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| {{short description|Severe nuclear reactor accident that results in core damage from overheating}} | | {{short description|Severe nuclear reactor accident that results in core damage from overheating}} |
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| [[File:LWR Meltdown.gif|thumb|शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात [[हल्का पानी रिएक्टर]] में कोर के पिघलने का सिम्युलेटेड एनीमेशन है। अत्यधिक उच्च तापमान तक पहुँचने के पश्चात , परमाणु ईंधन और साथ में क्लैडिंग (परमाणु ईंधन) द्रवीभूत हो जाता है और [[रिएक्टर दबाव पोत|रिएक्टर दबाव जलयान]] के तल में बह जाता है।]] | | [[File:LWR Meltdown.gif|thumb|शीतलक दुर्घटना की हानि के पश्चात [[हल्का पानी रिएक्टर]] में कोर के पिघलने का अनुमानित एनीमेशन है। अत्यधिक उच्च तापमान तक पहुँचने के पश्चात , परमाणु ईंधन और साथ में आवरण (परमाणु ईंधन) द्रवीभूत हो जाता है और [[रिएक्टर दबाव पोत|रिएक्टर दबाव जलयान]] के तल में बह जाता है।]] |
| [[File:Fukushima I by Digital Globe.jpg|thumb|फुकुशिमा परमाणु दुर्घटनाओं में से तीन रिएक्टर अत्यधिक गरम हो गए क्योंकि सूनामी के पश्चात शक्ति स्टेशन में बाढ़ आने के पश्चात शीतलन प्रणाली विफल हो गई, जिससे कोर अर्घपतन हो गया। यह हाइड्रोजन गैस के विस्फोटों और दूषित भाप के निकलने से जटिल हो गया था जिसने बड़ी मात्रा में [[रेडियोधर्मी]] सामग्री को वायु में छोड़ा।<ref>{{cite news |url=https://www.nytimes.com/2011/06/02/world/asia/02japan.html?_r=1&ref=world |title=Report Finds Japan Underestimated Tsunami Danger |author=Martin Fackler |date=1 June 2011 |work=The New York Times}}</ref>]] | | [[File:Fukushima I by Digital Globe.jpg|thumb|फुकुशिमा परमाणु दुर्घटनाओं में से तीन रिएक्टर अत्यधिक गरम हो गए क्योंकि सूनामी के पश्चात शक्ति स्टेशन में बाढ़ आने के पश्चात शीतलन प्रणाली विफल हो गई, जिससे कोर अर्घपतन हो गया। यह हाइड्रोजन गैस के विस्फोटों और दूषित भाप के निकलने से जटिल हो गया था जिसने बड़ी मात्रा में [[रेडियोधर्मी]] सामग्री को वायु में छोड़ा।<ref>{{cite news |url=https://www.nytimes.com/2011/06/02/world/asia/02japan.html?_r=1&ref=world |title=Report Finds Japan Underestimated Tsunami Danger |author=Martin Fackler |date=1 June 2011 |work=The New York Times}}</ref>]] |
| [[File:3MileIsland.jpg|thumb|right|[[थ्री माइल आइलैंड न्यूक्लियर जनरेटिंग स्टेशन]] में बैबॉक और विलकॉक्स द्वारा निर्मित दो [[दबाव पानी रिएक्टर]] सम्मलित थे, जिनमें से प्रत्येक अपने स्वयं के [[रोकथाम इमारत|नियंत्रण इमारत]] और कनेक्टेड [[शीतलन टॉवर]] के अंदर था। यूनिट 2, जिसे आंशिक कोर पिघल का सामना करना पड़ा, पृष्ठभूमि में है।]]परमाणु निष्क्रियता (कोर अर्घपतन, कोर पिघल दुर्घटना, अर्घपतन या आंशिक कोर पिघल<ref>{{cite web|url=https://books.google.com/books?id=PqaRAAAAMAAJ&q=core+melt+accident|title=Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants|first1=U. S. Nuclear Regulatory|last1=Commission|first2=Norman C.|last2=Rasmussen|date=18 June 1975|publisher=W.S. Hein|via=Google Books}}</ref>) जटिल परमाणु रिएक्टर है I [[परमाणु और विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं|परमाणु विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं]] जो अति ताप से [[परमाणु रिएक्टर कोर]] को क्षति होती हैं। परमाणु अर्घपतन शब्द को अंतर्राष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी<ref name="IAEASafetyTerminology">{{cite book|last=International Atomic Energy Agency (IAEA)|title=IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection|publisher=International Atomic Energy Agency|location=[[Vienna]], [[Republic of Austria|Austria]]|year=2007|isbn=978-92-0-100707-0|url=http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1290_web.pdf|access-date=17 August 2009}}</ref> या संयुक्त राज्य [[परमाणु नियामक आयोग]] द्वारा आधिकारिक रूप से परिभाषित नहीं किया गया है।<ref name="USNRC-MeltdownAndNuclearMeltdownUndefined">{{cite web|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html|title=शब्दकोष|last=[[United States Nuclear Regulatory Commission]] (NRC)|date=14 September 2009|work=Website|publisher=[[Federal Government of the United States]]|pages=See Entries for Letter M and Entries for Letter N|location=Rockville, Maryland, USA|access-date=3 October 2009}}</ref> इसे परमाणु रिएक्टर के कोर के आकस्मिक पिघलने के अर्थ के रूप में परिभाषित किया गया है,<ref>{{cite web|url=https://www.merriam-webster.com/dictionary/meltdown|title=Definition of MELTDOWN|website=merriam-webster.com}}</ref> चूँकि, सामान्य उपयोग में कोर के पूर्ण या आंशिक पतन के संदर्भ में है। | | [[File:3MileIsland.jpg|thumb|right|[[थ्री माइल आइलैंड न्यूक्लियर जनरेटिंग स्टेशन|तीन मील द्वीप नाभिकीय जनरेटिंग स्टेशन]] में बैबॉक और विलकॉक्स द्वारा निर्मित दो [[दबाव पानी रिएक्टर]] सम्मलित थे, जिनमें से प्रत्येक अपने स्वयं के [[रोकथाम इमारत|नियंत्रण इमारत]] और कनेक्टेड [[शीतलन टॉवर]] के अंदर था। यूनिट 2, जिसे आंशिक कोर पिघल का सामना करना पड़ा, पृष्ठभूमि में है।]]