निष्क्रिय नाभिकीय सुरक्षा

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निष्क्रिय परमाणु सुरक्षा सुरक्षा सुविधाओं के लिए एक डिज़ाइन दृष्टिकोण है, जिसे परमाणु रिएक्टर में कार्यान्वित किया जाता है, जिसमें रिएक्टर को सुरक्षित शटडाउन स्थिति में लाने के लिए ऑपरेटर या इलेक्ट्रिकल/इलेक्ट्रॉनिक फीडबैक के किसी भी सक्रिय हस्तक्षेप की आवश्यकता नहीं होती है। एक विशेष प्रकार की आपात स्थिति (आमतौर पर शीतलक के नुकसान की दुर्घटना या शीतलक प्रवाह के नुकसान के परिणामस्वरूप अधिक गर्मी)। ऐसी डिज़ाइन सुविधाएँ घटकों की इंजीनियरिंग पर निर्भर करती हैं जैसे कि उनका अनुमानित व्यवहार रिएक्टर की स्थिति में गिरावट को तेज करने के बजाय धीमा कर देगा; वे आम तौर पर सक्रिय शक्ति स्रोत की आवश्यकता के बिना सुरक्षा कार्यों को पूरा करने के लिए गुरुत्वाकर्षण, उछाल, दबाव अंतर, चालन या प्राकृतिक गर्मी संवहन जैसी प्राकृतिक शक्तियों या घटनाओं का लाभ उठाते हैं।[1] कई पुराने सामान्य रिएक्टर डिज़ाइन एक सीमित सीमा तक निष्क्रिय सुरक्षा प्रणालियों का उपयोग करते हैं, बल्कि, डीजल चालित मोटरों जैसी सक्रिय सुरक्षा प्रणालियों पर निर्भर रहते हैं। कुछ नए रिएक्टर डिज़ाइनों में अधिक निष्क्रिय प्रणालियाँ होती हैं; प्रेरणा यह है कि वे अत्यधिक विश्वसनीय हैं और उन प्रणालियों की स्थापना और रखरखाव से जुड़ी लागत को कम करते हैं जिन्हें विश्वसनीयता के समान स्तर को प्राप्त करने के लिए अन्यथा कई ट्रेनों के उपकरण और अनावश्यक सुरक्षा वर्ग की बिजली आपूर्ति की आवश्यकता होती है। हालाँकि, कमजोर ड्राइविंग बल जो कई निष्क्रिय सुरक्षा सुविधाओं को शक्ति प्रदान करते हैं, निष्क्रिय प्रणाली की प्रभावशीलता के लिए महत्वपूर्ण चुनौतियाँ पैदा कर सकते हैं, विशेष रूप से किसी दुर्घटना के बाद अल्पावधि में।

शब्दावली

'निष्क्रिय सुरक्षा' किसी भी सुरक्षा तंत्र का वर्णन करती है जिसके लिए बाहरी शक्ति या मानव नियंत्रण की बहुत कम या कोई आवश्यकता नहीं होती है। आधुनिक रिएक्टर डिज़ाइनों ने जटिल मानवीय त्रुटि के जोखिम को कम करने के लिए निष्क्रिय प्रणालियों की संख्या बढ़ाने पर ध्यान केंद्रित किया है।

निष्क्रिय प्रणालियों द्वारा अधिक कवरेज से जुड़ी बढ़ी हुई सुरक्षा के बावजूद, सभी मौजूदा बड़े पैमाने के परमाणु रिएक्टरों को बाहरी (सक्रिय) और आंतरिक (निष्क्रिय) दोनों प्रणालियों की आवश्यकता होती है। कोई 'निष्क्रिय रूप से सुरक्षित' रिएक्टर नहीं हैं, केवल सिस्टम और घटक हैं। यदि संयंत्र प्रत्याशित परिचालन घटनाओं या दुर्घटनाओं के मामले में सामान्य परिस्थितियों से बाहर चला जाता है तो सुरक्षा प्रणालियों का उपयोग उस पर नियंत्रण बनाए रखने के लिए किया जाता है, जबकि नियंत्रण प्रणालियों का उपयोग सामान्य परिस्थितियों में संयंत्र को संचालित करने के लिए किया जाता है। कभी-कभी एक सिस्टम दोनों सुविधाओं को जोड़ता है। निष्क्रिय सुरक्षा सुरक्षा प्रणाली घटकों को संदर्भित करती है, जबकि अंतर्निहित सुरक्षा सुरक्षा विशिष्ट उप-प्रणालियों की उपस्थिति या अनुपस्थिति की परवाह किए बिना नियंत्रण प्रणाली प्रक्रिया को संदर्भित करती है।

