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रोकथाम भवन कई सुरक्षा उपायों में से अंतिम है जो पर्यावरण में रेडियोधर्मिता की रिहाई को रोकता है। कई वाणिज्यिक रिएक्टर एक के अंदर समाहित हैं {{convert|1.2|to|2.4|m|ft|adj=on}} मोटी प्री-स्ट्रेस्ड, स्टील-प्रबलित, एयर-टाइट कंक्रीट संरचना जो तूफान-बल वाली हवाओं और गंभीर [[भूकंप|भूकंपों]] का सामना कर सकती है। | रोकथाम भवन कई सुरक्षा उपायों में से अंतिम है जो पर्यावरण में रेडियोधर्मिता की रिहाई को रोकता है। कई वाणिज्यिक रिएक्टर एक के अंदर समाहित हैं {{convert|1.2|to|2.4|m|ft|adj=on}} मोटी प्री-स्ट्रेस्ड, स्टील-प्रबलित, एयर-टाइट कंक्रीट संरचना जो तूफान-बल वाली हवाओं और गंभीर [[भूकंप|भूकंपों]] का सामना कर सकती है। | ||
* शीतलक की हानि की दुर्घटना में, या तो शीतलक का भौतिक नुकसान होता है (जो सामान्यतः विआयनीकृत पानी, अक्रिय गैस, [[NaK]], या [[तरल सोडियम]] होता है) या शीतलक की पर्याप्त प्रवाह दर सुनिश्चित करने के लिए विधि की हानि होती है। कुछ रिएक्टरों में शीतलक की हानि और दबाव-नियंत्रण की हानि निकट से संबंधित हैं। दबाव वाले पानी के रिएक्टर में, लोका(LOCA) भी रुके हुए शीतलक के अत्यधिक ताप के कारण या बाद में शीतलक के तेजी से हानि और दबाव-नियंत्रण-हानि के कारण भाप के बुलबुले का कारण बन सकता है। फोर्स्ड-ऑफ-सर्कुलेशन दुर्घटना में, गैस कूल्ड रिएक्टर के सर्कुलेटर्स (सामान्यतः मोटर या स्टीम चालित टर्बाइन) गैस शीतलक को कोर के | * शीतलक की हानि की दुर्घटना में, या तो शीतलक का भौतिक नुकसान होता है (जो सामान्यतः विआयनीकृत पानी, अक्रिय गैस, [[NaK]], या [[तरल सोडियम]] होता है) या शीतलक की पर्याप्त प्रवाह दर सुनिश्चित करने के लिए विधि की हानि होती है। कुछ रिएक्टरों में शीतलक की हानि और दबाव-नियंत्रण की हानि निकट से संबंधित हैं। दबाव वाले पानी के रिएक्टर में, लोका(LOCA) भी रुके हुए शीतलक के अत्यधिक ताप के कारण या बाद में शीतलक के तेजी से हानि और दबाव-नियंत्रण-हानि के कारण भाप के बुलबुले का कारण बन सकता है। फोर्स्ड-ऑफ-सर्कुलेशन दुर्घटना में, गैस कूल्ड रिएक्टर के सर्कुलेटर्स (सामान्यतः मोटर या स्टीम चालित टर्बाइन) गैस शीतलक को कोर के अंदर प्रसारित करने में विफल होते हैं, और ऊष्मा स्थान्तरण को मजबूर संचालन के इस हानि से बाधित किया जाता है, चूँकि प्राकृतिक संचालन के माध्यम से संवहन ईंधन को तब तक ठंडा रखेगा जब तक कि रिएक्टर का दबाव कम न हो जाए।<ref name="H&C-DPZF">{{cite book|title=Introduction to nuclear power|year=2000|publisher=Taylor & Francis|isbn=978-1-56032-454-6|chapter-url=https://books.google.com/books?id=YvLum7UFjK8C&q=depressurization%20fault&pg=PA133|author=Hewitt, Geoffrey Frederick|author2=Collier, John Gordon |access-date=5 June 2010|location=London, UK|page=133|chapter=4.6.1 Design Basis Accident for the AGR: Depressurization Fault}}</ref> | ||
* प्रेशर-ऑफ़-कंट्रोल दुर्घटना में, सीमित शीतलक का दबाव इसे बहाल करने के साधनों के बिना विनिर्देश से नीचे गिर जाता है। कुछ | * प्रेशर-ऑफ़-कंट्रोल दुर्घटना में, सीमित शीतलक का दबाव इसे बहाल करने के साधनों के बिना विनिर्देश से नीचे गिर जाता है। कुछ स्तिथियों में यह ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता (शीतलक के रूप में [[अक्रिय गैस]] का उपयोग करते समय) को कम कर सकता है और अन्य में ईंधन असेंबलियों (दबाव वाले पानी रिएक्टरों के लिए) के आसपास भाप का इन्सुलेट बुलबुला बना सकता है। बाद की स्तिथि में, क्षय ऊष्मा के कारण भाप के बुलबुले के स्थानीयकृत ताप के कारण, भाप के बुलबुले को ढहाने के लिए आवश्यक दबाव रिएक्टर के डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो सकता है जब तक कि रिएक्टर को ठंडा होने का समय न मिल जाए। (उबलते पानी के रिएक्टरों में इस घटना के घटित होने की संभावना कम होती है, जहां कोर को जान-बूझकर अवसादित किया जा सकता है जिससे आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली को चालू किया जा सके)। डिप्रेसुराइजेशन फॉल्ट में, गैस-कूल्ड रिएक्टर कोर के अंदर गैस का दबाव खो देता है, ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता को कम करता है और ईंधन को ठंडा करने के लिए चुनौती प्रस्तुत करता है; जब तक कम से कम गैस परिसंचारक उपलब्ध है, तथापि, ईंधन को ठंडा रखा जाएगा।<ref name="H&C-DPZF" />* अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण दुर्घटना में, रिएक्टर [[प्रतिक्रियाशीलता (परमाणु)]] में अचानक वृद्धि के कारण रिएक्टर में अचानक विद्युत् वृद्धि रिएक्टर डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो जाती है। अनियंत्रित शक्ति भ्रमण पैरामीटर को महत्वपूर्ण रूप से बदलने के कारण होता है जो एक श्रृंखला प्रतिक्रिया के न्यूट्रॉन गुणन दर को प्रभावित करता है (उदाहरणों में नियंत्रण रॉड को बाहर निकालना या मॉडरेटर की परमाणु विशेषताओं को बदलना सम्मलित है, जैसे तेजी से ठंडा करना)। चरम स्तिथियों में रिएक्टर ऐसी स्थिति में आगे बढ़ सकता है जिसे [[शीघ्र महत्वपूर्ण]] कहा जाता है। यह विशेष रूप से उन रिएक्टरों में समस्या है जिनके पास प्रतिक्रियाशीलता का एक सकारात्मक [[शून्य गुणांक]] है, एक सकारात्मक तापमान गुणांक है, जो अति-संचालित हैं, या उनके ईंधन या मध्यस्थों के भीतर अत्यधिक मात्रा में हानिकारक विखंडन उत्पादों