Kernschmelzen ist ein informeller Begriff für einen strengen Kernreaktor-Unfall, der auf Kernschaden von der Überhitzung hinausläuft. Der Begriff wird von der Internationalen Atomenergie-Organisation oder von der amerikanischen Kerndurchführungskommission nicht offiziell definiert. Jedoch ist es definiert worden, um das zufällige Schmelzen des Kerns eines Kernreaktoren zu bedeuten, und ist im allgemeinen Gebrauch eine Verweisung auf den entweder ganzen oder teilweisen Zusammenbruch des Kerns. "Kern schmilzt Unfall", und "teilweiser Kern schmilzt" sind die analogen Fachbegriffe für ein Schmelzen.

Ein Kern schmilzt Unfall kommt vor, wenn die durch einen Kernreaktoren erzeugte Hitze die Hitze überschreitet, die durch die Kühlsysteme zum Punkt entfernt ist, wo mindestens ein Kernbrennstoff-Element seinen Schmelzpunkt überschreitet. Das unterscheidet sich von einem Kraftstoffelement-Misserfolg, der durch hohe Temperaturen nicht verursacht wird. Ein Schmelzen kann durch einen Verlust des Kühlmittels, Verlust des Kühlmittel-Drucks oder niedrigen Kühlmittel-Durchfluss verursacht werden oder das Ergebnis eines criticality Ausflugs sein, in dem der Reaktor an einem Macht-Niveau bedient wird, das seine Designgrenzen überschreitet. Abwechselnd, in einem Reaktorwerk wie der RBMK-1000, kann ein Außenfeuer den Kern gefährden, zu einem Schmelzen führend.

Sobald die Kraftstoffelemente eines Reaktors beginnen zu schmelzen, ist die primäre Eindämmung durchgebrochen worden, und der Kernbrennstoff (wie Uran, Plutonium oder Thorium) und Spaltungsprodukte (wie Cäsium 137, Krypton 88, oder Jod 131) innerhalb der Kraftstoffelemente kann ins Kühlmittel durchfiltern. Nachfolgende Misserfolge können diesen Radioisotopen erlauben, weitere Schichten der Eindämmung durchzubrechen. Überhitzter Dampf und heißes Metall innerhalb des Kerns können zu Kraftstoffkühlmittel-Wechselwirkungen, Wasserstoffexplosionen oder Wasserhammer führen, von denen einige Teile der Eindämmung zerstören konnte. Ein Schmelzen wird sehr ernst wegen des Potenzials, jedoch entfernt betrachtet, dass radioaktive Materialien mit langen Halbwertzeiten die ganze Eindämmung und Flucht durchbrechen (oder veröffentlicht werden konnten) in die Umgebung, auf radioaktive Verunreinigung und radioaktiven Niederschlag hinauslaufend, und zu Strahlenvergiftung von Leuten und Tieren in der Nähe führend. Der Betrag der Radioaktivität, die in die Umgebung wegen eines Kerns veröffentlicht ist, schmilzt wird in becquerels oder Curie gemessen.

Ursachen

Kernkraftwerke erzeugen Elektrizität durch die Heizung von Flüssigkeit über eine Kernreaktion, einen Generator zu führen. Wenn die Hitze von dieser Reaktion entsprechend nicht entfernt wird, können die Kraftstoffbauteile in einem Reaktorkern schmelzen. Ein Kernschaden-Ereignis kann sogar vorkommen, nachdem ein Reaktor geschlossen wird, weil der Brennstoff fortsetzt, Zerfall-Hitze zu erzeugen. Diese Zerfall-Hitze zerstreut sich mit der Zeit.

Ein Kernschaden-Unfall wird durch den Verlust des genügend Abkühlens für den Kernbrennstoff innerhalb des Reaktorkerns verursacht. Der Grund kann einer von mehreren Faktoren, einschließlich eines Verlustes des Druck-Kontrollunfalls, eines Unfalls des Verlustes des Kühlmittels (LOCA), eines nicht kontrollierten Macht-Ausflugs oder, in Reaktoren ohne einen Druck-Behälter, ein Feuer innerhalb des Reaktorkerns sein. Misserfolge in Regelsystemen können eine Reihe von Ereignissen verursachen, die auf Verlust des Abkühlens hinauslaufen. Zeitgenössische Sicherheitsgrundsätze der Verteidigung stellen eingehend sicher, dass vielfache Schichten von Sicherheitssystemen immer da sind, um solche Unfälle kaum zu machen.

Das Eindämmungsgebäude ist der letzte von mehrerem Schutz, der die Ausgabe der Radioaktivität zur Umgebung verhindert. Viele kommerzielle Reaktoren werden innerhalb eines dicken vorgespannten, stahlverstärkten, Luftdichtbeton-Struktur enthalten, die Winden der Orkan-Kraft und strengen Erdbeben widerstehen kann.

