Логос
 |год           = 2010
 |страницы      = 171—172
 |страниц       = 604
 |isbn          = 978-5-98704-496-4
 |тираж         = 1000
}}</ref><ref>{{книга
 |автор         = Кириллов П. Л., Богословская Г.П.
 |заглавие      = [[Тепломассобмен|Тепло-массообмен]] в ядерных энергетических установках
 |ссылка        = 
 |место         = {{М}}
 |издательство  = Энергоатомиздат
 |год           = 2000
 |страницы      = [https://archive.org/details/isbn_5283036367/page/n324 324]
 |страниц       = 456
 |isbn          = 5-283-03636-7
 |тираж         = 1000
}}</ref>

=== Авария с потерей теплоносителя ===
{{Дополнить раздел|дата=2016-06-30}}.

== См. также ==
* [[Ядерная авария]]
* [[Ядерная безопасность]]

== Примечания ==
{{примечания}}

{{перевести|pl|Stopienie rdzenia reaktora jądrowego}}
{{Внешние ссылки}}

[[Категория:Радиационная безопасность]]
[[Категория:Ядерный реактор]]