नाभिकीय गलाव: Difference between revisions

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{{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।


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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नियंत्रण भवन कई सुरक्षा उपायों में से अंतिम है जो पर्यावरण में रेडियोधर्मिता की निस्तार का अवरोध करता है। कई वाणिज्यिक रिएक्टर {{convert|1.2|to|2.4|m|ft|adj=on}} मोटी पूर्व-उत्तेजना, स्टील-प्रबलित, वायु-बंद कंक्रीट संरचना जो तूफान-बल वाली वायु और जटिल [[भूकंप|भूकंपों]] का सामना कर सकती है।
नियंत्रण भवन कई सुरक्षा उपायों में से अंतिम है जो पर्यावरण में रेडियोधर्मिता की निस्तार का अवरोध करता है। कई वाणिज्यिक रिएक्टर {{convert|1.2|to|2.4|m|ft|adj=on}} मोटी पूर्व-उत्तेजना, स्टील-प्रबलित, वायु-बंद कंक्रीट संरचना जो तूफान-बल वाली वायु और जटिल [[भूकंप|भूकंपों]] का सामना कर सकती है।
* शीतलक की हानि की दुर्घटना में, या तो शीतलक की भौतिक हानि      होती है (जो सामान्यतः विआयनीकृत पानी, अक्रिय गैस, [[NaK|एनएके,]] या [[तरल सोडियम]] होता है) या शीतलक की पर्याप्त प्रवाह दर सुनिश्चित करने के लिए विधि की हानि होती है। कुछ रिएक्टरों में शीतलक की हानि और दबाव-नियंत्रण की हानि निकट से संबंधित हैं। दबाव वाले पानी के रिएक्टर में, लोका(LOCA) भी अवरोधक शीतलक के अत्यधिक ताप के कारण या पश्चात में शीतलक के तीव्रता से हानि और दबाव-नियंत्रण-हानि के कारण भाप के बुलबुले का कारण बन सकता है।बलपूर्वक परिसंचरण दुर्घटना में, गैस शीतलक रिएक्टर के परिसंचारी (सामान्यतः मोटर या स्टीम चालित टर्बाइन) गैस शीतलक को कोर के अंदर प्रसारित करने में विफल होते हैं, और ऊष्मा स्थान्तरण को असहाय संचालन के इस हानि से बाधित किया जाता है, चूँकि प्राकृतिक संचालन के माध्यम से संवहन ईंधन को तब तक ठंडा रखेगा जब तक कि रिएक्टर का दबाव अल्प न हो जाए।<ref name="H&C-DPZF">{{cite book|title=Introduction to nuclear power|year=2000|publisher=Taylor & Francis|isbn=978-1-56032-454-6|chapter-url=https://books.google.com/books?id=YvLum7UFjK8C&q=depressurization%20fault&pg=PA133|author=Hewitt, Geoffrey Frederick|author2=Collier, John Gordon |access-date=5 June 2010|location=London, UK|page=133|chapter=4.6.1 Design Basis Accident for the AGR: Depressurization Fault}}</ref>
* शीतलक की हानि की दुर्घटना में, या तो शीतलक की भौतिक हानि      होती है (जो सामान्यतः विआयनीकृत पानी, अक्रिय गैस, [[NaK|एनएके,]] या [[तरल सोडियम]] होता है) या शीतलक की पर्याप्त प्रवाह दर सुनिश्चित करने के लिए विधि की हानि होती है। कुछ रिएक्टरों में शीतलक की हानि और दबाव-नियंत्रण की हानि निकट से संबंधित हैं। दबाव वाले पानी के रिएक्टर में, लोका(LOCA) भी अवरोधक शीतलक के अत्यधिक ताप के कारण या पश्चात में शीतलक के तीव्रता से हानि और दबाव-नियंत्रण-हानि के कारण भाप के बुलबुले का कारण बन सकता है।बलपूर्वक परिसंचरण दुर्घटना में, गैस शीतलक रिएक्टर के परिसंचारी (सामान्यतः मोटर या भाप  चालित टर्बाइन) गैस शीतलक को कोर के अंदर प्रसारित करने में विफल होते हैं, और ऊष्मा स्थान्तरण को असहाय संचालन के इस हानि से बाधित किया जाता है, चूँकि प्राकृतिक संचालन के माध्यम से संवहन ईंधन को तब तक ठंडा रखेगा जब तक कि रिएक्टर का दबाव अल्प न हो जाए।<ref name="H&C-DPZF">{{cite book|title=Introduction to nuclear power|year=2000|publisher=Taylor & Francis|isbn=978-1-56032-454-6|chapter-url=https://books.google.com/books?id=YvLum7UFjK8C&q=depressurization%20fault&pg=PA133|author=Hewitt, Geoffrey Frederick|author2=Collier, John Gordon |access-date=5 June 2010|location=London, UK|page=133|chapter=4.6.1 Design Basis Accident for the AGR: Depressurization Fault}}</ref>