• Bei einem Unfall des Verlustes des Kühlmittels kommt entweder der physische Verlust des Kühlmittels (der normalerweise deionized Wasser, ein träges Benzin, NaK oder flüssiges Natrium ist) oder der Verlust einer Methode, einen genügend Durchfluss des Kühlmittels zu sichern, vor. Ein Unfall des Verlustes des Kühlmittels und ein Verlust des Druck-Kontrollunfalls sind nah in einigen Reaktoren verbunden. In einem unter Druck gesetzten Wasserreaktor kann ein LOCA auch eine "Dampfluftblase" veranlassen, sich im Kern wegen der übermäßigen Heizung des eingestellten Kühlmittels oder durch den nachfolgenden Verlust des durch einen schnellen Verlust des Kühlmittels verursachten Druck-Kontrollunfalls zu formen. In einem Verlust des erzwungenen Umlauf-Unfalls hat ein Benzin die Verbreiter des Reaktors abgekühlt (allgemein bewegend, oder Dampf gesteuerte Turbinen) scheitern, das Gaskühlmittel innerhalb des Kerns in Umlauf zu setzen, und Wärmeübertragung wird durch diesen Verlust des erzwungenen Umlaufs behindert, obwohl der natürliche Umlauf durch die Konvektion den Brennstoff kühl halten wird, so lange der Reaktor nicht depressurized ist.
• In einem Verlust des Druck-Kontrollunfalls fällt der Druck des beschränkten Kühlmittels unter der Spezifizierung ohne die Mittel, es wieder herzustellen. In einigen Fällen kann das die Wärmeübertragungsleistungsfähigkeit reduzieren (wenn man ein träges Benzin als ein Kühlmittel verwendet), und in anderen kann ein Isolieren "Luftblase" des Dampfs bilden, der die Kraftstoffbauteile (für unter Druck gesetzte Wasserreaktoren) umgibt. Im letzten Fall, wegen der lokalisierten Heizung der "Dampfluftblase" erwartet, Hitze, der Druck zu verfallen, der erforderlich ist zusammenzubrechen, kann die "Dampfluftblase" Reaktorgestaltungsvorschriften überschreiten, bis der Reaktor Zeit gehabt hat, um sich zu beruhigen. (Dieses Ereignis wird mit geringerer Wahrscheinlichkeit in Reaktoren des kochenden Wassers vorkommen, wo der Kern absichtlich depressurized sein kann, so dass das Notkernkühlsystem angemacht werden kann). In einer Druckablassen-Schuld verliert ein gasabgekühlter Reaktor Gasdruck innerhalb des Kerns, Wärmeübertragungsleistungsfähigkeit reduzierend und eine Herausforderung an das Abkühlen des Brennstoffs aufstellend; jedoch ist nicht weniger als mindestens ein Gasverbreiter verfügbar, der Brennstoff wird kühl behalten.
• Bei einem nicht kontrollierten Macht-Ausflugsunfall überschreitet eine plötzliche Macht-Spitze im Reaktor Reaktorgestaltungsvorschriften wegen einer plötzlichen Zunahme in der Reaktorreaktionsfähigkeit. Ein nicht kontrollierter Macht-Ausflug kommt wegen des bedeutenden Änderns eines Parameters vor, der die Neutronmultiplikationsrate einer Kettenreaktion betrifft (Beispiele schließen das Ausstoßen einer Kontrollstange oder bedeutsam Ändern der Kerneigenschaften des Vorsitzenden, solcher als durch das schnelle Abkühlen ein). In äußersten Fällen kann der Reaktor zu einer Bedingung bekannt als schnell kritisch weitergehen. Das ist besonders ein Problem in Reaktoren, die einen positiven leeren Koeffizienten der Reaktionsfähigkeit, einen positiven Temperaturkoeffizienten haben, über den gemäßigten sind, oder Übermengen von schädlichen Spaltungsprodukten innerhalb ihres Brennstoffs oder Vorsitzender fangen können. Viele dieser Eigenschaften sind im RBMK Design da, und die Katastrophe von Tschernobyl wurde durch solche Mängel sowie durch die strenge Maschinenbediener-Nachlässigkeit verursacht. Leichte Westwasserreaktoren sind sehr großen nicht kontrollierten Macht-Ausflügen weil Verlust von Kühlmittel-Abnahmen, aber nicht Zunahmen, Kernreaktionsfähigkeit (ein negativer leerer Koeffizient der Reaktionsfähigkeit) nicht unterworfen; "Übergangsprozesse", wie die geringen Macht-Schwankungen innerhalb von leichten Westwasserreaktoren genannt werden, werden auf kurze Zunahmen in der Reaktionsfähigkeit beschränkt, die mit der Zeit (etwa 200 % - 250 % des Maximums neutronic Macht seit ein paar Sekunden im Falle eines ganzen schnellen Stilllegungsmisserfolgs schnell abnehmen wird, der mit einem Übergangsprozeß verbunden ist).
• Kernbasierte Feuer gefährden den Kern und können die Kraftstoffbauteile veranlassen zu schmelzen. Ein Feuer kann mit dem Flugzeug verursacht werden, in gemäßigten Reaktor eines Grafits eingehend, oder ein flüssiges Natrium hat Reaktor abgekühlt. Grafit ist auch der Anhäufung der Energie von Wigner unterworfen, die den Grafit (wie zufällig, am Feuer von Windscale) überhitzen kann. Leichte Wasserreaktoren haben feuergefährliche Kerne oder Vorsitzende nicht und sind Kernfeuern nicht unterworfen. Gasabgekühlte Zivilreaktoren, wie Magnox, UNGG, und Typ-Reaktoren AGCR, halten ihre Kerne zugedeckt mit nicht reaktives Kohlendioxyd-Benzin, das kein Feuer unterstützen kann. Moderne gasabgekühlte Zivilreaktoren verwenden Helium, das nicht brennen kann, und Brennstoff haben, der hohen Temperaturen widerstehen kann, ohne (wie der Hohe Abgekühlte Temperaturgasreaktor und das Kieselstein-Bett Modulreaktor) zu schmelzen.
• Byzantinische Schulden und fallende Misserfolge innerhalb der Instrumentierung und Regelsysteme können strenge Probleme in der Reaktoroperation verursachen, potenziell zu Kernschaden wenn nicht gelindert führend. Zum Beispiel hat das Braun-Fährfeuer Kontrollkabel beschädigt und hat verlangt, dass die Pflanzenmaschinenbediener Kühlsysteme manuell aktiviert haben. Der Drei-Meile-Inselunfall wurde durch einen durchstochenen verursacht - öffnen versuchsbediente Druck-Entlastungsklappe, die mit einem irreführenden Wasserspiegel-Maß verbunden ist, das Reaktormaschinenbediener verführt hat, die auf Kernschaden hinausgelaufen sind.

Leichte Wasserreaktoren

Bevor der Kern eines leichten Wasserkernreaktoren beschädigt werden kann, müssen zwei Vorgänger-Ereignisse bereits vorgekommen sein:

• Eine Begrenzungsschuld (oder eine Reihe von zusammengesetzten Notbedingungen), der zum Misserfolg der Hitzeeliminierung innerhalb des Kerns (der Verlust des Abkühlens) führt. Niedriger Wasserspiegel deckt den Kern auf, ihm erlaubend, anzuheizen.
• Misserfolg von Emergency Core Cooling System (ECCS). Der ECCS wird entworfen, um den Kern schnell abzukühlen und ihn sicher im Falle der maximalen Schuld zu machen (der Designbasisunfall), den sich Kerngangregler und Pflanzeningenieure vorstellen konnten. Es gibt mindestens zwei Kopien des für jeden Reaktor gebauten ECCS. Jede Abteilung (Kopie) des ECCS ist allein der Reaktion zum Designbasisunfall fähig. Die letzten Reaktoren haben nicht weniger als vier Abteilungen des ECCS. Das ist der Grundsatz der Überfülle oder Verdoppelung. Nicht weniger als mindestens eine ECCS Abteilungsfunktionen, kein Kernschaden kann vorkommen. Jede der mehreren Abteilungen des ECCS hat mehrere innere "Züge" von Bestandteilen. So haben die ECCS Abteilungen selbst innere Überfülle - und können Misserfolgen von Bestandteilen innerhalb ihrer widerstehen.

Der Drei-Meile-Inselunfall war eine zusammengesetzte Gruppe von Notfällen, die zu Kernschaden geführt haben. Was geführt hat, war das eine falsche Entscheidung von Maschinenbedienern, den ECCS während einer Notbedingung zu schließen, die erwartet ist, Lesungen zu messen, die entweder falsch oder missdeutet waren; das hat eine andere Notbedingung verursacht, die, mehrere Stunden nach der Tatsache, zu Kernaussetzung und einem Kernschaden-Ereignis geführt hat. Wenn dem ECCS erlaubt worden wäre zu fungieren, hätte er sowohl Aussetzung als auch Kernschaden verhindert. Während des Ereignisses von Fukushima war das Notkühlsystem auch mehrere Minuten manuell geschlossen worden, nachdem es angefangen hat.

Wenn solch eine Begrenzungsschuld vorkommen sollte, und ein ganzer Misserfolg aller ECCS Abteilungen, beide Kuan, et al and Haskin, et al describe sechs Stufen zwischen dem Anfang der Begrenzungsschuld (der Verlust des Abkühlens) und der potenziellen Flucht von geschmolzenem corium in die Eindämmung (ein so genanntes "volles Schmelzen") vorkommen sollte:

1. Kern uncovery - Im Falle eines Übergangsprozesses, Umkippens, Notfalls oder Begrenzungsschuld, werden LWRs entworfen um (ein ABHAUEN Wesen die unmittelbare und volle Einfügung aller Kontrollstangen) automatisch ABZUHAUEN und den ECCS zu spinnen. Das reduziert außerordentlich Reaktorthermalmacht (aber entfernt es völlig nicht); das verzögert Kern "uncovery", der als der Punkt definiert wird, wenn die Kraftstoffstangen durch das Kühlmittel nicht mehr bedeckt werden und beginnen können anzuheizen. Weil Kuan festsetzt:" In einer kleinen Brechung LOCA ohne Notkernkühlmittel-Einspritzung beginnt Kern uncovery allgemein ungefähr eine Stunde nach der Einleitung der Brechung. Wenn die Reaktorkühlmittel-Pumpen nicht laufen, wird der obere Teil des Kerns zu einer Dampfumgebung ausgestellt, und heatup des Kerns wird beginnen. Jedoch, wenn die Kühlmittel-Pumpen laufen, wird der Kern durch eine zweiphasige Mischung des Dampfs und Wasser abgekühlt, und heatup der Kraftstoffstangen wird verzögert, bis fast das ganze Wasser in der zweiphasigen Mischung verdunstet wird. Der TMI-2 Unfall hat gezeigt, dass die Operation von Reaktorkühlmittel-Pumpen für bis zu etwa zwei Stunden gestützt werden kann, um eine zwei Phase-Mischung zu liefern, die Kern heatup verhindern kann."
2. Vorschaden heizt - "Ohne eine zweiphasige Mischung an, die den Kern oder von der Wasserhinzufügung zum Kern durchgeht, um Wasser boiloff zu ersetzen, die Kraftstoffstangen in einer Dampfumgebung werden an einer Rate zwischen 0.3 °C/s (0.5 °F/s) und 1 °C/s (1.8 °F/s) (3) anheizen."
3. Das Kraftstoffballonfahren und Bersten - "In weniger als eine halbe Stunde würde die Maximalkerntemperatur reichen. Bei dieser Temperatur kann sich die zircaloy Verkleidung der Kraftstoffstangen blähen und platzen. Das ist die erste Stufe des Kernschadens. Das Hüllballonfahren kann einen wesentlichen Teil des Fluss-Gebiets des Kerns blockieren und den Fluss des Kühlmittels einschränken. Jedoch ist die ganze Verstopfung des Kerns weil nicht der ganze Kraftstoffstange-Ballon an derselben axialen Position unwahrscheinlich. In diesem Fall kann genügend Wasserhinzufügung den Kern abkühlen und Kernschaden-Fortschritt aufhören."
4. Schnelle Oxydation - "Die folgende Bühne des Kernschadens, an ungefähr beginnend, ist die schnelle Oxydation von Zircaloy durch den Dampf. Im Oxydationsprozess wird Wasserstoff erzeugt, und ein großer Betrag der Hitze wird veröffentlicht. Oben überschreitet die Macht von der Oxydation das von der Zerfall-Hitze (4,5), wenn die Oxydationsrate durch die Versorgung entweder von zircaloy oder von Dampf nicht beschränkt wird."
5. Schutt-Bettbildung - "Wenn die Temperatur im Kern über, geschmolzene Kontrollmaterialien [1,6] reicht, wird darin fließen und im Raum zwischen den niedrigeren Teilen der Kraftstoffstangen fest werden, wo die Temperatur verhältnismäßig niedrig ist. Oben kann die Kerntemperatur in ein paar Minuten zum Schmelzpunkt von zircaloy [] wegen der vergrößerten Oxydationsrate eskalieren. Wenn die oxidierte Verkleidung bricht, würde der geschmolzene zircaloy, zusammen mit aufgelöstem UO [1,7] nach unten und Stopp im Kühler, niedrigeren Gebiet des Kerns fließen. Zusammen mit konsolidierten Kontrollmaterialien von früheren Unten-Flüssen würden der umgesiedelte zircaloy und UO die niedrigere Kruste eines sich entwickelnden zusammenhaltenden Schutt-Betts bilden."
6. (Corium) Wiederposition zum niedrigeren Plenum - "In Drehbüchern der kleinen Brechung LOCAs gibt es allgemein eine Lache von Wasser im niedrigeren Plenum des Behälters zur Zeit der Kernwiederposition. Die Ausgabe von geschmolzenen Kernmaterialien in Wasser erzeugt immer große Beträge des Dampfs. Wenn sich der geschmolzene Strom von Kernmaterialien schnell in Wasser auflöst, gibt es auch eine Möglichkeit einer Dampfexplosion. Während der Wiederposition kann jedes unoxidierte Zirkonium im geschmolzenen Material auch durch den Dampf oxidiert werden, und im Prozess wird der Wasserstoff erzeugt. Recriticality kann auch eine Sorge sein, wenn die Kontrollmaterialien im Kern und den umgesiedelten materiellen Pausen in unborated Wasser im niedrigeren Plenum zurückgelassen werden."

Am Punkt, an dem der corium zum niedrigeren Plenum, Haskin umzieht, hat et al relate, dass die Möglichkeit für ein Ereignis besteht, eine Kraftstoffkühlmittel-Wechselwirkung (FCI) genannt, um die primäre Druck-Grenze wesentlich zu betonen oder durchzubrechen, wenn der corium zum niedrigeren Plenum des Reaktordruck-Behälters ("RPV") umzieht.

Das ist, weil das niedrigere Plenum des RPV eine wesentliche Menge von Wasser - dem Reaktorkühlmittel - darin haben kann, und, annehmend, dass das primäre System depressurized nicht gewesen ist, wird das Wasser wahrscheinlich in der flüssigen Phase, und folglich dicht, und bei einer gewaltig niedrigeren Temperatur sein als der corium. Da corium ein flüssiges metallkeramisches Eutektikum bei Temperaturen dessen ist, kann sein Fall in flüssiges Wasser daran eine äußerst schnelle Evolution des Dampfs verursachen, der einen plötzlichen äußersten Überdruck und folgenden groben Strukturmisserfolg des primären Systems oder RPV verursachen konnte. Obwohl die meisten modernen Studien meinen, dass es, oder mindestens außerordentlich kaum, Haskin, et al state dass physisch unausführbar ist, dass dort eine geringe Möglichkeit eines äußerst gewaltsamen FCI-Führens zu etwas Gekennzeichnetem als ein Misserfolg der Alpha-Weise, oder der grobe Misserfolg des RPV selbst und die nachfolgende Ausweisung des oberen Plenums des RPV als eine Rakete gegen das Innere der Eindämmung besteht, die wahrscheinlich zum Misserfolg der Eindämmung und der Ausgabe der Spaltungsprodukte des Kerns zur Außenumgebung ohne jeden wesentlichen Zerfall führen würde, der stattgefunden hat.

Die amerikanische Kerngesellschaft hat "trotz des Schmelzens von ungefähr einem Drittel des Brennstoffs gesagt, der Reaktorbehälter selbst hat seine Integrität aufrechterhalten und hat den beschädigten Brennstoff enthalten."

Bruch der primären Druck-Grenze

Es gibt mehrere Möglichkeiten betreffs, wie die primäre Druck-Grenze durch corium durchgebrochen werden konnte.

• Dampfexplosion

Wie vorher beschrieben, konnte FCI zu einem Überdruck-Ereignis führen, das zu RPV führt, scheitern und so, primäre Druck-Grenze scheitern. Haskin, u. a. berichten Sie, dass im Falle einer Dampfexplosion der Misserfolg des niedrigeren Plenums viel wahrscheinlicher ist als Ausweisung des oberen Plenums in der Alpha-Weise. In sogar des niedrigeren Plenum-Misserfolgs, wie man erwarten kann, wird der Schutt bei verschiedenen Temperaturen in die Höhle unter dem Kern geplant. Die Eindämmung kann dem Überdruck unterworfen sein, obwohl das wahrscheinlich der Eindämmung nicht fehlen wird. Der Misserfolg der Alpha-Weise wird zu den vorher besprochenen Folgen führen.

• Pressurized Melt Ejection (PME)

Es ist besonders in unter Druck gesetzten Wasserreaktoren ziemlich möglich, dass die primäre Schleife unter Druck gesetzt im Anschluss an die corium Wiederposition zum niedrigeren Plenum bleiben wird. Als solcher werden Druck-Betonungen auf dem RPV zusätzlich zum Gewicht da sein betonen, dass der geschmolzene corium auf dem niedrigeren Plenum des RPV legt; wenn das Metall des RPV genug wegen der Hitze des geschmolzenen corium schwach wird, ist es wahrscheinlich, dass die Flüssigkeit corium unter dem Druck aus dem Boden des RPV in einem unter Druck gesetzten Strom zusammen mit verladenem Benzin entladen wird. Diese Weise der corium Ausweisung kann zu direkter Eindämmungsheizung (DCH) führen.

Der strenge Unfallex-Behälter Wechselwirkungen und Herausforderungen an die Eindämmung

Haskin, et al identify sechs Weisen, durch die die Eindämmung glaubwürdig herausgefordert werden konnte; einige dieser Weisen sind auf den Kern nicht anwendbar schmelzen Unfälle.

1. Überdruck
2. Dynamischer Druck (shockwaves)
3. Innere Raketen
4. Außenraketen (nicht anwendbar auf den Kern schmelzen Unfälle)
5. Meltthrough
6. Umleitung

Standardmisserfolg-Weisen

Wenn der geschmolzene Kern in den Druck-Behälter eindringt, gibt es Theorien und Spekulationen betreffs, was dann vorkommen kann.

In modernen russischen Werken gibt es ein "ansteckendes Kerngerät" im Boden des Eindämmungsgebäudes, der geschmolzene Kern soll eine dicke Schicht eines "Opfermetalls" schlagen, das schmelzen, den Kern verdünnen und das Hitzeleitvermögen vergrößern würde, und schließlich der verdünnte Kern durch Wasser abgekühlt werden kann, das im Fußboden zirkuliert. Jedoch hat es jede umfassende Prüfung dieses Geräts nie gegeben.