को फंसा सकते हैं। इन विशेषताओं में से कई [[आरबीएमके]] डिजाइन में उपस्तिथ हैं, और [[चेरनोबिल आपदा]] ऐसी कमियों के साथ-साथ गंभीर ऑपरेटर लापरवाही के कारण हुई थी। पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टर बहुत बड़े अनियंत्रित शक्ति भ्रमण के अधीन नहीं हैं क्योंकि शीतलक की हानि बढ़ने के स्थान पर कम हो जाती है, कोर प्रतिक्रियाशीलता (प्रतिक्रिया का एक नकारात्मक शून्य गुणांक); क्षणिक, जैसा कि पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टरों के अंदर सामान्य विद्युत् के उतार-चढ़ाव को कहा जाता है, प्रतिक्रियात्मकता में क्षणिक वृद्धि तक सीमित है जो समय के साथ तेजी से घटेगा (लगभग 200% -250% अधिकतम न्यूट्रॉनिक शक्ति कुछ सेकंड के लिए पूर्ण तीव्र होने की स्थिति में) शटडाउन विफलता क्षणिक के साथ संयुक्त)। | ||
* कोर-आधारित आग कोर को खतरे में डालती है और ईंधन असेंबलियों को पिघला सकती है। ग्रेफाइट मॉडरेट रिएक्टर, या लिक्विड-सोडियम कूल्ड रिएक्टर में प्रवेश करने वाली हवा के कारण आग लग सकती है। ग्रेफाइट भी [[विग्नर ऊर्जा]] के संचय के अधीन है, जो ग्रेफाइट को ज़्यादा गरम कर सकता है (जैसा कि [[विंडस्केल आग]] में हुआ)। हल्के पानी के रिएक्टरों में ज्वलनशील कोर या मॉडरेटर नहीं होते हैं और वे कोर आग के अधीन नहीं होते हैं। [[मैग्नॉक्स]], [[यूएनजीजी]], और [[उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर]] प्रकार के रिएक्टर जैसे गैस-कूल्ड नागरिक रिएक्टर, अपने कोर को गैर-प्रतिक्रियाशील [[कार्बन डाइऑक्साइड]] गैस से ढक कर रखते हैं, जो आग का समर्थन नहीं कर सकता है। आधुनिक गैस-कूल्ड नागरिक रिएक्टर [[हीलियम]] का उपयोग करते हैं, जो जल नहीं सकता है, और इसमें ईंधन होता है जो पिघलने के बिना उच्च तापमान का सामना कर सकता है (जैसे [[उच्च तापमान गैस कूल्ड रिएक्टर]] और [[कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर]])। | * कोर-आधारित आग कोर को खतरे में डालती है और ईंधन असेंबलियों को पिघला सकती है। ग्रेफाइट मॉडरेट रिएक्टर, या लिक्विड-सोडियम कूल्ड रिएक्टर में प्रवेश करने वाली हवा के कारण आग लग सकती है। ग्रेफाइट भी [[विग्नर ऊर्जा]] के संचय के अधीन है, जो ग्रेफाइट को ज़्यादा गरम कर सकता है (जैसा कि [[विंडस्केल आग]] में हुआ)। हल्के पानी के रिएक्टरों में ज्वलनशील कोर या मॉडरेटर नहीं होते हैं और वे कोर आग के अधीन नहीं होते हैं। [[मैग्नॉक्स]], [[यूएनजीजी]], और [[उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर]] प्रकार के रिएक्टर जैसे गैस-कूल्ड नागरिक रिएक्टर, अपने कोर को गैर-प्रतिक्रियाशील [[कार्बन डाइऑक्साइड]] गैस से ढक कर रखते हैं, जो आग का समर्थन नहीं कर सकता है। आधुनिक गैस-कूल्ड नागरिक रिएक्टर [[हीलियम]] का उपयोग करते हैं, जो जल नहीं सकता है, और इसमें ईंधन होता है जो पिघलने के बिना उच्च तापमान का सामना कर सकता है (जैसे [[उच्च तापमान गैस कूल्ड रिएक्टर]] और [[कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर]])। | ||
* बीजान्टिन गलती सहनशीलता और उपकरण और नियंत्रण प्रणालियों के | * बीजान्टिन गलती सहनशीलता और उपकरण और नियंत्रण प्रणालियों के अंदर [[कैस्केडिंग विफलता]]एं रिएक्टर संचालन में गंभीर समस्याएं पैदा कर सकती हैं, जो संभावित रूप से कम नहीं होने पर मुख्य क्षति का कारण बन सकती हैं। उदाहरण के लिए, [[ब्राउन फेरी परमाणु ऊर्जा संयंत्र]] ने नियंत्रण केबलों को क्षतिग्रस्त कर दिया और शीतलन प्रणाली को मैन्युअल रूप से सक्रिय करने के लिए संयंत्र संचालकों की आवश्यकता थी। थ्री माइल द्वीप दुर्घटना भ्रामक जल स्तर गेज के साथ संयुक्त रूप से फंसे हुए खुले पायलट-संचालित दबाव राहत वाल्व के कारण हुई थी, जिसने रिएक्टर ऑपरेटरों को गुमराह किया, जिसके परिणामस्वरूप मुख्य क्षति हुई। | ||
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}}}}]]हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से पहले, दो अग्रदूत घटनाएं पहले ही हो चुकी होंगी: | }}}}]]हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से पहले, दो अग्रदूत घटनाएं पहले ही हो चुकी होंगी: | ||
* | * सीमित दोष (या जटिल आपातकालीन स्थितियों का सेट) जो कोर के अंदर ऊष्मा हटाने की विफलता (ठंडा करने का नुकसान) की ओर जाता है। निम्न जल स्तर कोर को उजागर करता है, जिससे यह गर्म हो जाता है। | ||
* इमरजेंसी कोर शीतलन प्रणाली (ECCS) की विफलता। ईसीसीएस | * इमरजेंसी कोर शीतलन प्रणाली (ECCS) की विफलता। ईसीसीएस कोर को तेजी से ठंडा करने और अधिकतम दोष (डिजाइन के आधार पर दुर्घटना) की स्थिति में सुरक्षित बनाने के लिए डिज़ाइन किया गया है, जिसकी कल्पना परमाणु नियामक और संयंत्र इंजीनियर कर सकते हैं। प्रत्येक रिएक्टर के लिए निर्मित ईसीसीएस की कम से कम दो प्रतियां हैं। ईसीसीएस का प्रत्येक प्रभाग (प्रतिलिपि) डिजाइन के आधार पर दुर्घटना का उत्तर देने में सक्षम है। नवीनतम रिएक्टरों में ईसीसीएस के चार प्रभाग हैं। यह अतिरेक, या दोहराव का सिद्धांत है। जब तक कम से कम एक ईसीसीएस डिवीजन कार्य करता है, तब तक कोई मुख्य क्षति नहीं हो सकती। ईसीसीएस के कई डिवीजनों में से प्रत्येक में घटकों की कई आंतरिक ट्रेनें हैं। इस प्रकार ईसीसीएस डिवीजनों में आंतरिक अतिरेक है - और उनके अंदर घटकों की विफलताओं का सामना कर सकते हैं। | ||
