Fusión del núcleo del reactor nuclear

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La fusión del núcleo del reactor nuclear (también argot meltdown del inglés meltdown ) es un término informal que significa accidente nuclear grave , como resultado del cual el combustible nuclear en el reactor puede dañarse debido al sobrecalentamiento. El término no está reconocido por organismos internacionales oficiales. [1] [2]

Historia

El término comenzó a replicarse en los medios tras el accidente de la central nuclear de Three Mile Island en 1979 .

Peligro de fusión

Debido a que la mayoría de los productos de fisión en un reactor típico están contenidos dentro de las pastillas de combustible , la fuga de radiación extensa solo puede ocurrir si se destruyen los elementos combustibles (RE) que los contienen. Una de las razones de la destrucción de las barras de combustible puede ser su fusión bajo la influencia de altas temperaturas.

Existe una posibilidad teórica, aunque poco probable, de que cuando el combustible nuclear se derrita, la temperatura en él sea tan alta que pueda quemar la vasija del reactor y los cimientos. La probabilidad extremadamente baja de tal evento se subraya burlonamente con el nombre de " síndrome chino ", derivado de la broma de que en un accidente severo en una planta de energía nuclear, el combustible nuclear supuestamente es capaz de quemar toda la Tierra y llegar a China.

En algunos diseños de reactores (VVER-1200, EPR) se ha agregado un dispositivo de contención de fusión ( trampa de fusión) , que evita la penetración de la fusión a la base.

Razones para el aumento de las temperaturas

Calor residual

Después de que se apaga el reactor, incluso en ausencia de una reacción en cadena, la liberación de calor continúa debido a la desintegración radiactiva de los actínidos acumulados y otros productos de fisión . La potencia liberada después de detenerse depende de la cantidad de productos de fisión acumulados, y para calcularla se utilizan fórmulas propuestas por varios científicos. La fórmula de Wey-Wigner es la más utilizada. En base a esto, la producción de calor residual disminuye de acuerdo con la ley:

{\frac {W_{\beta ,\gamma }}{W_{0}}}=6.5\cdot 10^{-2}\cdot \left[\tau _{c}^{-0 ,2 }-\izquierda(\tau _{c}+T\derecha)^{-0,2}\derecha]

, dónde:

${\displaystyle W_{\beta ,\gamma ))$ — potencia de liberación de calor residual del reactor en el tiempo después de su parada; ${\ estilo de visualización \ tau _ {c}}$
$W_0$ es la potencia del reactor antes de la parada, a la que trabajó durante el tiempo $T$
el tiempo se expresa en segundos (hay fórmulas que tienen una forma ligeramente diferente, donde el tiempo se expresa en días)

En la etapa inicial después de la parada, cuando , puede usar una dependencia simplificada: ${\ estilo de visualización \ tau _ {c} \ ll T}$

{\displaystyle W_{\beta ,\gamma }=6,5\cdot 10^{-2}\cdot W_{0}\cdot \tau_{c}^{-0,2))

Así, en los primeros segundos tras la parada, la liberación de energía residual será de aproximadamente el 6,5% del nivel de potencia antes de la parada. En una hora - alrededor del 1,4%, en un año - 0,023%. Por esta razón, existe la necesidad de proporcionar una eliminación de calor del reactor bajo cualquier condición. En el caso de un apagado repentino del reactor, el diseño incluye varios sistemas de enfriamiento de emergencia (enfriamiento) para el núcleo con suministro de energía de plantas de energía diesel de respaldo . [3] [4]

Accidente por pérdida de refrigerante

Véase también

Notas

↑ Glosario de seguridad del OIEA: Terminología utilizada en seguridad nuclear y protección radiológica . — Edición de 2007. - Viena, Austria: Organismo Internacional de Energía Atómica , 2007. - ISBN 9201007078 .
↑ Glosario . _ Comisión Reguladora Nuclear . Fecha de acceso: 18 de octubre de 2010. Archivado desde el original el 29 de abril de 2012.
↑ Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Planta de energía nuclear con un reactor tipo VVER-1000. Desde las bases físicas de funcionamiento hasta la evolución del proyecto. - M. : Logos, 2010. - S. 171-172. — 604 pág. - 1000 copias. - ISBN 978-5-98704-496-4 .
↑ Kirillov P.L., Bogoslovskaya G.P. Transferencia de calor y masa en centrales nucleares. - M. : Energoatomizdat, 2000. - S. 324 . — 456 págs. - 1000 copias. — ISBN 5-283-03636-7 .

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