* दबाव का नियंत्रण दुर्घटना में, सीमित शीतलक का दबाव इसे पूर्ववत् करने के साधनों के बिना विनिर्देश से अल्प हो जाता है। कुछ स्तिथियों में यह ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता (शीतलक के रूप में [[अक्रिय गैस]] का उपयोग करते समय) को अल्प कर सकता है और अन्य में ईंधन असेंबलियों (दबाव वाले पानी रिएक्टरों के लिए) के निकट भाप का प्रवेशित बुलबुला बना सकता है। पश्चात की स्तिथि में, क्षय ऊष्मा के कारण भाप के बुलबुले के स्थानीयकृत ताप के कारण, भाप के बुलबुले को अवगत कराने के लिए आवश्यक दबाव रिएक्टर के डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो सकता है जब तक कि रिएक्टर को ठंडा होने का समय न मिल जाए। (उबलते पानी के रिएक्टरों में इस घटना के घटित होने की संभावना अल्प होती है, जहां कोर को निश्चयपूर्वक अवसादित किया जा सकता है जिससे आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली को प्रारम्भ किया जा सके)। अवसादन दोष में, गैस-शीतलक रिएक्टर कोर के अंदर गैस का दबाव समाप्त हो जाता है, ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता को अल्प करता है और ईंधन को ठंडा करने के लिए लक्ष्य प्रस्तुत करता है; जब तक अल्प से अल्प गैस परिसंचारक उपलब्ध है, तथापि, ईंधन को ठंडा रखा जाएगा।<ref name="H&C-DPZF" />अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण दुर्घटना में, रिएक्टर [[प्रतिक्रियाशीलता (परमाणु)]] में अज्ञात वृद्धि के कारण रिएक्टर में अज्ञात विद्युत् वृद्धि रिएक्टर डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो जाती है। अनियंत्रित शक्ति भ्रमण पैरामीटर को महत्वपूर्ण रूप से परिवर्तित करने के कारण होते है जो श्रृंखला प्रतिक्रिया के न्यूट्रॉन गुणन दर को प्रभावित करता है (उदाहरणों में नियंत्रण रॉड को बाहर निकालना या मॉडरेटर की परमाणु विशेषताओं को परिवर्तित करना सम्मलित है, जैसे तीव्रता से ठंडा करना)। अंतिम स्तिथियों में रिएक्टर ऐसी स्थिति में अग्नि को बढ़ा सकता है जिसे [[शीघ्र महत्वपूर्ण]] कहा जाता है। यह विशेष रूप से उन रिएक्टरों में समस्या है जिनके पास प्रतिक्रियाशीलता का सकारात्मक [[शून्य गुणांक]] है, और सकारात्मक तापमान गुणांक है, जो अति-संचालित हैं, या उनके ईंधन या मध्यस्थों के भीतर अत्यधिक मात्रा में हानिकारक विखंडन उत्पादों को प्राप्त कर सकते हैं। इन विशेषताओं में से कई [[आरबीएमके]] डिजाइन में उपस्तिथ हैं, और [[चेरनोबिल आपदा]] ऐसी अल्पता के साथ-साथ जटिल ऑपरेटर असावधानी के कारण हुई थी। पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टर अधिक बड़े अनियंत्रित शक्ति भ्रमण के अधीन नहीं हैं क्योंकि शीतलक की हानि बढ़ने के स्थान पर अल्प हो जाती है, कोर प्रतिक्रियाशीलता (प्रतिक्रिया का नकारात्मक शून्य गुणांक); क्षणिक, जैसा कि पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टरों के अंदर सामान्य विद्युत् के उतार-चढ़ाव को कहा जाता है, प्रतिक्रियात्मकता में क्षणिक वृद्धि तक सीमित है जो समय के साथ तीव्रता से घटेगा (लगभग 200% -250% अधिकतम न्यूट्रॉनिक शक्ति कुछ सेकंड के लिए पूर्ण तीव्र होने की स्थिति में) शटडाउन विफलता क्षणिक के साथ संयुक्त होगा।