निष्क्रिय सुरक्षा घटकों वाली सुरक्षा प्रणाली का एक उदाहरण परमाणु रिएक्टर का रोकथाम पोत है। जहाज की कंक्रीट की दीवारें और स्टील लाइनर निष्क्रिय सुरक्षा प्रदर्शित करते हैं, लेकिन सक्रिय प्रणालियों (वाल्व, फीडबैक लूप, बाहरी उपकरण, नियंत्रण सर्किट इत्यादि) की आवश्यकता होती है, जिन्हें कार्य करने के लिए बाहरी शक्ति और मानव संचालन की आवश्यकता होती है।

अंतर्राष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी (आईएईए) घटकों की निष्क्रिय सुरक्षा की डिग्री को श्रेणी ए से डी तक वर्गीकृत करती है, जो इस बात पर निर्भर करता है कि सिस्टम किस चीज़ का उपयोग नहीं करता है:[2]

  1. कोई गतिमान कार्यशील द्रव नहीं
  2. कोई गतिमान यांत्रिक भाग नहीं
  3. 'खुफिया' का कोई सिग्नल इनपुट नहीं
  4. कोई बाहरी शक्ति इनपुट या बल नहीं

श्रेणी ए (1+2+3+4) में ईंधन क्लैडिंग, ईंधन गोली की सुरक्षात्मक और गैर-प्रतिक्रियाशील बाहरी परत है, जो उपरोक्त सुविधाओं में से किसी का भी उपयोग नहीं करती है: यह हमेशा बंद रहती है और ईंधन और विखंडन उत्पादों को अंदर रखती है और पुनर्प्रसंस्करण संयंत्र में पहुंचने से पहले खुला नहीं है। श्रेणी बी (2+3+4) में सर्ज लाइन है, जो हॉट लेग को प्रेशराइज़र से जोड़ती है और पीडब्लूआर के प्राथमिक लूप में दबाव को नियंत्रित करने में मदद करती है और अपने मिशन को पूरा करते समय एक गतिशील कार्यशील तरल पदार्थ का उपयोग करती है। श्रेणी सी में (3+4) संचायक है, जिसे 'बुद्धि' या बाहरी शक्ति के सिग्नल इनपुट की आवश्यकता नहीं है। एक बार जब प्राथमिक सर्किट में दबाव स्प्रिंग-लोडेड संचायक वाल्वों के निर्धारित बिंदु से नीचे चला जाता है, तो वाल्व खुल जाते हैं और पानी को संपीड़ित नाइट्रोजन द्वारा प्राथमिक सर्किट में इंजेक्ट किया जाता है। श्रेणी डी (केवल 4) में एससीआरएएम है जो गतिमान कार्यशील तरल पदार्थों, गतिमान यांत्रिक भागों और 'बुद्धिमत्ता' के सिग्नल इनपुट का उपयोग करता है, लेकिन बाहरी शक्ति या बलों का नहीं: नियंत्रण छड़ें अपने चुंबकीय क्लैंप से मुक्त होने के बाद गुरुत्वाकर्षण द्वारा संचालित होती हैं। लेकिन परमाणु सुरक्षा इंजीनियरिंग कभी भी इतनी सरल नहीं होती है: एक बार छोड़े जाने के बाद रॉड अपने मिशन को पूरा नहीं कर सकती है: यह भूकंप की स्थिति या विकृत कोर संरचनाओं के कारण फंस सकती है। इससे पता चलता है कि यद्यपि यह एक निष्क्रिय रूप से सुरक्षित प्रणाली है और इसे ठीक से क्रियान्वित किया गया है, यह अपने मिशन को पूरा नहीं कर सकता है। परमाणु इंजीनियरों ने इसे ध्यान में रखा है: आमतौर पर रिएक्टर को बंद करने के लिए गिराई गई छड़ों का केवल एक हिस्सा ही आवश्यक होता है। निष्क्रिय सुरक्षा घटकों के साथ सुरक्षा प्रणालियों के नमूने लगभग सभी परमाणु ऊर्जा स्टेशनों में पाए जा सकते हैं: पीडब्ल्यूआर में रोकथाम, हाइड्रो-संचायक या बीडब्ल्यूआर में दबाव दमन प्रणाली।

अगली पीढ़ी के रिएक्टरों में 'निष्क्रिय रूप से सुरक्षित' घटकों पर अधिकांश ग्रंथों में, मुख्य मुद्दा यह है कि सुरक्षा प्रणाली के मिशन को पूरा करने के लिए किसी पंप की आवश्यकता नहीं होती है और सिस्टम के सभी सक्रिय घटक (आम तौर पर इंस्ट्रुमेंटेशन | आई एंड सी और वाल्व) इसके साथ काम करते हैं। बैटरियों से विद्युत शक्ति.