परमाणु निष्क्रियता (कोर अर्घपतन, कोर पिघल दुर्घटना, अर्घपतन या आंशिक कोर पिघल<ref>{{cite web|url=https://books.google.com/books?id=PqaRAAAAMAAJ&q=core+melt+accident|title=Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants|first1=U. S. Nuclear Regulatory|last1=Commission|first2=Norman C.|last2=Rasmussen|date=18 June 1975|publisher=W.S. Hein|via=Google Books}}</ref>) जटिल परमाणु रिएक्टर है I परमाणु विकिरण दुर्घटनाएं और घटनाएं जो अति ताप से [[परमाणु रिएक्टर कोर]] को क्षति होती हैं। परमाणु अर्घपतन शब्द को अंतर्राष्ट्रीय परमाणु ऊर्जा एजेंसी<ref name="IAEASafetyTerminology">{{cite book|last=International Atomic Energy Agency (IAEA)|title=IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection|publisher=International Atomic Energy Agency|location=[[Vienna]], [[Republic of Austria|Austria]]|year=2007|isbn=978-92-0-100707-0|url=http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1290_web.pdf|access-date=17 August 2009}}</ref> या संयुक्त राज्य [[परमाणु नियामक आयोग]] द्वारा आधिकारिक रूप से परिभाषित नहीं किया गया है।<ref name="USNRC-MeltdownAndNuclearMeltdownUndefined">{{cite web|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html|title=शब्दकोष|last=[[United States Nuclear Regulatory Commission]] (NRC)|date=14 September 2009|work=Website|publisher=[[Federal Government of the United States]]|pages=See Entries for Letter M and Entries for Letter N|location=Rockville, Maryland, USA|access-date=3 October 2009}}</ref> इसे परमाणु रिएक्टर के कोर के आकस्मिक पिघलने के अर्थ के रूप में परिभाषित किया गया है,<ref>{{cite web|url=https://www.merriam-webster.com/dictionary/meltdown|title=Definition of MELTDOWN|website=merriam-webster.com}}</ref> चूँकि, सामान्य उपयोग में कोर के पूर्ण या आंशिक पतन के संदर्भ में है। |
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| कोर अर्घपतन दुर्घटना तब होती है जब परमाणु रिएक्टर द्वारा उत्पन्न ऊष्मा शीतलन प्रणाली द्वारा विस्थापित की गई ऊष्मा से उस बिंदु तक अधिक हो जाती है जहां अल्प से अल्प परमाणु ईंधन तत्व अपने पिघलने बिंदु से अधिक हो जाता है। यह [[ईंधन तत्व की विफलता]] से भिन्न होता है, जो उच्च तापमान के कारण नहीं होता है। अर्घपतन शीतलक की हानि, शीतलक दबाव में अल्पता, या अल्प शीतलक प्रवाह दर के कारण हो सकता है या निर्णायक भ्रमण का परिणाम हो सकता है जिसमें रिएक्टर शक्ति स्तर पर संचालित होती है जो इसकी डिजाइन सीमा से अधिक होती है। वैकल्पिक रूप से, बाहरी अग्नि कोर को आशंका में डाल सकती है, जिससे अर्घपतन हो सकता है। | | कोर अर्घपतन दुर्घटना तब होती है जब परमाणु रिएक्टर द्वारा उत्पन्न ऊष्मा शीतलन प्रणाली द्वारा विस्थापित की गई ऊष्मा से उस बिंदु तक अधिक हो जाती है जहां अल्प से अल्प परमाणु ईंधन तत्व अपने पिघलने बिंदु से अधिक हो जाता है। यह [[ईंधन तत्व की विफलता]] से भिन्न होता है, जो उच्च तापमान के कारण नहीं होता है। अर्घपतन शीतलक की हानि, शीतलक दबाव में अल्पता, या अल्प शीतलक प्रवाह दर के कारण हो सकता है या निर्णायक भ्रमण का परिणाम हो सकता है जिसमें रिएक्टर शक्ति स्तर पर संचालित होती है जो इसकी डिजाइन सीमा से अधिक होती है। वैकल्पिक रूप से, बाहरी अग्नि कोर को आशंका में डाल सकती है, जिससे अर्घपतन हो सकता है। |
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| == हल्का पानी रिएक्टर (LWRs) == | | == हल्का पानी रिएक्टर (LWRs) == |
| [[File:Graphic TMI-2 Core End-State Configuration.png|thumb|right|324px|{{center|The [[Three Mile Island Nuclear Generating Station|Three Mile Island]] reactor 2 after [[Three Mile Island accident|the meltdown]].}} | | [[File:Graphic TMI-2 Core End-State Configuration.png|thumb|right|324px|{{center|[[थ्री माइल आइलैंड न्यूक्लियर जनरेटिंग स्टेशन|थ्री माइल आइलैंड]] रिएक्टर 2 [[थ्री माइल आइलैंड दुर्घटना|मेल्टडाउन]] के बाद।}}]]हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से पूर्व, दो अग्रदूत घटनाएं पूर्व ही हो चुकी होंगी: |
| {{columns-list|colwidth=30em|{{आदेशित सूचि
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| | इनलेट 2B
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| | इनलेट 1A
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| | कैविटी
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| | लूज़ कोर डेब्रिस
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| | क्रस्ट
