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{{short description|Severe nuclear reactor accident that results in core damage from overheating}}
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[[File:LWR Meltdown.gif|thumb|शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात      [[हल्का पानी रिएक्टर]] में कोर के पिघलने का सिम्युलेटेड एनीमेशन है। अत्यधिक उच्च तापमान तक पहुँचने के पश्चात    , परमाणु ईंधन और साथ में क्लैडिंग (परमाणु ईंधन) द्रवीभूत हो जाता है और [[रिएक्टर दबाव पोत|रिएक्टर दबाव जलयान]]        के तल में बह जाता है।]]
[[File:LWR Meltdown.gif|thumb|शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात      [[हल्का पानी रिएक्टर]] में कोर के पिघलने का अनुमानित एनीमेशन है। अत्यधिक उच्च तापमान तक पहुँचने के पश्चात    , परमाणु ईंधन और साथ में आवरण (परमाणु ईंधन) द्रवीभूत हो जाता है और [[रिएक्टर दबाव पोत|रिएक्टर दबाव जलयान]]        के तल में बह जाता है।]]
[[File:Fukushima I by Digital Globe.jpg|thumb|फुकुशिमा परमाणु दुर्घटनाओं में से तीन रिएक्टर अत्यधिक गरम हो गए क्योंकि सूनामी के पश्चात     शक्ति  स्टेशन में बाढ़ आने के पश्चात     शीतलन प्रणाली विफल हो गई, जिससे कोर अर्घपतन  हो गया। यह हाइड्रोजन गैस के विस्फोटों और दूषित भाप के निकलने से जटिल हो गया था जिसने बड़ी मात्रा में [[रेडियोधर्मी]] सामग्री को वायु         में छोड़ा।<ref>{{cite news |url=https://www.nytimes.com/2011/06/02/world/asia/02japan.html?_r=1&ref=world |title=Report Finds Japan Underestimated Tsunami Danger |author=Martin Fackler |date=1 June 2011 |work=The New York Times}}</ref>]]
[[File:Fukushima I by Digital Globe.jpg|thumb|फुकुशिमा परमाणु दुर्घटनाओं में से तीन रिएक्टर अत्यधिक गरम हो गए क्योंकि सूनामी के पश्चात शक्ति  स्टेशन में बाढ़ आने के पश्चात शीतलन प्रणाली विफल हो गई, जिससे कोर अर्घपतन  हो गया। यह हाइड्रोजन गैस के विस्फोटों और दूषित भाप के निकलने से जटिल हो गया था जिसने बड़ी मात्रा में [[रेडियोधर्मी]] सामग्री को वायु में छोड़ा।<ref>{{cite news |url=https://www.nytimes.com/2011/06/02/world/asia/02japan.html?_r=1&ref=world |title=Report Finds Japan Underestimated Tsunami Danger |author=Martin Fackler |date=1 June 2011 |work=The New York Times}}</ref>]]
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[[File:3MileIsland.jpg|thumb|right|[[थ्री माइल आइलैंड न्यूक्लियर जनरेटिंग स्टेशन|तीन मील द्वीप नाभिकीय जनरेटिंग स्टेशन]] में बैबॉक और विलकॉक्स द्वारा निर्मित दो [[दबाव पानी रिएक्टर]] सम्मलित थे, जिनमें से प्रत्येक अपने स्वयं के [[रोकथाम इमारत|नियंत्रण इमारत]] और कनेक्टेड [[शीतलन टॉवर]] के अंदर था। यूनिट 2, जिसे आंशिक कोर पिघल का सामना करना पड़ा, पृष्ठभूमि में है।]]परमाणु निष्क्रियता (कोर अर्घपतन, कोर पिघल दुर्घटना, अर्घपतन या आंशिक कोर पिघल<ref>{{cite web|url=https://books.google.com/books?id=PqaRAAAAMAAJ&q=core+melt+accident|title=Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants|first1=U. S. Nuclear Regulatory|last1=Commission|first2=Norman C.|last2=Rasmussen|date=18 June 1975|publisher=W.S. Hein|via=Google Books}}</ref>) जटिल परमाणु रिएक्टर है I [[परमाणु और विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं|परमाणु विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं]] जो अति ताप से [[परमाणु रिएक्टर कोर]] को क्षति होती हैं। परमाणु अर्घपतन  शब्द को अंतर्राष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी<ref name="IAEASafetyTerminology">{{cite book|last=International Atomic Energy Agency (IAEA)|title=IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection|publisher=International Atomic Energy Agency|location=[[Vienna]], [[Republic of Austria|Austria]]|year=2007|isbn=978-92-0-100707-0|url=http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1290_web.pdf|access-date=17 August 2009}}</ref> या संयुक्त राज्य [[परमाणु नियामक आयोग]] द्वारा आधिकारिक रूप से परिभाषित नहीं किया गया है।<ref name="USNRC-MeltdownAndNuclearMeltdownUndefined">{{cite web|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html|title=शब्दकोष|last=[[United States Nuclear Regulatory Commission]] (NRC)|date=14 September 2009|work=Website|publisher=[[Federal Government of the United States]]|pages=See Entries for Letter M and Entries for Letter N|location=Rockville, Maryland, USA|access-date=3 October 2009}}</ref> इसे परमाणु रिएक्टर के कोर के आकस्मिक पिघलने के अर्थ के रूप में परिभाषित किया गया है,<ref>{{cite web|url=https://www.merriam-webster.com/dictionary/meltdown|title=Definition of MELTDOWN|website=merriam-webster.com}}</ref> चूँकि, सामान्य उपयोग में कोर के पूर्ण या आंशिक पतन के संदर्भ में है।