IAEA स्पष्ट रूप से निम्नलिखित चेतावनी का उपयोग करता है:[2]

... passivity is not synonymous with reliability or availability, even less with assured adequacy of the safety feature, though several factors potentially adverse to performance can be more easily counteracted through passive design (public perception). On the other hand active designs employing variable controls permit much more precise accomplishment of safety functions; this may be particularly desirable under accident management conditions.

परमाणु रिएक्टर प्रतिक्रिया गुण जैसे तापमान गुणांक#प्रतिक्रियाशीलता का तापमान गुणांक और प्रतिक्रियाशीलता का शून्य गुणांक आमतौर पर क्रमशः न्यूट्रॉन मॉडरेटर गर्मी हस्तांतरण प्रक्रिया के थर्मोडायनामिक और चरण-परिवर्तन प्रतिक्रिया को संदर्भित करते हैं। जिन रिएक्टरों की ऊष्मा स्थानांतरण प्रक्रिया में प्रतिक्रियाशीलता के नकारात्मक शून्य गुणांक की परिचालन संपत्ति होती है, उनमें अंतर्निहित सुरक्षा प्रक्रिया विशेषता होती है। एक परिचालन विफलता मोड संभावित रूप से ऐसे रिएक्टर को असुरक्षित बनाने की प्रक्रिया को बदल सकता है।

रिएक्टरों में एक हाइड्रोलिक सुरक्षा प्रणाली घटक लगाया जा सकता है जो नियंत्रण प्रणाली के हस्तक्षेप के बिना मॉडरेटर और शीतलक के बढ़ते बहिर्वाह दबाव के जवाब में शीतलक (विशेष रूप से पानी) के प्रवाह दबाव को बढ़ाता है। ऐसे रिएक्टरों को ऐसे निष्क्रिय सुरक्षा घटक से सुसज्जित के रूप में वर्णित किया जाएगा जो - यदि ऐसा डिज़ाइन किया गया है - रिएक्टर में प्रतिक्रियाशीलता का एक नकारात्मक शून्य गुणांक प्रस्तुत कर सकता है, भले ही रिएक्टर की परिचालन संपत्ति की परवाह किए बिना जिसमें यह फिट किया गया है। यह सुविधा केवल तभी काम करेगी जब यह उभरती हुई (भाप) रिक्तता की तुलना में तेजी से प्रतिक्रिया करेगी और रिएक्टर घटक बढ़े हुए शीतलक दबाव को बनाए रख सकते हैं। दोनों सुरक्षा सुविधाओं से सुसज्जित एक रिएक्टर - यदि रचनात्मक रूप से बातचीत करने के लिए डिज़ाइन किया गया है - आलिंगन का एक उदाहरण है। दुर्लभ परिचालन विफलता मोड ऐसी दोनों सुरक्षा सुविधाओं को बेकार कर सकते हैं और रिएक्टर की समग्र सापेक्ष सुरक्षा में कमी ला सकते हैं।

ऑपरेशन में निष्क्रिय सुरक्षा के उदाहरण

पारंपरिक रिएक्टर सुरक्षा प्रणालियाँ इस अर्थ में सक्रिय हैं कि उनमें कमांड सिस्टम (जैसे, उच्च दबाव वाले पानी पंप) पर विद्युत या यांत्रिक संचालन शामिल होता है। लेकिन कुछ इंजीनियर रिएक्टर सिस्टम पूरी तरह से निष्क्रिय रूप से काम करते हैं, उदाहरण के लिए, अधिक दबाव को प्रबंधित करने के लिए दबाव राहत वाल्व का उपयोग करते हैं। समानांतर निरर्थक प्रणालियों की अभी भी आवश्यकता है। संयुक्त अंतर्निहित और निष्क्रिय सुरक्षा केवल भौतिक घटनाओं जैसे दबाव अंतर, संवहन, गुरुत्वाकर्षण या प्रतिक्रिया को धीमा करने या बंद करने के लिए उच्च तापमान पर सामग्री की प्राकृतिक प्रतिक्रिया पर निर्भर करती है, न कि उच्च दबाव वाले पानी पंप जैसे इंजीनियर घटकों के कामकाज पर।

वर्तमान दबावयुक्त जल रिएक्टर और उबलते पानी रिएक्टर ऐसी प्रणालियाँ हैं जिन्हें एक प्रकार की निष्क्रिय सुरक्षा सुविधा के साथ डिज़ाइन किया गया है। अत्यधिक बिजली की स्थिति में, जैसे ही परमाणु रिएक्टर कोर में पानी उबलता है, भाप की जेबें बन जाती हैं। ये भाप [[न्यूट्रॉन मॉडरेटर]] को कम न्यूट्रॉन से बचाती है, जिससे रिएक्टर के अंदर बिजली का स्तर कम हो जाता है। BORAX प्रयोगों और SL-1 मेल्टडाउन दुर्घटना ने इस सिद्धांत को साबित कर दिया।

