निष्क्रिय नाभिकीय सुरक्षा

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पैसिव न्यूक्लियर सुरक्षा एक सुरक्षा विशेषता के लिए डिज़ाइन दृष्टिकोण है, जिसे न्यूक्लियर रिएक्टर में लागू किया जाता है, जिसमें न्यूक्लियर रिएक्टर को सुरक्षित बंद करने के लिए ऑपरेटर या इलेक्ट्रिकल/इलेक्ट्रॉनिक प्रतिक्रिया की कोई एक्टिव हस्तक्षेप की आवश्यकता नहीं होती, एक विशेष प्रकार के आपात स्थिति की स्थिति में (सामान्यत: शीतली की हानि या शीतली की गति की हानि से होने वाली अधिग्रहण से)। इस प्रकार की डिज़ाइन विशेषताएँ सामान्यत: रीएक्टर की स्थिति के बिगड़ने को धीमा करने के लिए उनके पूर्वानुमान के अनुसार संघटित होती हैं; वे सामान्यत: गुरुत्व, उत्तलता, दबाव अंतर, संचार या प्राकृतिक ऊष्मा संवेग जैसी प्राकृतिक बलों या घटनाओं का उपयोग करती हैं ताकि सुरक्षा कार्यों को सक्रिय शक्ति स्रोत की आवश्यकता न हो।[1] कई पुराने सामान्य रिएक्टर डिज़ाइन पैसिव सुरक्षा प्रणालियों का सीमित प्रमाण में उपयोग करते हैं, बल्कि वे सामान्यत: डीज़ल पॉवर से संबंधित सुरक्षा प्रणालियों पर निर्भर होते हैं। कुछ नए रिएक्टर डिज़ाइन में अधिक पैसिव प्रणालियाँ शामिल हैं; मुख्य उत्साह यह है कि वे अत्यंत विश्वसनीय हैं और उन प्रणालियों के स्थापना और रखरखाव से जुड़े खर्च को कम करते हैं जो विभिन्न प्रणालियों के कई ट्रेन और अच्छी विश्वसनीयता के स्तर को प्राप्त करने के लिए अनेक संयोजनों की आवश्यकता होती है। हालांकि, जो बहुत अधीन चालक बलें हैं जो कई पैसिव सुरक्षा सुविधाओं को असरकारी बना सकती हैं, विशेषकर एक दुर्घटना के बाद शॉर्ट टर्म में।

शब्दावली

'पैसिव सुरक्षा' को ऐसी सुरक्षा प्रक्रियाएँ कहा जाता है जिनके संलग्न होने के लिए कम या कोई बाह्य शक्ति या मानव नियंत्रण की आवश्यकता नहीं होती। आधुनिक रिएक्टर डिज़ाइन में मुख्य ध्यान इस ओर है कि मानव त्रुटि के संयोजन से होने वाले जोखिम को कम करने के लिए पैसिव प्रणालियों की संख्या बढ़ाई जाए।

ज्यादा कवरेज के साथ जुड़ी अधिक सुरक्षा के बावजूद, सभी वर्तमान के बड़े पैम्प न्यूक्लियर रिएक्टर्स को सहारा देने के लिए बाह्य (सक्रिय) और आंतरिक (पैसिव) तंत्र दोनों की आवश्यकता है। कोई भी 'पैसिव सुरक्षित' रिएक्टर नहीं है, केवल प्रणालियों और घटकों के लिए है। सुरक्षा प्रणालियों का उपयोग किया जाता है ताकि संयान्त्र उम्मीदित संचालनीय घटनाओं या दुर्घटनाओं के मामले में सामान्य स्थितियों के बाहर न जाए, जबकि नियंत्रण प्रणालियों का उपयोग सामान्य स्थितियों के तहत संयंत्र को संचालित करने के लिए किया जाता है। कभी-कभी एक प्रणाली दोनों विशेषताओं को समाहित करती है। पैसिव सुरक्षा सुरक्षा प्रणाली के घटकों को संदर्भित करती है, जबकि अंतर्निहित सुरक्षा सुरक्षा विशेष उपप्रणालियों की उपस्थिति या अभाव के बावजूद नियंत्रण प्रणाली प्रक्रिया को संदर्भित करती है।