In Westwerken gibt es ein luftdichtes Eindämmungsgebäude. Obwohl Radiation an einem hohen Niveau innerhalb der Eindämmung sein würde, würden Dosen außerhalb seiner niedriger sein. Eindämmungsgebäude werden für die regelmäßige Ausgabe des Drucks entworfen, ohne Radionuklide, durch eine Druck-Ausgabe-Klappe und Filter zu veröffentlichen. Wasserstoff/Sauerstoff recombiners wird auch innerhalb der Eindämmung installiert, um Gasexplosionen zu verhindern.

In einem schmelzenden Ereignis werden ein Punkt oder Gebiet auf dem RPV heißer werden als andere Gebiete, und werden schließlich schmelzen. Wenn es schmilzt, wird corium in die Höhle unter dem Reaktor strömen. Obwohl die Höhle entworfen wird, um trocken zu bleiben, empfehlen mehrere NUREG-Klassendokumente, dass Maschinenbediener, um die Höhle im Falle eines Brennstoffs zu überschwemmen, Ereignis schmelzen. Dieses Wasser wird Dampf werden und die Eindämmung unter Druck setzen. Automatische Wassersprays werden große Mengen von Wasser in die dampfige Umgebung pumpen, um den Druck zu unterdrücken. Katalytischer recombiners wird den Wasserstoff und Sauerstoff zurück in Wasser schnell umwandeln. Eine positive Wirkung des corium, der in Wasser fällt, besteht darin, dass es abgekühlt wird und zu einem festen Zustand zurückkehrt.

Umfassende Wasserspray-Systeme innerhalb der Eindämmung zusammen mit dem ECCS, wenn es reaktiviert wird, werden Maschinenbedienern erlauben, Wasser innerhalb der Eindämmung zu zerstäuben, um den Kern auf dem Fußboden abzukühlen und es auf eine niedrige Temperatur zu reduzieren.

Diese Verfahren sind beabsichtigt, um Ausgabe der Radiation zu verhindern. Im Drei-Meile-Inselereignis 1979 hätte ein theoretisches Person-Stehen an der Pflanzeneigentumslinie während des kompletten Ereignisses eine Dosis von etwa 2 millisieverts (200 millirem), zwischen einem Brust-Röntgenstrahl und ein Wert eines CT Ansehens der Radiation erhalten. Das war wegen outgassing durch ein nicht kontrolliertes System, das heute backfitted mit aktiviertem Kohlenstoff und HEPA Filtern gewesen wäre, um Radionuklid-Ausgabe zu verhindern.

Jedoch im Falle des Ereignisses von Fukushima hat dieses Design auch mindestens teilweise gescheitert: Große Beträge von hoch radioaktivem Wasser wurden erzeugt, und Kernbrennstoff ist vielleicht durch die Basis der Druck-Behälter geschmolzen.

Das Abkühlen wird längere Zeit nehmen, bis die natürliche Zerfall-Hitze des corium zum Punkt abnimmt, wo natürliche Konvektion und Leitung der Hitze zu den Eindämmungswänden und der Wiederradiation der Hitze von der Eindämmung Wasserspray-Systeme berücksichtigen, die zu schließen sind, und der Reaktor in die sichere Lagerung gestellt. Die Eindämmung kann mit der Ausgabe der äußerst beschränkten offsite Radioaktivität und Ausgabe des Drucks innerhalb der Eindämmung gesiegelt werden. Nach mehreren Jahren für Spaltungsprodukte, um - wahrscheinlich ungefähr ein Jahrzehnt zu verfallen - kann die Eindämmung für die Entgiftung und den Abbruch wiedereröffnet werden.

Unerwartete Misserfolg-Weisen

Ein anderes Drehbuch sieht eine Zunahme von Wasserstoff, der zu einem Detonationsereignis, wie zufällig, für drei Reaktoren während des Ereignisses von Fukushima führen kann. Katalytischer Wasserstoff recombiners gelegen innerhalb der Eindämmung wird entworfen, um das davon abzuhalten, vorzukommen; jedoch, vor der Installation dieser recombiners in den 1980er Jahren, hat die Drei-Meile-Inseleindämmung (1979) ein massives Wasserstoffexplosionsereignis beim Unfall dort ertragen. Die Eindämmung hat dem Druck widerstanden, und keine Radioaktivität wurde veröffentlicht. Jedoch, in Fukushima recombiners hat erwartet nicht gearbeitet die Abwesenheit der Macht und Wasserstoffdetonation hat die Eindämmung durchgebrochen.

Spekulative Misserfolg-Weisen

Ein Drehbuch besteht aus dem Reaktordruck-Behälter, der plötzlich, mit der kompletten Masse des Corium-Hereinschauens in eine Lache von Wasser (zum Beispiel, Kühlmittel oder Vorsitzender) und das Verursachen äußerst schneller Generation des Dampfs scheitert. Der Druck-Anstieg innerhalb der Eindämmung konnte Integrität drohen, wenn Bruch-Platten die Betonung nicht erleichtern konnten. Ausgestellte feuergefährliche Substanzen konnten brennen, aber es gibt wenige, falls etwa, feuergefährliche Substanzen innerhalb der Eindämmung.

Eine andere Theorie hat gerufen ein 'Alpha Weise' Misserfolg durch den 1975-Rasmussen (WASCHEN SIE 1400) Studie behaupteter Dampf konnte genug Druck erzeugen, um den Kopf vom Reaktordruck-Behälter (RPV) zu blasen. Die Eindämmung konnte bedroht werden, wenn der RPV-Kopf damit kollidiert hat. (Der WASCHEN 1400-Bericht wurde durch bessere neuere Studien ersetzt, und jetzt hat die Kerndurchführungskommission sie alle verleugnet und bereitet sich vor die sich überwölbende Modernste Reaktorfolge-Analyse-Studie - sieh die Verzichterklärung in NUREG-1150.)

Es ist nicht bestimmt worden, inwieweit eine geschmolzene Masse durch eine Struktur schmelzen kann (obwohl das im Verlust des flüssigen Testreaktors geprüft wurde, der in tatsächlichen Testgebiet-Nordangaben beschrieben ist). Der Drei-Meile-Inselunfall hat etwas wahre Erfahrung mit einem wirklichen geschmolzenen Kern innerhalb einer wirklichen Struktur zur Verfügung gestellt; der geschmolzene corium hat gescheitert, durch den Reaktordruck-Behälter nach mehr als sechs Stunden der Aussetzung, wegen der Verdünnung des Schmelzens durch die Kontrollstangen und den anderen Reaktor internals zu schmelzen, die Betonung auf der Verteidigung eingehend gegen Kernschaden-Ereignisse gültig machend. Einige glauben, dass ein geschmolzener Reaktorkern wirklich in den Reaktordruck-Behälter und die Eindämmungsstruktur eindringen und abwärts in die Erde unten zum Niveau des Grundwassers brennen konnte.

Andere Reaktortypen

Andere Typen von Reaktoren haben verschiedene Fähigkeiten und Sicherheitsprofile als der LWR. Fortgeschrittene Varianten von mehreren dieser Reaktoren haben das Potenzial, um von Natur aus sicher zu sein.

CANDU Reaktoren

CANDU Reaktoren, von den Kanadiern erfundenes Design des Urans des schweren Wasserstoffs, werden mit mindestens einem, und allgemein zwei, große niedrige Temperatur und Unterdruckwasserreservoire um ihre Kanäle des Brennstoffs/Kühlmittels entworfen. Das erste ist der Hauptteil-Vorsitzende des schweren Wassers (ein getrenntes System vom Kühlmittel), und das zweite ist die Licht-gewasserfüllte Schild-Zisterne. Dieses Aushilfshitzebecken ist genügend, um irgendeinen das Kraftstoffschmelzen an erster Stelle zu verhindern (das Vorsitzender-Hitzebecken verwendend), oder das Durchbrechen des Kernbehälters sollte der Vorsitzende, schließlich von (das Verwenden des Schild-Zisterne-Hitzebeckens) kochen. Andere Misserfolg-Weisen beiseite vom Brennstoff schmelzen wird wahrscheinlich in einem CANDU aber nicht einem Schmelzen wie Deformierung des calandria in eine nichtkritische Konfiguration vorkommen. Alle CANDU Reaktoren werden innerhalb von Standardwesteindämmungen ebenso gelegen.