एक रिएक्टर डिज़ाइन जिसकी स्वाभाविक रूप से सुरक्षित प्रक्रिया सीधे सभी परिचालन मोड में एक विशिष्ट विफलता की स्थिति के दौरान एक निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान करती है, उसे आम तौर पर उस विफलता की स्थिति के लिए अपेक्षाकृत विफल-सुरक्षित के रूप में वर्णित किया जाता है।[2] हालाँकि, अधिकांश वर्तमान जल-ठंडा और -संचालित रिएक्टर, जब भरे जाते हैं, तो प्रक्रिया गर्मी हस्तांतरण या सक्रिय शीतलन प्रणाली के बिना अवशिष्ट उत्पादन और क्षय गर्मी को नहीं हटा सकते हैं। दूसरे शब्दों में, जबकि स्वाभाविक रूप से सुरक्षित गर्मी हस्तांतरण प्रक्रिया एक निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान करती है जो रिएक्टर के संचालन के दौरान अत्यधिक गर्मी को रोकती है, वही स्वाभाविक रूप से सुरक्षित गर्मी हस्तांतरण प्रक्रिया एक निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान नहीं करती है यदि रिएक्टर बंद हो जाता है (एससीआरएएमड)। थ्री माइल द्वीप दुर्घटना ने इस डिज़ाइन की कमी को उजागर कर दिया: रिएक्टर और भाप जनरेटर बंद कर दिए गए लेकिन शीतलक के नुकसान के साथ यह अभी भी आंशिक रूप से पिघल गया।[3]

See also: Nuclear fuel response to reactor accidents

पीढ़ी III रिएक्टर डिज़ाइन निष्क्रिय या अंतर्निहित सुरक्षा सुविधाओं को शामिल करके शुरुआती डिज़ाइनों में सुधार करते हैं[4] जिसमें खराबी की स्थिति में दुर्घटनाओं से बचने के लिए किसी सक्रिय नियंत्रण या (मानव) परिचालन हस्तक्षेप की आवश्यकता नहीं होती है, और यह दबाव अंतर, गुरुत्वाकर्षण, प्राकृतिक संवहन, या उच्च तापमान पर सामग्री की प्राकृतिक प्रतिक्रिया पर निर्भर हो सकता है।

कुछ डिज़ाइनों में फास्ट ब्रीडर रिएक्टर का कोर एलएमएफबीआर में डुबोया जाता है। यदि रिएक्टर ज़्यादा गरम हो जाता है, तो धातुई ईंधन और क्लैडिंग के थर्मल विस्तार के कारण अधिक न्यूट्रॉन कोर से बाहर निकल जाते हैं, और परमाणु श्रृंखला प्रतिक्रिया अब कायम नहीं रह सकती है। तरल धातु का बड़ा द्रव्यमान हीटसिंक के रूप में भी कार्य करता है जो कोर से क्षय गर्मी को अवशोषित करने में सक्षम होता है, भले ही सामान्य शीतलन प्रणाली विफल हो जाए।

कंकड़ बिस्तर रिएक्टर एक स्वाभाविक रूप से सुरक्षित प्रक्रिया को प्रदर्शित करने वाले रिएक्टर का एक उदाहरण है जो सभी परिचालन मोड के लिए एक निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान करने में भी सक्षम है। जैसे-जैसे ईंधन का तापमान बढ़ता है, डॉपलर चौड़ीकरण से यह संभावना बढ़ जाती है कि न्यूट्रॉन यूरेनियम-238|यू-238 परमाणुओं द्वारा पकड़ लिए जाते हैं। इससे यह संभावना कम हो जाती है कि न्यूट्रॉन यूरेनियम-235|यू-235 परमाणुओं द्वारा पकड़ लिए जाते हैं और विखंडन शुरू कर देते हैं, जिससे रिएक्टर का बिजली उत्पादन कम हो जाता है और ईंधन के तापमान पर एक अंतर्निहित ऊपरी सीमा लग जाती है। ईंधन कंकड़ की ज्यामिति और डिज़ाइन एक महत्वपूर्ण निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान करता है।