न्यूक्लियर रिएक्टर के सुरक्षा प्रणाली का एक उदाहरण पैसिव सुरक्षा घटकों के साथ है, जैसा कि एक न्यूक्लियर रिएक्टर के कंटेनमेंट वेसल का। वेसल की कंक्रीट दीवारें और स्टील लाइनर में पैसिव सुरक्षा होती है, लेकिन इसके लिए सक्रिय प्रणालियों की आवश्यकता होती है (वाल्व्स, फ़ीडबैक लूप्स, बाह्य इंस्ट्रूमेंटेशन, नियंत्रण सर्किट्स, आदि) जो बाह्य शक्ति और मानव संचालन की आवश्यकता होती है ताकि वे कार्य कर सकें।

अंतरराष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी (आईएए) ने घटकों की "पैसिव सुरक्षा" की डिग्री को श्रेणी A से D तक वर्गीकृत किया है, जो इस पर्यावरण 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 A में (1+2+3+4) ईंधन क्लैडिंग है, जो ईंधन पैलेट की सुरक्षात्मक और अप्रतिक्रियात्मक बाह्य परत है, जो उपर्युक्त विशेषताओं में से किसी का उपयोग नहीं करती: यह हमेशा बंद रहता है और ईंधन और फिशन उत्पादों को अंदर रखता है और पुनः प्रशिक्षण संयंत्र पर पहुँचने से पहले खुला नहीं होता है। श्रेणी B में (2+3+4) सर्ज लाइन है, जो हॉट लेग को प्रेशराइज़र से जोड़ता है और पीडब्ल्यूआर के प्राथमिक लूप में दबाव को नियंत्रित करने में मदद करता है और जब इसका कार्य पूरा होता है, तो एक चलते हुए कार्यक्षम तरल का उपयोग करता है। श्रेणी C में (3+4) एक्यूम्युलेटर है, जिसे 'बुद्धिमत्ता' या बाह्य शक्ति के सिग्नल इनपुट की आवश्यकता नहीं है। जब प्राथमिक सर्किट में दबाव स्प्रिंग लोडेड एक्यूम्युलेटर वाल्व्स की सेट पॉइंट से कम होता है, तो वाल्व्स खुलते हैं और जल संपीड़ित नाइट्रोजन द्वारा प्राथमिक सर्किट में पानी को प्रवेश कराया जाता है। श्रेणी D में (केवल 4) एसीआरएएम है जो चलते हुए कार्यक्षम तरलों, चलते हुए मैकेनिकल पार्ट्स और 'बुद्धिमत्ता' के सिग्नल इनपुट का उपयोग करता है, लेकिन बाह्य शक्ति या बल का उपयोग नहीं करता: नियंत्रण रॉड्स को उनके चुंबकीय क्लैम्प से मुक्त करने के बाद ये गुरुत्व के द्वारा गिरते हैं। लेकिन परमाणु सुरक्षा इंजीनियरिंग कभी भी इतनी सरल नहीं होती: एक बार मुक्त होने पर रॉड अपने कार्यक्षम को पूरा नहीं कर सकती: यह सुंदरभूत स्थितियों या डिफॉर्म्ड कोर संरचनाओं के कारण अटक जा सकता है। यह दिखाता है कि यह एक पैसिव सुरक्षित प्रणाली है और इसे सही ढंग से सक्रिय किया गया है, लेकिन यह अपने कार्यक्षम को पूरा नहीं कर सकता है। पैसिव सुरक्षा घटकों के साथ सुरक्षा प्रणालियों के नमूने लगभग सभी परमाणु ऊर्जा स्थलों में पाए जा सकते हैं: एक्सेलेटर, पीडब्ल्यूआर्स में हाइड्रो-एक्यूम्युलेटर्स या बीडब्ल्यूआर्स में प्रेशर सुप्रेशन सिस्टम्स।