Gasabgekühlte Reaktoren

Ein Typ des Westreaktors, der als der fortgeschrittene gasabgekühlte Reaktor (oder AGCR) bekannt ist, gebaut durch das Vereinigte Königreich, ist für Unfälle des Verlustes des Abkühlens oder für den Kernschaden außer im am meisten äußersten von Verhältnissen nicht sehr verwundbar. Auf Grund vom relativ trägen Kühlmittel (Kohlendioxyd), das große Volumen und der Hochdruck des Kühlmittels und die relativ hohe Wärmeübertragungsleistungsfähigkeit des Reaktors, wird der Zeitrahmen für den Kernschaden im Falle einer Begrenzungsschuld in den Tagen gemessen. Die Wiederherstellung von einigen Mitteln des Kühlmittel-Flusses wird Kernschaden davon abhalten vorzukommen.

Andere Typen hoch fortgeschrittenen Benzins haben Reaktoren, allgemein bekannt als hohe Temperatur gasabgekühlte Reaktoren (HTGRs) wie der japanische Hohe Temperaturtestreaktor und der Sehr Hohe USA-Temperaturreaktor abgekühlt, sind von Natur aus sicher, bedeutend, dass Schmelzen oder andere Formen des Kernschadens, wegen der Struktur des Kerns physisch unmöglich sind, der aus sechseckigen prismatischen Blöcken des verstärkten Grafits des Silikonkarbids besteht, hat mit TRISO oder QUADRISO Kügelchen von Uran, Thorium aufgegossen oder hat sich vermischt Oxyd hat Untergrundbahn in einem Helium-gefüllten Stahldruck-Behälter innerhalb einer konkreten Eindämmung begraben. Obwohl dieser Typ des Reaktors gegen das Schmelzen nicht empfindlich ist, werden zusätzliche Fähigkeiten zur Hitzeeliminierung durch das Verwenden regelmäßigen atmosphärischen Luftstroms zur Verfügung gestellt, weil ein Mittel der Aushilfshitzeeliminierung, indem es es gehabt wird, einen Hitzeex-Wechsler durchführt und sich in die Atmosphäre wegen der Konvektion erhebend, volle restliche Hitzeeliminierung erreichend. Der VHTR steht auf dem Plan, um prototyped und geprüft an Idaho Nationales Laboratorium innerhalb des nächsten Jahrzehnts (bezüglich 2009) als das Design zu sein, das für das Folgende Generationskernkraftwerk durch das US-Energieministerium ausgewählt ist. Dieser Reaktor wird ein Benzin als ein Kühlmittel verwenden, das dann für die Prozess-Hitze (solcher als in der Wasserstoffproduktion) oder für das Fahren von Gasturbinen und die Generation der Elektrizität verwendet werden kann.

Ein ähnliches hoch fortgeschrittenes Benzin hat durch die Bundesrepublik Deutschland ursprünglich entworfenen Reaktor abgekühlt (der AVR Reaktor), und jetzt entwickelt durch Südafrika ist als das Kieselstein-Bett Modulreaktor bekannt. Es ist ein von Natur aus sicheres Design, bedeutend, dass Kernschaden, wegen des Designs des Brennstoffs (kugelförmiger Grafit "Kieselsteine" physisch unmöglich ist, die in einem Bett innerhalb eines metallenen RPV eingeordnet sind und mit TRISO (oder QUADRISO) Kügelchen von Uran, Thorium oder gemischtem Oxyd innerhalb) gefüllt sind. Ein Prototyp eines sehr ähnlichen Typs des Reaktors ist von den Chinesen, HTR-10 gebaut worden, und hat außer den Erwartungen von Forschern gearbeitet, die Chinesen dazu bringend, Pläne bekannt zu geben, ein Paar von später folgenden, umfassenden 250 MWe, von Natur aus sicher, auf demselben Konzept gestützte Energieerzeugungsreaktoren zu bauen. (Sieh Kernkraft in der Volksrepublik Chinas für mehr Information.)

Versuchspläne oder Konzeptionen

Einige Designkonzepte für Kernreaktoren betonen Widerstand gegen das Schmelzen und die Betriebssicherheit.

Der PIUS (bearbeiten innewohnende äußerste Sicherheit), sind Designs, die ursprünglich von den Schweden gegen Ende der 1970er Jahre und Anfang der 1980er Jahre konstruiert sind, LWRs, die auf Grund von ihrem Design gegen den Kernschaden widerstandsfähig sind. Keine Einheiten sind jemals gebaut worden.

Macht-Reaktoren, einschließlich des Deployable Elektrischen Energiereaktors, eine größere Skala ist die bewegliche Version des TRIGA für die Energieerzeugung in Katastrophengebieten und auf militärischen Missionen, und dem TRIGA Macht-System, einem kleinen Kraftwerk und Hitzequelle für den kleinen und entfernten Gemeinschaftsgebrauch, von interessierten Ingenieuren vorgebracht worden, und teilt die Sicherheitseigenschaften des TRIGA erwarteten zum Uran-Zirkonium hydride verwendeter Brennstoff.

Das Selbstregulierende Gemäßigte Wasserstoffkernkraft-Modul, ein Reaktor, der Uran hydride als ein Vorsitzender und Brennstoff verwendet, der in der Chemie und Sicherheit zum TRIGA ähnlich ist, besitzt auch diese äußerste Sicherheits- und Stabilitätseigenschaften, und hat ziemlich viel von Interesse in letzter Zeit angezogen.

Das flüssige Fluorid Thermalreaktor wird entworfen, um seinen Kern in einem geschmolzenen Staat, als eine eutektische Mischung des Thoriums und der Fluor-Salze natürlich zu haben. Als solcher ist ein geschmolzener Kern vom normalen und sicheren Staat der Operation dieses Reaktortyps reflektierend. Schließlich läuft der Kern heiß, ein Metallstecker wird schmelzen, und der geschmolzene Salz-Kern wird in Zisternen abfließen, wo es in einer nichtkritischen Konfiguration kühl werden wird. Da der Kern Flüssigkeit ist, und bereits geschmolzen ist, kann es nicht beschädigt werden.

Fortgeschrittene flüssige Metallreaktoren, wie der amerikanische Integrierte Schnelle Reaktor und die russische MILLIARDE 350, MILLIARDE 600 und MILLIARDE 800, haben alle ein Kühlmittel mit der sehr hohen Hitzekapazität, Natriumsmetall. Als solcher können sie einem Verlust des Abkühlens ohne widerstehen hauen AB, und ein Verlust des Hitzebeckens ohne hauen AB, sie als von Natur aus sicher qualifizierend.

Von der Sowjetunion entworfene Reaktoren

RBMKs

Sowjetisch hat RBMKs entworfen, hat nur in Russland und der CIS gefunden und hat jetzt überall außer Russland zugemacht, haben Sie Eindämmungsbauen, sind (das Neigen zu gefährlichen Macht-Schwankungen) natürlich nicht stabil, und haben auch ECCS Systeme, die äußerst unzulänglich durch Westsicherheitsstandards betrachtet werden. Der Reaktor von der Katastrophe von Tschernobyl war ein RBMK Reaktor.

RBMK ECCS Systeme haben nur eine Abteilung und haben weniger als genügend Überfülle innerhalb dieser Abteilung. Obwohl die große Kerngröße des RBMK es weniger energiedicht macht als der LWR Westkern, macht es es härter kühl zu werden. Der RBMK wird durch den Grafit gemäßigt. Sowohl in Gegenwart vom Dampf als auch in Gegenwart von Sauerstoff, bei hohen Temperaturen, Grafit-Form-Synthese-Benzin und mit der Wassergasverschiebungsreaktion brennt der resultierende Wasserstoff explosiv. Wenn sich Sauerstoff mit heißem Grafit in Verbindung setzt, wird er brennen. Der RBMK neigt zu gefährlichen Macht-Schwankungen. Kontrollstangen haben gepflegt, mit dem Grafit, ein Material geneigt zu werden, das Neutronen verlangsamt und so die Kettenreaktion beschleunigt. Wasser wird als ein Kühlmittel, aber nicht ein Vorsitzender verwendet. Wenn das Wasser weg kocht, wird das Abkühlen verloren, aber Mäßigung geht weiter. Das wird ein positiver leerer Koeffizient der Reaktionsfähigkeit genannt.