कोर अर्घपतन  दुर्घटना तब होती है जब परमाणु रिएक्टर द्वारा उत्पन्न ऊष्मा शीतलन प्रणाली द्वारा विस्थापित की गई ऊष्मा से उस बिंदु तक अधिक हो जाती है जहां अल्प    से अल्प परमाणु ईंधन तत्व अपने पिघलने बिंदु से अधिक हो जाता है। यह [[ईंधन तत्व की विफलता]] से भिन्न होता है, जो उच्च तापमान के कारण नहीं होता है। अर्घपतन  शीतलक की हानि, शीतलक दबाव में अल्पता, या अल्प शीतलक प्रवाह दर के कारण हो सकता है या निर्णायक भ्रमण का परिणाम हो सकता है जिसमें रिएक्टर शक्ति स्तर पर संचालित होती है जो इसकी डिजाइन सीमा से अधिक होती है। वैकल्पिक रूप से, बाहरी अग्नि कोर को आशंका में डाल सकती है, जिससे अर्घपतन हो सकता है।
कोर अर्घपतन  दुर्घटना तब होती है जब परमाणु रिएक्टर द्वारा उत्पन्न ऊष्मा शीतलन प्रणाली द्वारा विस्थापित की गई ऊष्मा से उस बिंदु तक अधिक हो जाती है जहां अल्प    से अल्प परमाणु ईंधन तत्व अपने पिघलने बिंदु से अधिक हो जाता है। यह [[ईंधन तत्व की विफलता]] से भिन्न होता है, जो उच्च तापमान के कारण नहीं होता है। अर्घपतन  शीतलक की हानि, शीतलक दबाव में अल्पता, या अल्प शीतलक प्रवाह दर के कारण हो सकता है या निर्णायक भ्रमण का परिणाम हो सकता है जिसमें रिएक्टर शक्ति स्तर पर संचालित होती है जो इसकी डिजाइन सीमा से अधिक होती है। वैकल्पिक रूप से, बाहरी अग्नि कोर को आशंका में डाल सकती है, जिससे अर्घपतन हो सकता है।
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== हल्का पानी रिएक्टर (LWRs) ==
== हल्का पानी रिएक्टर (LWRs) ==
[[File:Graphic TMI-2 Core End-State Configuration.png|thumb|right|324px|{{center|The [[Three Mile Island Nuclear Generating Station|Three Mile Island]] reactor 2 after [[Three Mile Island accident|the meltdown]].}}
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| इनलेट 2B
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=== इतिहास ===
=== इतिहास ===
1960 के दशक के उत्तरार्ध में निर्मित [[परमाणु ऊर्जा संयंत्र|परमाणु ऊर्जा संयंत्रों]] की [[प्रणाली अभियांत्रिकी]] ने [[औद्योगिक सुरक्षा]] के प्रश्न उठाए, और विचार प्रदर्शित किये कि जटिल रिएक्टर दुर्घटना से बड़ी मात्रा में रेडियोधर्मी सामग्री वातावरण और पर्यावरण में निकल सकती है। 1970 तक, शीतलक दुर्घटना की हानि और ईंधन कोर के परिणामस्वरूप अर्घपतन 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 सिद्ध हुआ।<ref name="eleven"/>1971 में, लेख थॉट्स ऑन न्यूक्लियर प्लंबिंग में, पूर्व मैनहट्टन परियोजना(1942-1946) परमाणु भौतिक विज्ञानी राल्फ लैप ने परमाणु ईंधन छड़ और कोर के शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात संभावित बर्न-थ्रू का वर्णन करने के लिए चाइना सिंड्रोम शब्द का प्रयोग किया जाता है। नियंत्रण संरचनाओं को पिघलाने वाले घटक, और पश्चात में [[रेडियोधर्मिता]] सामग्री का वायुमंडल और पर्यावरण में पलायन; डब्ल्यू के एर्गन की अध्यक्षता में परमाणु भौतिकविदों के समूह द्वारा 1967 की प्रतिवेदन से प्राप्त परिकल्पना<ref name="Lapp, Ralph E 1971"/>घटना में, लैप की काल्पनिक परमाणु दुर्घटन को सिनेमाई रूप से द चाइना सिंड्रोम (1979) के रूप में रूपांतरित किया गया था।
1960 के दशक के उत्तरार्ध में निर्मित [[परमाणु ऊर्जा संयंत्र|परमाणु ऊर्जा संयंत्रों]] की [[प्रणाली अभियांत्रिकी]] ने [[औद्योगिक सुरक्षा]] के प्रश्न उठाए, और विचार प्रदर्शित किये कि जटिल रिएक्टर दुर्घटना से बड़ी मात्रा में रेडियोधर्मी सामग्री वातावरण और पर्यावरण में निकल सकती है। 1970 तक, शीतलक दुर्घटना की हानि और ईंधन कोर के परिणामस्वरूप अर्घपतन 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 सिद्ध हुआ।<ref name="eleven"/>1971 में, लेख थॉट्स ऑन नाभिकीय प्लंबिंग में, पूर्व मैनहट्टन परियोजना(1942-1946) परमाणु भौतिक विज्ञानी राल्फ लैप ने परमाणु ईंधन छड़ और कोर के शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात संभावित बर्न-थ्रू का वर्णन करने के लिए चाइना सिंड्रोम शब्द का प्रयोग किया जाता है। नियंत्रण संरचनाओं को पिघलाने वाले घटक, और पश्चात में [[रेडियोधर्मिता]] सामग्री का वायुमंडल और पर्यावरण में पलायन; डब्ल्यू के एर्गन की अध्यक्षता में परमाणु भौतिकविदों के समूह द्वारा 1967 की प्रतिवेदन से प्राप्त परिकल्पना<ref name="Lapp, Ralph E 1971"/>घटना में, लैप की काल्पनिक परमाणु दुर्घटन को सिनेमाई रूप से द चाइना सिंड्रोम (1979) के रूप में रूपांतरित किया गया था।