थ्री माइल द्वीप दुर्घटना आपात स्थितियों का एक जटिल समूह था जिसके कारण मुख्य क्षति हुई। इसका कारण यह था कि गेज रीडिंग जो या तो गलत थी या गलत व्याख्या की गई थी, के कारण आपातकालीन स्थिति के दौरान ईसीसीएस को बंद करने के लिए ऑपरेटरों द्वारा एक गलत निर्णय लिया गया था; इसने एक और आपातकालीन स्थिति पैदा कर दी, जिसके कई घंटे बाद, कोर एक्सपोजर और कोर डैमेज की घटना हुई। यदि ईसीसीएस को कार्य करने की अनुमति दी गई होती, तो यह जोखिम और कोर क्षति दोनों को रोक देता। [[फुकुशिमा दाइची परमाणु आपदा]] के दौरान आपातकालीन शीतलन प्रणाली को शुरू होने के कई मिनट बाद मैन्युअल रूप से बंद कर दिया गया था।<ref name="JAIF91">{{cite web |url=http://www.jaif.or.jp/english/news_images/pdf/ENGNEWS01_1306229916P.pdf |title=Earthquake Report No. 91 |publisher=JAIF |date=25 May 2011 |access-date=25 May 2011 |url-status=dead |archive-url=https://web.archive.org/web/20120103112327/http://www.jaif.or.jp/english/news_images/pdf/ENGNEWS01_1306229916P.pdf |archive-date=3 January 2012}}</ref> | थ्री माइल द्वीप दुर्घटना आपात स्थितियों का एक जटिल समूह था जिसके कारण मुख्य क्षति हुई। इसका कारण यह था कि गेज रीडिंग जो या तो गलत थी या गलत व्याख्या की गई थी, के कारण आपातकालीन स्थिति के दौरान ईसीसीएस को बंद करने के लिए ऑपरेटरों द्वारा एक गलत निर्णय लिया गया था; इसने एक और आपातकालीन स्थिति पैदा कर दी, जिसके कई घंटे बाद, कोर एक्सपोजर और कोर डैमेज की घटना हुई। यदि ईसीसीएस को कार्य करने की अनुमति दी गई होती, तो यह जोखिम और कोर क्षति दोनों को रोक देता। [[फुकुशिमा दाइची परमाणु आपदा]] के दौरान आपातकालीन शीतलन प्रणाली को शुरू होने के कई मिनट बाद मैन्युअल रूप से बंद कर दिया गया था।<ref name="JAIF91">{{cite web |url=http://www.jaif.or.jp/english/news_images/pdf/ENGNEWS01_1306229916P.pdf |title=Earthquake Report No. 91 |publisher=JAIF |date=25 May 2011 |access-date=25 May 2011 |url-status=dead |archive-url=https://web.archive.org/web/20120103112327/http://www.jaif.or.jp/english/news_images/pdf/ENGNEWS01_1306229916P.pdf |archive-date=3 January 2012}}</ref> | ||
Revision as of 18:43, 9 February 2023
परमाणु निष्क्रियता (कोर मेल्टडाउन, कोर मेल्ट एक्सीडेंट, मेल्टडाउन या आंशिक कोर मेल्ट[2]) गंभीर परमाणु रिएक्टर है I परमाणु विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं जो अति ताप से परमाणु रिएक्टर कोर को क्षति होती हैं। परमाणु मंदी शब्द को अंतर्राष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी[3] या संयुक्त राज्य परमाणु नियामक आयोग द्वारा आधिकारिक रूप से परिभाषित नहीं किया गया है।[4] इसे परमाणु रिएक्टर के कोर के आकस्मिक पिघलने के अर्थ के रूप में परिभाषित किया गया है,[5] चूँकि, सामान्य उपयोग में कोर के पूर्ण या आंशिक पतन के संदर्भ में है।
कोर मंदी दुर्घटना तब होती है जब परमाणु रिएक्टर द्वारा उत्पन्न ऊष्मा शीतलन प्रणाली द्वारा हटाई गई ऊष्मा से उस बिंदु तक अधिक हो जाती है जहां कम से कम परमाणु ईंधन तत्व अपने पिघलने बिंदु से अधिक हो जाता है। यह ईंधन तत्व की विफलता से अलग है, जो उच्च तापमान के कारण नहीं होता है। मंदी शीतलक की हानि, शीतलक दबाव में कमी, या कम शीतलक प्रवाह दर के कारण हो सकता है या क्रिटिकलिटी भ्रमण का परिणाम हो सकता है जिसमें रिएक्टर शक्ति स्तर पर संचालित होता है जो इसकी डिजाइन सीमा से अधिक होता है। वैकल्पिक रूप से, बाहरी आग कोर को खतरे में डाल सकती है, जिससे मंदी हो सकता है।
जब रिएक्टर के ईंधन तत्व पिघलना शुरू हो जाते हैं, तो ईंधन आवरण भंग हो जाता है, और परमाणु ईंधन (जैसे यूरेनियम, प्लूटोनियम, या थोरियम) और विखंडन उत्पाद (जैसे सीज़ियम-137, क्रिप्टन -85, या आयोडीन -131) ) ईंधन के अंदर के तत्व शीतलक में निकल सकते हैं। बाद की विफलताएं इन रेडियोआइसोटोपों को रोकथाम की और परतों को भंग करने की अनुमति दे सकती हैं। कोर के अंदर सुपरहीट भाप और गर्म धातु से ईंधन-शीतलक संपर्क हो सकता है। मंदी को बहुत गंभीर माना जाता है क्योंकि रेडियोधर्मी सामग्री के सभी नियंत्रण को भंग करने और प्राकृतिक वातावरण में भागने (या छोड़ने) की क्षमता होती है, जिसके परिणामस्वरूप रेडियोधर्मी संदूषण और गिरावट होती है, और संभावित रूप से आस-पास के लोगों और जानवरों के लिए विकिरण विषाक्तता का कारण बनता है।
कारण
परमाणु ऊर्जा संयंत्र विद्युत जनित्र चलाने के लिए परमाणु प्रतिक्रिया के माध्यम से शीतलन प्रणाली (परमाणु रिएक्टर) द्वारा विद्युत् उत्पन्न करते हैं। यदि उस प्रतिक्रिया से उष्मा को पर्याप्त रूप से नहीं हटाया जाता है, तो रिएक्टर कोर में ईंधन असेंबलियों को पिघलाया जा सकता है। रिएक्टर के बंद होने के बाद भी मुख्य क्षति की घटना हो सकती है क्योंकि ईंधन क्षय ऊष्मा का उत्पादन जारी रखता है।
कोर क्षति दुर्घटना रिएक्टर कोर के अंदर परमाणु ईंधन के लिए पर्याप्त शीतलन के नुकसान के कारण होती है। कारण कई कारकों में से एक हो सकता है, जिसमें दबाव-नियंत्रण दुर्घटना, शीतलक की हानि (एलओसीए), अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण या, दबाव पोत के बिना रिएक्टरों में, रिएक्टर कोर के अंदर आग सम्मलित है। नियंत्रण प्रणालियों में विफलताओं के कारण घटनाओं की श्रृंखला हो सकती है जिसके परिणामस्वरूप शीतलन की हानि हो सकती है। गहराई में रक्षा के समकालीन सुरक्षा सिद्धांत (परमाणु इंजीनियरिंग) | गहन रक्षा यह सुनिश्चित करती है कि ऐसी दुर्घटनाओं की संभावना को कम करने के लिए सुरक्षा प्रणालियों की कई परतें सदैव उपस्तिथ हों।