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| | पहले पिघला हुआ पदार्थ
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| | निचले प्लेनम का डेब्रिस
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| | संभावित क्षेत्र यूरेनियम में कमी
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| | एब्लेटेड इंकोर इंस्ट्रूमेंट गाइड
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| | बाफल प्लेट में छेद करें
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| | बाइपास क्षेत्र की आंतरिक सतहों पर पहले से पिघली हुई सामग्री की परत चढ़ाना
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| | ऊपरी ग्रिड को हानि
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| }}}}]]हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से पूर्व, दो अग्रदूत घटनाएं पूर्व ही हो चुकी होंगी:
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| * सीमित दोष (या जटिल आपातकालीन स्थितियों का समुच्चय) जो कोर के अंदर ऊष्मा विस्थापित करने की विफलता (ठंडा करने की हानि) की ओर जाता है। निम्न जल स्तर कोर को उजागर करता है, जिससे यह गर्म हो जाता है। | | * सीमित दोष (या जटिल आपातकालीन स्थितियों का समुच्चय) जो कोर के अंदर ऊष्मा विस्थापित करने की विफलता (ठंडा करने की हानि) की ओर जाता है। निम्न जल स्तर कोर को उजागर करता है, जिससे यह गर्म हो जाता है। |
| * आपातकाल कोर शीतलन प्रणाली (ECCS) की विफलता है। ईसीसीएस कोर को तीव्रता से ठंडा करने और अधिकतम दोष (डिजाइन के आधार पर दुर्घटना) की स्थिति में सुरक्षित बनाने के लिए डिज़ाइन किया गया है, जिसकी कल्पना परमाणु नियामक और संयंत्र इंजीनियर कर सकते हैं। प्रत्येक रिएक्टर के लिए निर्मित ईसीसीएस की अल्प से अल्प दो प्रतियां हैं। ईसीसीएस का प्रत्येक प्रभाग (प्रतिलिपि) डिजाइन के आधार पर दुर्घटना का उत्तर देने में सक्षम है। नवीनतम रिएक्टरों में ईसीसीएस के चार प्रभाग हैं। यह अतिरेक, या पुनरावृत्ति का सिद्धांत है। जब तक अल्प से अल्प ईसीसीएस डिवीजन कार्य करता है, तब तक कोई मुख्य क्षति नहीं हो सकती। ईसीसीएस के कई डिवीजनों में से प्रत्येक में घटकों की कई आंतरिक ट्रेनें हैं। इस प्रकार ईसीसीएस डिवीजनों में आंतरिक अतिरेक है - और उनके अंदर घटकों की विफलताओं का सामना कर सकते हैं। | | * आपातकाल कोर शीतलन प्रणाली (ECCS) की विफलता है। ईसीसीएस कोर को तीव्रता से ठंडा करने और अधिकतम दोष (डिजाइन के आधार पर दुर्घटना) की स्थिति में सुरक्षित बनाने के लिए डिज़ाइन किया गया है, जिसकी कल्पना परमाणु नियामक और संयंत्र इंजीनियर कर सकते हैं। प्रत्येक रिएक्टर के लिए निर्मित ईसीसीएस की अल्प से अल्प दो प्रतियां हैं। ईसीसीएस का प्रत्येक प्रभाग (प्रतिलिपि) डिजाइन के आधार पर दुर्घटना का उत्तर देने में सक्षम है। नवीनतम रिएक्टरों में ईसीसीएस के चार प्रभाग हैं। यह अतिरेक, या पुनरावृत्ति का सिद्धांत है। जब तक अल्प से अल्प ईसीसीएस डिवीजन कार्य करता है, तब तक कोई मुख्य क्षति नहीं हो सकती। ईसीसीएस के कई डिवीजनों में से प्रत्येक में घटकों की कई आंतरिक ट्रेनें हैं। इस प्रकार ईसीसीएस डिवीजनों में आंतरिक अतिरेक है - और उनके अंदर घटकों की विफलताओं का सामना कर सकते हैं। |
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| # पिघलना | | # पिघलना |
| # उपमार्ग | | # उपमार्ग |
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| === मानक विफलता मोड ===
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| यदि पिघला हुआ कोर दबाव पोत में प्रवेश करता है, तो सिद्धांत और अनुमान हैं कि तब क्या हो सकता है।
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| आधुनिक रूसी संयंत्रों में, रोकथाम भवन के तल में एक कोर पकड़ने वाला उपकरण होता है। पिघला हुआ कोर एक बलि धातु की मोटी परत से टकराता है जो पिघल जाएगा, कोर को पतला कर देगा और गर्मी चालकता को बढ़ा देगा, और अंत में पतला कोर को फर्श में पानी के प्रवाह से ठंडा किया जा सकता है। हालाँकि, इस उपकरण का कभी भी पूर्ण पैमाने पर परीक्षण नहीं किया गया है।<ref>{{cite news|url=https://www.nytimes.com/2011/03/23/business/energy-environment/23chernobyl.html|title=After Chernobyl, Russia's Nuclear Industry Emphasizes Reactor Safety|first=Andrew E.|last=Kramer|work=The New York Times |date=22 March 2011|via=NYTimes.com}}</ref>
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| पश्चिमी पौधों में एक वायुरोधी रोकथाम भवन होता है। हालांकि विकिरण नियंत्रण के भीतर उच्च स्तर पर होगा, इसके बाहर की खुराक कम होगी। रोकथाम भवनों को एक दबाव रिलीज वाल्व और फिल्टर के माध्यम से रेडियोन्यूक्लाइड्स जारी किए बिना दबाव को व्यवस्थित रूप से जारी करने के लिए डिज़ाइन किया गया है। गैस विस्फोटों को रोकने के लिए रोकथाम के भीतर हाइड्रोजन/ऑक्सीजन पुनः संयोजक भी स्थापित किए गए हैं।