Kontrollstangen können stecken bleiben, wenn der Reaktor plötzlich anheizt und sie sich bewegen. Xenon-135, ein absorbierendes Neutronspaltungsprodukt, hat eine Tendenz, sich im Kern zu entwickeln und unvorhersehbar im Falle der niedrigen Macht-Operation abzubrennen. Das kann zu ungenauem neutronic und Thermalmacht-Einschaltquoten führen.

Der RBMK hat keine Eindämmung über dem Kern. Die einzige wesentliche feste Barriere über dem Brennstoff ist der obere Teil des Kerns, genannt das obere biologische Schild, das ein Stück des Betons ist, der mit Kontrollstangen und mit Zugriffslöchern zwischeneingedrungen ist, um während online aufzutanken. Andere Teile des RBMK wurden besser beschirmt als der Kern selbst. Schnelle Stilllegung (haut AB) nimmt 10 bis 15 Sekunden. Westreaktoren nehmen 1 - 2.5 Sekunden.

Westhilfe ist gegeben worden, um bestimmte Echtzeitsicherheitsmithörkapazitäten dem menschlichen Personal zur Verfügung zu stellen. Ob sich das bis zu die automatische Einleitung des Notabkühlens ausstreckt, ist nicht bekannt. Ausbildung ist in der Sicherheitsbewertung von Westquellen zur Verfügung gestellt worden, und russische Reaktoren haben sich im Ergebnis zu den Schwächen entwickelt, die im RBMK waren. Jedoch funktionieren zahlreiche RBMKs noch.

Es ist sicher zu sagen, dass es möglich sein könnte, ein Ereignis des Verlustes des Kühlmittels vor dem Kernschaden-Auftreten aufzuhören, aber dass irgendwelche Kernschaden-Ereignisse wahrscheinlich massive Ausgabe von radioaktiven Materialien sichern werden. Weiter sind gefährliche Macht-Schwankungen zum Design natürlich.

Litauen hat sich der EU kürzlich, und nach dem Hineinkommen angeschlossen, es ist erforderlich gewesen, die zwei RBMKs zu schließen, die es an Ignalina NPP hat, weil solche Reaktoren mit den Kernsicherheitsstandards Europas völlig unvereinbar sind. Es wird sie durch eine sicherere Form des Reaktors ersetzen.

MKER

Der MKER ist ein moderner von den Russen konstruierter Kanaltyp-Reaktor, der ein entfernter Nachkomme des RBMK ist. Es nähert sich dem Konzept von einer verschiedenen und höheren Richtung, die Vorteile optimierend, und die Fehler des ursprünglichen RBMK Designs befestigend.

Es gibt mehrere einzigartige Eigenschaften des Designs des MKER, die es eine glaubwürdige und interessante Auswahl machen:

Ein einzigartiger Vorteil des Designs des MKER ist, dass im Falle einer Herausforderung an das Abkühlen innerhalb des Kerns - eine Pfeife-Brechung eines Kanals der Kanal vom Plenum isoliert werden kann, das Wasser liefert, das Potenzial für Misserfolge der allgemeinen Weise vermindernd.

Die niedrigere Macht-Dichte des Kerns erhöht außerordentlich Thermalregulierung. Grafit-Mäßigung erhöht neutronic Eigenschaften außer leichten Wasserreihen. Das passive Notkühlsystem stellt ein hohes Niveau des Schutzes durch das Verwenden von natürlichen Phänomenen zur Verfügung, um den Kern aber nicht abhängig von motorgesteuerten Pumpen abzukühlen. Die Eindämmungsstruktur ist modern und bestimmt, um einem sehr hohen Niveau der Strafe zu widerstehen.

Das Auftanken wird vollbracht, während online, sicherstellend, dass Ausfälle für die Wartung nur sind und sehr wenige und weit dazwischen sind. 97-99-%-Betriebszeit ist eine bestimmte Möglichkeit. Niedrigere Bereicherungsbrennstoffe können verwendet werden, und hoher burnup kann wegen des Vorsitzender-Designs erreicht werden. Eigenschaften von Neutronics sind aufgemöbelt worden, um für die rein zivile Kraftstofffruchtbarmachung und Wiederverwertung zu optimieren.

Wegen der erhöhten Qualitätskontrolle von Teilen, der fortgeschrittenen Computersteuerungen, des umfassenden passiven Notkernkühlsystems und der sehr starken Eindämmungsstruktur, zusammen mit einem negativen leeren Koeffizienten und einem schnellen stellvertretenden schnellen Stilllegungssystem, kann die Sicherheit des MKER allgemein betrachtet werden als, im Rahmen der Westgeneration III Reaktoren zu sein, und die einzigartigen Vorteile des Designs können seine Wettbewerbsfähigkeit in Ländern erhöhen, die volle Kraftstoffzyklus-Optionen für die Kernentwicklung denken.

VVER

Der VVER ist ein unter Druck gesetzter leichter Wasserreaktor, der viel stabiler und sicher ist als der RBMK. Das ist, weil es leichtes Wasser als ein Vorsitzender (aber nicht Grafit) verwendet, Betriebseigenschaften gut verstanden hat, und einen negativen leeren Koeffizienten der Reaktionsfähigkeit hat. Außerdem sind einige mit mehr gebaut worden als Randeindämmungen, einige haben Qualität ECCS Systeme, und einige sind zu internationalen Standards der Kontrolle und Instrumentierung befördert worden. Gegenwärtige Generationen von VVERs (der VVER-1000) werden zu Westgleichwertigen Niveaus der Instrumentierung, Kontrolle und Eindämmungssysteme gebaut.

Jedoch, sogar mit diesen positiven Entwicklungen, erheben bestimmte ältere VVER Modelle ein hohes Niveau der Sorge, besonders der VVER-440 V230.

Der VVER-440 V230 hat kein Eindämmungsgebäude, aber hat nur eine Struktur, die dazu fähig ist, Dampf zu beschränken, der den RPV umgibt. Das ist ein Volumen von dünnem Stahl, vielleicht ein Zoll oder zwei in der Dicke, die nach Weststandards äußerst ungenügend ist.

• Hat keinen ECCS. Kann am grössten Teil einer 4-Zoll-Pfeife-Brechung überleben (es gibt viele Pfeifen, die größer sind als 4 Zoll innerhalb des Designs).
• Hat sechs Dampfgenerator-Schleifen, unnötige Kompliziertheit hinzufügend.
• Jedoch anscheinend können Dampfgenerator-Schleifen isoliert werden, falls eine Brechung in einer dieser Schleifen vorkommt. Das Werk kann mit einer isolierter Schleife - eine in wenigen Westreaktoren gefundene Eigenschaft funktionieren müssen.

Das Interieur des Druck-Behälters ist einfacher Legierungsstahl, der zu Wasser ausgestellt ist. Das kann führen, um zu verrosten, wenn der Reaktor zu Wasser ausgestellt wird. Ein Punkt der Unterscheidung, an der der VVER den Westen übertrifft, ist die Reaktorwasserreinigungsmöglichkeit - gebaut, um zweifellos sich mit dem enormen Volumen von Rost innerhalb der primären Kühlmittel-Schleife - das Produkt der langsamen Korrosion des RPV zu befassen.

Dieses Modell wird angesehen als, unzulängliche Prozessleittechner zu haben.

Bulgarien hatte mehrere VVER-440 V230 Modelle, aber sie haben sich dafür entschieden, sie nach dem Verbinden der EU aber nicht backfit sie zu schließen, und bauen stattdessen neue VVER-1000 Modelle. Viele NichteU-Staaten erhalten V230 Modelle, einschließlich Russlands und den CIS aufrecht. Viele dieser Staaten - anstatt die Reaktoren völlig aufzugeben - haben sich dafür entschieden, einen ECCS zu installieren, Standardverfahren zu entwickeln, und richtige Instrumentierung und Regelsysteme zu installieren. Obwohl Beschränkungen in Eindämmungen nicht umgestaltet werden können, kann die Gefahr einer Begrenzungsschuld, die auf Kernschaden hinausläuft, außerordentlich reduziert werden.