नेक्स्ट जनरेशन रिएक्टर्स में 'पैसिव सुरक्षित' घटकों पर अधिकांश पाठों में मुख्य मुद्दा यह है कि किसी सुरक्षा प्रणाली के कार्यक्षम करने के लिए कोई पंप की आवश्यकता नहीं है, और सिस्टम के सभी सक्रिय घटक (सामान्यत: आई एंड सी और वाल्व्स) इलेक्ट्रिक पावर से काम करते हैं जो बैटरी से मिलती है।

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

IAEA स्पष्ट रूप से निम्नलिखित चेतावनी का उपयोग करता है:

... पैसिविटी सत्यापित निर्भरता या उपलब्धता के साथ समानार्थी नहीं है, और सुरक्षा सुविधा की आश्वस्त अनुकूलता के साथ भी कम, हालांकि कई कारक जो प्रदर्शन के लिए संभावना से विपरीत हैं, उन्हें पैसिव डिज़ाइन के माध्यम से अधिक आसानी से सामना किया जा सकता है (सार्वजनिक धारणा)। दूसरी ओर, चर नियंत्रण का उपयोग करने वाले सक्रिय डिज़ाइन्स सुरक्षा कार्यों के बहुत अधिक सटीक पूर्ण करने की अनुमति देते हैं; यह दुर्घटना प्रबंधन स्थितियों के तहत विशेषकर बावधान प्रबंधन शर्तों के तहत विशेषकर इच्छनीय हो सकता है।

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

रिएक्टर्स को एक हाइड्रोलिक सुरक्षा प्रणाली घटक से फिट किया जा सकता है जो नियंत्रण प्रणाली हस्तक्षेप के बिना मॉडरेटर और कूलेंट के बाहरी दबाव में बढ़ाई गई चालू होने वाली दबाव के प्रतिक्रिया के लिए कूलेंट की अंतर्धारित दबाव को बढ़ाता है। ऐसे रिएक्टर्स को उस प्रकार के एक पैसिव सुरक्षा घटक से लबाया जा सकता है जो, यदि वैसा डिज़ाइन किया जाए, एक रिएक्टर में एक नेगेटिव वॉइड प्रतिक्रिया गुणधर्म को उत्पन्न कर सकता है, रिएक्टर की संचालन गुणधर्म से इसमें लगा हुआ हो। यह सुविधा केवल तब काम करेगी अगर यह एक उत्थान (स्टीम) वॉइड से तेज़ी से प्रतिक्रिया करती है और रिएक्टर के घटक बढ़े हुए कूलेंट दबाव को सह सकते हैं। एक रिएक्टर जिसे दोनों सुरक्षा सुविधाओं के साथ फिट किया जाता है - यदि ऐसा डिज़ाइन किया जाता है कि सकारात्मक रूप से प्रभावित हो सकता है - एक सुरक्षा इंटरलॉक का उदाहरण है। अधिक दुर्लभ संचालन असफलता मोड्स दोनों ऐसी सुरक्षा सुविधाओं को अनउपयोगी बना सकते हैं और रिएक्टर की कुल सापेक्ष निर्भरता से विचलित कर सकते हैं।

ऑपरेशन में निष्क्रिय सुरक्षा के उदाहरण

पारंपरिक रिएक्टर सुरक्षा प्रणालियाँ इस मतलब में सक्रिय हैं कि इनमें विद्युत या यांत्रिक क्रियाओं का समाहित होता है (उच्च-दबाव वॉटर पंप्स आदि)। लेकिन कुछ इंजीनियर्ड रिएक्टर सिस्टम पूरी तरह से पैसिव रूप से कार्रवाई करते हैं, जैसे कि ओवरप्रेशर को प्रबंधित करने के लिए दबाव रिलीफ वाल्व का उपयोग। समानांतर अतिरिक्त प्रणालियों की भी आवश्यकता है। संयुक्त स्वाभाविक और पैसिव सुरक्षा केवल भौतिक प्रदर्शनों पर निर्भर करती है जैसे कि दबाव विभेद, संवहन, गुरुत्व या उच्च तापमानों के साथ सामग्रियों के प्राकृतिक प्रतिसाद की धीमी या बंद होने की प्रतिक्रिया पर, इंजीनियर्ड कॉम्पोनेंट्स के काम करने पर नहीं जैसे कि उच्च-दबाव वॉटर पंप्स।