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| पिघलने की घटना में, RPV पर एक स्थान या क्षेत्र अन्य क्षेत्रों की तुलना में अधिक गर्म हो जाएगा, और अंततः पिघल जाएगा। जब यह पिघलता है, तो रिएक्टर के नीचे गुहा में कोरियम डाला जाएगा। हालांकि गुहा को शुष्क रहने के लिए डिज़ाइन किया गया है, कई एनयूआरईजी-श्रेणी के दस्तावेज़ ऑपरेटरों को सलाह देते हैं कि ईंधन पिघलने की घटना की स्थिति में गुहा में बाढ़ आ जाए। यह पानी भाप बनकर कंटेनमेंट पर दबाव डालेगा। दबाव को कम रखने के लिए स्वचालित पानी के स्प्रे भाप भरे वातावरण में बड़ी मात्रा में पानी पंप करेंगे। उत्प्रेरक पुनः संयोजक तेजी से हाइड्रोजन और ऑक्सीजन को वापस पानी में परिवर्तित कर देंगे। कोरियम के पानी में गिरने का एक सकारात्मक प्रभाव यह है कि यह ठंडा हो जाता है और ठोस अवस्था में लौट आता है।
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| ईसीसीएस के साथ रोकथाम के भीतर व्यापक जल स्प्रे सिस्टम, जब इसे पुन: सक्रिय किया जाता है, तो ऑपरेटरों को फर्श पर कोर को ठंडा करने और इसे कम तापमान तक कम करने के लिए रोकथाम के भीतर पानी स्प्रे करने की अनुमति मिलेगी।
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| इन प्रक्रियाओं का उद्देश्य रेडियोधर्मिता की रिहाई को रोकना है। 1979 में थ्री माइल आइलैंड घटना में, पूरे आयोजन के दौरान प्लांट प्रॉपर्टी लाइन पर खड़े एक सैद्धांतिक व्यक्ति को छाती के एक्स-रे और सीटी स्कैन के विकिरण के बीच लगभग 2 मिलीसीवर्ट (200 मिलीरेम) की खुराक मिली होगी। यह एक अनियंत्रित प्रणाली द्वारा अधिक गैस निकलने के कारण था, जिसे आज, रेडियोन्यूक्लाइड रिलीज को रोकने के लिए सक्रिय कार्बन और HEPA फिल्टर के साथ बैकफिट किया गया होता।
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| हालांकि, फुकुशिमा की घटना में यह योजना विफल रही। नियंत्रण बनाए रखने के लिए फुकुशिमा दाइची परमाणु ऊर्जा संयंत्र में ऑपरेटरों के प्रयासों के बावजूद, 1-3 इकाइयों में रिएक्टर कोर ज़्यादा गरम हो गए, परमाणु ईंधन पिघल गया और तीन रोकथाम जहाजों को तोड़ दिया गया। रिएक्टर के दबाव वाहिकाओं से हाइड्रोजन छोड़ा गया, जिससे रिएक्टर की इमारतों के अंदर यूनिट 1, 3 और 4 में विस्फोट हुआ जिससे संरचनाओं और उपकरणों को नुकसान पहुंचा और कर्मियों को चोटें आईं। रेडियोन्यूक्लाइड्स को पौधे से वायुमंडल में छोड़ा गया और भूमि और समुद्र पर जमा किया गया। समुद्र में सीधे रिलीज भी थे।<ref>world nuclear org fukushima-accident
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| http://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/fukushima-accident.aspx
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| </ref><ref name=":0">{{cite web|url=https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1710-ReportByTheDG-Web.pdf|title=The Fukushima Daiichi Accident. Report by the Director General|date=2015|publisher=International Atomic Energy Agency|access-date=24 February 2018}}</ref>
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| चूंकि कोरियम की प्राकृतिक क्षय गर्मी अंतत: संवहन और संवहन के साथ एक संतुलन को कम कर देती है, यह पानी के स्प्रे सिस्टम को बंद करने और रिएक्टर को सुरक्षित भंडारण में डालने के लिए पर्याप्त ठंडा हो जाता है। अत्यधिक सीमित ऑफसाइट रेडियोधर्मिता और दबाव जारी करने के साथ रोकथाम को सील किया जा सकता है। विखंडन उत्पादों के सड़ने के लिए शायद एक दशक के बाद, परिशोधन और विध्वंस के लिए रोकथाम को फिर से खोला जा सकता है।
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| एक अन्य परिदृश्य संभावित विस्फोटक हाइड्रोजन का निर्माण देखता है, लेकिन रोकथाम के अंदर [[निष्क्रिय ऑटोकैटलिटिक पुनः संयोजक]] इसे रोकने के लिए डिज़ाइन किए गए हैं। फुकुशिमा में, सामग्री अक्रिय नाइट्रोजन से भरी हुई थी, जो हाइड्रोजन को जलने से रोकती थी; हाइड्रोजन, रोकथाम से रिएक्टर भवन में लीक हो गया, हालांकि, जहां यह हवा के साथ मिश्रित हुआ और फट गया।<ref name=":0" />1979 के थ्री माइल द्वीप दुर्घटना के दौरान, दबाव पोत के गुंबद में एक हाइड्रोजन बुलबुला बना। प्रारंभिक चिंताएं थीं कि हाइड्रोजन प्रज्वलित हो सकता है और दबाव पोत या यहां तक कि रोकथाम भवन को नुकसान पहुंचा सकता है; लेकिन जल्द ही यह महसूस किया गया कि ऑक्सीजन की कमी ने जलने या विस्फोट को रोक दिया।<ref name="US NRC TMI Backgrounder">{{cite web|title=Backgrounder on the Three Mile Island Accident|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/fact-sheets/3mile-isle.html#summary|publisher=United States Nuclear Regulatory Commission|access-date=1 December 2013}}</ref>
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| === सट्टा विफलता मोड ===
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| एक परिदृश्य में रिएक्टर प्रेशर वेसल एक बार में विफल हो जाता है, जिसमें कोरियम का पूरा द्रव्यमान पानी के एक पूल (उदाहरण के लिए, शीतलक या मॉडरेटर) में गिर जाता है और भाप का बहुत तेजी से उत्पादन होता है। कंटेनमेंट के भीतर दबाव बढ़ने से अखंडता को खतरा हो सकता है यदि टूटना डिस्क तनाव को दूर नहीं कर सकता है। उजागर ज्वलनशील पदार्थ जल सकते हैं, लेकिन रोकथाम के भीतर कुछ, यदि कोई हो, ज्वलनशील पदार्थ हैं।
