Перегляд вихідного коду сторінки Розплавлення активної зони ядерного реактора

[[Файл:3MileIsland.jpg|thumb|300px|right|АЕС Три-Майл-Айленд (США), де відбулася [[Аварія на АЕС Три-Майл-Айленд|аварія]] з частковим мелтдауном]]
'''Розплавлення активної зони ядерного реаактора''' (у сленгу — ''мелтдаун'' від {{lang-en|meltdown}}) — неофіційний термі на позначення серйозної [[ядерна аварія|ядерної аварії]], внаслідок якої [[ядерне паливо]] в [[ядерний реактор|реакторі]] може пошкодитися від перегріву. Офіційно міжнародні організації цей термін не застосовують.<ref name="IAEASafetyTerminology">{{книга |заголовок=IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection |видавництво=[[МАГАТЕ]] |место=Vienna, Austria |рік=2007 |видавництво=2007 edition |isbn=9201007078 |посилання=http://www.iaea.org/books |мова=en}}</ref><ref name="USNRC-MeltdownAndNuclearMeltdownUndefined">{{cite web
 |url         = http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html
 |title       = Glossary
 |author      = 
 |date        = 
 |work        = 
 |publisher   = [[Nuclear Regulatory Commission]]
 |accessdate  = 2010-10-18
 |lang        = en
 |archiveurl  = https://www.webcitation.org/67Hv2JdY1?url=http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html
 |archivedate = 2012-04-29
 |deadlink    = no
}}</ref> Термін набув поширення після [[Аварія на АЕС Три-Майл-Айленд|аварії на Три-Майл-Айленд]] у 1979 році.

== Небезпека від розплавлення ==
Оскільки більшість палива міститься в [[ядерне паливо|паливних таблетках]], серйозний витік [[іонізуюче випромінювання|радіації]] може статися лише при пошкодженні зроблених із них [[ТВЕЛ]]ів. Однією з найпоширеніших причин їхнього руйнування -- це висока температура.

Малоймовірно, втім можливо, що температури при розплавленні може бути достатньо, щоб пропалити корпус реактора і фундамент. Вкрай мала імовірність цього підкреслюється жартівливим терміном «''[[Китайський синдром]]''», що походить від жарту про буцімто можливість палива при аварії пройти крізь усю Землю і дійти до Китаю.

У деяких реакторах ([[ВВЕР-1200]], [[European Pressurized Reactor|EPR]] додано [[пастка розплаву|пристрій локалізації розплаву]] (''пастка розплаву''), що перешкоджає його проникненню до фундаменту.

== Причини зростання температури ==

=== Залишкове тепловиділення ===
{{main|Залишкове тепловиділення}}
Після зупинки реактора навіть за повного припинення ланцюгової реакції тепловиділення продовжується за рахунок [[радіоактивний розпад|радіоактивного розпаду]] накопичених [[актиноїд]]ів та інших [[Поділ ядра#Продукти поділу|продуктів поділу]]. Виділена після зупинки потужність залежить від кількості накопичених продуктів поділу, для її розрахунку використовують формули від різних науковців. Найбільшого поширення зазнала формуля Вея—Віґнера. Згідно з нею, потужність залишкового тепловиділення розраховується за законом:

: <math>\frac{W_{\beta,\gamma}}{W_0} = 6,5 \cdot 10^{-2} \cdot \left [ \tau_c^{-0,2} - \left ( \tau_c + T \right )^{-0,2}  \right ]</math>, де:
* <math>W_{\beta,\gamma}</math> — потужність залишкового тепловиділення реактора через час <math>\tau_c</math> після його зупинки;
* <math>W_0</math> — потужність реактора до зупинки, на якій він працював протягом часу <math>T</math>
* час виражено у секундах (оскільки в деяких формулах час виражено в добах)

На початковому етапі після зупинки, коли <math>\tau_c \ll T</math>, можна скористатися спрощеною залежністю:

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

Таким чином, у перші секунди після зупинки залишкове тепловиділення складатиме 6,5 % від рівня потужності до зупинки. Через годину — приблизно 1,4 %, через рік — 0,023 %. Через це тепловідведення від реактора необхідне за будь-яких умов. На випадок екстреної зупинки конструкція забезпечена системами аварійного охолодження (расхолаживания) активної зони з електропостачанням від резервних [[дизельна електростанція|дизельних електростанцій]].<ref>{{книга
 |автор         = Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф.
 |заголовок     = АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта
 |посилання     = 
 |місце         = {{М.}}
 |видавництво   = Логос
 |год           = 2010
 |сторінки      = [https://archive.org/details/isbn_5283036367/page/n324 324]
 |сторінок      = 456
 |isbn          = 5-283-03636-7
 |тираж         = 1000
 |мова          = ru
}}</ref><ref>{{книга
 |автор         = Кириллов П. Л., Богословская Г.П.
 |заголовок     = [[Тепломассобмен|Тепло-массообмен]] в ядерных энергетических установках
 |посилання     = 
 |місце         = {{М.}}
 |видавництво   = Энергоатомиздат
 |год           = 2000
 |сторінки      = [https://archive.org/details/isbn_5283036367/page/n324 324]
 |сторінок      = 456
 |isbn          = 5-283-03636-7
 |тираж         = 1000
 |мова          = ru
}}</ref>

=== Аварія зі втратою теплоносія ===
{{в планах|дата=вересень 2022}}

== Див. також ==
* [[Ядерна аварія]]
* [[Ядерна безпека]]
* [[Міжнародна шкала ядерних подій]]

== Примітки ==
{{примітки}}

{{перекласти|pl|Stopienie rdzenia reaktora jądrowego}}
{{Зовнішні посилання}}
{{Радіаційні аварії}}
[[Категорія:Радіаційна безпека]]
[[Категорія:Ядерний реактор]]