एकल द्रव फ्लोराइड पिघला हुआ नमक रिएक्टर फ्लोराइड शीतलक के साथ आणविक बंधन में विखंडनीय, उपजाऊ सामग्री और actinide रेडियोआइसोटोप की सुविधा प्रदान करते हैं। आणविक बंधन एक निष्क्रिय सुरक्षा सुविधा प्रदान करते हैं जिसमें शीतलक के नुकसान की घटना ईंधन के नुकसान की घटना से मेल खाती है। पिघला हुआ फ्लोराइड ईंधन स्वयं गंभीरता तक नहीं पहुंच सकता है, बल्कि पायरोलाइटिक ग्रेफाइट जैसे न्यूट्रॉन परावर्तक के जुड़ने से ही गंभीरता तक पहुंचता है। ईंधन का घनत्व जितना अधिक होगा[5] ईंधन के बिना अतिरिक्त कम घनत्व वाले FLiBe फ्लोराइड शीतलक के साथ एक प्लवनशीलता परत निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान करता है जिसमें कम घनत्व वाला ग्रेफाइट जो यांत्रिक विफलता के दौरान नियंत्रण छड़ या एक विसर्जन मैट्रिक्स को तोड़ देता है, गंभीरता उत्पन्न नहीं करता है। रिएक्टर तरल पदार्थ का गुरुत्वाकर्षण संचालित जल निकासी एक निष्क्रिय सुरक्षा घटक प्रदान करता है।

मूर्ख और ट्राइगा जैसे कम शक्ति वाले स्विमिंग पूल रिएक्टरों को अनुसंधान वातावरण में अप्राप्य संचालन के लिए लाइसेंस दिया गया है क्योंकि जैसे-जैसे समृद्ध यूरेनियम|कम-समृद्ध (19.75% यू-235) यूरेनियम मिश्र धातु हाइड्राइड ईंधन का तापमान बढ़ता है, आणविक बाध्य हाइड्रोजन ईंधन के कारण ऊष्मा विखंडन न्यूट्रॉन में स्थानांतरित हो जाती है क्योंकि वे बाहर निकल जाते हैं।[6] यह डॉपलर प्रभाव या स्पेक्ट्रम सख्त होना है[7] पूरे पूल में ईंधन से गर्मी को अधिक तेजी से नष्ट करता है, ईंधन का तापमान जितना अधिक बढ़ता है, ईंधन की तुलना में बहुत कम पानी का तापमान बनाए रखते हुए ईंधन को तेजी से ठंडा करना सुनिश्चित करता है। अकुशल रेडियोन्यूक्लाइड-जल ताप स्थानांतरण के बजाय त्वरित, स्व-फैलाव, उच्च दक्षता हाइड्रोजन-न्यूट्रॉन ताप स्थानांतरण यह सुनिश्चित करता है कि ईंधन अकेले दुर्घटना से नहीं पिघल सकता है। यूरेनियम-ज़िरकोनियम मिश्र धातु हाइड्राइड वेरिएंट में, ईंधन स्वयं भी रासायनिक रूप से संक्षारण प्रतिरोधी होता है, जिससे पूरे जीवनकाल में ईंधन अणुओं का स्थायी सुरक्षा प्रदर्शन सुनिश्चित होता है। उच्च ऊर्जा न्यूट्रॉन को प्रवेश करने के लिए पूल द्वारा प्रदान किया गया पानी का एक बड़ा विस्तार और कंक्रीट का घेरा यह सुनिश्चित करता है कि प्रक्रिया में उच्च स्तर की आंतरिक सुरक्षा है। कोर पूल के माध्यम से दिखाई देता है और सत्यापन माप सीधे कोर ईंधन तत्वों पर किया जा सकता है जो कुल निगरानी की सुविधा प्रदान करता है और परमाणु अप्रसार सुरक्षा प्रदान करता है। ईंधन के अणु और पूल का खुला विस्तार दोनों ही निष्क्रिय सुरक्षा घटक हैं। इन डिज़ाइनों का गुणवत्तापूर्ण कार्यान्वयन यकीनन सबसे सुरक्षित परमाणु रिएक्टर हैं।