रोकथाम भवन कई सुरक्षा उपायों में से अंतिम है जो पर्यावरण में रेडियोधर्मिता की रिहाई को रोकता है। कई वाणिज्यिक रिएक्टर एक के अंदर समाहित हैं 1.2-to-2.4-metre (3.9 to 7.9 ft) मोटी प्री-स्ट्रेस्ड, स्टील-प्रबलित, एयर-टाइट कंक्रीट संरचना जो तूफान-बल वाली हवाओं और गंभीर भूकंपों का सामना कर सकती है।
- शीतलक की हानि की दुर्घटना में, या तो शीतलक का भौतिक नुकसान होता है (जो सामान्यतः विआयनीकृत पानी, अक्रिय गैस, NaK, या तरल सोडियम होता है) या शीतलक की पर्याप्त प्रवाह दर सुनिश्चित करने के लिए विधि की हानि होती है। कुछ रिएक्टरों में शीतलक की हानि और दबाव-नियंत्रण की हानि निकट से संबंधित हैं। दबाव वाले पानी के रिएक्टर में, लोका(LOCA) भी रुके हुए शीतलक के अत्यधिक ताप के कारण या बाद में शीतलक के तेजी से हानि और दबाव-नियंत्रण-हानि के कारण भाप के बुलबुले का कारण बन सकता है। फोर्स्ड-ऑफ-सर्कुलेशन दुर्घटना में, गैस कूल्ड रिएक्टर के सर्कुलेटर्स (सामान्यतः मोटर या स्टीम चालित टर्बाइन) गैस शीतलक को कोर के अंदर प्रसारित करने में विफल होते हैं, और ऊष्मा स्थान्तरण को मजबूर संचालन के इस हानि से बाधित किया जाता है, चूँकि प्राकृतिक संचालन के माध्यम से संवहन ईंधन को तब तक ठंडा रखेगा जब तक कि रिएक्टर का दबाव कम न हो जाए।[6]
- प्रेशर-ऑफ़-कंट्रोल दुर्घटना में, सीमित शीतलक का दबाव इसे बहाल करने के साधनों के बिना विनिर्देश से नीचे गिर जाता है। कुछ स्तिथियों में यह ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता (शीतलक के रूप में अक्रिय गैस का उपयोग करते समय) को कम कर सकता है और अन्य में ईंधन असेंबलियों (दबाव वाले पानी रिएक्टरों के लिए) के आसपास भाप का इन्सुलेट बुलबुला बना सकता है। बाद की स्तिथि में, क्षय ऊष्मा के कारण भाप के बुलबुले के स्थानीयकृत ताप के कारण, भाप के बुलबुले को ढहाने के लिए आवश्यक दबाव रिएक्टर के डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो सकता है जब तक कि रिएक्टर को ठंडा होने का समय न मिल जाए। (उबलते पानी के रिएक्टरों में इस घटना के घटित होने की संभावना कम होती है, जहां कोर को जान-बूझकर अवसादित किया जा सकता है जिससे आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली को चालू किया जा सके)। डिप्रेसुराइजेशन फॉल्ट में, गैस-कूल्ड रिएक्टर कोर के अंदर गैस का दबाव खो देता है, ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता को कम करता है और ईंधन को ठंडा करने के लिए चुनौती प्रस्तुत करता है; जब तक कम से कम गैस परिसंचारक उपलब्ध है, तथापि, ईंधन को ठंडा रखा जाएगा।[6]* अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण दुर्घटना में, रिएक्टर प्रतिक्रियाशीलता (परमाणु) में अचानक वृद्धि के कारण रिएक्टर में अचानक विद्युत् वृद्धि रिएक्टर डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो जाती है। अनियंत्रित शक्ति भ्रमण पैरामीटर को महत्वपूर्ण रूप से बदलने के कारण होता है जो एक श्रृंखला प्रतिक्रिया के न्यूट्रॉन गुणन दर को प्रभावित करता है (उदाहरणों में नियंत्रण रॉड को बाहर निकालना या मॉडरेटर की परमाणु विशेषताओं को बदलना सम्मलित है, जैसे तेजी से ठंडा करना)। चरम स्तिथियों में रिएक्टर ऐसी स्थिति में आगे बढ़ सकता है जिसे शीघ्र महत्वपूर्ण कहा जाता है। यह विशेष रूप से उन रिएक्टरों में समस्या है जिनके पास प्रतिक्रियाशीलता का एक सकारात्मक शून्य गुणांक है, एक सकारात्मक तापमान गुणांक है, जो अति-संचालित हैं, या उनके ईंधन या मध्यस्थों के भीतर अत्यधिक मात्रा में हानिकारक विखंडन उत्पादों को फंसा सकते हैं। इन विशेषताओं में से कई आरबीएमके डिजाइन में उपस्तिथ हैं, और चेरनोबिल आपदा ऐसी कमियों के साथ-साथ गंभीर ऑपरेटर लापरवाही के कारण हुई थी। पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टर बहुत बड़े अनियंत्रित शक्ति भ्रमण के अधीन नहीं हैं क्योंकि शीतलक की हानि बढ़ने के स्थान पर कम हो जाती है, कोर प्रतिक्रियाशीलता (प्रतिक्रिया का एक नकारात्मक शून्य गुणांक); क्षणिक, जैसा कि पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टरों के अंदर सामान्य विद्युत् के उतार-चढ़ाव को कहा जाता है, प्रतिक्रियात्मकता में क्षणिक वृद्धि तक सीमित है जो समय के साथ तेजी से घटेगा (लगभग 200% -250% अधिकतम न्यूट्रॉनिक शक्ति कुछ सेकंड के लिए पूर्ण तीव्र होने की स्थिति में) शटडाउन विफलता क्षणिक के साथ संयुक्त)।
- कोर-आधारित आग कोर को खतरे में डालती है और ईंधन असेंबलियों को पिघला सकती है। ग्रेफाइट मॉडरेट रिएक्टर, या लिक्विड-सोडियम कूल्ड रिएक्टर में प्रवेश करने वाली हवा के कारण आग लग सकती है। ग्रेफाइट भी विग्नर ऊर्जा के संचय के अधीन है, जो ग्रेफाइट को ज़्यादा गरम कर सकता है (जैसा कि विंडस्केल आग में हुआ)। हल्के पानी के रिएक्टरों में ज्वलनशील कोर या मॉडरेटर नहीं होते हैं और वे कोर आग के अधीन नहीं होते हैं। मैग्नॉक्स, यूएनजीजी, और उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर प्रकार के रिएक्टर जैसे गैस-कूल्ड नागरिक रिएक्टर, अपने कोर को गैर-प्रतिक्रियाशील कार्बन डाइऑक्साइड गैस से ढक कर रखते हैं, जो आग का समर्थन नहीं कर सकता है। आधुनिक गैस-कूल्ड नागरिक रिएक्टर हीलियम का उपयोग करते हैं, जो जल नहीं सकता है, और इसमें ईंधन होता है जो पिघलने के बिना उच्च तापमान का सामना कर सकता है (जैसे उच्च तापमान गैस कूल्ड रिएक्टर और कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर)।