== यह भी देखें ==
== यह भी देखें ==

Revision as of 23:05, 13 February 2023

File:LWR Meltdown.gif
शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात हल्का पानी रिएक्टर में कोर के पिघलने का अनुमानित एनीमेशन है। अत्यधिक उच्च तापमान तक पहुँचने के पश्चात , परमाणु ईंधन और साथ में आवरण (परमाणु ईंधन) द्रवीभूत हो जाता है और रिएक्टर दबाव जलयान के तल में बह जाता है।
फुकुशिमा परमाणु दुर्घटनाओं में से तीन रिएक्टर अत्यधिक गरम हो गए क्योंकि सूनामी के पश्चात शक्ति स्टेशन में बाढ़ आने के पश्चात शीतलन प्रणाली विफल हो गई, जिससे कोर अर्घपतन हो गया। यह हाइड्रोजन गैस के विस्फोटों और दूषित भाप के निकलने से जटिल हो गया था जिसने बड़ी मात्रा में रेडियोधर्मी सामग्री को वायु में छोड़ा।[1]
तीन मील द्वीप नाभिकीय जनरेटिंग स्टेशन में बैबॉक और विलकॉक्स द्वारा निर्मित दो दबाव पानी रिएक्टर सम्मलित थे, जिनमें से प्रत्येक अपने स्वयं के नियंत्रण इमारत और कनेक्टेड शीतलन टॉवर के अंदर था। यूनिट 2, जिसे आंशिक कोर पिघल का सामना करना पड़ा, पृष्ठभूमि में है।

परमाणु निष्क्रियता (कोर अर्घपतन, कोर पिघल दुर्घटना, अर्घपतन या आंशिक कोर पिघल[2]) जटिल परमाणु रिएक्टर है I परमाणु विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं जो अति ताप से परमाणु रिएक्टर कोर को क्षति होती हैं। परमाणु अर्घपतन 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 अर्घपतन दुर्घटना तब होती है जब परमाणु रिएक्टर द्वारा उत्पन्न ऊष्मा शीतलन प्रणाली द्वारा विस्थापित की गई ऊष्मा से उस बिंदु तक अधिक हो जाती है जहां अल्प से अल्प परमाणु ईंधन तत्व अपने पिघलने बिंदु से अधिक हो जाता है। यह ईंधन तत्व की विफलता से भिन्न होता है, जो उच्च तापमान के कारण नहीं होता है। अर्घपतन शीतलक की हानि, शीतलक दबाव में अल्पता, या अल्प शीतलक प्रवाह दर के कारण हो सकता है या निर्णायक भ्रमण का परिणाम हो सकता है जिसमें रिएक्टर शक्ति स्तर पर संचालित होती है जो इसकी डिजाइन सीमा से अधिक होती है। वैकल्पिक रूप से, बाहरी अग्नि कोर को आशंका में डाल सकती है, जिससे अर्घपतन हो सकता है।

जब रिएक्टर के ईंधन तत्व पिघलना प्रारम्भ 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। पश्चात की विफलताएं इन रेडियोआइसोटोपों का नियंत्रण और परतों को भंग करने की अनुमति दे सकती हैं। कोर के अंदर उत्तम ऊर्जा भाप और गर्म धातु से ईंधन-शीतलक का संपर्क हो सकता है। अर्घपतन को अधिक जटिल माना जाता है क्योंकि रेडियोधर्मी सामग्री के सभी नियंत्रण को भंग करने और प्राकृतिक वातावरण में रहने (या छोड़ने) की क्षमता होती है, जिसके परिणामस्वरूप रेडियोधर्मी संदूषण और पतन होता है, और संभावित रूप से निकट 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 विस्थापित नहीं किया जाता है, तो रिएक्टर कोर में ईंधन असेंबलियों को पिघलाया जा सकता है। रिएक्टर के बंद होने के पश्चात भी मुख्य क्षति की घटना हो सकती है क्योंकि ईंधन क्षय ऊष्मा का उत्पादन प्रस्तावित रखता है।