Der VVER-440 V213 Modell wurde zum ersten Satz von sowjetischen Kernsicherheitsstandards gebaut. Es besitzt ein bescheidenes Eindämmungsgebäude und die ECCS Systeme, obwohl nicht völlig zu Weststandards, vernünftig umfassend sind. Viele VVER-440 V213 durch ehemalige sowjetische Block-Länder besessene Modelle sind zur völlig automatisierten Westartigen Instrumentierung und den Regelsystemen befördert worden, Sicherheit zu Westniveaus für die Unfallverhütung - aber nicht für die Unfalleindämmung verbessernd, die eines bescheidenen Niveaus im Vergleich zu Westwerken ist. Diese Reaktoren werden als "sicher genug" durch Weststandards betrachtet, um Operation ohne Hauptmodifizierungen fortzusetzen, obwohl die meisten Eigentümer Hauptmodifizierungen durchgeführt haben, um ihnen bis zu allgemein gleichwertigen Niveaus der Kernsicherheit zu bringen.

Während der 1970er Jahre hat Finnland zwei VVER-440 V213 Modelle zu Weststandards mit einer groß-bändigen vollen Eindämmung und Weltklasse-Instrumentierung gebaut, Kontrollstandards und ein ECCS damit multiplizieren überflüssige und variierte Bestandteile. Außerdem sind passive Sicherheitseigenschaften wie 900-Tonne-Eiskondensatoren installiert worden, diese zwei Einheiten sicherheitsklug der fortgeschrittenste VVER-440'S in der Welt machend.

Der Typ VVER-1000 hat eine bestimmt entsprechende Westartige Eindämmung, der ECCS ist nach Weststandards genügend, und Instrumentierung und Kontrolle sind zu Westniveaus des Zeitalters der 1970er Jahre deutlich verbessert worden.

Katastrophe von Tschernobyl

In der Katastrophe von Tschernobyl ist der Brennstoff nichtkritisch geworden, als es geschmolzen ist und weg vom Grafit-Vorsitzenden - jedoch geflossen ist, hat man längere Zeitdauer gebraucht, um kühl zu werden. Der geschmolzene Kern Tschernobyls (dass Teil, der im Feuer nicht verdampft hat) überflutet in einem Kanal, der durch die Struktur seines Reaktorgebäudes geschaffen ist, und ist im Platz gefroren, bevor eine kernkonkrete Wechselwirkung geschehen konnte. Im Keller des Reaktors an Tschernobyl wurde ein Fuß eines großen "Elefanten" des gefrieren lassenen Kernmaterials gefunden. Verzögerung und Verhinderung der direkten Emission zur Atmosphäre, hätten die radiologische Ausgabe reduziert. Wenn in den Keller des Reaktorgebäudes eingedrungen worden war, würde das Grundwasser streng verseucht, und sein Fluss konnte die Verunreinigung weit entfernt tragen.

Der Reaktor von Tschernobyl war ein Typ RBMK. Die Katastrophe wurde durch einen Macht-Ausflug verursacht, der zu einem Schmelzen und umfassenden offsite Folgen geführt hat. Maschinenbediener-Fehler und ein fehlerhaftes Stilllegungssystem haben zu einer plötzlichen, massiven Spitze in der Neutronmultiplikationsrate, einer plötzlichen Abnahme in der Neutronperiode und einer folgenden Zunahme in der Neutronbevölkerung geführt; so, Kern heizen zu unsicheren Niveaus sehr schnell vergrößerten Fluss. Das hat das Wasserkühlmittel veranlasst zu blinken, um zu dämpfen, einen plötzlichen Überdruck innerhalb des Reaktordruck-Behälters (RPV) verursachend, zu Körnen des oberen Teils des Kerns und der Ausweisung des oberen Plenums des gesagten Druck-Behälters zusammen mit dem Kernschutt vom Reaktorgebäude in einem weit verstreuten Muster führend. Der niedrigere Teil des Reaktors ist etwas intakt geblieben; der Grafit-Neutronvorsitzende wurde zu Sauerstoff ausgestellt, der Luft enthält; die Hitze vom Macht-Ausflug zusätzlich zum restlichen Hitzefluss von den restlichen ohne Kühlmittel verlassenen Kraftstoffstangen hat Oxydation im Vorsitzenden veranlasst; das hat der Reihe nach mehr Hitze entwickelt und hat zum Schmelzen der Kraftstoffstangen und dem outgassing der Spaltungsprodukte enthalten darin beigetragen. Die verflüssigten Überreste von den Kraftstoffstangen sind durch eine Drainage-Pfeife in den Keller des Reaktorgebäudes geflossen und sind in einer Masse fest geworden später hat corium synchronisiert, obwohl die primäre Drohung gegen die öffentliche Sicherheit der verstreute Kern ejecta und der von der Oxydation des Vorsitzenden entwickelte gasses war.

Obwohl der Unfall von Tschernobyl schreckliche Effekten außer Seite hatte, ist viel von der Radioaktivität innerhalb des Gebäudes geblieben. Wenn das Gebäude scheitern sollte und Staub in die Umgebung dann die Ausgabe einer gegebenen Masse von Spaltungsprodukten veröffentlicht werden sollte, die im Alter von seit zwanzig Jahren haben, würde eine kleinere Wirkung haben als die Ausgabe derselben Masse von Spaltungsprodukten (in derselben chemischen und physischen Form), der nur eine kurze kühl werdende Zeit erlebt hatte (wie eine Stunde), nachdem die Kernreaktion begrenzt worden ist. Jedoch, wenn eine Kernreaktion wäre, wieder innerhalb des Werks von Tschernobyl vorzukommen (zum Beispiel, wenn sich Regenwasser versammeln und als ein Vorsitzender handeln sollte) dann, würden die neuen Spaltungsprodukte eine höhere spezifische Tätigkeit haben und so eine größere Bedrohung darstellen, wenn sie veröffentlicht würden. Um einen Postunfall Kernreaktion zu verhindern, sind Schritte, wie das Hinzufügen von Neutrongiften zu Schlüsselteilen des Kellers gemacht worden.

Effekten

Die Effekten eines Kernschmelzens hängen von den in einen Reaktor entworfenen Sicherheitseigenschaften ab. Ein moderner Reaktor wird entworfen, sowohl um ein Schmelzen kaum zu machen, als auch zu enthalten sollte man er vorkommen.

In einem modernen Reaktor sollte ein Kernschmelzen, entweder teilweise oder ganz, innerhalb der Eindämmungsstruktur des Reaktors enthalten werden. So (das Annehmen, dass keine anderen Hauptkatastrophen vorkommen), während das Schmelzen den Reaktor selbst streng beschädigen wird, vielleicht die ganze Struktur mit dem hoch radioaktiven Material verseuchend, sollte ein Schmelzen allein nicht zu bedeutender Strahlenausgabe oder Gefahr für das Publikum führen.

In der Praxis, jedoch, ist ein Kernschmelzen häufig ein Teil einer größeren Kette von Katastrophen (obwohl es so weniges Schmelzen in der Geschichte der Kernkraft gegeben hat, dass es nicht eine große Lache der statistischen Information gibt, aus der man einen glaubwürdigen Schluss betreffs zieht, was "häufig" in solchen Verhältnissen geschieht). Zum Beispiel, beim Unfall von Tschernobyl, als ist der Kern geschmolzen, es hatte bereits eine große Dampfexplosion und Grafit-Feuer und Hauptausgabe der radioaktiven Verunreinigung gegeben (als mit fast allen sowjetischen Reaktoren, es gab keine Eindämmungsstruktur an Tschernobyl).

Außerdem, bevor ein mögliches Schmelzen vorkommt, kann sich Druck bereits im Reaktor erheben, und ein Schmelzen durch die Wiederherstellung des Abkühlens des Kerns zu verhindern, Maschinenbedienern wird erlaubt, den Druck im Reaktor zu reduzieren, indem sie (radioaktiven) Dampf in die Umgebung veröffentlichen. Das ermöglicht ihnen, zusätzliches kühl werdendes Wasser in den Reaktor wieder einzuspritzen.