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| एक अन्य सिद्धांत, जिसे 1975 रासमुसेन (वॉश-1400) अध्ययन द्वारा अल्फा मोड विफलता कहा जाता है, ने दावा किया कि भाप रिएक्टर दबाव पोत (आरपीवी) से सिर को उड़ाने के लिए पर्याप्त दबाव पैदा कर सकती है। अगर आरपीवी हेड इससे टकराया तो नियंत्रण को खतरा हो सकता था। ([[WASH-1400]] रिपोर्ट को बेटर-बेस्ड द्वारा प्रतिस्थापित किया गया था{{original research inline |date=March 2011}} नए अध्ययन, और अब परमाणु नियामक आयोग ने उन सभी को अस्वीकार कर दिया है और अति महत्वपूर्ण [[अत्याधुनिक रिएक्टर परिणाम विश्लेषण]] <nowiki>[SOARCA]</nowiki> अध्ययन तैयार कर रहा है - [[NUREG-1150]] में अस्वीकरण देखें।)
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| 1970 तक, एक परमाणु रिएक्टर की आपातकालीन शीतलन प्रणालियों की क्षमता के बारे में संदेह था, ताकि शीतलक की हानि और ईंधन कोर के परिणामस्वरूप मंदी को रोका जा सके; विषय तकनीकी और लोकप्रिय प्रेसों में लोकप्रिय साबित हुआ।<ref name="eleven">Walker, J. Samuel (2004). ''Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective'' (Berkeley: University of California Press), p. 11.</ref> 1971 में, लेख थॉट्स ऑन न्यूक्लियर प्लंबिंग में, पूर्व [[मैनहट्टन परियोजना]] [[परमाणु भौतिकी]] [[राल्फ लैप]] ने चाइना सिंड्रोम शब्द का इस्तेमाल रोकथाम संरचनाओं के माध्यम से संभावित जलन और बाद में वातावरण और पर्यावरण में रेडियोधर्मी सामग्री (ओं) के पलायन का वर्णन करने के लिए किया था। W. K. Ergen की अध्यक्षता में परमाणु भौतिकविदों के एक समूह द्वारा 1967 की रिपोर्ट से प्राप्त परिकल्पना।<ref name="Lapp, Ralph E 1971">Lapp, Ralph E. "Thoughts on nuclear plumbing." ''The New York Times'', 12 December 1971, pg. E11.</ref> कुछ लोगों को डर है कि एक पिघला हुआ रिएक्टर कोर रिएक्टर दबाव पोत और रोकथाम संरचना में प्रवेश कर सकता है और [[भूजल]] के स्तर तक नीचे की ओर जल सकता है।<ref name="Pitta2015">{{cite book|url=https://books.google.com/books?id=8raOCgAAQBAJ&pg=PT25|title=Catastrophe: A Guide to World's Worst Industrial Disasters|author=Terra Pitta|date=5 August 2015|publisher=Vij Books India Pvt Ltd|isbn=978-93-85505-17-1|pages=25–}}</ref>
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| यह निर्धारित नहीं किया गया है कि एक संरचना के माध्यम से पिघला हुआ द्रव्यमान किस हद तक पिघल सकता है (हालांकि [[परीक्षण क्षेत्र उत्तर]] की फैक्ट शीट में वर्णित हानि-द्रव-परीक्षण रिएक्टर में इसका परीक्षण किया गया था)<ref>{{cite web|url=http://www.id.doe.gov/insideNEID/PDF/tan-fsheet.pdf|title=Test Area North}}</ref>). थ्री माइल आइलैंड दुर्घटना ने वास्तविक पिघले हुए कोर के साथ वास्तविक जीवन का अनुभव प्रदान किया: नियंत्रण छड़ों और अन्य रिएक्टर इंटर्नल द्वारा पिघल के कमजोर पड़ने के कारण छह घंटे से अधिक समय तक संपर्क में रहने के बाद कोरियम रिएक्टर दबाव पोत के माध्यम से पिघलने में विफल रहा, जोर को मान्य करता है कोर डैमेज घटनाओं के खिलाफ गहराई से रक्षा पर।
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| == अन्य रिएक्टर प्रकार ==
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| एलडब्ल्यूआर की तुलना में अन्य प्रकार के रिएक्टरों की अलग-अलग क्षमताएं और सुरक्षा प्रोफाइल हैं। इनमें से कई रिएक्टरों की उन्नत किस्मों में स्वाभाविक रूप से सुरक्षित होने की क्षमता है।
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| === [[अफ़ीम]] रिएक्टर ===
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| CANDU रिएक्टर, कनाडाई-आविष्कृत ड्यूटेरियम-यूरेनियम डिज़ाइन, कम से कम एक के साथ डिज़ाइन किए गए हैं, और आम तौर पर दो, बड़े कम तापमान और कम दबाव वाले पानी के जलाशय उनके ईंधन / शीतलक चैनलों के आसपास हैं। पहला बल्क हेवी-वॉटर मॉडरेटर (शीतलक से अलग सिस्टम) है, और दूसरा लाइट-वाटर-फिल्ड शील्ड टैंक (या CANDU रिएक्टर#बेसिक डिज़ाइन और ऑपरेशन वॉल्ट) है। ये बैकअप हीट सिंक या तो पहले स्थान पर (मॉडरेटर हीट सिंक का उपयोग करके) ईंधन के पिघलने को रोकने के लिए पर्याप्त हैं, या कोर पोत के टूटने से मॉडरेटर को अंततः उबलना चाहिए (शील्ड टैंक हीट सिंक का उपयोग करके)।<ref name=Allen>{{cite journal|first=P.J.|last=Allen |author2=J.Q. Howieson |author3=H.S. Shapiro |author4=J.T. Rogers |author5=P. Mostert |author6=R.W. van Otterloo |title=Summary of CANDU 6 Probabilistic Safety Assessment Study Results|journal=Nuclear Safety|volume=31|issue=2|date=April–June 1990|pages=202–214}}</ref> ईंधन के पिघलने से अलग अन्य विफलता मोड संभवतः एक मेल्टडाउन के बजाय CANDU में घटित होंगे, जैसे कि कैलेंड्रिया का गैर-महत्वपूर्ण कॉन्फ़िगरेशन में विरूपण। सभी कैंडू रिएक्टर मानक पश्चिमी नियंत्रणों के भीतर भी स्थित हैं।
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| === गैस-ठंडा रिएक्टर ===