कोर क्षति दुर्घटना रिएक्टर कोर के अंदर परमाणु ईंधन के लिए पर्याप्त शीतलन हानि के कारण होती है। कारण कई कारकों में से हो सकता है, जिसमें दबाव-नियंत्रण दुर्घटना, शीतलक की हानि (एलओसीए), अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण या, दबाव जलयान के बिना रिएक्टरों में, रिएक्टर कोर के अंदर अग्नि सम्मलित है। नियंत्रण प्रणालियों में विफलताओं के कारण घटनाओं की श्रृंखला हो सकती है जिसके परिणामस्वरूप शीतलन की हानि हो सकती है। रक्षा के समसामयिक सुरक्षा सिद्धांत संतोषपूर्वक से सुनिश्चित करते हैं कि ऐसी दुर्घटनाओं की संभावना को अल्प करने के लिए सुरक्षा प्रणालियों की कई परतें सदैव उपस्थित रहती हैं।

गहन रक्षा यह सुनिश्चित करती है कि ऐसी दुर्घटनाओं की संभावना को अल्प करने के लिए सुरक्षा प्रणालियों की कई परतें सदैव उपस्तिथ हों।

नियंत्रण भवन कई सुरक्षा उपायों में से अंतिम है जो पर्यावरण में रेडियोधर्मिता की निस्तार का अवरोध करता है। कई वाणिज्यिक रिएक्टर 1.2-to-2.4-metre (3.9 to 7.9 ft) मोटी पूर्व-उत्तेजना, स्टील-प्रबलित, वायु-बंद कंक्रीट संरचना जो तूफान-बल वाली वायु और जटिल भूकंपों का सामना कर सकती है।

  • शीतलक की हानि की दुर्घटना में, या तो शीतलक की भौतिक हानि होती है (जो सामान्यतः विआयनीकृत पानी, अक्रिय गैस, एनएके, 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 अवरोधक शीतलक के अत्यधिक ताप के कारण या पश्चात में शीतलक के तीव्रता से हानि और दबाव-नियंत्रण-हानि के कारण भाप के बुलबुले का कारण बन सकता है।बलपूर्वक परिसंचरण दुर्घटना में, गैस शीतलक रिएक्टर के परिसंचारी (सामान्यतः मोटर या भाप चालित टर्बाइन) गैस शीतलक को कोर के अंदर प्रसारित करने में विफल होते हैं, और ऊष्मा स्थान्तरण को असहाय 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 अल्प न हो जाए।[6]
  • दबाव का नियंत्रण दुर्घटना में, सीमित शीतलक का दबाव इसे पूर्ववत् करने के साधनों के बिना विनिर्देश से अल्प हो जाता है। कुछ स्तिथियों में यह ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता (शीतलक के रूप में अक्रिय गैस का उपयोग करते समय) को अल्प कर सकता है और अन्य में ईंधन असेंबलियों (दबाव वाले पानी रिएक्टरों के लिए) के निकट भाप का प्रवेशित बुलबुला बना सकता है। पश्चात की स्तिथि में, क्षय ऊष्मा के कारण भाप के बुलबुले के स्थानीयकृत ताप के कारण, भाप के बुलबुले को अवगत कराने 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 अल्प होती है, जहां कोर को निश्चयपूर्वक अवसादित किया जा सकता है जिससे आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली को प्रारम्भ किया जा सके)। अवसादन दोष में, गैस-शीतलक रिएक्टर कोर के अंदर गैस का दबाव समाप्त हो जाता है, ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता को अल्प करता है और ईंधन को ठंडा करने के लिए लक्ष्य प्रस्तुत करता है; जब तक अल्प से अल्प गैस परिसंचारक उपलब्ध है, तथापि, ईंधन को ठंडा रखा जाएगा।[6]अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण दुर्घटना में, रिएक्टर प्रतिक्रियाशीलता (परमाणु) में अज्ञात वृद्धि के कारण रिएक्टर में अज्ञात विद्युत् वृद्धि रिएक्टर डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो जाती है। अनियंत्रित शक्ति भ्रमण पैरामीटर को महत्वपूर्ण रूप से परिवर्तित करने के कारण होते है जो श्रृंखला प्रतिक्रिया के न्यूट्रॉन गुणन दर को प्रभावित करता है (उदाहरणों में नियंत्रण रॉड को बाहर निकालना या मॉडरेटर की परमाणु विशेषताओं को परिवर्तित करना सम्मलित है, जैसे तीव्रता से ठंडा करना)। अंतिम स्तिथियों में रिएक्टर ऐसी स्थिति में अग्नि को बढ़ा सकता है जिसे शीघ्र महत्वपूर्ण कहा जाता है। यह विशेष रूप से उन रिएक्टरों में समस्या है जिनके पास प्रतिक्रियाशीलता का सकारात्मक शून्य गुणांक है, और सकारात्मक तापमान गुणांक है, जो अति-संचालित हैं, या उनके ईंधन या मध्यस्थों के भीतर अत्यधिक मात्रा में हानिकारक विखंडन उत्पादों को प्राप्त कर सकते हैं। इन विशेषताओं में से कई आरबीएमके डिजाइन में उपस्तिथ हैं, और चेरनोबिल आपदा ऐसी अल्पता के साथ-साथ जटिल ऑपरेटर असावधानी के कारण हुई थी। पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टर अधिक बड़े अनियंत्रित शक्ति भ्रमण के अधीन नहीं हैं क्योंकि शीतलक की हानि बढ़ने के स्थान पर अल्प हो जाती है, कोर प्रतिक्रियाशीलता (प्रतिक्रिया का 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 तीव्रता से घटेगा (लगभग 200% -250% अधिकतम न्यूट्रॉनिक शक्ति कुछ सेकंड के लिए पूर्ण तीव्र होने की स्थिति में) शटडाउन विफलता क्षणिक के साथ संयुक्त होगा।
  • कोर-आधारित अग्नि कोर को आशंका में डालती है और ईंधन असेंबलियों को पिघला सकती है। ग्रेफाइट मॉडरेट रिएक्टर, या लिक्विड-सोडियम शीतलक रिएक्टर में प्रवेश करने वाली वायु के कारण अग्नि लग सकती है। ग्रेफाइट भी विग्नर ऊर्जा के संचय के अधीन है, जो ग्रेफाइट को अधिक गरम कर सकता है (जैसा कि विंडस्केल अग्नि में हुआ)। हल्के पानी के रिएक्टरों में ज्वलनशील कोर या मॉडरेटर नहीं होते हैं और वे कोर अग्नि के अधीन नहीं होते हैं। मैग्नॉक्स, यूएनजीजी, और उन्नत गैस शीतलक रिएक्टर प्रकार के रिएक्टर जैसे गैस-शीतलक नागरिक रिएक्टर, अपने कोर को गैर-प्रतिक्रियाशील कार्बन डाइऑक्साइड गैस से ढक कर रखते हैं, जो अग्नि का समर्थन नहीं कर सकता है। आधुनिक गैस-शीतलक 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 शीतलक रिएक्टर और कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर)।
  • बीजान्टिन गलती सहनशीलता और उपकरण और नियंत्रण प्रणालियों के अंदर कैस्केडिंग विफलताएं रिएक्टर संचालन में जटिल समस्याएं उत्पन्न कर सकती हैं, जो संभावित रूप से अल्प 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 नियमावली 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 विपथगामी किया, जिसके परिणामस्वरूप मुख्य क्षति हुई।