* दबाव का नियंत्रण दुर्घटना में, सीमित शीतलक का दबाव इसे पूर्ववत् करने के साधनों के बिना विनिर्देश से अल्प हो जाता है। कुछ स्तिथियों में यह ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता (शीतलक के रूप में [[अक्रिय गैस]] का उपयोग करते समय) को अल्प कर सकता है और अन्य में ईंधन असेंबलियों (दबाव वाले पानी रिएक्टरों के लिए) के निकट भाप का प्रवेशित बुलबुला बना सकता है। पश्चात की स्तिथि में, क्षय ऊष्मा के कारण भाप के बुलबुले के स्थानीयकृत ताप के कारण, भाप के बुलबुले को अवगत कराने के लिए आवश्यक दबाव रिएक्टर के डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो सकता है जब तक कि रिएक्टर को ठंडा होने का समय न मिल जाए। (उबलते पानी के रिएक्टरों में इस घटना के घटित होने की संभावना अल्प होती है, जहां कोर को निश्चयपूर्वक अवसादित किया जा सकता है जिससे आपातकालीन कोर शीतलन प्रणाली को प्रारम्भ किया जा सके)। अवसादन दोष में, गैस-शीतलक रिएक्टर कोर के अंदर गैस का दबाव समाप्त हो जाता है, ऊष्मा हस्तांतरण दक्षता को अल्प करता है और ईंधन को ठंडा करने के लिए लक्ष्य प्रस्तुत करता है; जब तक अल्प से अल्प गैस परिसंचारक उपलब्ध है, तथापि, ईंधन को ठंडा रखा जाएगा।<ref name="H&C-DPZF" />अनियंत्रित विद्युत् भ्रमण दुर्घटना में, रिएक्टर [[प्रतिक्रियाशीलता (परमाणु)]] में अज्ञात वृद्धि के कारण रिएक्टर में अज्ञात विद्युत् वृद्धि रिएक्टर डिजाइन विनिर्देशों से अधिक हो जाती है। अनियंत्रित शक्ति भ्रमण पैरामीटर को महत्वपूर्ण रूप से परिवर्तित करने के कारण होते है जो श्रृंखला प्रतिक्रिया के न्यूट्रॉन गुणन दर को प्रभावित करता है (उदाहरणों में नियंत्रण रॉड को बाहर निकालना या मॉडरेटर की परमाणु विशेषताओं को परिवर्तित करना सम्मलित है, जैसे तीव्रता से ठंडा करना)। अंतिम स्तिथियों में रिएक्टर ऐसी स्थिति में अग्नि को बढ़ा सकता है जिसे [[शीघ्र महत्वपूर्ण]] कहा जाता है। यह विशेष रूप से उन रिएक्टरों में समस्या है जिनके पास प्रतिक्रियाशीलता का सकारात्मक [[शून्य गुणांक]] है, और सकारात्मक तापमान गुणांक है, जो अति-संचालित हैं, या उनके ईंधन या मध्यस्थों के भीतर अत्यधिक मात्रा में हानिकारक विखंडन उत्पादों को प्राप्त कर सकते हैं। इन विशेषताओं में से कई [[आरबीएमके]] डिजाइन में उपस्तिथ हैं, और [[चेरनोबिल आपदा]] ऐसी अल्पता के साथ-साथ जटिल ऑपरेटर असावधानी के कारण हुई थी। पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टर अधिक बड़े अनियंत्रित शक्ति भ्रमण के अधीन नहीं हैं क्योंकि शीतलक की हानि बढ़ने के स्थान पर अल्प हो जाती है, कोर प्रतिक्रियाशीलता (प्रतिक्रिया का नकारात्मक शून्य गुणांक); क्षणिक, जैसा कि पश्चिमी प्रकाश जल रिएक्टरों के अंदर सामान्य विद्युत् के उतार-चढ़ाव को कहा जाता है, प्रतिक्रियात्मकता में क्षणिक वृद्धि तक सीमित है जो समय के साथ तीव्रता से घटेगा (लगभग 200% -250% अधिकतम न्यूट्रॉनिक शक्ति कुछ सेकंड के लिए पूर्ण तीव्र होने की स्थिति में) शटडाउन विफलता क्षणिक के साथ संयुक्त होगा।