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| यूनाइटेड किंगडम द्वारा निर्मित एक प्रकार का पश्चिमी रिएक्टर, जिसे [[उन्नत गैस-कूल्ड रिएक्टर]] (या एजीआर) के रूप में जाना जाता है, सबसे चरम परिस्थितियों को छोड़कर नुकसान-की-शीतलन दुर्घटनाओं या कोर क्षति के लिए बहुत कमजोर नहीं है। अपेक्षाकृत अक्रिय शीतलक (कार्बन डाइऑक्साइड), शीतलक की बड़ी मात्रा और उच्च दबाव, [[एवीआर रिएक्टर]] की अपेक्षाकृत उच्च ताप हस्तांतरण दक्षता के आधार पर, सीमित दोष की स्थिति में कोर क्षति के लिए समय सीमा दिनों में मापी जाती है। . शीतलक प्रवाह के कुछ साधनों की बहाली होने से मुख्य क्षति को रोका जा सकेगा।
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| अन्य प्रकार के अत्यधिक उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर, जिन्हें आमतौर पर उच्च-तापमान गैस-कूल्ड रिएक्टर (HTGRs) के रूप में जाना जाता है, जैसे कि जापानी उच्च-तापमान इंजीनियरिंग परीक्षण रिएक्टर और संयुक्त राज्य अमेरिका का [[बहुत उच्च तापमान रिएक्टर]], [[स्वाभाविक रूप से सुरक्षित]] हैं, जिसका अर्थ है कि मेल्टडाउन या कोर की संरचना के कारण कोर क्षति के अन्य रूप शारीरिक रूप से असंभव हैं, जिसमें सिलिकॉन कार्बाइड प्रबलित ग्रेफाइट के हेक्सागोनल प्रिज्मेटिक ब्लॉक होते हैं जो [[ट्रिसो]] या यूरेनियम, थोरियम, या मिश्रित ऑक्साइड के [[परमाणु ईंधन]] छर्रों के साथ हीलियम से भरे भूमिगत में दफन होते हैं। एक ठोस रोकथाम के भीतर इस्पात दबाव पोत। हालांकि इस प्रकार का रिएक्टर मेल्टडाउन के लिए अतिसंवेदनशील नहीं है, बैकअप हीट रिमूवल के साधन के रूप में नियमित वायुमंडलीय वायु प्रवाह का उपयोग करके गर्मी हटाने की अतिरिक्त क्षमता प्रदान की जाती है, इसे [[उष्मा का आदान प्रदान करने वाला]] से गुजारकर और संवहन के कारण वातावरण में ऊपर उठकर, पूर्ण प्राप्त करके अवशिष्ट गर्मी हटाने। [[अमेरिकी ऊर्जा विभाग]] द्वारा [[अगली पीढ़ी के परमाणु संयंत्र]] के लिए चुने गए डिजाइन के रूप में वीएचटीआर को अगले दशक (2009 तक) के भीतर [[इडाहो राष्ट्रीय प्रयोगशाला]] में प्रोटोटाइप और परीक्षण करने के लिए निर्धारित किया गया है। यह रिएक्टर एक गैस को शीतलक के रूप में उपयोग करेगा, जिसका उपयोग प्रक्रिया गर्मी (जैसे हाइड्रोजन उत्पादन में) या गैस टर्बाइनों को चलाने और बिजली उत्पादन के लिए किया जा सकता है।
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| मूल रूप से [[पश्चिम जर्मनी]] (AVR रिएक्टर) द्वारा डिज़ाइन किया गया और अब [[दक्षिण अफ्रीका]] द्वारा विकसित एक समान अत्यधिक उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर को [[PBMR]] के रूप में जाना जाता है। यह एक स्वाभाविक रूप से सुरक्षित डिज़ाइन है, जिसका अर्थ है कि ईंधन के डिज़ाइन (धातु आरपीवी के भीतर एक बिस्तर में व्यवस्थित गोलाकार ग्रेफाइट कंकड़ और यूरेनियम, थोरियम, या मिश्रित ट्राइसो (या क्वाड्रिसो) छर्रों से भरे हुए) के कारण मूल क्षति शारीरिक रूप से असंभव है। ऑक्साइड भीतर)। पीपुल्स रिपब्लिक ऑफ चाइना, [[HTR-10]] द्वारा एक बहुत ही समान प्रकार के रिएक्टर का एक प्रोटोटाइप बनाया गया है, और इसने शोधकर्ताओं की अपेक्षाओं से परे काम किया है, जिससे चीनियों को फॉलो-ऑन, फुल-स्केल 250 की एक जोड़ी बनाने की योजना की घोषणा करने में मदद मिली है। MWe, स्वाभाविक रूप से सुरक्षित, एक ही अवधारणा के आधार पर बिजली उत्पादन रिएक्टर। (अधिक जानकारी के लिए पीपुल्स रिपब्लिक ऑफ चाइना में परमाणु ऊर्जा देखें।)
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| === सीसा और सीसा-बिस्मथ-ठंडा रिएक्टर ===
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| हाल ही में भारी तरल धातु, जैसे सीसा या सीसा-बिस्मथ, को रिएक्टर शीतलक के रूप में प्रस्तावित किया गया है।<ref>F.J Arias. The Phenomenology of Packed Beds in Heavy Liquid Metal Fast Reactors During Postaccident Heat Removal: The Self-Removal Feedback Mechanism. Nuclear Science and Engineering / Volume 178 / Number 2 / October 2014 / Pages 240-249</ref> ईंधन और एचएलएम के समान घनत्व के कारण, उत्प्लावकता बलों के कारण एक अंतर्निहित निष्क्रिय सुरक्षा स्व-हटाने प्रतिक्रिया तंत्र विकसित होता है, जो तापमान की निश्चित सीमा तक पहुंचने पर पैक किए गए बिस्तर को दीवार से दूर ले जाता है और बिस्तर हल्का हो जाता है। आसपास के शीतलक, इस प्रकार तापमान को रोकते हैं जो पोत की संरचनात्मक अखंडता को खतरे में डाल सकते हैं और स्वीकार्य बिस्तर की गहराई को सीमित करके पुनरावृत्ति क्षमता को भी कम कर सकते हैं।
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| === प्रायोगिक या वैचारिक डिजाइन ===
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| परमाणु रिएक्टरों के लिए कुछ डिज़ाइन अवधारणाएँ मेल्टडाउन और परिचालन सुरक्षा के प्रतिरोध पर ज़ोर देती हैं।
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| पीआईयूएस ([[हल्का पानी रिएक्टर]]) डिजाइन, मूल रूप से 1970 के दशक के अंत और 1980 के दशक की शुरुआत में स्वेड्स द्वारा इंजीनियर किए गए, एलडब्ल्यूआर हैं जो उनके डिजाइन के आधार पर कोर क्षति के प्रतिरोधी हैं। कोई इकाई कभी नहीं बनाई गई है।