हल्का पानी रिएक्टर (LWRs)

थ्री माइल आइलैंड रिएक्टर 2 मेल्टडाउन के बाद।
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हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से पूर्व, दो अग्रदूत घटनाएं पूर्व ही हो चुकी होंगी:

  • सीमित दोष (या जटिल आपातकालीन स्थितियों का समुच्चय) जो कोर के अंदर ऊष्मा विस्थापित करने की विफलता (ठंडा करने की हानि) की ओर जाता है। निम्न जल स्तर कोर को उजागर करता है, जिससे यह गर्म हो जाता है।
  • आपातकाल कोर शीतलन प्रणाली (ECCS) की विफलता है। ईसीसीएस कोर को तीव्रता 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 अल्प से अल्प 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 पुनरावृत्ति का सिद्धांत है। जब तक अल्प से अल्प 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 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, जिसके कारण आपातकालीन स्थिति के समय ईसीसीएस को बंद करने के लिए ऑपरेटरों द्वारा गलत निर्णय लिया गया था; इसने आपातकालीन स्थिति उत्पन्न कर दी, जिसके कई घंटे पश्चात, कोर संक्षेप और कोर आघात की घटना हुई। यदि ईसीसीएस को कार्य करने की अनुमति दी गई होती, तो यह विपत्ति और कोर क्षति दोनों का अवरोध कर देता है। फुकुशिमा दाइची परमाणु आपदा के समय आपातकालीन शीतलन प्रणाली को प्रारम्भ होने के कई मिनट पश्चात नियमावली 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 सीमित गलती (शीतलन की हानि) और क्षमता की प्रारम्भ के मध्य छह चरणों का वर्णन करते हैं। नियंत्रण में पिघला हुए कोरियम (परमाणु रिएक्टर) से बचना (तथाकथित पूर्ण अर्घपतन) होता है:[8][9]