Reaktordesign

Obwohl unter Druck gesetzte Wasserreaktoren gegen das Kernschmelzen ohne aktive Sicherheitsmaßnahmen empfindlicher sind, ist das nicht eine universale Eigenschaft von Zivilkernreaktoren. Viel von der Forschung in Zivilkernreaktoren ist für Designs mit passiven Kernsicherheitseigenschaften, die gegen das Schmelzen weniger empfindlich sein können, selbst wenn alle Notsysteme gescheitert haben. Zum Beispiel werden Kieselstein-Bettreaktoren entworfen, so dass der ganze Verlust des Kühlmittels seit einer unbestimmten Periode auf die Reaktorüberhitzung nicht hinausläuft. Der General Electric ESBWR und Westinghouse AP1000 hat Sicherheitssysteme passiv aktiviert. Der CANDU Reaktor hat zwei niedrige Temperatur und Unterdruckwassersysteme, die den Brennstoff umgeben (d. h. Vorsitzender und Schild-Zisterne), dass die Tat als Aushilfshitzebecken und Schmelzen und kerndurchbrechende Drehbücher ausschließt.

Schnelle Züchter-Reaktoren sind gegen das Schmelzen empfindlicher als andere Reaktortypen, wegen der größeren Menge des spaltbaren Materials und des höheren Neutronflusses innerhalb des Reaktorkerns, der es schwieriger macht, die Reaktion zu kontrollieren.

Wie man

weit anerkennt, sind zufällige Feuer Risikofaktoren, die zu einem Kernschmelzen beitragen können.

Geschichte

Die Vereinigten Staaten von Amerika

Es hat mindestens acht Schmelzen in der Geschichte der Vereinigten Staaten gegeben. Alle werden "teilweises Schmelzen weit genannt."

1. BORAX-I war ein Testreaktor, der entworfen ist, um criticality Ausflüge zu erforschen. Im zerstörenden Endtest des Reaktors 1954 hat eine Verkalkulation zum Schmelzen eines bedeutenden Teils des Kerns und der Ausgabe von Kernbrennstoff und Spaltungsprodukten in die Umgebung geführt.
2. Der Reaktor an EBR-I hat ein teilweises Schmelzen während eines Kühlmittel-Fluss-Tests am 29. November 1955 ertragen.
3. Das Natriumsreaktorexperiment im Feldlaboratorium von Santa Susana war ein experimenteller Kernreaktor, der von 1957 bis 1964 funktioniert hat und das erste kommerzielle Kraftwerk in der Welt war, um ein Kernschmelzen im Juli 1959 zu erfahren.
4. Stationärer Reaktor der Niedrigen Macht Nummer Ein (SL-1) war ein experimenteller USA-Armeekernkraft-Reaktor, der einen criticality Ausflug, eine Dampfexplosion und ein Schmelzen am 3. Januar 1961 erlebt hat, drei Maschinenbediener tötend.
5. Der SNAP8ER Reaktor am Feldlaboratorium von Santa Susana hat Schaden an 80 % seines Brennstoffs bei einem Unfall 1964 erfahren.
6. Das teilweise Schmelzen an Fermi 1 experimenteller schneller Züchter-Reaktor 1966 hat verlangt, dass der Reaktor repariert wurde, obwohl es nie volle Operation später erreicht hat.
7. Der SNAP8DR Reaktor am Feldlaboratorium von Santa Susana hat Schaden an ungefähr einem Drittel seines Brennstoffs bei einem Unfall 1969 erfahren.
8. Der Drei-Meile-Inselunfall, 1979, verwiesen auf in der Presse als ein "teilweiser Kern schmilzt," hat die dauerhafte Stilllegung dieses Reaktors geführt.

Die Sowjetunion

Im ernstesten Beispiel haben die Katastrophe von Tschernobyl, Designfehler und Maschinenbediener-Nachlässigkeit zu einem Macht-Ausflug geführt, der nachher ein Schmelzen verursacht hat. Gemäß einem Bericht, der durch das Forum von Tschernobyl veröffentlicht ist (aus zahlreichen Agenturen der Vereinten Nationen, einschließlich der Internationalen Atomenergie-Organisation und der Weltgesundheitsorganisation bestehend; die Weltbank; und die Regierungen der Ukraine, Weißrusslands und Russlands) die Katastrophe hat achtundzwanzig Menschen wegen akuten Strahlensyndroms getötet, konnte vielleicht auf bis zu viertausend tödliche Krebse in einer unbekannten Zeit mit der Zukunft hinauslaufen und hat das dauerhafte Evakuieren einer Ausschluss-Zone um den Reaktor verlangt.

Japan

Während des Fukushima I Kernunfälle haben drei von sechs Reaktoren des Kraftwerks wie verlautet Schmelzen ertragen. Der grösste Teil des Brennstoffs im Reaktorkernkraftwerk Nr. 1 ist geschmolzen. TEPCO glaubt, dass Nr. 2 und Nr. 3 von Reaktoren ähnlich affected.http://search.japantimes.co.jp/cgi-bin/nn20110524x1.html am 24. Mai 2011 war, hat TEPCO berichtet, dass alle drei Reaktoren zerflossen sind.

Schmelzen-Ereignisse

Mehrere sowjetische Marinekernunterseeboote haben Kernschmelzen, einschließlich K-27, K-140 und K-431 erfahren.

• Es gab auch ein tödliches Kernschmelzen an SL-1, einem experimentellen amerikanischen militärischen Reaktor in Idaho.

Das groß angelegte Kernschmelzen an Zivilkernkraftwerken schließt ein:

• der Reaktor von Lucens, die Schweiz, 1969.
• der Drei-Meile-Inselunfall in Pennsylvanien, den Vereinigten Staaten, 1979.
• die Katastrophe von Tschernobyl am Kernkraftwerk von Tschernobyl, die Ukraine, die UDSSR, 1986.
• Der Fukushima I Kernunfälle im Anschluss an das Erdbeben und den Tsunami in Japan, März 2011.

Anderes Kernschmelzen ist vorgekommen an:

• NRX (Militär), Ontario, Kanada, 1952
• BORAX-I (experimentell), Idaho, die Vereinigten Staaten, 1954
• EBR-I (Militär), Idaho, die Vereinigten Staaten, 1955
• Windscale (Militär), Sellafield, England, 1957 (sieh Feuer von Windscale)
• Natriumsreaktorexperiment, zivil SantaSusanafeldlaboratorium, Simi Tal, Kalifornien, die Vereinigten Staaten, 1959
• Fermi 1 (Bürger), Michigan, die Vereinigten Staaten, 1966
• Kernkraftwerk von Chapelcross (Bürger), Schottland, 1967
• Kernkraftwerk von Saint Laurent (Bürger), Frankreich, 1969
• A1 Werk, (Bürger) an Jaslovské Bohunice, die Tschechoslowakei, 1977
• Kernkraftwerk von Saint Laurent (Bürger), Frankreich, 1980
• Greifswald Kernkraftwerk (Bürger), Ostdeutschland, 1989

Siehe auch

• Verhalten von Kernbrennstoff während eines Reaktorunfalls
• CBI Polymer blauer Schlamm
• Tschernobyl im Vergleich zu anderer Radioaktivität veröffentlicht
• Katastrophe von Tschernobyl
• Katastrophe-Effekten von Tschernobyl
• Chinesisches Syndrom
• Radioaktive Abfallwirtschaft auf höchster Ebene
• Internationale Kernereignis-Skala
• Liste von Zivilkernunfällen
• Listen von Kernkatastrophen und radioaktiven Ereignissen
• Kernbrennstoff-Antwort auf Reaktorunfälle
• Kernsicherheit
• Kernkraft
• Kernkraft-Debatte
• Drei-Meile-Inselunfall
• Windscale zünden an

Links

• Kommentierte Bibliografie auf Zivilkernunfällen von der Alsos Digitalbibliothek für Kernprobleme
• Teilweise Kraftstoffschmelzen-Ereignisse