- बीजान्टिन गलती सहनशीलता और उपकरण और नियंत्रण प्रणालियों के अंदर कैस्केडिंग विफलताएं रिएक्टर संचालन में गंभीर समस्याएं पैदा कर सकती हैं, जो संभावित रूप से कम नहीं होने पर मुख्य क्षति का कारण बन सकती हैं। उदाहरण के लिए, ब्राउन फेरी परमाणु ऊर्जा संयंत्र ने नियंत्रण केबलों को क्षतिग्रस्त कर दिया और शीतलन प्रणाली को मैन्युअल रूप से सक्रिय करने के लिए संयंत्र संचालकों की आवश्यकता थी। थ्री माइल द्वीप दुर्घटना भ्रामक जल स्तर गेज के साथ संयुक्त रूप से फंसे हुए खुले पायलट-संचालित दबाव राहत वाल्व के कारण हुई थी, जिसने रिएक्टर ऑपरेटरों को गुमराह किया, जिसके परिणामस्वरूप मुख्य क्षति हुई।
हल्का पानी रिएक्टर (LWRs)
- Inlet 2B
- Inlet 1A
- Cavity
- Loose core debris
- Crust
- Previously molten material
- Lower plenum debris
- Possible region depleted in uranium
- Ablated incore instrument guide
- Hole in baffle plate
- Coating of previously molten material on bypass region interior surfaces
- Upper grid damage
हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से पहले, दो अग्रदूत घटनाएं पहले ही हो चुकी होंगी:
- सीमित दोष (या जटिल आपातकालीन स्थितियों का सेट) जो कोर के अंदर ऊष्मा हटाने की विफलता (ठंडा करने का नुकसान) की ओर जाता है। निम्न जल स्तर कोर को उजागर करता है, जिससे यह गर्म हो जाता है।
- इमरजेंसी कोर शीतलन प्रणाली (ECCS) की विफलता। ईसीसीएस कोर को तेजी से ठंडा करने और अधिकतम दोष (डिजाइन के आधार पर दुर्घटना) की स्थिति में सुरक्षित बनाने के लिए डिज़ाइन किया गया है, जिसकी कल्पना परमाणु नियामक और संयंत्र इंजीनियर कर सकते हैं। प्रत्येक रिएक्टर के लिए निर्मित ईसीसीएस की कम से कम दो प्रतियां हैं। ईसीसीएस का प्रत्येक प्रभाग (प्रतिलिपि) डिजाइन के आधार पर दुर्घटना का उत्तर देने में सक्षम है। नवीनतम रिएक्टरों में ईसीसीएस के चार प्रभाग हैं। यह अतिरेक, या दोहराव का सिद्धांत है। जब तक कम से कम एक ईसीसीएस डिवीजन कार्य करता है, तब तक कोई मुख्य क्षति नहीं हो सकती। ईसीसीएस के कई डिवीजनों में से प्रत्येक में घटकों की कई आंतरिक ट्रेनें हैं। इस प्रकार ईसीसीएस डिवीजनों में आंतरिक अतिरेक है - और उनके अंदर घटकों की विफलताओं का सामना कर सकते हैं।
थ्री माइल द्वीप दुर्घटना आपात स्थितियों का एक जटिल समूह था जिसके कारण मुख्य क्षति हुई। इसका कारण यह था कि गेज रीडिंग जो या तो गलत थी या गलत व्याख्या की गई थी, के कारण आपातकालीन स्थिति के दौरान ईसीसीएस को बंद करने के लिए ऑपरेटरों द्वारा एक गलत निर्णय लिया गया था; इसने एक और आपातकालीन स्थिति पैदा कर दी, जिसके कई घंटे बाद, कोर एक्सपोजर और कोर डैमेज की घटना हुई। यदि ईसीसीएस को कार्य करने की अनुमति दी गई होती, तो यह जोखिम और कोर क्षति दोनों को रोक देता। फुकुशिमा दाइची परमाणु आपदा के दौरान आपातकालीन शीतलन प्रणाली को शुरू होने के कई मिनट बाद मैन्युअल रूप से बंद कर दिया गया था।[7] यदि ऐसी सीमित गलती होती है, और सभी ईसीसीएस डिवीजनों की पूर्ण विफलता होती है, तो कुआन, एट अल और हास्किन, दोनों दोनों सीमित गलती (शीतलन की हानि) और क्षमता की शुरुआत के बीच छह चरणों का वर्णन करते हैं। रोकथाम में पिघला हुआ कोरियम (परमाणु रिएक्टर) से बचना (एक तथाकथित पूर्ण मेल्टडाउन):[8][9]
- कोर का खुलासा - एक क्षणिक, परेशान, आपातकालीन, या सीमित गलती की स्थिति में, एलडब्लूआर को स्वचालित रूप से दौड़ना (एक एससीआरएएम सभी नियंत्रण छड़ों का तत्काल और पूर्ण सम्मिलन होता है) और ईसीसीएस को स्पिन करने के लिए डिज़ाइन किया गया है। यह रिएक्टर थर्मल पावर को बहुत कम कर देता है (लेकिन इसे पूरी तरह से नहीं हटाता है); यह देरी से कोर खुला हो जाता है, जिसे उस बिंदु के रूप में परिभाषित किया जाता है जब ईंधन की छड़ें अब शीतलक द्वारा कवर नहीं की जाती हैं और गर्म होना शुरू हो सकती हैं। जैसा कि कुआन कहते हैं: बिना किसी आपातकालीन कोर शीतलक इंजेक्शन के एक छोटे से ब्रेक LOCA में, कोर अनकवरी [एसआईसी] आम तौर पर ब्रेक की शुरुआत के लगभग एक घंटे बाद शुरू होती है। यदि रिएक्टर शीतलक पंप नहीं चल रहे हैं, तो कोर का ऊपरी भाग भाप के वातावरण में उजागर हो जाएगा और कोर का ताप शुरू हो जाएगा। हालांकि, यदि शीतलक पंप चल रहे हैं, तो कोर को भाप और पानी के दो-चरण के मिश्रण से ठंडा किया जाएगा, और ईंधन की छड़ों के गर्म होने में देरी होगी, जब तक कि दो-चरण मिश्रण में लगभग सभी पानी वाष्पीकृत न हो जाए। TMI-2 दुर्घटना से पता चला कि रिएक्टर शीतलक पंपों का संचालन लगभग दो घंटे तक दो चरण के मिश्रण को वितरित करने के लिए किया जा सकता है जो कोर हीटअप को रोक सकता है।[8]# पूर्व-नुकसान गर्म - पानी के उबलने की भरपाई के लिए कोर के माध्यम से या पानी के अलावा कोर के माध्यम से जाने वाले दो-चरण मिश्रण की अनुपस्थिति में, भाप वातावरण में ईंधन की छड़ें 0.3 डिग्री सेल्सियस / के बीच की दर से गर्म होंगी। s (0.5 °F/s) और 1 °C/s (1.8 °F/s) (3)।