  1. कोर का संक्षेप- क्षणिक, व्याकुल, आपातकालीन, या सीमित गलती की स्थिति में, एलडब्लूआर को स्वचालित रूप से दौड़ना (एससीआरएएम सभी नियंत्रण छड़ों का तत्काल और पूर्ण सम्मिलन होता है) और ईसीसीएस को घुमाने करने के लिए डिज़ाइन किया गया है। यह रिएक्टर थर्मल शक्ति को अधिक अल्प कर देता है (लेकिन इसे पूर्ण रूप से विस्थापित नहीं करता है); यह देरी से कोर खुल 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 प्रारम्भ हो सकती हैं। जिसे कुआन कहते हैं: बिना किसी आपातकालीन कोर शीतलक के छोटे से ब्रेक लोका(LOCA) में, कोर अनकवरी [एसआईसी] सामान्यतः ब्रेक के प्रारम्भ के लगभग घंटे पश्चात प्रारम्भ होती है। यदि रिएक्टर शीतलक पंप नहीं चल रहे हैं, तो कोर का ऊपरी भाग भाप वातावरण के संपर्क में आ जाएगा और कोर का ताप प्रारम्भ हो जाएगा। चूँकि,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। टीएमआई(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 ऊर्जा का अवरोध कर सकता है।[8]
  2. पूर्व-हानि गर्म- पानी के उबलने की भरपाई के लिए कोर के माध्यम से या पानी के अतिरिक्त कोर के माध्यम से जाने वाले दो-चरण मिश्रण की अनुपस्थिति में, भाप वातावरण में ईंधन की छड़ें 0.3 डिग्री सेल्सियस / के मध्य की दर से गर्म होंगी। s (0.5 °F/s) और 1 °C/s (1.8 °F/s) (3)।[8]
  3. ईंधन का विस्फारण और विस्फोट- आधे घंटे से भी अल्प समय में, अंतिम कोर 1,100 K (830 °C) तापमान तक पहुंच जाएगा I इस तापमान पर ईंधन की छड़ों का जिरकालॉय आवरण हो सकता है और फट सकता है। यह कोर आघात का प्रथम चरण है। आवरण बैलूनिंग कोर के प्रवाह क्षेत्र के बड़े भाग को अवरुद्ध कर सकता है और शीतलक के प्रवाह को प्रतिबंधित कर सकता है। चूँकि, कोर के पूर्ण अवरोधक की संभावना नहीं है क्योंकि सभी ईंधन छड़ें अक्षीय स्थान पर बैलूनिंग नहीं करती हैं। इस स्तिथि में, पर्याप्त पानी देने से कोर को ठंडा किया जा सकता है और कोर क्षति की प्रगति का अवरोध किया जा सकता है।[8]
  4. तीव्रता से ऑक्सीकरण- कोर आघात का अगला चरण, लगभग 1,500 K (1,230 °C), भाप द्वारा ज़िरकलोय(Zircaloy) का तीव्रता से ऑक्सीकरण करता है। ऑक्सीकरण प्रक्रिया में, हाइड्रोजन का उत्पादन होता है और बड़ी मात्रा में ऊष्मा निकलती है। 1,500 K (1,230 °C) के ऊपर , 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]
  5. मलबे का निर्माण - जब कोर में तापमान लगभग 1,700 K (1,430 °C) पहुँच जाता है, तब पिघला हुआ नियंत्रण सामग्री (1,6) ईंधन की छड़ के निचले भागो के मध्य के स्थान में प्रवाहित होगी और जम जाएगी जहां तापमान तुलनात्मक रूप से अल्प होता है । 1,700 K (1,430 °C) के ऊपर, 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 ऑक्सीकरण आवरण टूट जाती है, तो पिघली हुई जिरकलॉय, भंग UO2 के साथ (1,7) नीचे की ओर प्रवाहित होगा और कोर के निचले क्षेत्र में जम जाएगा। पूर्व के नीचे प्रवाह से जमी हुई नियंत्रण सामग्री के साथ, स्थानांतरित जिरकालॉय और UO2 विकासशील संसक्त मलबे निर्माण की निचली पपड़ी का निर्माण करेगा।[8]
  6. निचले विस्तृत में स्थानांतरण - छोटे ब्रेक एलओसीए के परिदृश्य में, कोर स्थानांतरण के समय जहाज के निचले विस्तृत में सामान्यतः पानी का पूल होता है। पानी में पिघली हुई कोर सामग्री को छोड़ने से सदैव बड़ी मात्रा में भाप उत्पन्न होती है। यदि कोर पदार्थों की पिघली हुई धारा जल में तीव्रता से विखंडित होती है तो भाप के विस्फोट की भी संभावना रहती है। स्थानांतरण के समय, 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 विस्तृत में अनबोरेटेड पानी में टूट जाती है, तो पुनरावृत्ति भी विचार का विषय हो सकता है।[8]जिस बिंदु पर कोरियम निचले विस्तृत में स्थानांतरित होता है, हस्किन, एट अल से संबंधित है कि ईंधन-शीतलक इंटरैक्शन (एफसीआई) नामक घटना के लिए संभावना उपस्तिथ है, जब कोरियम निचले भाग में स्थानांतरित हो जाता है तो प्राथमिक दबाव सीमा को अधिक उत्तेजनाया भंग कर देता है। रिएक्टर दबाव जलयान (RPV) का विस्तृत है।[10]

ऐसा इसलिए है क्योंकि आरपीवी के निचले विस्तृत 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 होता है, और कोरियम की तुलना में अधिक अल्प तापमान पर होता है। चूँकि कोरियम के तापमान पर 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 अज्ञात अत्यधिक दबाव और प्राथमिक प्रणाली या आरपीवी की सकल संरचनात्मक विफलता का कारण बन सकता है।[10]चूँकि अधिकांश आधुनिक अध्ययनों का मानना ​​है कि यह शारीरिक रूप से अव्यवहार्य है, या अल्प से अल्प असाधारण रूप से असंभाव्य है, हास्किन, एट अल ने कहा कि हिंसक एफसीआई की दूरस्थ संभावना उपस्तिथ है, जो अल्फा-मोड विफलता या सकल विफलता के रूप में संदर्भित होती है। स्वयं आरपीवी, और आरपीवी के ऊपरी विस्तृत को मिसाइल के रूप में नियंत्रण विफलता की ओर ले जाएगा और कोर के विखंडन उत्पादों को बाहरी वातावरण में बिना किसी पर्याप्त के प्रस्तावित करेगा।[11]