वर्तमान दबाव वाटर रीएक्टर्स और बॉयलिंग वाटर रीएक्टर्स एक प्रकार की पैसिव सुरक्षा सुविधा के साथ डिज़ाइन किए गए हैं। अत्यधिक शक्ति स्थिति के मामले में, परमाणु रिएक्टर कोर में पानी उबालने पर, उबाल के चेंबे बनते हैं। इन भाप वॉयड्स न्यूट्रॉन्स को कम मोडरेट करते हैं, जिससे रीएक्टर के अंदर शक्ति स्तर कम होता है। बोरैक्स प्रयोग और SL-1 मेल्टडाउन दुर्घटना ने इस सिद्धांत को साबित किया।

ऐसा एक रीएक्टर डिज़ाइन जिसकी स्वाभाविक रूप से सुरक्षित प्रक्रिया सभी संचालन मोड में किसी विशिष्ट असफलता स्थिति के दौरान सीधे रूप से एक पैसिव सुरक्षा घटक प्रदान करती है, वामान्यिक रूप से उस असफलता स्थिति के लिए सामान्यत: तब्दीला है।[2] हालांकि, अधिकांश वर्तमान जल-तंतू और संमोदक रीएक्टर्स, जब scrammed होते हैं, प्रक्रिया हीट ट्रांसफर या सक्रिय शीतक तंतु के बिना बची हुई उत्पादन और अस्तित्व शीत से मुक्ति प्रदान नहीं कर सकते। दूसरे शब्दों में, जब रीएक्टर बंद किया जाता है (SCRAMed), तो स्वाभाविक रूप से सुरक्षित हीट ट्रांसफर प्रक्रिया रीएक्टर चालित होते समय अत्यधिक गरमी को रोकने के लिए पैसिव सुरक्षा घटक प्रदान नहीं करती है। तीन माइल आइलैंड हादसा ने इस डिज़ाइन की कमियों को प्रकट किया: रीएक्टर और स्टीम जनरेटर बंद किए गए थे, लेकिन कूलेंट की हानि के साथ उसने फिर भी आंशिक मेल्टडाउन का सामना किया।[3]

See also: Nuclear fuel response to reactor accidents

तीसरी पीढ़ी के डिज़ाइन पहले के डिज़ाइनों में सुधार करते हैं जिसमें सक्रिय या निहित सुरक्षा सुविधाओं को शामिल किया गया है[4] जो किसी भी खराबी के मामले में दुर्घटनाओं से बचने के लिए कोई सक्रिय नियंत्रण या (मानव) संचालन हस्तक्षेप की आवश्यकता नहीं होती है, और इन्हें दबाव विभेद, गुरुत्व, प्राकृतिक संवहन, या उच्च तापमानों के प्रति सामान्य सामग्रियों की स्वाभाविक प्रतिक्रिया पर आश्रित हो सकती है।

कुछ डिज़ाइन्स में एक फास्ट ब्रीडर रिएक्टर की कोर को एक तरल धातु के तालाब में डाला जाता है। अगर रीएक्टर अधितापित होता है, तो धातु से बने ईंधन और क्लैडिंग का तापमान बढ़ने से अधिक न्यूट्रॉन कोर से बाहर निकलने का कारण बनता है, और पारमाणविक श्रृंगार प्रतिक्रिया को और नहीं सहारा किया जा सकता है। तरल धातु की बड़ी मात्रा भी साथ ही एक हीटसिंक के रूप में कार्य करती है जो कोर से असमान्य ठंडक को अवशोषित करने की क्षमता है, यदि सामान्य ठंडाई प्रणालियाँ असफल हो जाएं।