[8]# ईंधन का गुबाराना और फटना - आधे घंटे से भी कम समय में, चरम कोर तापमान तक पहुंच जाएगा 1,100 K (830 °C). इस तापमान पर ईंधन की छड़ों का जिरकालॉय क्लैडिंग फूल सकता है और फट सकता है। यह कोर डैमेज का पहला चरण है। क्लैडिंग बैलूनिंग कोर के प्रवाह क्षेत्र के एक बड़े हिस्से को अवरुद्ध कर सकता है और शीतलक के प्रवाह को प्रतिबंधित कर सकता है। हालांकि, कोर के पूर्ण रुकावट की संभावना नहीं है क्योंकि सभी ईंधन छड़ें एक ही अक्षीय स्थान पर गुब्बारा नहीं करती हैं। इस मामले में, पर्याप्त पानी जोड़ने से कोर को ठंडा किया जा सकता है और कोर क्षति की प्रगति को रोका जा सकता है।[8]# रैपिड ऑक्सीडेशन - कोर डैमेज का अगला चरण, लगभग शुरू 1,500 K (1,230 °C), भाप द्वारा Zircaloy का तेजी से ऑक्सीकरण है। ऑक्सीकरण प्रक्रिया में, हाइड्रोजन का उत्पादन होता है और बड़ी मात्रा में गर्मी निकलती है। के ऊपर 1,500 K (1,230 °C), ऑक्सीकरण से शक्ति क्षय ताप (4,5) से अधिक होती है जब तक कि ऑक्सीकरण दर या तो ज़िरकलोय या भाप की आपूर्ति द्वारा सीमित न हो।[8]# मलबे के बिस्तर का निर्माण - जब कोर में तापमान लगभग पहुँच जाता है 1,700 K (1,430 °C), पिघला हुआ नियंत्रण सामग्री (1,6) ईंधन की छड़ के निचले हिस्सों के बीच की जगह में प्रवाहित होगी और जम जाएगी जहां तापमान तुलनात्मक रूप से कम है। के ऊपर 1,700 K (1,430 °C), कोर तापमान कुछ ही मिनटों में ज़िरकालॉय के पिघलने बिंदु तक बढ़ सकता है [2,150 K (1,880 °C)] ऑक्सीकरण दर में वृद्धि के कारण। जब ऑक्सीडाइज्ड क्लैडिंग टूट जाती है, तो पिघली हुई जिरकलॉय, भंग यूओ के साथ2 (1,7) नीचे की ओर प्रवाहित होगा और कोर के ठंडे, निचले क्षेत्र में जम जाएगा। पहले के डाउन-फ्लो से जमी हुई नियंत्रण सामग्री के साथ, स्थानांतरित जिरकालॉय और यूओ2 एक विकासशील संसक्त मलबे के बिस्तर की निचली पपड़ी का निर्माण करेगा।[8]# (कोरियम) निचले प्लेनम में स्थानांतरण - छोटे ब्रेक एलओसीए के परिदृश्य में, कोर स्थानांतरण के समय जहाज के निचले प्लेनम में आम तौर पर पानी का एक पूल होता है। पानी में पिघली हुई कोर सामग्री को छोड़ने से हमेशा बड़ी मात्रा में भाप उत्पन्न होती है। यदि कोर पदार्थों की पिघली हुई धारा जल में तेजी से विखंडित होती है तो भाप के फटने की भी संभावना रहती है। स्थानांतरण के दौरान, पिघले हुए पदार्थ में किसी भी गैर-ऑक्सीकृत जिरकोनियम को भी भाप द्वारा ऑक्सीकृत किया जा सकता है, और इस प्रक्रिया में हाइड्रोजन का उत्पादन होता है। यदि नियंत्रण सामग्री कोर में पीछे रह जाती है और स्थानांतरित सामग्री निचले प्लेनम में अनबोरेटेड पानी में टूट जाती है, तो पुनरावृत्ति भी एक चिंता का विषय हो सकती है।[8]जिस बिंदु पर कोरियम निचले प्लेनम में स्थानांतरित होता है, हस्किन, एट अल से संबंधित है कि ईंधन-शीतलक इंटरैक्शन (एफसीआई) नामक एक घटना के लिए संभावना मौजूद है, जब कोरियम निचले हिस्से में स्थानांतरित हो जाता है तो प्राथमिक दबाव सीमा को काफी हद तक तनाव या भंग कर देता है। रिएक्टर प्रेशर वेसल (RPV) का प्लेनम।[10]
ऐसा इसलिए है क्योंकि आरपीवी के निचले प्लेनम में पर्याप्त मात्रा में पानी - रिएक्टर शीतलक - हो सकता है, और, यह मानते हुए कि प्राथमिक प्रणाली को अवसादित नहीं किया गया है, पानी संभवतः पदार्थ के तरल चरणों में होगा, और इसके परिणामस्वरूप घना होगा , और कोरियम की तुलना में काफी कम तापमान पर। चूँकि कोरियम के तापमान पर एक तरल धातु-सिरेमिक यूटेक्टिक है 2,200 to 3,200 K (1,930 to 2,930 °C), यह तरल पानी में गिरता है 550 to 600 K (277 to 327 °C) भाप के भाप विस्फोट का कारण बन सकता है जो अचानक अत्यधिक दबाव और प्राथमिक प्रणाली या आरपीवी की सकल संरचनात्मक विफलता का कारण बन सकता है।[10]हालांकि अधिकांश आधुनिक अध्ययनों का मानना है कि यह शारीरिक रूप से अव्यवहार्य है, या कम से कम असाधारण रूप से असंभाव्य है, हास्किन, एट अल ने कहा कि एक बेहद हिंसक एफसीआई की दूरस्थ संभावना मौजूद है, जो अल्फा-मोड विफलता या सकल विफलता के रूप में संदर्भित है। खुद आरपीवी, और बाद में आरपीवी के ऊपरी प्लेनम को एक मिसाइल के रूप में रोकथाम के अंदर के खिलाफ इजेक्शन, जो संभावित रूप से रोकथाम की विफलता की ओर ले जाएगा और कोर के विखंडन उत्पादों को बाहरी वातावरण में बिना किसी पर्याप्त के जारी करेगा। क्षय हो रहा है।[11] अमेरिकी परमाणु सोसायटी ने TMI-2 दुर्घटना पर टिप्पणी की है, कि लगभग एक-तिहाई ईंधन के पिघलने के बावजूद, रिएक्टर पोत ने अपनी अखंडता बनाए रखी और क्षतिग्रस्त ईंधन को समाहित किया।[12]
प्राथमिक दबाव सीमा का उल्लंघन
कोरियम द्वारा प्राथमिक दबाव सीमा का उल्लंघन कैसे किया जा सकता है, इसकी कई संभावनाएं हैं।
- भाप का विस्फोट
जैसा कि पहले वर्णित किया गया है, एफसीआई आरपीवी विफल होने के लिए एक अधिक दबाव वाली घटना का नेतृत्व कर सकता है, और इस प्रकार, प्राथमिक दबाव सीमा विफल हो जाती है। हास्किन एट अल की रिपोर्ट है कि भाप विस्फोट की स्थिति में, अल्फा मोड में ऊपरी प्लेनम की अस्वीकृति की तुलना में निचले प्लेनम की विफलता कहीं अधिक होने की संभावना है। निचले प्लेनम के विफल होने की स्थिति में, विभिन्न तापमानों पर मलबे को कोर के नीचे गुहा में प्रक्षेपित किए जाने की उम्मीद की जा सकती है। रोकथाम अत्यधिक दबाव के अधीन हो सकता है, हालांकि इससे रोकथाम के विफल होने की संभावना नहीं है। अल्फा-मोड की विफलता से पहले चर्चा किए गए परिणाम सामने आएंगे।
- प्रेशराइज्ड मेल्ट इजेक्शन (पीएमई)