* कोर-आधारित अग्नि कोर को आशंका  में डालती है और ईंधन असेंबलियों को पिघला सकती है। ग्रेफाइट मॉडरेट रिएक्टर, या लिक्विड-सोडियम शीतलक रिएक्टर में प्रवेश करने वाली वायु के कारण अग्नि लग सकती है। ग्रेफाइट भी [[विग्नर ऊर्जा]] के संचय के अधीन है, जो ग्रेफाइट को अधिक गरम कर सकता है (जैसा कि [[विंडस्केल आग|विंडस्केल अग्नि]] में हुआ)। हल्के पानी के रिएक्टरों में ज्वलनशील कोर या मॉडरेटर नहीं होते हैं और वे कोर अग्नि के अधीन नहीं होते हैं। [[मैग्नॉक्स]], [[यूएनजीजी]], और [[उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर|उन्नत गैस शीतलक रिएक्टर]] प्रकार के रिएक्टर जैसे गैस-शीतलक नागरिक रिएक्टर, अपने कोर को गैर-प्रतिक्रियाशील [[कार्बन डाइऑक्साइड]] गैस से ढक कर रखते हैं, जो अग्नि का समर्थन नहीं कर सकता है। आधुनिक गैस-शीतलक नागरिक रिएक्टर [[हीलियम]] का उपयोग करते हैं, जो जल नहीं सकता है, और इसमें ईंधन होता है जो पिघलने के बिना उच्च तापमान का सामना कर सकता है (जैसे [[उच्च तापमान गैस कूल्ड रिएक्टर|उच्च तापमान गैस शीतलक रिएक्टर]] और [[कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर]])।
* कोर-आधारित अग्नि कोर को आशंका  में डालती है और ईंधन असेंबलियों को पिघला सकती है। ग्रेफाइट मॉडरेट रिएक्टर, या लिक्विड-सोडियम शीतलक रिएक्टर में प्रवेश करने वाली वायु के कारण अग्नि लग सकती है। ग्रेफाइट भी [[विग्नर ऊर्जा]] के संचय के अधीन है, जो ग्रेफाइट को अधिक गरम कर सकता है (जैसा कि [[विंडस्केल आग|विंडस्केल अग्नि]] में हुआ)। हल्के पानी के रिएक्टरों में ज्वलनशील कोर या मॉडरेटर नहीं होते हैं और वे कोर अग्नि के अधीन नहीं होते हैं। [[मैग्नॉक्स]], [[यूएनजीजी]], और [[उन्नत गैस कूल्ड रिएक्टर|उन्नत गैस शीतलक रिएक्टर]] प्रकार के रिएक्टर जैसे गैस-शीतलक नागरिक रिएक्टर, अपने कोर को गैर-प्रतिक्रियाशील [[कार्बन डाइऑक्साइड]] गैस से ढक कर रखते हैं, जो अग्नि का समर्थन नहीं कर सकता है। आधुनिक गैस-शीतलक नागरिक रिएक्टर [[हीलियम]] का उपयोग करते हैं, जो जल नहीं सकता है, और इसमें ईंधन होता है जो पिघलने के बिना उच्च तापमान का सामना कर सकता है (जैसे [[उच्च तापमान गैस कूल्ड रिएक्टर|उच्च तापमान गैस शीतलक रिएक्टर]] और [[कंकड़ बिस्तर मॉड्यूलर रिएक्टर]])।
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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
| इनलेट 2B
| इनलेट 1A
| कैविटी
| लूज़ कोर डेब्रिस
| क्रस्ट
| पहले पिघला हुआ पदार्थ
| निचले प्लेनम का डेब्रिस
| संभावित क्षेत्र यूरेनियम में कमी
| एब्लेटेड इंकोर इंस्ट्रूमेंट गाइड
| बाफल प्लेट में छेद करें
| बाइपास क्षेत्र की आंतरिक सतहों पर पहले से पिघली हुई सामग्री की परत चढ़ाना
| ऊपरी ग्रिड को हानि
}}}}]]हल्के पानी के परमाणु रिएक्टर के कोर को क्षतिग्रस्त होने से  पूर्व, दो अग्रदूत घटनाएं  पूर्व ही हो चुकी होंगी:
* 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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कोरियम द्वारा प्राथमिक दबाव सीमा का उल्लंघन कैसे किया जा सकता है, इसकी कई संभावनाएं हैं।
कोरियम द्वारा प्राथमिक दबाव सीमा का उल्लंघन कैसे किया जा सकता है, इसकी कई संभावनाएं हैं।
* भाप का विस्फोट
* भाप का विस्फोट
जैसा कि पूर्व में वर्णित किया गया है, एफसीआई आरपीवी विफल होने के लिए अधिक दबाव वाली घटना का नेतृत्व कर सकता है, और इस प्रकार, प्राथमिक दबाव सीमा विफल हो जाती है। हास्किन एट अल की रिपोर्ट है कि भाप विस्फोट की स्थिति में, अल्फा मोड में ऊपरी विस्तृत की अस्वीकृति की तुलना में निचले प्लेनम की विफलता कहीं अधिक होने की संभावना है। निचले विस्तृत के विफल होने की स्थिति में, विभिन्न तापमानों पर मलबा को कोर के नीचे अंतःकरण में प्रक्षेपित किए जाने की आशा की जा सकती है। नियंत्रण अत्यधिक दबाव के अधीन हो सकता है, चूँकि इससे नियंत्रण के विफल होने की संभावना नहीं है। अल्फा-मोड की विफलता से पूर्व वर्णन किए गए परिणाम सामने आएंगे।