निष्क्रिय सुरक्षा सुविधाओं का उपयोग करने वाले रिएक्टरों के उदाहरण

थ्री माइल आइलैंड न्यूक्लियर जनरेटिंग स्टेशन#थ्री माइल आइलैंड यूनिट 2 पर्यावरण में छोड़े जाने वाले लगभग 480 पीबीक्यू रेडियोधर्मी उत्कृष्ट गैसों और पड़ोसी इमारत में नियंत्रण से परे छोड़े जाने वाले लगभग 120 किलोलीटर रेडियोधर्मी दूषित ठंडा पानी को रोकने में असमर्थ था। टीएमआई-2 में पायलट-संचालित राहत वाल्व को रिएक्टर के अंदर एक क्वेंच टैंक में अत्यधिक दबाव से राहत के बाद स्वचालित रूप से बंद करने के लिए डिज़ाइन किया गया था। हालाँकि, वाल्व यांत्रिक रूप से विफल हो गया, जिससे PORV क्वेंच टैंक भर गया, और राहत डायाफ्राम अंततः नियंत्रण भवन में टूट गया।[8] रोकथाम भवन के नाबदान पंपों ने स्वचालित रूप से दूषित पानी को रोकथाम भवन के बाहर पंप कर दिया।[9] क्वेंच टैंक के साथ एक कार्यशील पीओआरवी और नाबदान के साथ अलग से रोकथाम भवन दोनों ने निष्क्रिय सुरक्षा की दो परतें प्रदान कीं। एक अविश्वसनीय PORV ने इसकी डिज़ाइन की गई निष्क्रिय सुरक्षा को नकार दिया। प्लांट डिज़ाइन में PORV की वास्तविक स्थिति के एक अलग संकेतक के बजाय, इसके सोलनॉइड एक्चुएटर की स्थिति के आधार पर केवल एक खुला/बंद संकेतक दिखाया गया था।[10] इससे PORV की यांत्रिक विश्वसनीयता सीधे तौर पर अनिश्चित हो गई, और इसलिए इसकी निष्क्रिय सुरक्षा स्थिति अनिश्चित हो गई। स्वचालित नाबदान पंपों और/या अपर्याप्त रोकथाम नाबदान क्षमता ने रोकथाम भवन द्वारा डिज़ाइन की गई निष्क्रिय सुरक्षा को नकार दिया।

चेरनोबिल पावर प्लांट चेरनोबिल आपदा के कुख्यात आरबीएमके ग्रेफाइट मॉडरेट, वाटर-कूल्ड रिएक्टरों को प्रतिक्रिया गति नियंत्रण के लिए विद्युत चुम्बकीय ग्रैपल्स पर बोरॉन नियंत्रण छड़ के साथ एक सकारात्मक शून्य गुणांक के साथ डिजाइन किया गया था। जिस हद तक नियंत्रण प्रणालियाँ विश्वसनीय थीं, इस डिज़ाइन में सक्रिय अंतर्निहित सुरक्षा की एक समान डिग्री थी। रिएक्टर कम बिजली के स्तर पर असुरक्षित था क्योंकि गलत नियंत्रण रॉड आंदोलन का विपरीत-सहज रूप से बढ़ाया प्रभाव होगा। चेरनोबिल रिएक्टर 4 को मैन्युअल क्रेन चालित बोरान नियंत्रण छड़ों के साथ बनाया गया था जो मॉडरेटर पदार्थ, ग्रेफाइट, एक न्यूट्रॉन परावर्तक के साथ जुड़े हुए थे। इसे एक आपातकालीन कोर कूलिंग सिस्टम (ईसीसीएस) के साथ डिजाइन किया गया था जो या तो ग्रिड पावर या बैकअप डीजल जनरेटर पर निर्भर था। ईसीसीएस सुरक्षा घटक निश्चित रूप से निष्क्रिय नहीं था। डिज़ाइन में रिएक्टर के ऊपर और नीचे एक कंक्रीट स्लैब से युक्त आंशिक रोकथाम शामिल थी - जिसमें पाइप और छड़ें घुसी हुई थीं, पानी से ठंडा होने वाले गर्म ग्रेफाइट से ऑक्सीजन को दूर रखने के लिए एक अक्रिय गैस से भरा धातु का बर्तन, एक अग्निरोधी छत और पाइप थे। बर्तन के नीचे द्वितीयक जल से भरे डिब्बों में सीलबंद किया गया। छत, धातु के बर्तन, कंक्रीट स्लैब और पानी के बक्से निष्क्रिय सुरक्षा घटकों के उदाहरण हैं। चेरनोबिल पावर प्लांट परिसर में छत कोलतार से बनी थी - डिज़ाइन के विपरीत - जिससे यह जलने योग्य हो गई। थ्री माइल आइलैंड दुर्घटना के विपरीत, न तो कंक्रीट स्लैब और न ही धातु के बर्तन में गैसीकरण | भाप, ग्रेफाइट और ऑक्सीजन संचालित हाइड्रोजन विस्फोट हो सकता है। पानी के बक्से पाइपों की उच्च दबाव विफलता को सहन नहीं कर सके। डिज़ाइन किए गए निष्क्रिय सुरक्षा घटक सिस्टम की सुरक्षा आवश्यकताओं को पूरा करने के लिए अपर्याप्त थे।