पेबल बेड रीएक्टर एक ऐसा रीएक्टर का उदाहरण है जिसमें स्वाभाविक रूप से सुरक्षित प्रक्रिया है जो सभी संचालन मोड के लिए एक पैसिव सुरक्षा घटक प्रदान करने की भी क्षमता है। जैसे ही ईंधन का तापमान बढ़ता है, डोप्लर ब्रॉडनिंग से न्यूट्रॉन को U-238 अणुओं द्वारा कैच किए जाने की संभावना बढ़ती है। इससे यह संभावना कम होती है कि न्यूट्रॉन U-235 अणुओं द्वारा कैच किए जाएं और फिषन को प्रारंभ करें, जिससे रीएक्टर का शक्ति उत्पाद घटता है और इससे ईंधन के तापमान पर स्वाभाविक सीमा लगती है। ईंधन पेबल्स की ज्यामिति और डिज़ाइन एक महत्वपूर्ण पैसिव सुरक्षा घटक प्रदान करते हैं।

सिंगल फ्ल्यूइड फ्लोराइड मोल्टन सॉल्ट रीएक्टर में फिसाइल, फर्टाइल और ऐक्टिनाइड रेडिओआइसोटोप्स फ्लोराइड कूलेंट के साथ मोलेक्युलर बॉन्ड में होते हैं। मोलेक्युलर बॉन्ड्स एक पैसिव सुरक्षा सुविधा प्रदान करते हैं क्योंकि एक कूलेंट की हानि घटित होने पर एक ईंधन की हानि होती है। मोल्टन फ्लोराइड ईंधन स्वयं साकारी नहीं हो सकता लेकिन केवल पायरोलाइटिक ग्रेफाइट जैसे न्यूट्रॉन रिफ्लेक्टर के जोड़ा जाने पर ही क्रिटिकैलिटी तक पहुंचता है। ऊर्जा की अधिक घनत्व के साथ ईंधन[5] के साथ अतिरिक्त कम घनत्व के बिना FLiBe फ्लोराइड कूलेंट द्वारा एक पैसिव सुरक्षा घटक प्रदान किया जाता है, जिसमें नियंत्रण रॉड्स या यानी कि मैकेनिकल फेलियर के दौरान टूट जाने वाले न्यूट्रॉन रिफ्लेक्टर के नीचे नीचे दूरी ग्रेफाइट क्रिटिकैलिटी को उत्पन्न नहीं करता है। रीएक्टर तरलों का गुरुत्व द्वारा निर्देशन प्रदान करना एक पैसिव सुरक्षा घटक प्रदान करता है।

लो पावर स्विमिंग पूल रीएक्टर्स जैसे SLOWPOKE और TRIGA को अनुसंधान वातावरणों में अनुपस्थित संचालन के लिए लाइसेंस प्राप्त हैं क्योंकि कम आमोद (19.75% U-235) यूरेनियम एलॉय हाइड्राइड ईंधन के तापमान बढ़ता है, तो ईंधन में मोलेक्युलर बाउंड हाइड्रोजन हीट को फिसियन न्यूट्रॉन्स के साथ बाहर निकालते समय उत्पन्न होते हैं।[6] यह डॉपलर शिफ्टिंग या स्पेक्ट्रम हार्डनिंग[7] ईंधन से गरमी को जल्दी से पूल के माध्यम से बहुत ज्यादा तापमान में तात्काल कूलिंग सुनिश्चित करता है जबकि ईंधन से कहीं कम जल्दी जल्दी रखता है। प्रॉम्प्ट, सेल्फ-डिस्पर्सिंग, उच्च प्रदर्शन हाइड्रोजन-न्यूट्रॉन हीट ट्रांसफर, असुधिष्ट रेडियोन्यूक्लाइड-जल हीट ट्रांसफर की तुलना में, सुनिश्चित करता है कि दुर्घटना के द्वारा ईंधन एकमात्र घटित नहीं हो सकता है। यूरेनियम-जिरकोनियम एलॉय हाइड्राइड वेरिएंट्स में, ईंधन खुद रासायनिक रूप से जल संरोधी है, जिससे ईंधन मोलेक्युल्स के जीवनकाल तक सुरक्षित सुरक्षा प्रदान करता है। जल्दी न्यूट्रॉन्स के लिए पूल द्वारा प्रदान किए जाने वाले एक बड़े क्षेत्र ने सुनिश्चित किया है कि प्रक्रिया में स्वाभाविक सुरक्षा की उच्च डिग्री है। कोर पूल के माध्यम से दृश्यमान है और सत्यापन माप कोर ईंधन तत्वों पर सीधे किया जा सकता है, पूर्ण निगरानी और परमाणु अपस्वीकृति सुरक्षा प्रदान करते हुए। इन डिज़ाइन्स के गुणवत्ता अनुपस्थित तर्कसंगत रूप से सबसे सुरक्षित परमाणु रीएक्टर्स हो सकते हैं।

