起因

事件顺序(对损失的三最后的防御冷却)

作用

反应器设计

核熔毁的其他理论后果

发生了的熔毁

A 核熔毁 是一个期限为严厉 核反应堆 事故。 当核电站系统或组分失败导致反应器时，这可能发生 核心 适当地不再被控制和冷却，在某种程度上包含的被密封的核燃料汇编- 铀 或 钚 并且高度放射性 核裂产物 -开始过度加热和熔化。 熔毁被认为非常严肃由于的可能性 反应器遏制 将被击败，因而高度发布核心的 放射性 并且毒性元素到大气和环境里。 从工程学透视，熔毁可能造成对反应器的严重损坏和可能共计破坏。

不同的严肃几核熔毁从对遏制的完全失败的地方化的核心损伤发生了。 这在某些情况下要求一个核反应堆的广泛的修理或废除。 在例外情况，例如 切尔诺贝利灾害死亡发生了，并且需要一个大区域的近永久平民搬空。

A 核爆炸 因为，故意，反应器核心的几何和构成不要允许特殊条件必要为核爆炸，不起因于核熔毁。 然而，导致熔毁的条件也许导致非核爆炸。 例如，数供给游览事故动力造成蓄冷剂迅速地受超压，造成a 蒸汽爆炸.

起因

在许多情况下，由于a，燃料集合在核心可能熔化 压力控制事故损失 a 蓄冷剂事故损失 (所在地)，未管制的力量游览或者火在燃料集合附近。

在压力控制事故损失，局限的蓄冷剂的压力在规格之下下跌，不用手段恢复它。 这也许在某些情况下减少 热传递 效率(当曾经时 惰性气体 作为蓄冷剂)和在其他愿形成’蒸汽围拢燃料集合的绝缘的‘泡影(为 被加压的水反应器). 在后一种情况下，由于蒸汽‘泡影的’地方化的热化由于 朽烂热要求的压力崩溃蒸汽‘泡影’也许超出反应器设计规格，直到反应器有时间变冷静。 (这个事件不发生 沸水反应器.) 在蓄冷剂事故损失，蓄冷剂(是的典型地被去离子的水，惰性气体或者液体钠)物理损失或保证蓄冷剂的充足的流速的方法的损失发生。 蓄冷剂事故损失和压力控制事故损失在有些反应器紧密地相关。 在一台被加压的水反应器，蓄冷剂事故损失可能也导致蒸汽‘泡影’对形式在核心由于失去作用的蓄冷剂过热或由蓄冷剂迅速损失造成的压力控制事故随后损失。 在一次未管制的力量游览事故，一个突然的力量钉在反应器超出反应器设计规格由于在反应器的突然的增量 反应性. 未管制的力量游览发生由于重大修改影响一个核链式反应的指数率的参量(例子包括抛出控制杆或重大修改调解人的核特征，例如由急流冷却)。 在特殊情况下反应器也许进行情况以著名 瞬发临界. 结构和基于核心的火也许严厉地也危及核心和潜在地造成燃料集合熔化。 结构火在管道系统绝热材料也许直接地加热燃料集合(例如在火期间在核心附近)或它在某些情况下可以防止操作员的损失控制电子或接线快反应伤亡(例如在期间 褐色轮渡火 在哪控制丢失了在几个小时，但在哪些核心未被损坏)。 在某些反应器设计它是可能的为了氢或石墨能点燃在反应器核心里面。 火在反应器里面在蓄冷剂也许由疏忽仔细地控制相当数量氢，空气加法对核反应堆的某些类型，蓄冷剂的未管制的反应器的热化或调解人造成由反应器事故的种类被列出的以上，或者由一个外部来源。 火可以是更多严厉伤亡为减轻与石墨，因为，无需采取适当的防备措施的核反应堆 Wigner能量 可以积累例如很大地将增加火的严肃(在期间 高空测风仪火).