जनरल इलेक्ट्रिक कंपनी ESBWOR (आर्थिक सरलीकृत उबलता पानी रिएक्टर, एक उबलता पानी रिएक्टर) निष्क्रिय सुरक्षा घटकों का उपयोग करने के लिए डिज़ाइन किया गया एक डिज़ाइन है। शीतलक के नुकसान की स्थिति में, तीन दिनों तक किसी ऑपरेटर की कार्रवाई की आवश्यकता नहीं है।[11] वेस्टिंगहाउस इलेक्ट्रिक कंपनी AP1000 (AP का मतलब एडवांस्ड पैसिव है) निष्क्रिय सुरक्षा घटकों का उपयोग करती है। दुर्घटना की स्थिति में, 72 घंटों तक किसी ऑपरेटर कार्रवाई की आवश्यकता नहीं होती है।[12] रूसी वीवीईआर के हालिया संस्करण ने मौजूदा सक्रिय प्रणालियों में एक निष्क्रिय गर्मी हटाने की प्रणाली को जोड़ा है, जिसमें शीतलन प्रणाली और रोकथाम गुंबद के शीर्ष पर बने पानी के टैंक का उपयोग किया गया है।[13] इंटीग्रल फास्ट रिएक्टर आर्गोन नेशनल लेबोरेटरी द्वारा संचालित एक फास्ट ब्रीडर रिएक्टर था। यह एक सोडियम कूल्ड रिएक्टर था जो SCRAM के बिना (शीतलक) प्रवाह के नुकसान और SCRAM के बिना हीटसिंक के नुकसान को सहन करने में सक्षम था। इसे सुरक्षा परीक्षणों की एक श्रृंखला के दौरान प्रदर्शित किया गया जिसमें ऑपरेटर के हस्तक्षेप के बिना रिएक्टर सफलतापूर्वक बंद हो गया। इससे पहले कि इसे कहीं और कॉपी किया जा सके, परमाणु प्रसार के कारण परियोजना रद्द कर दी गई।

पिघला हुआ नमक रिएक्टर प्रयोग[14] (MSRE) ओक रिज राष्ट्रीय प्रयोगशाला द्वारा संचालित एक पिघला हुआ नमक रिएक्टर था। यह परमाणु ग्रेफाइट मॉडरेट था और इस्तेमाल किया गया शीतलक नमक FLiBe था, जिसमें यूरेनियम-233 -233 फ्लोराइड ईंधन भी घुला हुआ था। MSRE में प्रतिक्रियाशीलता का नकारात्मक तापमान गुणांक था: जैसे-जैसे FLiBe तापमान बढ़ता गया, यूरेनियम आयनों के साथ इसका विस्तार होता गया; इस घटे हुए घनत्व के परिणामस्वरूप कोर में विखंडनीय पदार्थ की कमी हो गई, जिससे विखंडन की दर कम हो गई। कम ऊष्मा इनपुट के साथ, शुद्ध परिणाम यह हुआ कि रिएक्टर ठंडा हो जाएगा। रिएक्टर कोर के नीचे से एक पाइप फैला हुआ था जो निष्क्रिय रूप से ठंडा किए गए नाली टैंकों तक ले जाता था। पाइप की लंबाई के साथ एक फ़्रीज़ वाल्व था, जिसमें पाइप के ऊपर पंखे से हवा चलाकर पिघले हुए नमक को सक्रिय रूप से एक ठोस प्लग में ठंडा किया जाता था। यदि रिएक्टर पोत में अत्यधिक गर्मी उत्पन्न हो गई या हवा को ठंडा करने के लिए विद्युत शक्ति खो गई, तो प्लग पिघल जाएगा; FLiBe को रिएक्टर कोर से गुरुत्वाकर्षण द्वारा डंप टैंकों में खींच लिया जाएगा, और ग्रेफाइट मॉडरेटर के साथ नमक का संपर्क टूट जाने के कारण गंभीरता समाप्त हो जाएगी।

