निष्क्रिय नाभिकीय सुरक्षा

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निष्क्रिय परमाणु सुरक्षा (पैसिव न्यूक्लियर सेफ्टी) सुरक्षा सुविधाओं के लिए एक डिज़ाइन दृष्टिकोण है, जिसे नाभिकीय रिएक्टर में कार्यान्वित किया जाता है, किसी विशेष प्रकार की आपातकालीन स्थिति (सामान्यतः शीतलक की हानि या शीतलक प्रवाह की हानि के परिणामस्वरूप अधितापन होता है) में रिएक्टर को सकुशल शटडाउन स्थिति में लाने के लिए ऑपरेटर की ओर से किसी सक्रिय हस्तक्षेप या इलेक्ट्रिकल/इलेक्ट्रॉनिक पुनर्निवेशन (फीडबैक) की आवश्यकता नहीं होती है। इस प्रकार की डिज़ाइन विशेषताएँ घटकों की अभियांत्रिकी पर निर्भर करती हैं जैसे कि उनका पूर्वानुमानित क्रियाविधि रिएक्टर स्थिति की गिरावट को तेज करने के बजाय मंद कर देगा; वे सामान्य रूप से सक्रिय शक्ति स्रोत की आवश्यकता के बिना सुरक्षा कार्यों को पूरा करने के लिए प्राकृतिक शक्तियों या घटनाओं जैसे गुरुत्वाकर्षण, उत्प्लावन, दाबांतर, चालन या प्राकृतिक उष्मीय संवहन का लाभ उठाते हैं।[1] कई पुरातर सामान्य रिएक्टर डिज़ाइन निष्क्रिय सुरक्षा प्रणालियों का सीमित उपयोग किया जाता है, बल्कि उन्हें डीजल पावर संचालित मोटर्स जैसी सक्रिय सुरक्षा प्रणालियों पर निर्भर किया जाता है। कुछ नए रिएक्टर डिज़ाइन में अधिक निष्क्रिय प्रणालियाँ सम्मिलित हैं; इसका कारण है कि ये उच्च विश्वसनीयता वाले होते 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। हालांकि, बहुत से निष्क्रिय सुरक्षा सुविधाओं को संचालित करने वाले दुर्बल प्रेरक बल किसी भी पैसिव प्रणाली की प्रभावकारिता में सामर्थ्यपूर्ण चुनौतियों, मुख्यतः किसी दुर्घटना के बाद अल्पावधि में, का सामना कर सकती है।

पारिभाषिक

'निष्क्रिय परमाणु' को ऐसी सुरक्षा प्रक्रियाएँ कहा जाता है जिनके संलग्न होने के लिए कम या कोई बाह्य शक्ति या मानव नियंत्रण की आवश्यकता नहीं होती है। आधुनिक रिएक्टर डिज़ाइनों ने जटिल मानवीय त्रुटि के संकट को कम करने के लिए निष्क्रिय प्रणालियों की संख्या बढ़ाने पर ध्यान केंद्रित किया है।

ज्यादा समावेशन (कवरेज) के साथ जुड़ी अधिक सुरक्षा के पश्चात भी, सभी वर्तमान के बड़े पैम्प नाभिकीय (न्यूक्लियर) रिएक्टर्स को सहारा देने के लिए बाह्य (सक्रिय) और आंतरिक (निष्क्रिय) तंत्र दोनों की आवश्यकता है। कोई भी 'निष्क्रिय 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 की स्थिति 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। निष्क्रिय परमाणु सुरक्षा प्रणाली के घटकों को संदर्भित करती है, जबकि अंतर्निहित सुरक्षा सुरक्षा विशेष उपप्रणालियों की उपस्थिति या अभाव के पश्चात भी नियंत्रण प्रणाली प्रक्रिया को संदर्भित करती है।

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

अंतरराष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी (आईएए) ने घटकों की "निष्क्रिय परमाणु" की डिग्री को श्रेणी A से D तक वर्गीकृत किया है, जो इस पर्यावरण का उपयोग नहीं करता है:[2]

  1. कोई गतिमान कार्यशील तरल पदार्थ नहीं
  2. कोई गतिमान यांत्रिक भाग नहीं
  3. 'बोधगम्यता (इंटेलिजेंस)' का कोई सिग्नल निवेशन नहीं
  4. कोई बाह्‍य शक्ति का निवेशन या बल नहीं