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| बिजली रिएक्टर, [[परमाणु रिएक्टर प्रौद्योगिकी]] सहित, आपदा क्षेत्रों में और सैन्य मिशनों पर बिजली उत्पादन के लिए TRIGA का एक बड़े पैमाने पर मोबाइल संस्करण, और TRIGA पावर सिस्टम, एक छोटा बिजली संयंत्र और छोटे और दूरस्थ सामुदायिक उपयोग के लिए ताप स्रोत, के पास है इच्छुक इंजीनियरों द्वारा आगे रखा गया है, और उपयोग किए गए [[यूरेनियम जिरकोनियम हाइड्राइड]] ईंधन के कारण TRIGA की सुरक्षा विशेषताओं को साझा करते हैं।
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| हाइड्रोजन मॉडरेट स्व-विनियमन परमाणु ऊर्जा मॉड्यूल, एक रिएक्टर जो [[यूरेनियम हाइड्राइड]] को मॉडरेटर और ईंधन के रूप में उपयोग करता है, रसायन विज्ञान और सुरक्षा में TRIGA के समान, इन चरम सुरक्षा और स्थिरता विशेषताओं के पास भी है, और इसने हाल ही में अच्छी रुचि को आकर्षित किया है। बार।
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| [[तरल फ्लोराइड थोरियम रिएक्टर]] को थोरियम और फ्लोरीन लवण के यूटेक्टिक मिश्रण के रूप में स्वाभाविक रूप से पिघली हुई अवस्था में अपना कोर बनाने के लिए डिज़ाइन किया गया है। जैसे, एक पिघला हुआ कोर इस रिएक्टर प्रकार के संचालन की सामान्य और सुरक्षित स्थिति को दर्शाता है। यदि कोर ज़्यादा गरम हो जाता है, तो एक धातु प्लग पिघल जाएगा, और पिघला हुआ नमक कोर टैंकों में बह जाएगा जहां [[यह]] गैर-महत्वपूर्ण कॉन्फ़िगरेशन में ठंडा हो जाएगा। चूंकि कोर तरल है, और पहले से ही पिघला हुआ है, इसे क्षतिग्रस्त नहीं किया जा सकता है।
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| उन्नत तरल धातु रिएक्टर, जैसे यूएस [[इंटीग्रल फास्ट रिएक्टर]] और [[रूसी संघ]] [[BN-350]], [[BN-600]], और [[BN-800]], सभी में बहुत अधिक ताप क्षमता, सोडियम धातु के साथ शीतलक होता है। जैसे, वे एससीआरएएम के बिना कूलिंग के नुकसान और एससीआरएएम के बिना हीट सिंक के नुकसान का सामना कर सकते हैं, उन्हें स्वाभाविक रूप से सुरक्षित माना जाता है।
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| == सोवियत संघ-डिजाइन किए गए रिएक्टर ==
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| === आरबीएमके ===
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| सोवियत द्वारा डिज़ाइन किया गया RBMK (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy), केवल रूस और अन्य सोवियत-सोवियत राज्यों में पाया जाता है और अब रूस को छोड़कर हर जगह बंद हो गया है, इसमें नियंत्रण भवन नहीं हैं, स्वाभाविक रूप से अस्थिर हैं (खतरनाक बिजली के उतार-चढ़ाव की प्रवृत्ति), और आपातकालीन शीतलन है सिस्टम (ECCS) को पश्चिमी सुरक्षा मानकों द्वारा पूरी तरह से अपर्याप्त माना जाता है। चेरनोबिल आपदा में शामिल रिएक्टर एक RBMK था।
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| RBMK इमरजेंसी कोर कूलिंग सिस्टम में केवल एक डिवीजन होता है और उस डिवीजन के भीतर थोड़ा अतिरेक होता है। हालांकि RBMK का बड़ा कोर छोटे पश्चिमी LWR कोर की तुलना में कम ऊर्जा-सघन है, इसे ठंडा करना कठिन है। RBMK को [[सीसा]] द्वारा नियंत्रित किया जाता है। उच्च तापमान पर भाप और ऑक्सीजन दोनों की उपस्थिति में, ग्रेफाइट [[सिनगैस]] बनाता है और [[जल गैस पारी]] के साथ, परिणामी हाइड्रोजन विस्फोटक रूप से जलता है। यदि ऑक्सीजन गर्म ग्रेफाइट से संपर्क करे तो यह जल जाएगा। नियंत्रण छड़ों को ग्रेफाइट के साथ इत्तला दी जाती थी, एक ऐसी सामग्री जो न्यूट्रॉन को धीमा कर देती है और इस प्रकार श्रृंखला प्रतिक्रिया को गति देती है। पानी का उपयोग शीतलक के रूप में किया जाता है, लेकिन मंदक के रूप में नहीं। यदि पानी उबल कर दूर हो जाता है, तो ठंडक खो जाती है, लेकिन संयम बना रहता है। इसे प्रतिक्रियाशीलता का सकारात्मक शून्य गुणांक कहा जाता है।
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| RBMK खतरनाक बिजली के उतार-चढ़ाव की ओर जाता है। यदि रिएक्टर अचानक गर्म हो जाए और वे गतिमान हों तो नियंत्रण छड़ें फंस सकती हैं। क्सीनन-135, एक न्यूट्रॉन शोषक विखंडन उत्पाद है, जिसमें कोर में निर्माण करने और कम बिजली के संचालन की स्थिति में अप्रत्याशित रूप से जलने की प्रवृत्ति होती है। इससे गलत न्यूट्रॉनिक और थर्मल पावर रेटिंग हो सकती है।
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| RBMK का कोर के ऊपर कोई नियंत्रण नहीं है। ईंधन के ऊपर एकमात्र पर्याप्त ठोस अवरोध कोर का ऊपरी भाग है, जिसे ऊपरी जैविक ढाल कहा जाता है, जो कंक्रीट का एक टुकड़ा है जो नियंत्रण छड़ के साथ और ऑनलाइन ईंधन भरने के लिए प्रवेश छेद के साथ होता है। RBMK के अन्य [[भागो]]ं को कोर से बेहतर परिरक्षित किया गया था। रैपिड शटडाउन (SCRAM) में 10 से 15 सेकंड लगते हैं। पश्चिमी रिएक्टर 1 - 2.5 सेकंड लेते हैं।