निष्क्रिय सुरक्षा सुविधाओं का उपयोग करने वाले रिएक्टरों के उदाहरण

तीन माइल आइलैंड यूनिट 2 को लगभग 480 पेटाबेक्केरेल्स के बारे में नियंत्रित नहीं कर सका जा सका, जो पर्यावरण में रिहाई के लिए निकाले गए, और लगभग 120 किलोलीटर रेडियोऐक्टिव कंटैमिनेटेड कूलिंग वॉटर को नियंत्रण से बाहर निकाला गया, जिससे एक पड़ोसी इमारत में। TMI-2 के पायलट-ऑपरेटेड रिलीफ वाल्व का उद्दीपन करने के बाद स्वचालित रूप से शट करने के लिए डिज़ाइन किया गया था जो रिएक्टर के अंदर अत्यधिक दबाव को क्वेंच टैंक में निकालने के बाद होता था। हालांकि, वाल्व की मैकेनिकल फेलियर ने PORV क्वेंच टैंक को भर दिया, और रिलीफ डायाफ्राम को अंत में संधारित इमारत में टूट जाने का कारण बनाया।[8] नियंत्रण इमारत के संप पंप्स ने स्वचालित रूप से नियंत्रण इमारत के बाहर रेडियोऐक्टिव पानी को पंप किया।[9] एक काम करने वाले PORV के साथ क्वेंच टैंक और अलग से संचारण इमारत के संप ने दो परतें प्रदान कीं। एक अविश्वसनीय PORV ने इसके डिज़ाइन की पैसिव सुरक्षा को नकारात्मक बना दिया। प्लांट डिज़ाइन में केवल एक सोलेनॉइड एक्चुएटर की स्थिति पर आधारित एकल ओपन/क्लोज इंडिकेटर था, जबकि PORV की वास्तविक स्थिति का एक अलग संकेतकरण नहीं था।[10] इसने सीधे PORV की मैकेनिकल विश्वसनीयता को अनिश्चित बना दिया, और इसलिए इसकी पैसिव सुरक्षा स्थिति अनिश्चित बना दी। स्वचालित संप पंप्स और/या पर्याप्त नियंत्रण संप क्षमता ने नियंत्रण इमारत की डिज़ाइन की पैसिव सुरक्षा को नकारात्मक बना दिया।