श्रेणी A (1+2+3+4) में ईंधन क्लैडिंग, ईंधन पैलेट की सुरक्षात्मक और गैर प्रतिक्रियाशील बाहरी परत है, जो उपरोक्त सुविधाओं में से किसी का उपयोग नहीं करती है: यह सदैव संवृत स्थिति में रहता है और ईंधन तथा विखंडन उत्पादों को अंदर रखता है तथा पुनर्प्रसंस्करण संयंत्र में पहुंचने से पहले विवृत स्थिति में नहीं रहता है। श्रेणी B में (2+3+4) सर्ज लाइन है, जो हॉट लेग को प्रेशराइज़र से जोड़ता है और पीडब्ल्यूआर के प्राथमिक लूप में दाब 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) संचायक (एक्यूम्युलेटर) है, जिसे 'बोधगम्यता' या बाह्य शक्ति के सिग्नल इनपुट की आवश्यकता नहीं है। जब प्राथमिक परिपथ में दाब स्प्रिंग लोडेड एक्यूम्युलेटर वाल्व्स की सेट पॉइंट से कम होता है, तो वाल्व्स खुलते हैं और जल संपीड़ित नाइट्रोजन द्वारा प्राथमिक परिपथ में जल को प्रवेश कराया जाता है। श्रेणी D में (केवल 4) एसीआरएएम है जो चलते हुए कार्यक्षम तरलों, चलते हुए मैकेनिकल पार्ट्स और 'बोधगम्यता' के सिग्नल इनपुट का उपयोग करता है, लेकिन बाह्य शक्ति या बल का उपयोग नहीं करता है: नियंत्रण रॉड्स को उनके चुंबकीय क्लैम्प से मुक्त करने के बाद ये गुरुत्व के द्वारा गिरते हैं। लेकिन परमाणु सुरक्षा अभियांत्रिकी 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 निष्क्रिय सुरक्षित प्रणाली है और इसे सही ढंग से सक्रिय किया गया है, लेकिन यह अपने कार्यक्षम को पूरा नहीं कर सकता है। प्राय: सभी परमाणु ऊर्जा केंद्रों में निष्क्रिय सुरक्षा घटकों के साथ सुरक्षा प्रणालियों के प्रतिरूप (एक्सेलेटर, पीडब्ल्यूआरों में हाइड्रो-एक्यूम्यूलेटर्स या बीडब्ल्यूआरों में दाब दमन नियंत्रण प्रणालियाँ) प्राप्त हो सकते हैं।

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 है और सिस्टम के सभी सक्रिय घटक (सामान्यतः I&C और वाल्व) बैटरी से विद्युत शक्ति के साथ काम करते हैं।

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

... निष्क्रियता विश्वसनीयता या उपलब्धता का पर्याय नहीं है, यहां तक कि सुरक्षा सुविधा की सुनिश्चित पर्याप्तता का भी पर्याय नहीं है,हालांकि प्रदर्शन के लिए संभावित रूप से प्रतिकूल कई कारकों को निष्क्रिय डिजाइन (सार्वजनिक धारणा) के माध्यम से अधिक आसानी से प्रतिकार किया जा सकता है। दूसरी ओर, चर नियंत्रण का उपयोग करने वाले सक्रिय डिज़ाइन्स सुरक्षा कार्यों के बहुत अधिक यथार्थ पूर्ण करने की अनुमति देते हैं; यह दुर्घटना प्रबंधन स्थितियों के तहत विशेषकर बावधान प्रबंधन शर्तों के तहत विशेषकर इच्छनीय हो सकता है।

नाभिकीय रिएक्टर प्रतिक्रिया गुण जैसे कि प्रतिक्रियाशीलता का तापमान गुणांक और प्रतिक्रियाशीलता का शून्य गुणांक सामान्य रूप से क्रमशः न्यूट्रॉन मॉडरेटर उष्मीय हस्तांतरण प्रक्रिया की थर्मोडायनामिक और चरण-परिवर्तन प्रतिक्रिया को संदर्भित करता है। जिन रिएक्टरों की ताप स्थानांतरण प्रक्रिया में प्रतिक्रियाशीलता के ऋणात्मक 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।