अमेरिकी परमाणु सोसायटी ने TMI-2 दुर्घटना पर टिप्पणी की है, कि लगभग एक-तिहाई ईंधन के पिघलने के अतिरिक्त, रिएक्टर जलयान 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 पूर्व में वर्णित किया गया है, एफसीआई आरपीवी विफल होने के लिए अधिक दबाव वाली घटना का नेतृत्व कर सकता है, और इस प्रकार, प्राथमिक दबाव सीमा विफल हो जाती है। हास्किन एट अल की प्रतिवेदन है कि भाप विस्फोट की स्थिति में, अल्फा मोड में ऊपरी विस्तृत की अस्वीकृति की तुलना में निचले प्लेनम की विफलता कहीं अधिक होने की संभावना है। निचले विस्तृत के विफल होने की स्थिति में, विभिन्न तापमानों पर मलबा को कोर के नीचे अंतःकरण में प्रक्षेपित किए जाने की आशा की जा सकती है। नियंत्रण अत्यधिक दबाव के अधीन हो सकता है, चूँकि इससे नियंत्रण के विफल होने की संभावना नहीं है। अल्फा-मोड की विफलता से पूर्व वर्णन किए गए परिणाम सामने आएंगे।

  • दबाव पिघला हुआ प्रवेशित (पीएमई)

यह अधिक संभव है, विशेष रूप से दाबित जल रिएक्टरों में, कि निचले विस्तृत में कोरियम स्थानांतरण के पश्चात प्राथमिक बंधन दाबित रहेगा। जैसे, आरपीवी पर दबाव तनाव भार तनाव के अतिरिक्त उपस्तिथ होगा जो पिघला हुआ कोरियम आरपीवी के निचले विस्तृत पर रखता है; जब आरपीवी की धातु पिघले हुए कोरियम की गर्मी के कारण पर्याप्त रूप से अल्प हो जाती है, तो यह संभावना है कि तरल कोरियम को दबाव वाली धारा में आरपीवी के नीचे से दबाव के अंतर्गत अल्प किया जाएगा, साथ में प्रवेशित गैसों के साथ इस उपाय से प्रत्यक्ष रोकथाम ताप (DCH) हो सकता है।


जटिल दुर्घटना पूर्व जलयान सम्बन्ध और नियंत्रण के लिए अनुशय

हस्किन एट अल छह विधियों की पहचान करता है जिसके द्वारा नियंत्रण को विश्वसनीय रूप से लक्ष्य दी जा सकती है; इनमें से कुछ मोड कोर मेल्ट दुर्घटनाओं पर प्रारम्भ नहीं होते हैं।

  1. अधिक दबाव
  2. गतिशील दबाव (शॉकवेव्स)
  3. आंतरिक मिसाइलें
  4. बाहरी मिसाइलें (कोर मेल्ट दुर्घटनाओं पर प्रारम्भ नहीं)
  5. पिघलना
  6. उपमार्ग

वास्तव में, शीतलक परिदृश्य के पूर्ण हानि के अंतर्गत, कंक्रीट के अधस्तल का तीव्रता से क्षरण चरण लगभग घंटे तक रहता है और लगभग मीटर की गहराई में अग्नि बढ़ती है, फिर कई सेंटीमीटर प्रति घंटे तक धीमा हो जाता है, और पूर्ण रूप 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। पूर्ण पिघलना कई दिनों में हो सकता है, यहां तक ​​कि कई मीटर कंक्रीट के माध्यम से भी; कोरियम 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 पूर्व से ही रेडियोधर्मी सामग्री की 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] चूँकि, 1979 की फिल्म चीन सिंड्रोम के 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 पश्चात भेजता है। मारे गए लोगों की संख्या इस बात पर निर्भर करेगी कि वायु किस ओर बह रही थी, पेन्सिलवेनिया के आकार के क्षेत्र को स्थायी रूप से निर्जन बना दिया है। इसके वास्तविक आशंका का परीक्षण फिल्म की प्रस्तावित के 12 दिन पश्चात किया गया था जब पेन्सिलवेनिया के तीन मील द्वीप प्लांट 2 (टीएमआई-2) में अर्घपतन ने पिघला हुआ कोर बनाया जो कोरियम (परमाणु रिएक्टर) से पूर्व 15 मिलीमीटर चीन के रिएक्टर दबाव जलयान के नीचे ओर चला गया।[16] इस प्रकार, TMI-2 रिएक्टर ईंधन और विखंडन उत्पादों ने ईंधन की छड़ों को तोड़ दिया, लेकिन पिघले हुए कोर ने रिएक्टर जलयान की नियंत्रण को नहीं विभक्त किया।[17] अर्घपतन के घंटों पश्चात, हाइड्रोजन के बारे में ऑपरेटरों को गैसीय विखंडन उत्पादों सहित कुछ रेडियोधर्मी गैसों को वातावरण में छोड़ने के लिए प्रेरित किया है। विखंडन उत्पादों की निस्तार सामान्य पृष्ठभूमि विकिरण से अल्प थी, इस प्रकार कोई रेडियोधर्मी संबंधित चोट या बीमारी नहीं थी। रेडियोधर्मिता और इससे संबंधित चोटों और बीमारियों को निकट के क्षेत्र में 30 वर्ष की अवधि में ट्रैक किया गया, जिसमें कोई महत्वपूर्ण निष्कर्ष नहीं निकला गया था। चूँकि कई गलत संचारों के कारण सार्वजनिक भ्रम था, कोई निकासी नहीं हुई थी।