यह बहुत संभव है, विशेष रूप से दाबित जल रिएक्टरों में, कि निचले प्लेनम में कोरियम स्थानांतरण के बाद प्राथमिक पाश दाबित रहेगा। जैसे, आरपीवी पर दबाव तनाव भार तनाव के अलावा मौजूद होगा जो पिघला हुआ कोरियम आरपीवी के निचले प्लेनम पर रखता है; जब आरपीवी की धातु पिघले हुए कोरियम की गर्मी के कारण पर्याप्त रूप से कमजोर हो जाती है, तो यह संभावना है कि तरल कोरियम को दबाव वाली धारा में आरपीवी के नीचे से दबाव के तहत डिस्चार्ज किया जाएगा, साथ में प्रवेशित गैसों के साथ। कोरियम इजेक्शन के इस तरीके से डायरेक्ट कंटेनमेंट हीटिंग (DCH) हो सकता है।
गंभीर दुर्घटना पूर्व पोत बातचीत और रोकथाम के लिए चुनौतियां
हस्किन एट अल छह तरीकों की पहचान करता है जिसके द्वारा रोकथाम को विश्वसनीय रूप से चुनौती दी जा सकती है; इनमें से कुछ मोड कोर मेल्ट दुर्घटनाओं पर लागू नहीं होते हैं।
- अधिक दबाव
- गतिशील दबाव (शॉकवेव्स)
- आंतरिक मिसाइलें
- बाहरी मिसाइलें (कोर मेल्ट दुर्घटनाओं पर लागू नहीं)
- मेल्टथ्रू
- उपमार्ग
वास्तव में, शीतलक परिदृश्य के पूर्ण नुकसान के तहत, कंक्रीट के तहखाने का तेजी से क्षरण चरण लगभग एक घंटे तक रहता है और लगभग एक मीटर की गहराई में आगे बढ़ता है, फिर कई सेंटीमीटर प्रति घंटे तक धीमा हो जाता है, और पूरी तरह से बंद हो जाता है जब कोरियम (परमाणु रिएक्टर) पिघला हुआ कंक्रीट के अपघटन तापमान (लगभग 1,100 डिग्री सेल्सियस) के नीचे ठंडा होता है। पूरा मेल्ट-थ्रू कई दिनों में हो सकता है, यहां तक कि कई मीटर कंक्रीट के माध्यम से भी; कोरियम तब अंतर्निहित मिट्टी में कई मीटर तक प्रवेश करता है, चारों ओर फैलता है, ठंडा होता है और जम जाता है।[13] यह भी संभव है कि पृथ्वी के कोर (मुख्य रूप से यूरेनियम-238, थोरियम-232 और पोटेशियम-40) में पहले से ही रेडियोधर्मी सामग्री की एक हानिरहित सघन प्राकृतिक सांद्रता है, जिसका अर्ध-जीवन 4.47 बिलियन वर्ष, 14.05 बिलियन वर्ष और 1.25 बिलियन वर्ष है। वर्ष क्रमशः।)[14][15] असली डर, हालांकि, 1979 की फिल्म चीन सिंड्रोम के एक उद्धरण से आया, जिसमें कहा गया था, यह पौधे के नीचे से होते हुए-सैद्धांतिक रूप से चीन तक पिघल जाता है, लेकिन निश्चित रूप से, जैसे ही यह भूजल से टकराता है, यह विस्फोट कर देता है। वायुमंडल में जाता है और रेडियोधर्मिता के बादल भेजता है। मारे गए लोगों की संख्या इस बात पर निर्भर करेगी कि हवा किस तरफ बह रही थी, पेन्सिलवेनिया के आकार के एक क्षेत्र को स्थायी रूप से निर्जन बना दिया। इसके वास्तविक खतरे का परीक्षण फिल्म की रिलीज के ठीक 12 दिन बाद किया गया था जब पेन्सिलवेनिया के थ्री माइल आइलैंड प्लांट 2 (टीएमआई-2) में मंदी ने एक पिघला हुआ कोर बनाया जो कोरियम (परमाणु रिएक्टर) से पहले 15 मिलीमीटर चीन की ओर चला गया। रिएक्टर दबाव पोत के नीचे।[16] इस प्रकार, TMI-2 रिएक्टर ईंधन और विखंडन उत्पादों ने ईंधन की छड़ों को तोड़ दिया, लेकिन पिघले हुए कोर ने रिएक्टर पोत की रोकथाम को नहीं तोड़ा।[17] मेल्टडाउन के घंटों बाद, हाइड्रोजन बिल्ड-अप के बारे में चिंता ने ऑपरेटरों को गैसीय विखंडन उत्पादों सहित कुछ रेडियोधर्मी गैसों को वातावरण में छोड़ने के लिए प्रेरित किया। विखंडन उत्पादों की रिहाई सामान्य पृष्ठभूमि विकिरण से कम थी, इस प्रकार कोई रेडियोधर्मी संबंधित चोट या बीमारी नहीं थी। रेडियोधर्मिता और इससे संबंधित चोटों और बीमारियों को आसपास के क्षेत्र में 30 साल की अवधि में ट्रैक किया गया, जिसमें कोई महत्वपूर्ण निष्कर्ष नहीं निकला। हालांकि कई गलत संचारों के कारण सार्वजनिक भ्रम था, कोई निकासी नहीं हुई थी।
चेरनोबिल आपदा के दौरान इसी तरह की चिंता उत्पन्न हुई: रिएक्टर के नष्ट हो जाने के बाद, पिघलने वाले कोर से एक तरल कोरियम (परमाणु रिएक्टर) द्रव्यमान ने रिएक्टर पोत के कंक्रीट के फर्श को तोड़ना शुरू कर दिया, जो बब्बलर पूल (एक बड़ा जल जलाशय) के ऊपर स्थित था। आपातकालीन पंपों के लिए, स्टीम पाइप के फटने को सुरक्षित रूप से रोकने के लिए भी डिज़ाइन किया गया है)। RBMK | RBMK-प्रकार के रिएक्टर में कोर मेल्टडाउन के लिए कोई अनुमति या योजना नहीं थी, और बब्बलर पूल के साथ कोर मास की आसन्न बातचीत से काफी भाप विस्फोट हुआ होगा, जिससे रेडियोधर्मी प्लम का प्रसार और परिमाण बढ़ जाएगा। इसलिए कोरियम के पहुंचने से पहले बब्बलर पूल को खाली करना आवश्यक था। हालाँकि, प्रारंभिक विस्फोट ने नियंत्रण सर्किटरी को तोड़ दिया था जिससे पूल को खाली किया जा सके। चेरनोबिल आपदा#बबलर_पूल इस पूल को खाली करने के लिए आवश्यक हैं, और बाद में बब्बलर पूल के तहखाने के पाइपों में कोरियम द्रव्यमान की छवियों ने उनके कार्यों की समझदारी को मजबूत किया।[18] (अपने मिशन के अत्यधिक जोखिम के बावजूद, सभी तीन कार्यकर्ता इस घटना से लंबे समय तक जीवित रहे: 2005 में हृदय गति रुकने से एक की मृत्यु हो गई, और अन्य दो 2015 तक जीवित रहे।[19][20])
इतिहास
1960 के दशक के उत्तरार्ध में निर्मित परमाणु ऊर्जा संयंत्रों की प्रणाली अभियांत्रिकी ने औद्योगिक सुरक्षा के प्रश्न उठाए, और चिंता जताई कि एक गंभीर रिएक्टर दुर्घटना से बड़ी मात्रा में रेडियोधर्मी सामग्री वातावरण और पर्यावरण में निकल सकती है। 1970 तक, शीतलक दुर्घटना के नुकसान और ईंधन कोर के परिणामस्वरूप मंदी के प्रभावों से निपटने के लिए परमाणु रिएक्टर की आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली की क्षमता के बारे में संदेह थे; विषय तकनीकी और लोकप्रिय प्रेसों में लोकप्रिय साबित हुआ।[21]1971 में, लेख थॉट्स ऑन न्यूक्लियर प्लंबिंग में, पूर्व मैनहट्टन प्रोजेक्ट (1942-1946) परमाणु भौतिक विज्ञानी राल्फ लैप ने परमाणु ईंधन छड़ और कोर के शीतलक दुर्घटना के नुकसान के बाद संभावित बर्न-थ्रू का वर्णन करने के लिए चाइना सिंड्रोम शब्द का इस्तेमाल किया। कंटेनमेंट संरचनाओं को पिघलाने वाले घटक, और बाद में रेडियोधर्मिता सामग्री(ओं) का वायुमंडल और पर्यावरण में पलायन; W. K. Ergen की अध्यक्षता में परमाणु भौतिकविदों के एक समूह द्वारा 1967 की रिपोर्ट से प्राप्त परिकल्पना।[22]घटना में, लैप की काल्पनिक परमाणु दुर्घटना को सिनेमाई रूप से द चाइना सिंड्रोम (1979) के रूप में रूपांतरित किया गया था।