रिएक्टरों को हाइड्रोलिक सुरक्षा प्रणाली घटक के साथ फिट किया 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 दाब 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 ऋणात्मक 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 तब कार्यकारी होगी यदि यह एक उत्थान (स्टीम) वॉइड से तेज़ी से प्रतिक्रिया करती है और रिएक्टर के घटक बढ़े हुए कूलेंट दाब को सह सकते हैं। रिएक्टर जिसे दोनों सुरक्षा सुविधाओं के साथ फिट किया जाता है - यदि ऐसा डिज़ाइन किया जाता है कि धनात्मक 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।

संक्रिया 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-दाब वॉटर पंप्स आदि)। लेकिन कुछ इंजीनियर्ड रिएक्टर सिस्टम पूरी तरह से निष्क्रिय रूप से कार्रवाई करते हैं, जैसे कि अतिदाब को प्रबंधित करने के लिए दाब विमोचन वाल्व का उपयोग किया जाता है। समानांतर अतिरिक्त प्रणालियों की भी आवश्यकता है। संयुक्त स्वाभाविक और निष्क्रिय परमाणु केवल भौतिक प्रदर्शनों पर निर्भर करती है जैसे कि दाब 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-दाब वॉटर पंप्स।

वर्तमान दाब वाटर रीएक्टर्स और बॉयलिंग वाटर रीएक्टर्स एक प्रकार की निष्क्रिय परमाणु सुविधा के साथ डिज़ाइन किए गए हैं। अत्यधिक शक्ति स्थिति की स्थिति में, नाभिकीय रिएक्टर कोर में जल 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 निष्क्रिय परमाणु 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 निष्क्रिय परमाणु 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 सम्मिलित किया गया है[4] जो किसी भी खराबी की स्थिति में दुर्घटनाओं से बचने के लिए कोई सक्रिय नियंत्रण या (मानव) संचालन हस्तक्षेप की आवश्यकता नहीं होती है, और इन्हें दाब 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। यदि 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 निष्क्रिय परमाणु 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 निष्क्रिय परमाणु 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 निष्क्रिय परमाणु 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 निष्क्रिय परमाणु 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 निष्क्रिय परमाणु 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 दाब 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 जल 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 निष्क्रिय परमाणु को ऋणात्मक 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 निष्क्रिय परमाणु स्थिति अनिश्चित बना दी। स्वचालित संप पंप्स और/या पर्याप्त नियंत्रण संप क्षमता ने नियंत्रण इमारत की डिज़ाइन की निष्क्रिय परमाणु को ऋणात्मक बना दिया।

चेरनोबिल पावर प्लांट आपदा के खतरनाक आरबीएमके ग्राफाइट संरक्षित, जल-ठंडे रीएक्टर ने बोरॉन नियंत्रण रॉड्स के साथ धनात्मक 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 धनात्मक 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) सम्मिलित 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 सम्मिलित 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 निष्क्रिय परमाणु 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 दाब फेलयर को सहन कर नहीं सकते थे। डिज़ाइन के अनुसार निष्क्रिय परमाणु 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 निष्क्रिय परमाणु घटकों का उपयोग करने का डिज़ाइन करता है। जलहीनी की हानि की स्थिति में, तीन दिनों के लिए कोई ऑपरेटर क्रिया की आवश्यकता नहीं है।[11]

वेस्टिंघाउस AP1000 ("AP" का अर्थ है "एडवांस्ड निष्क्रिय") निष्क्रिय परमाणु घटकों का उपयोग करता है। एक दुर्घटना की स्थिति 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 निष्क्रिय हीट रिमूवल सिस्टम जोड़ा गया है, जो एक कूलिंग सिस्टम और कंटेनमेंट डोम के ऊपर बने जल 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 सम्मिलित 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 उष्मीय 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 उष्मीय 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 निष्क्रिय 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 जल हो सकता है) इसे जाजल हाई-टेम्परेचर अभियांत्रिकी टेस्ट रीएक्टर, चीनी एचटीआर-10, साउथ आफ्रीकन पीबीएमआर, और रूसी जीटी-एमएचआर में भी सम्मिलित 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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