Loading AI tools
З Вікіпедії, вільної енциклопедії
Я́дерний реа́ктор — пристрій, призначений для організації керованої самопідтримуваної ланцюгової реакції поділу, яка завжди супроводжується виділенням енергії.
Перший ядерний реактор збудували і запустили в грудні 1942 року в США під керівництвом Енріко Фермі. Першим реактором, побудованим за межами США, став ZEEP, запущений в Канаді 5 вересня 1945 року[1]. В Європі першим ядерним реактором стала установка Ф-1, яка запрацювала 25 грудня 1946 року в Москві під керівництвом Ігоря Курчатова. До 1978 року в світі працювало вже близько сотні ядерних реакторів різних типів.
Теоретичну групу «Урановий проєкт» нацистської Німеччини, що працювала в Товаристві кайзера Вільгельма, очолював Вайцзеккер, але лише формально. Фактичним лідером став Гейзенберг, що розробляє теоретичні основи ланцюгової реакції, Вайцзеккер з групою учасників зосередився на створенні «уранової машини» — першого реактора. Пізньою весною 1940 року один з учених групи — Гартек — провів перше дослідження зі спробою створення ланцюгової реакції, використовуючи оксид урану і твердий графітовий сповільнювач. Однак наявного подільного матеріалу не вистачило для досягнення цієї мети. 1941 року в Лейпцизькому університеті учасник групи Гейзенберга Депель побудував стенд з важководним сповільнювачем, в експериментах на якому до травня 1942 року вдалося досягти виробництва нейтронів у кількості, що перевищує їх поглинання. Повноцінної ланцюгової реакції німецьким вченим вдалося досягти в лютому 1945 року в експерименті, проведеному в гірничій виробці поблизу Гайгерлоха. Однак через кілька тижнів ядерна програма Німеччини припинила існування[2][3].
Ланцюгову реакцію поділу ядер (коротко — ланцюгову реакцію) вперше здійснили в грудні 1942 року. Група фізиків Чиказького університету, очолювана Енріко Фермі, створила перший у світі ядерний реактор, названий «Чиказькою дровітнею» (Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані шари з природного урану і його діоксиду. Швидкі нейтрони, що з'являються внаслідок поділу ядер 235U, сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові ділення ядер. Реактори, подібні до СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їхнього складу входить дуже багато сповільнювача у порівнянні з ядерним паливом.
В СРСР група фізиків і інженерів під керівництвом академіка Ігоря Курчатова провела теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи та контролю реакторів. Перший радянський реактор Ф-1 побудували в Лабораторії № 2 АН СРСР (Москва). 25 грудня 1946 року цей реактор виведено в критичний стан. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах у графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Підсумки досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проєктів складніших за конструкцією промислових реакторів. 1948 року введено в дію реактор И-1 (за іншими даними він називався А-1) з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 року вступила в дію перша у світі під'єднана до електромережі атомна електростанція з електричною потужністю 5 МВт в місті Обнінську.
Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому разі, якщо речовина має запас енергій. Це означає, що мікрочастинки речовини перебувають у стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. На перешкоді мимовільному переходу завжди стоїть енергетичний бар'єр, для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії — енергії збудження. Екзоенергетична реакція полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для запуску процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок енергії зв'язку частинки, що приєднується.
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для запуску реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Цього можна досягти лише підвищивши температуру середовища до величини, за якої енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай становить сотні кельвінів, у разі ж ядерних реакцій — це мінімум 107 K через дуже велику висоту кулонівських бар'єрів ядер, що стикаються. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівські бар'єри мінімальні (термоядерний синтез).
Збудження частинками, що приєднуються, не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих частинкам сил притягання. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли частинки, що збуджують реакцію, знову з'являються, як продукти екзоенергетичної реакції.