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| परिचालन कर्मचारियों को कुछ वास्तविक समय सुरक्षा निगरानी क्षमता प्रदान करने के लिए पश्चिमी सहायता दी गई है। यह ज्ञात नहीं है कि क्या यह आपातकालीन कूलिंग के स्वत: दीक्षा तक विस्तारित है। पश्चिमी स्रोतों से सुरक्षा मूल्यांकन में प्रशिक्षण प्रदान किया गया है, और आरबीएमके में कमजोरियों के जवाब में रूसी रिएक्टर विकसित हुए हैं। बहरहाल, कई आरबीएमके अभी भी काम करते हैं।
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| हालांकि कोर डैमेज होने से पहले कूलेंट के नुकसान की घटना को रोकना संभव हो सकता है, किसी भी कोर डैमेज की घटना से शायद रेडियोधर्मी सामग्री का बड़े पैमाने पर रिलीज होना संभव हो जाएगा।
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| 2004 में यूरोपीय संघ में प्रवेश करने पर, लिथुआनिया को [[इग्नालिना]] एनपीपी में अपने दो आरबीएमके को चरणबद्ध करने की आवश्यकता थी, जिसे यूरोपीय परमाणु सुरक्षा मानकों के साथ पूरी तरह से असंगत माना जाता था। देश ने उन्हें [[विसागिनास परमाणु ऊर्जा संयंत्र]] में सुरक्षित रिएक्टरों से बदलने की योजना बनाई।
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| === एमकेईआर ===
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| [[MKER]] एक आधुनिक रूसी-इंजीनियर चैनल प्रकार का रिएक्टर है जो RBMK का दूर का वंशज है, जिसे लाभों को अनुकूलित करने और मूल की गंभीर खामियों को ठीक करने के लिए डिज़ाइन किया गया है।
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| MKER के डिज़ाइन की कई विशिष्ट विशेषताएं इसे एक विश्वसनीय और दिलचस्प विकल्प बनाती हैं। ईंधन भरने के दौरान रिएक्टर ऑनलाइन रहता है, 97-99% तक अपटाइम के साथ रखरखाव के लिए केवल कभी-कभी आउटेज सुनिश्चित करता है। मॉडरेटर डिज़ाइन उच्च बर्नअप दर के साथ कम समृद्ध ईंधन के उपयोग की अनुमति देता है। बेहतर ईंधन निषेचन और पुनर्चक्रण के लिए, नागरिक उपयोग के लिए न्यूट्रोनिक्स विशेषताओं को अनुकूलित किया गया है; और ग्रेफाइट मॉडरेशन हल्के पानी के मॉडरेशन से बेहतर न्यूट्रॉनिक्स प्राप्त करता है। कोर की कम शक्ति घनत्व थर्मल विनियमन को बहुत बढ़ाता है।
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| सुधारों की एक श्रृंखला MKER की सुरक्षा को पश्चिमी जनरेशन III रिएक्टरों की तुलना में बनाती है: भागों की बेहतर गुणवत्ता, उन्नत कंप्यूटर नियंत्रण, व्यापक निष्क्रिय आपातकालीन कोर कूलिंग सिस्टम, और एक नकारात्मक शून्य गुणांक और एक तेज़-अभिनय रैपिड शटडाउन के साथ बहुत मजबूत रोकथाम संरचना प्रणाली। निष्क्रिय आपातकालीन शीतलन प्रणाली मोटर चालित पंपों के बजाय कोर को ठंडा करने के लिए विश्वसनीय प्राकृतिक घटनाओं का उपयोग करती है। रोकथाम संरचना को गंभीर तनाव और दबाव का सामना करने के लिए डिज़ाइन किया गया है। कूलिंग-वाटर चैनल के पाइप के टूटने की स्थिति में, सामान्य विफलता को रोकने के लिए, चैनल को पानी की आपूर्ति से अलग किया जा सकता है।
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| एमकेईआर डिजाइन की अत्यधिक बढ़ी हुई सुरक्षा और अद्वितीय लाभ परमाणु विकास के लिए पूर्ण ईंधन-चक्र विकल्पों पर विचार करने वाले देशों में इसकी प्रतिस्पर्धात्मकता को बढ़ाते हैं।
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| === [[वीवर]] ===
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| वीवीईआर एक प्रेशराइज्ड लाइट वॉटर रिएक्टर है जो आरबीएमके की तुलना में कहीं अधिक स्थिर और सुरक्षित है। ऐसा इसलिए है क्योंकि यह हल्के पानी का उपयोग एक मॉडरेटर (ग्रेफाइट के बजाय) के रूप में करता है, इसकी परिचालन विशेषताओं को अच्छी तरह से समझा जाता है, और प्रतिक्रियाशीलता का नकारात्मक शून्य गुणांक होता है। इसके अलावा, कुछ सीमांत नियंत्रण से अधिक के साथ बनाए गए हैं, कुछ में गुणवत्तापूर्ण ईसीसीएस सिस्टम हैं, और कुछ को नियंत्रण और उपकरण के अंतर्राष्ट्रीय मानकों में अपग्रेड किया गया है। वीवीईआर की वर्तमान पीढ़ियां (वीवीईआर-1000 से शुरू) इंस्ट्रूमेंटेशन, कंट्रोल और कंटेनमेंट सिस्टम के पश्चिमी-समतुल्य स्तरों के लिए बनाई गई हैं।
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| हालांकि, इन सकारात्मक विकासों के साथ, कुछ पुराने VVER मॉडल उच्च स्तर की चिंता पैदा करते हैं, विशेष रूप से VVER-440 V230।<ref>{{cite web|url=https://timetravel.mementoweb.org/memento/2011/http://www.insc.anl.gov/neisb/neisb4/NEISB_1.1.html |title=INL VVER Sourcebook |publisher=Timetravel.mementoweb.org |date= 31 August 2010|access-date=2019-09-09}}</ref>
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| VVER-440 V230 में कोई नियंत्रण भवन नहीं है, लेकिन केवल एक संरचना है जो RPV के चारों ओर भाप को सीमित करने में सक्षम है। यह पतले स्टील का आयतन है, शायद {{convert|1|-|2|inch|cm}} मोटाई में, पश्चिमी मानकों द्वारा पूरी तरह से अपर्याप्त।
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| * कोई ईसीसीएस नहीं है। ज्यादा से ज्यादा एक जीवित रह सकता है {{convert|4|in|cm|abbr=on}} पाइप टूटना (डिजाइन के भीतर उस आकार से बड़े कई पाइप हैं)।
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