सामान्य परमाणु उच्च तापमान गैस रिएक्टर डिजाइन में एक पूरी तरह से निष्क्रिय और स्वाभाविक रूप से सुरक्षित क्षय गर्मी हटाने की प्रणाली है, जिसे रिएक्टर कैविटी कूलिंग सिस्टम (आरसीसीएस) कहा जाता है। इस डिज़ाइन में, स्टील नलिकाओं की एक श्रृंखला कंक्रीट की रोकथाम को रेखांकित करती है (और इसलिए रिएक्टर दबाव पोत को घेरती है) जो ग्रेड के ऊपर स्थित चिमनी से वायु संचालित प्राकृतिक परिसंचरण के लिए प्रवाह पथ प्रदान करती है। इस आरसीसीएस अवधारणा के डेरिवेटिव (काम करने वाले तरल पदार्थ के रूप में हवा या पानी के साथ) को जापानी उच्च तापमान इंजीनियरिंग परीक्षण रिएक्टर, चीनी एचटीआर -10, दक्षिण अफ्रीकी कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर अन्य गैस-कूल्ड रिएक्टर डिजाइनों में भी चित्रित किया गया है। रिएक्टर, और रूसी गैस टरबाइन मॉड्यूलर हीलियम रिएक्टर|जीटी-एमएचआर। हालाँकि इन क्षेत्रों में बिजली उत्पादन अनुसंधान के लिए इनमें से किसी भी डिज़ाइन का व्यावसायीकरण नहीं किया गया है, विशेष रूप से पीढ़ी IV रिएक्टर पहल और अगली पीढ़ी के परमाणु संयंत्र कार्यक्रमों के समर्थन में, आर्गन नेशनल लेबोरेटरी (प्राकृतिक संवहन शटडाउन गर्मी हटाने का घर) में प्रायोगिक सुविधाओं के साथ सक्रिय है। परीक्षण सुविधा, 1/2 स्केल एयर-कूल्ड आरसीसीएस)[15] और विस्कॉन्सिन विश्वविद्यालय (1/4 स्केल वायु और जल-ठंडा आरसीसीएस को अलग करने का घर)।[16][17]


यह भी देखें

संदर्भ

  1. ↑ Schulz, T.L. (2006). "वेस्टिंगहाउस AP1000 उन्नत निष्क्रिय संयंत्र". Nuclear Engineering and Design. 236 (14–16): 1547–1557. doi:10.1016/j.nucengdes.2006.03.049. ISSN 0029-5493.
  2. ↑ 2.0 2.1 2.2 "उन्नत परमाणु संयंत्रों के लिए सुरक्षा संबंधी शर्तें" (PDF). Directory of National Competent Authorities' Approval Certificates for Package Design, Special Form Material and Shipment of Radioactive Material. Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency: 1–20. September 1991. ISSN 1011-4289. IAEA-TECDOC-626.
  3. ↑ Walker, pp. 72–73
  4. ↑ "उन्नत रिएक्टर". Archived from the original on October 19, 2007. Retrieved October 19, 2007.
  5. ↑ Klimenkov, A. A.; N. N. Kurbatov; S. P. Raspopin & Yu. F. Chervinskii (December 1, 1986), "Density and surface tension of mixtures of molten fluorides of lithium, beryllium, thorium, and uranium", Atomic Energy, Springer New York, 61 (6): 1041, doi:10.1007/bf01127271, S2CID 93590814
  6. ↑ "TRIGA – 45 Years of Success". General Atomics. Archived from the original on September 29, 2009. Retrieved January 7, 2010.
  7. ↑ "TRIGA रिएक्टर के परमाणु सुरक्षा पैरामीटर". Brinje 40, Ljubljana, Slovenia: Reactor Infrastructure Centre, Jožef Stefan Institute. Retrieved January 7, 2010.{{cite web}}: CS1 maint: location (link)
  8. ↑ Walker, pp. 73–74
  9. ↑ Kemeny, p. 96; Rogovin, pp. 17–18
  10. ↑ Rogovin, pp. 14–15
  11. ↑ "GE के उन्नत ESBWR परमाणु रिएक्टर को दो प्रस्तावित परियोजनाओं के लिए चुना गया". GE Energy. Retrieved January 7, 2010.
  12. ↑ "वेस्टिंगहाउस AP1000". Westinghouse. Archived from the original on April 5, 2010. Retrieved January 7, 2010.
  13. ↑ V.G. Asmolov (August 26, 2011). "VVERs में निष्क्रिय सुरक्षा". JSC Rosenergoatom. Nuclear Engineering International. Archived from the original on March 19, 2012. Retrieved September 6, 2011.
  14. ↑ P.N. Haubenreich & J.R. Engel (1970). "पिघला हुआ नमक रिएक्टर प्रयोग के साथ अनुभव" (PDF, reprint). Nuclear Applications and Technology. 8 (2): 118–136. doi:10.13182/NT8-2-118.
  15. ↑ "The NSTF at Argonne: Passive Safety and Decay Heat Removal for Advanced Nuclear Reactor Designs". Argonne National Laboratory. Retrieved January 20, 2014.
  16. ↑ "NEUP final report 09-781: Experimental Studies of NGNP Reactor Cavity Cooling Systems with Water". inlportal.inl.gov.
  17. ↑ "NEUP awarded abstract: Modeling and Test Validation of a Reactor Cavity Cooling System with Air". inlportal.inl.gov.


बाहरी संबंध

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