चेरनोबिल आपदा के समय इसी प्रकार के विचार उत्पन्न हुए: रिएक्टर के नष्ट हो जाने के पश्चात, पिघलने वाले कोर से तरल कोरियम (परमाणु रिएक्टर) द्रव्यमान ने रिएक्टर जलयान के कंक्रीट के फर्श को तोड़ना प्रारम्भ कर दिया, जो बब्बलर पूल (बड़ा जल जलाशय) के ऊपर स्थित था। आपातकालीन पंपों के लिए, भाप पाइप के फटने को सुरक्षित रूप से अवरोधक के लिए भी डिज़ाइन किया गया हैI आरबीएमके- प्रकार के रिएक्टर में कोर अर्घपतन के लिए कोई अनुमति या योजना नहीं थी, और बब्बलर पूल के साथ कोर मास की आसन्न सम्बन्ध से अधिक भाप विस्फोट हुआ होगा, जिससे रेडियोधर्मी प्लम का प्रसार और परिमाण बढ़ जाएगा। इसलिए कोरियम के पहुंचने से पूर्व बब्बलर पूल को रिक्त करना आवश्यक था। चूँकि, प्रारंभिक विस्फोट ने नियंत्रण परिपथ को विभक्त कर दिया था जिससे पूल को रिक्त किया जा सके। चेरनोबिल आपदा बबलर पूल इस पूल को रिक्त करने के लिए आवश्यक हैं, और पश्चात में बब्बलर पूल के अधस्तल के पाइपों में कोरियम द्रव्यमान की छवियों ने उनके कार्यों की सावधानियों को स्थिरकिया हैं।[18] (अपने मिशन के अत्यधिक विपत्ति के अतिरिक्त, सभी तीन कार्यकर्ता इस घटना से लंबे समय तक जीवित रहे: 2005 में हृदय गति रुकने से 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 विचार प्रदर्शित किये कि जटिल रिएक्टर दुर्घटना से बड़ी मात्रा में रेडियोधर्मी सामग्री वातावरण और पर्यावरण में निकल सकती है। 1970 तक, शीतलक दुर्घटना की हानि और ईंधन कोर के परिणामस्वरूप अर्घपतन 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 सिद्ध हुआ।[21]1971 में, लेख थॉट्स ऑन नाभिकीय प्लंबिंग में, पूर्व मैनहट्टन परियोजना(1942-1946) परमाणु भौतिक विज्ञानी राल्फ लैप ने परमाणु ईंधन छड़ और कोर के शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात संभावित बर्न-थ्रू का वर्णन करने के लिए चाइना सिंड्रोम शब्द का प्रयोग किया जाता है। नियंत्रण संरचनाओं को पिघलाने वाले घटक, और पश्चात में रेडियोधर्मिता सामग्री का वायुमंडल और पर्यावरण में पलायन; डब्ल्यू के एर्गन की अध्यक्षता में परमाणु भौतिकविदों के समूह द्वारा 1967 की प्रतिवेदन से प्राप्त परिकल्पना[22]घटना में, लैप की काल्पनिक परमाणु दुर्घटन को सिनेमाई रूप से द चाइना सिंड्रोम (1979) के रूप में रूपांतरित किया गया था।

यह भी देखें

टिप्पणियाँ


संदर्भ

  1. ↑ Martin Fackler (1 June 2011). "Report Finds Japan Underestimated Tsunami Danger". The New York Times.
  2. ↑ 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.
  3. ↑ 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.
  4. ↑ 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.
  5. ↑ "Definition of MELTDOWN". merriam-webster.com.
  6. ↑ 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.
  7. ↑ "Earthquake Report No. 91" (PDF). JAIF. 25 May 2011. Archived from the original (PDF) on 3 January 2012. Retrieved 25 May 2011.
  8. ↑ 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.
  9. ↑ 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. ↑ 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.
  11. ↑ 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.
  12. ↑ "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.
  13. ↑ Jacques Libmann (1996). Elements of nuclear safety. L'Editeur : EDP Sciences. p. 194. ISBN 2-86883-286-5.
  14. ↑ "(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. ↑ "(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.
  16. ↑ http://npcil.nic.in/pdf/Safety_of_Nuclear_Power_Reactors.pdf[bare URL PDF]
  17. ↑ Gianni Petrangeli (2006). Nuclear safety. Butterworth-Heinemann. p. 37. ISBN 0-7506-6723-0.
  18. ↑ Andrew Leatherbarrow Chernobyl 01:23:40
  19. ↑ "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.
  20. ↑ "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.
  21. ↑ Cite error: Invalid <ref> tag; no text was provided for refs named eleven
  22. ↑ Cite error: Invalid <ref> tag; no text was provided for refs named Lapp, Ralph E 1971


बाहरी कड़ियाँ

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