总计，当燃料集合在他们的熔点之外，是激昂这些案件，反应器熔毁发生。 在某些情况下(例如 切尔诺贝利事故)这也许是几乎瞬间的，并且在其他它可能采取几小时或更多(和在 三英哩海岛事故). 一个核反应堆不必须保持重要为了核熔毁能从那以后发生 朽烂热 在反应器关闭了之后，或火可能继续长期加热反应器燃料集合。

事件顺序

什么发生，当反应器燃料融解取决于反应器设计，并且是臆想和一些实际经验主题(如下所示)。

在一个核反应堆的核心可能熔化之前，一定数量的事件或失败一定已经发生了。 一旦核心熔化，它几乎一定将毁坏反应堆压力壳的燃料捆绑和内部结构(虽然它可能不击穿反应堆压力壳)。 (笔记那核心在 三英哩海岛 几乎完全地熔化了，但在反应堆压力壳之内停留。)，如果融解下降入池水(例如，蓄冷剂或调解人)，称燃料蓄冷剂互作用的蒸汽爆炸(FCI)是可能的。 如果空气是可利用的，所有被暴露的易燃的物质将剧烈地大概烧，但溶解的核心的液体本质提出特别问题。

在最坏的情景，公开 遏制 无法在早期， (由于说FCI在反应堆压力壳之内，抛出一部分的船作为导弹-这是1975年Rasmussen的‘阿尔法方式’失败(WASH-1400)研究)，或者那里能是大氢爆炸或其他超压力事件。 这样事件能驱散缪斯女神湿剂和挥发性分裂产品直接地入大气。 然而，这些事件根本上被认为难以置信在现代‘大干燥’遏制。 (WASH-1400报告在1991年以前代替了 NUREG-1150 研究。)

它似乎是一个未解决的问题在何种程度上溶解的大量可能通过结构熔化。 溶解的反应器核心可能击穿反应堆压力壳和遏制结构和烧毁(核心具体互作用) 地水 (这迄今未发生在任何熔毁： 看见中国综合症状). 用一个快中子反应堆它是可能的它熔化的溶解的大量也许与所有材料混合，稀释下来对一个不重要的状态。 当水煮沸了，水被减轻的反应器将是不重要。 在 切尔诺贝利事故当它从石墨调解人，熔化了并且流动了，燃料变得不重要。 如果热 铀二氧化物 结合与 铁(II)氧化物 a 共晶 被形成比它否则也许造成的燃料变得流动。

注意切尔诺贝利的溶解的核心在核心具体互作用之前创造由它的反应器大厦，即，楼梯结构和到位结冰的渠道流动了。 在反应器的地下室在切尔诺贝利，一头大“大象的脚”被凝结的核心材料被发现了。 此外，时延和缺乏一个直接方式向大气将运作极大改良放射学发行。 发生的所有蒸汽explosions/FCI主要大概将运作增加冷却核心残骸。 然而，地水可能严厉地是 沾染和它的流程能在远处运载污秽。

在最佳的案件情景，反应堆压力壳将拿着溶解的材料(和在 三英哩海岛)，限制大多数对反应器的损伤。 美国核社会 尽管熔化燃料的大约三分之一说“反应堆压力壳维护了它的正直并且包含了损坏的燃料”。 然而三英哩海岛例子在预言这样行为也说明困难： 它体验的反应堆压力壳未被修造和未预计，承受温度当它接受了它的熔毁时，但，因为收集在船的底部和在初期冷却的某些熔化材料在事故，它创造了抗性壳反对进一步压力和热。 这样可能性未由设计反应器，并且不会在复制情况下必要发生的工程师在船正直的保存预言，但主要看了作为仪器。 (然而，值得注意的是，反应堆压力壳是在a里面 遏制大厦和在所有美国核工厂，因此反应堆压力壳的失败不会意味放射性材料被释放入环境。)

CANDU 反应器用一个设计和一般二，至少大低温和低压水水库在它的燃料或蓄冷剂渠道附近。 一个是大块重水调解人(一个分开的系统从蓄冷剂)，并且秒钟是光水被填装的盾坦克。 它显示甚而在严厉损失蓄冷剂情况下这些备用吸热器是充足防止燃料熔毁在冠军(使用调解人吸热器)，或者破坏核心船如果调解人最终煮沸(使用盾坦克吸热器)。 [亚伦等]