यह भी देखें
- रिएक्टर दुर्घटना के दौरान परमाणु ईंधन का व्यवहार
- अन्य रेडियोधर्मिता रिलीज की तुलना में चेरनोबिल
- चेरनोबिल आपदा प्रभाव
- उच्च स्तरीय रेडियोधर्मी अपशिष्ट प्रबंधन
- अंतर्राष्ट्रीय परमाणु घटना स्केल
- नागरिक परमाणु दुर्घटनाओं की सूची
- परमाणु आपदाओं और रेडियोधर्मी घटनाओं की सूची
- परमाणु सुरक्षा
- परमाणु शक्ति
- परमाणु ऊर्जा बहस
- स्क्रैम या एससीआरएएम, परमाणु रिएक्टर का आपातकालीन बंद
टिप्पणियाँ
संदर्भ
- ↑ Martin Fackler (1 June 2011). "Report Finds Japan Underestimated Tsunami Danger". The New York Times.
- ↑ Commission, U. S. Nuclear Regulatory; Rasmussen, Norman C. (18 June 1975). "Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants". W.S. Hein – via Google Books.
- ↑ International Atomic Energy Agency (IAEA) (2007). IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection (PDF). Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency. ISBN 978-92-0-100707-0. Retrieved 17 August 2009.
- ↑ United States Nuclear Regulatory Commission (NRC) (14 September 2009). "शब्दकोष". Website. Rockville, Maryland, USA: Federal Government of the United States. pp. See Entries for Letter M and Entries for Letter N. Retrieved 3 October 2009.
- ↑ "Definition of MELTDOWN". merriam-webster.com.
- ↑ 6.0 6.1 Hewitt, Geoffrey Frederick; Collier, John Gordon (2000). "4.6.1 Design Basis Accident for the AGR: Depressurization Fault". Introduction to nuclear power. London, UK: Taylor & Francis. p. 133. ISBN 978-1-56032-454-6. Retrieved 5 June 2010.
- ↑ "Earthquake Report No. 91" (PDF). JAIF. 25 May 2011. Archived from the original (PDF) on 3 January 2012. Retrieved 25 May 2011.
- ↑ 8.0 8.1 8.2 8.3 8.4 8.5 8.6 Kuan, P.; Hanson, D. J.; Odar, F. (1991). Managing water addition to a degraded core. OSTI 5642843.
- ↑ Haskin, F.E.; Camp, A.L. (1994). Perspectives on Reactor Safety (NUREG/CR-6042) (Reactor Safety Course R-800), 1st Edition. Beltsville, MD: U.S. Nuclear Regulatory Commission. p. 3.1–5. Retrieved 23 November 2010.
- ↑ 10.0 10.1 Haskin, F.E.; Camp, A.L. (1994). Perspectives on Reactor Safety (NUREG/CR-6042) (Reactor Safety Course R-800), 1st Edition. Beltsville, MD: U.S. Nuclear Regulatory Commission. pp. 3.5–1 to 3.5–4. Retrieved 24 December 2010.
- ↑ Haskin, F.E.; Camp, A.L. (1994). Perspectives on Reactor Safety (NUREG/CR-6042) (Reactor Safety Course R-800), 1st Edition. Beltsville, MD: U.S. Nuclear Regulatory Commission. pp. 3.5–4 to 3.5–5. Retrieved 24 December 2010.
- ↑ "ANS : Public Information : Resources : Special Topics : History at Three Mile Island : What Happened and What Didn't in the TMI-2 Accident". 30 October 2004. Archived from the original on 2004-10-30.
- ↑ Jacques Libmann (1996). Elements of nuclear safety. L'Editeur : EDP Sciences. p. 194. ISBN 2-86883-286-5.
- ↑ "(6 October 1997): Why is the earth's core so hot? And how do scientists measure its temperature?". Scientific American. 1997-10-06. Retrieved 2019-09-09.
- ↑ "(15 June 2012): How Do We Know What's in the Earth's Core? PM Explains". Popular Mechanics. 2012-06-15. Retrieved 2019-09-09.
- ↑ http://npcil.nic.in/pdf/Safety_of_Nuclear_Power_Reactors.pdf[bare URL PDF]
- ↑ Gianni Petrangeli (2006). Nuclear safety. Butterworth-Heinemann. p. 37. ISBN 0-7506-6723-0.
- ↑ Andrew Leatherbarrow Chernobyl 01:23:40
- ↑ "Воспоминания старшего инженера-механика реакторного цеха №2 Алексея Ананенка" [Memoirs of the senior engineer-mechanic of reactor shop №2 Alexey Ananenko]. Exposing the Chornobyl Myths (in русский). Archived from the original on 8 November 2018. Retrieved 8 November 2018.
- ↑ "Человек широкой души: Вот уже девятнадцатая годовщина Чернобыльской катастрофы заставляет нас вернуться в своих воспоминаниях к апрельским дням 1986 года" [A man of broad souls: The nineteenth anniversary of the Chernobyl catastrophe forces us to return to our memories of the April days of 1986]. Post Chernobyl (in русский). 16 April 2005. Archived from the original on 26 April 2016. Retrieved 3 May 2016.
- ↑ Cite error: Invalid
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बाहरी कड़ियाँ
- Annotated bibliography on civilian nuclear accidents from the Alsos Digital Library for Nuclear Issues
- Partial Fuel Meltdown Events
- "The world's worst nuclear power disasters". Power Technology. 7 October 2013.