चेरनोबिल पावर प्लांट आपदा के खतरनाक आरबीएमके ग्राफाइट संरक्षित, जल-ठंडे रीएक्टर ने बोरॉन नियंत्रण रॉड्स के साथ सकारात्मक रिक्त संघटन और प्रतिक्रिया गति नियंत्रण के लिए इलेक्ट्रोमैग्नेटिक ग्रैपल्स पर डिज़ाइन किए गए थे। जो नियंत्रण प्रणालियां विश्वसनीय थीं, इस डिज़ाइन में एक संबंधित गुणांक की सकारात्मक रूप से अस्तित्व था। यह रीएक्टर कम ताकत स्तरों पर असुरक्षित था क्योंकि गलत नियंत्रण रॉड चलने से एक प्रतिकूल रूप से बढ़ा हुआ प्रभाव होता। चेरनोबिल रीएक्टर 4 को स्थानांतरित क्रेन द्वारा चलाए गए बोरॉन नियंत्रण रॉड्स के साथ बनाया गया था जो मोडरेटर सब्स्टेंस, ग्राफाइट, एक न्यूट्रॉन परावर्तक के साथ टिप किए गए थे। इसमें एक आपातकालीन कोर कूलिंग सिस्टम (ECCS) शामिल था जिसका या ग्रिड पावर या बैकअप डीज़ल जनरेटर का संचालन करना आवश्यक था। ECCS सुरक्षा घटक स्वचालित रूप से नहीं था। डिज़ाइन में एक आंशिक संग्रहण शामिल था जिसमें रीएक्टर के ऊपर और नीचे एक-दूसरे की बनी एक सीमेंट स्लैब थी - जिसमें पाइप और रॉड्स प्रवेश कर रहे थे, एक अवक्षेप गैस से भरे मेटल वेसल ताकत गर्म ग्राफाइट से दूर रखने के लिए, एक अग्निरोधी छत, और वेसल के नीचे की पाइप्स को द्वितीय जल से भरे बॉक्स में सील किया गया था। छत, मेटल वेसल, सीमेंट स्लैब और जल बॉक्स पैसिव सुरक्षा घटकों के उदाहरण हैं। चेरनोबिल पावर प्लांट कॉम्प्लेक्स की छत बिटुमन से बनी थी - डिज़ाइन के खिलाफ - जिससे इसे आग लगाने की संभावना थी। तीन माइल आइलैंड दुर्घटना की तरह, न तो सीमेंट स्लैब्स ना ही मेटल वेसल एक भाप, ग्राफाइट और ऑक्सीजन द्वारा प्रेरित हाइड्रोजन विस्फोट को संभाल सकते थे। जल बॉक्स पाइप्स के उच्च दबाव फेलयर को सहन कर नहीं सकते थे। डिज़ाइन के अनुसार पैसिव सुरक्षा घटक उपयुक्त नहीं थे सिस्टम की सुरक्षा आवश्यकताओं को पूरा करने के लिए।

जनरल इलेक्ट्रिक कंपनी ESBWOR (इकोनॉमिक सिम्प्लीफाइड बॉइलिंग वॉटर रीएक्टर, एक BWR) को कही जाती है जो पैसिव सुरक्षा घटकों का उपयोग करने का डिज़ाइन करता है। जलहीनी की हानि के मामले में, तीन दिनों के लिए कोई ऑपरेटर क्रिया की आवश्यकता नहीं है।[11]

वेस्टिंघाउस AP1000 ("AP" का अर्थ है "एडवांस्ड पैसिव") पैसिव सुरक्षा घटकों का उपयोग करता है। एक दुर्घटना के मामले में, 72 घंटे के लिए कोई ऑपरेटर क्रिया की आवश्यकता नहीं है।[12] हाल के संस्करणों में रूसी VVER को मौजूदा सक्रिय सिस्टम्स के ऊपर बनाए गए एक पैसिव हीट रिमूवल सिस्टम जोड़ा गया है, जो एक कूलिंग सिस्टम और कंटेनमेंट डोम के ऊपर बने पानी टैंक्स का उपयोग करता है।[13]

इंटीग्रल फास्ट रिएक्टर एक तेज ब्रीडर रीएक्टर था जिसे आर्गोन नेशनल लेबोरेटरी ने चलाया था। इसमें एक (कूलेंट) फ्लो के बिना और SCRAM और हीटसिंक के बिना सहने की क्षमता थी। इसे विज्ञान ने एक सरीज़ के माध्यम से सुरक्षा परीक्षणों के दौरान सफलतापूर्वक बंद करने का प्रदर्शन किया। परास्परिक बढ़त की चिंता के कारण परियोजना को कहीं और कॉपी किया जाने से पहले इसे रद्द कर दिया गया था।