जैसा कि पूर्व में वर्णित किया गया है, एफसीआई आरपीवी विफल होने के लिए अधिक दबाव वाली घटना का नेतृत्व कर सकता है, और इस प्रकार, प्राथमिक दबाव सीमा विफल हो जाती है। हास्किन एट अल की प्रतिवेदन  है कि भाप विस्फोट की स्थिति में, अल्फा मोड में ऊपरी विस्तृत की अस्वीकृति की तुलना में निचले प्लेनम की विफलता कहीं अधिक होने की संभावना है। निचले विस्तृत के विफल होने की स्थिति में, विभिन्न तापमानों पर मलबा को कोर के नीचे अंतःकरण में प्रक्षेपित किए जाने की आशा की जा सकती है। नियंत्रण अत्यधिक दबाव के अधीन हो सकता है, चूँकि इससे नियंत्रण के विफल होने की संभावना नहीं है। अल्फा-मोड की विफलता से पूर्व वर्णन किए गए परिणाम सामने आएंगे।
* दबाव पिघला हुआ प्रवेशित  (पीएमई)
* दबाव पिघला हुआ प्रवेशित  (पीएमई)
यह अधिक संभव है, विशेष रूप से दाबित जल रिएक्टरों में, कि निचले विस्तृत में कोरियम स्थानांतरण के पश्चात प्राथमिक बंधन दाबित रहेगा। जैसे, आरपीवी पर दबाव तनाव भार तनाव के अतिरिक्त उपस्तिथ होगा जो पिघला हुआ कोरियम आरपीवी के निचले विस्तृत पर रखता है; जब आरपीवी की धातु पिघले हुए कोरियम की गर्मी के कारण पर्याप्त रूप से अल्प हो जाती है, तो यह संभावना है कि तरल कोरियम को दबाव वाली धारा में आरपीवी के नीचे से दबाव के अंतर्गत अल्प किया जाएगा, साथ में प्रवेशित गैसों के साथ इस उपाय से प्रत्यक्ष रोकथाम ताप (DCH) हो सकता है।
यह अधिक संभव है, विशेष रूप से दाबित जल रिएक्टरों में, कि निचले विस्तृत में कोरियम स्थानांतरण के पश्चात प्राथमिक बंधन दाबित रहेगा। जैसे, आरपीवी पर दबाव तनाव भार तनाव के अतिरिक्त उपस्तिथ होगा जो पिघला हुआ कोरियम आरपीवी के निचले विस्तृत पर रखता है; जब आरपीवी की धातु पिघले हुए कोरियम की गर्मी के कारण पर्याप्त रूप से अल्प हो जाती है, तो यह संभावना है कि तरल कोरियम को दबाव वाली धारा में आरपीवी के नीचे से दबाव के अंतर्गत अल्प किया जाएगा, साथ में प्रवेशित गैसों के साथ इस उपाय से प्रत्यक्ष रोकथाम ताप (DCH) हो सकता है।
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# पिघलना
# पिघलना
# उपमार्ग
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=== मानक विफलता मोड ===
यदि पिघला हुआ कोर दबाव पोत में प्रवेश करता है, तो सिद्धांत और अनुमान हैं कि तब क्या हो सकता है।
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>
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।
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।
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।
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।
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
http://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/fukushima-accident.aspx
</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>
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।
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>
=== सट्टा विफलता मोड ===
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।
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।)
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>
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।
== अन्य रिएक्टर प्रकार ==
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।
=== [[अफ़ीम]] रिएक्टर ===
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।
=== गैस-ठंडा रिएक्टर ===
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।
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।