对损失的三最后的防御冷却

很多工作进入一个严肃的核心损伤事件的预防。 如果这样事件是发生，三个不同物理过程预计增加事故的开始的之间时间和时候，当大放射性释放可能发生。 了解也是重要的那保留核裂产物在核心之内有一段时间了将减少放射性发行的大小。 这是，因为最坏的同位素在核裂产物混合物短小居住。 例如，如果在核心发布了所有碘一个星期，在重要性由a之后终止 逃走 然后 甲状腺 药量由人口遭受了低比，如果 碘 一个小时，在反应器逃走了之后，逃脱了植物。 当时 切尔诺贝利 事故有 可怕现场之外 影响许多放射线在大厦之内保持，如果大厦是出故障，并且尘土将被释放入环境然后的核裂产物特定大量的发行比的核裂产物同一大量发行变老了二十年将有一个更小的作用只接受了一个短冷却时间(以同一化学制品和外形) (例如一个小时)，在核反应被终止了之后。 然而，如果一个核反应是再发生在切尔诺贝利工厂内(例如，如果雨水是收集和作为调解人)然后新的核裂产物将有一个更高的专性活动和因而造成更加巨大的威胁，如果发布了他们。 N.B. 要防止岗位事故核反应步骤采取(例如增加中子毒物到地下室的关键部分)。

这三个因素将提供另外的时间给设备操作员为了缓和事件的结果：

为水的需时煮沸(蓄冷剂，调解人). 假设那事故发生反应器当时将逃走(所有控制杆的直接和充分的插入)，如此减少输入的热力和促进延迟煮沸。 为燃料的需时熔化. 在水煮沸了之后，然后为燃料的需时到达它的熔点将由供热口授由于核裂产物朽烂，燃料的热容量和燃料的熔点。 为溶解的燃料的需时破坏主要压力界限. 为核心的熔融金属的需时破坏主要压力界限(在 淡水反应堆 这是压力容器; 在 CANDU 并且 RBMK 反应器这是的一些被加压的燃料渠道)将取决于温度和界限材料。 是否燃料遗骸的重要在条件在损坏的核心里面或以远将扮演一个重大角色。

作用

核熔毁的作用依靠 安全特点 设计入反应器。 如果它发生，一台现代反应器被设计使熔毁高度不太可能和包含一。 在将来 被动地安全 或 固有地安全 设计将使可能性极为不太可能。

在一台现代反应器，是否应该包含核熔毁，部份或总，在反应器的里面 遏制结构. 因而(假设，其他大灾害不发生)，当熔毁将严厉地损坏反应器时，可能沾染整体结构与高度放射性材料，单独熔毁一般不会导致重大辐射发行或危险公众。 因此作用主要经济.

实践上，然而，核熔毁经常作为灾害一个更大的链子的部分(虽然有那么少量熔毁在核能的历史上没有总结一个可信结论至于统计信息的一个大水池什么“经常”在这些情况下发生)。 例如，在切尔诺贝利事故，当核心熔化了的时候，已经有大蒸汽爆炸和石墨火和放射性污秽主要发行(和与几乎所有 苏维埃 反应器，那里是没有 遏制结构 在切尔诺贝利)。

反应器设计

虽然被加压的水反应器是易受核熔毁在没有活跃安全措施时，这不是平民核反应堆一个普遍特点。 许多对平民核反应堆的研究是为设计与 被动安全特点 那是较不易受熔毁，即使所有备用系统发生了故障。 例如， 卵石层反应器 被设计，以便蓄冷剂完全损失无限期地不导致反应器过度加热。 通用电器ESBWR 并且 西屋电器AP1000 被动激活了安全系统。 CANDU 反应器有二低温和围拢燃料的低压供水系统(即。 调解人和盾坦克)那次作为备用吸热器和阻止熔毁和核心破坏情景[亚伦·等]。