मोल्टन-सॉल्ट रीएक्टर एक्सपीरिमेंट[14] (MSRE) एक मोल्टन सॉल्ट रीएक्टर था जिसे ओक रिज राष्ट्रीय प्रयोगशाला ने चलाया था। इसमें परमाणु ग्रेफाइट मॉडरेटेड था और कूलेंट सॉल्ट FLiBe का उपयोग किया गया था, जिसमें यूरेनियम-233 फ्लोराइड ईंधन भी विघटित था। MSRE में एक नेगेटिव ताप संबंधी पुनर्प्रतिक्रिया थी: जैसे ही FLiBe का ताप बढ़ता गया, यह विस्तार हुआ, जिसमें यह ले जाए जा रहा यूरेनियम आयन शामिल था; इसके कम होने वाले घनत्व का परिणाम स्थिर केंद्र में फिसाइल सामग्री में कमी हुई, जिससे विघटित कणन की दर में कमी हुई। कम गर्मी प्रवेश के साथ, निकट परिणाम था कि रीएक्टर ठंडा हो जाएगा। रीएक्टर कोर के नीचे से एक पाइप निकली जो स्वतंत्र रूप से शीतलित ड्रेन टैंक्स की ओर जाती थी। पाइप के लंबाई के दौरान एक "फ्रीज़ वाल्व" था, जिसमें मोल्टन सॉल्ट को पाइप के ऊपर हवा चलाने वाले एक पंखे द्वारा सक्रिय रूप से शीतलित किया जाता था। यदि रीएक्टर वेसल में अत्यधिक गर्मी विकसित होती या हवा कूलिंग के लिए इलेक्ट्रिक पावर हार जाती, तो प्लग पिघल जाता; FLiBe उधृत टैंक्स में गुरुत्वाकर्षण द्वारा रीएक्टर कोर से बाहर ले जाता, और जब नमक ग्राफाइट मॉडरेटर के संपर्क से खोता है, तो क्रिटिकैलिटी बंद हो जाती है।

जनरल एटॉमिक्स एचटीजीआर डिज़ाइन में एक पूर्णतया पैसिव और स्वाभाविक गिरावट ऊर्जा निकालने की प्रणाली है, जिसे रिएक्टर कैविटी कूलिंग सिस्टम (RCCS) कहा जाता है। इस डिज़ाइन में, एक सरकारी ढलने वाले वायु के पथ को प्रदान करने वाले स्टील डक्ट की एक बुनियाद है (और इसलिए रीएक्टर प्रेशर वेसल को घेरने वाली कंटेनमेंट) जिसमें ऊपर स्थित शिम्नीयों से प्रेरित प्राकृतिक परिसंचरण के लिए एक धारा प्रदान की गई है। इस RCCS अवधारणा की विविधाएँ (जिसमें काम करने वाले फ्ल्यूइड के रूप में वायु या पानी हो सकता है) इसे जापानी हाई-टेम्परेचर इंजीनियरिंग टेस्ट रीएक्टर, चीनी एचटीआर-10, साउथ आफ्रीकन पीबीएमआर, और रूसी जीटी-एमएचआर में भी शामिल किया गया है। इनमें से कोई भी डिज़ाइन वाणिज्यिक रूप से नहीं किए गए हैं, लेकिन ऊर्जा उत्पादन के लिए इन क्षेत्रों में अनुसंधान सक्रिय है, विशेषकर पीढ़ी IV पहल और एनजीएनपी कार्यक्रम के समर्थन में, जिसमें आर्गोन नेशनल लैबोरेटरी (प्राकृतिक संवहन शटडाउन हीट रिमूवल टेस्ट फेसिलिटी का घर, एक 1/2 स्केल वायु-शीतल RCCS)[15] और विस्कॉन्सिन विश्वविद्यालय (जो एक अलग 1/4 स्केल वायु और जल-शीतल RCCS का घर है)[16][17] के पास प्रयोगशाला सुविधाएं हैं।

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 2007-10-19. Retrieved 2007-10-19.
  5. ↑ Klimenkov, A. A.; N. N. Kurbatov; S. P. Raspopin & Yu. F. Chervinskii (1986-12-01), "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 2009-09-29. Retrieved 2010-01-07.
  7. ↑ "TRIGA रिएक्टर के परमाणु सुरक्षा पैरामीटर". Brinje 40, Ljubljana, Slovenia: Reactor Infrastructure Centre, Jožef Stefan Institute. Retrieved 2010-01-07.{{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 2010-01-07.
  12. ↑ "वेस्टिंगहाउस AP1000". Westinghouse. Archived from the original on 2010-04-05. Retrieved 2010-01-07.
  13. ↑ V.G. Asmolov (26 August 2011). "VVERs में निष्क्रिय सुरक्षा". JSC Rosenergoatom. Nuclear Engineering International. Archived from the original on March 19, 2012. Retrieved 6 September 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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