快速增殖反应堆 反应器比其他反应器类型是易受熔毁，由于大量的分裂性材料和高 中子通量 在反应器核心里面，使它更难控制反应。

偶然火广泛被承认是可能对核熔毁贡献的风险因素。 它为此是那 电路正直 措施为运行在控制室和反应器之间的电子接线使用。 理想地，反应器装备以二“停工训练”或二套导线，以便，如果你应该发生故障，其他可以用于关闭反应器。 在期间，这个共同的做法成为了争论主题 热滞后丑闻，当 告密者杰拉尔德W。 布朗 通知了 全国咨询中心火测试 曾经合格热滞后是不充分的，意味 耐火性规定值 存在的想法实际上是更低的，意味多数全国咨询中心持牌人没有它的安全停机接线的可行的保护。 相似的批评由美国议员成水平 爱德Markey 在对可燃烧物的用途 硅树脂 泡沫 firestops. 问题没有发生 德语 植物作为操作员必须跟随他们的联邦管理者不仅方针，但也要求跟随本机 建筑条例做 产品认证 必须。 跳起 在美国和加拿大植物中没有根据产品认证。 加拿大透露由杰拉尔德W。 布朗显露加拿大植物也使用了无边际的根据无法防御的实验报告的硅树脂泡沫和Elastaseal。 安全停机训练，典型地包括接线里面 缆绳盘子 使用 单边 "耐火“包括金属板和业主 膨胀 板料，为三个尺寸缆绳盘子。 透露由公开 canadian Broadcasting Corporation‘s “全国”节目，导致行动 选择委员会在安大略与氢结合的核事理 发生。 但是，对这个日期，全国咨询中心，和 加拿大核能安全委员会 要求 产品认证对平民是必须的 建筑.

核熔毁的其他理论后果

如果反应器核心变得太热，它也许通过反应堆压力壳熔化(虽然这迄今未发生)和反应器房间的地板和下降，直到它变得由周围的材料稀释和冷却在底下不再熔化的足够通过材料，或者，直到它击中 地水. 核熔毁的这个类型知道作为a 中国综合症状. 注意a 核爆炸 在核熔毁不发生由于放射性组分的低fissility。 然而， a 蒸汽爆炸 如果它击中水，可以发生。

蓄冷剂的几何和出现有双胞胎角色，并且两个冷却反应器以及散发的减速 中子. 后者角色对维护链子反应是关键的，和，很，不用蓄冷剂溶解的核心被设计无法形成未管制 临界质量 (recriticality)。 然而，溶解 反应器核心 将持续通过引起足够的热 unmoderated 放射性衰变(‘朽烂热‘)维护甚至增加它的温度。

发生了的熔毁

一定数量 俄语核潜艇 体验了核熔毁。 唯一的已知的大规模核熔毁在平民核电站在 切尔诺贝利灾害 在 切尔诺贝利核电站, 乌克兰 1986年，和 三英哩海岛事故 在 三英哩海岛, 宾夕法尼亚, 美国 1979年，虽然有部份核心熔毁在：

NRX安大略，加拿大， 1952年 EBR-I爱达荷，美国， 1955年 高空测风仪, Sellafield, 英国 1957年(参见 高空测风仪火) 圣诞老人Susana工地试验室Simi小山，加利福尼亚， 1959年 SL-1爱达荷， 1961年美国。 (美国军事) 恩里科费密核引起的驻地密执安，美国， 1966年 Chapelcross, Dumfries和Galloway苏格兰， 1967年 A1植物 在 Jaslovské Bohunice, 捷克斯洛伐克 1977年。 25%燃料元件在a 重水 减轻 二氧化碳 冷却的100兆瓦(e)动力反应堆损坏的归结于操作员错误。 操作员没有去除 矽土凝胶 组装从一套新的燃料元件。 矽土凝胶用于保持未使用的燃料干燥在存贮和运输期间。 矽土凝胶组装阻拦了蓄冷剂的流程造成过度加热燃料和压力渠道藏品它。 由于过度加热重水漏入反应器的零件是燃料元件是，金属是受腐蚀和一个相当数量放射线支配漏入主要冷却的电路。 通过泄漏在蒸汽锅炉(相似的基本设计对a MAGNOX 或 AGR 植物)次要电路的有些零件变得沾染。

不是所有这些是由a造成的 蓄冷剂损失 并且在几个案件(例如切尔诺贝利灾害和高空测风仪火)熔毁不是最严厉的问题。