Будь-який ядерний реактор складається з таких частин:
Див. Також основні статті:
Поточний стан ядерного реактора можна схарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які пов'язані таким співвідношенням:
Для цих величин характерні такі значення:
Умова критичності ядерного реактора:
Коефіцієнт розмноження дорівнює одиниці коли розмноження нейтронів компенсує їх втрати. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі середовища, що розмножує.
Здійснення керованої ланцюгової реакції поділу ядра можливе за певних умов. У процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, що утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони, що випускаються уламками поділу під час їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже малий, тому навіть сучасні системи і засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів становить від 0,1 до 10 секунд. Завдяки значному часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів (реактивність). Відношення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів — βеф. Таким чином, можливі такі сценарії розвитку ланцюгової реакції поділу:
1. ρ<0, Кеф<1 — реактор підкритичний, інтенсивність реакції зменшується, потужність реактора знижується;
2. ρ=0, Кеф=1 — реактор критичний, інтенсивність реакції і потужність реактора постійні;
3. ρ>0, Кеф>1 —реактор надкритичний, інтенсивність реакції і потужність реактора збільшуються.
В останньому (3) випадку можливі два принципово відмінні один від одного стани надкритичного реактора:
3а. 0<ρ<βеф — якщо реактивність вища нуля, але нижча ефективної частки запізнілих нейтронів — βеф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнення нейтронів (тобто реактор підкритичний на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичність досягається за рахунок запізнілих нейтронів, що народжуються). При цьому реакція поділу є керованою;
3б. ρ> βеф — при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає надкритичним на миттєвих нейтронах, потужність ланцюгової реакції поділу починає експоненціально зростати. Час зростання потужності настільки малий, що ніякі системи управління (в тому числі аварійні) не встигають спрацювати, і зростання потужності може обмежуватись тільки фізичними процесами, що протікають в активній зоні. Наприклад, в тепловому реакторі це — зменшення перерізу захоплення нейтронів зі зростанням температури, що є однією з фізичних причин від'ємного потужнісного коефіцієнта реактивності.
Очевидно, що k < k0, оскільки в кінцевому об'ємі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більші, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k0 < 1,то ланцюгова самопідтримувана реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому об'ємі. Таким чином, k0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.
k0 для теплових реакторів можна визначити за так званою «формулою 4-х співмножників»:
Об'єми сучасних енергетичних реакторів можуть сягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідводу.
Критичний розмір ядерного реактора — розмір активної зони реактора в критичному стані. Критична маса — маса речовини реактора, що перебуває в критичному стані.
Найменшу критичну масу мають реактори, в яких паливом слугують водні розчини солей чистих ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг[джерело?]. Широко відомо, однак, що критична маса для реактора LOPO (перший в світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач з окису берилію, становила 0,565 кг[джерело?], попри те, що ступінь збагачення за ізотопом 235 був лише трохи більшим 14 %. Теоретично, найменшу критичну масу має 251Cf, для якого ця величина становить всього 10 г.
З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичної або близької до сферичної форми, наприклад короткого циліндра або куба, тому що ці тіла мають найменше відношення площі поверхні до об'єму.
Попри те, що величина (e — 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (К∞ — 1) << 1. Без цього процесу було б неможливо створити перші графітові реактори на природному урані.
Для початку ланцюгової реакції зазвичай досить нейтронів, народжених при спонтанному поділі ядер урану. Можна також використовувати зовнішні джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252Cf або інших речовин.
Йодна яма — стан ядерного реактора після його зупинки, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону 135Xe, який є продуктом розпаду ізотопу йоду-135 (через що цей процес і дістав свою назву). Високий переріз захоплення теплових нейтронів ксеноном-135 призводить до тимчасової появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, робить складним вивід реактора на проєктну потужність протягом певного періоду після зупинки (близько 1-2 діб).
За характером використання ядерні реактори поділяються на[4][5][6]:
Часто реактори використовують для вирішення двох і більше різних завдань, в такому разі їх називають багатоцільовими. Наприклад, деякі енергетичні реактори, особливо на зорі атомної енергетики, призначалися здебільшого для експериментів. Реактори на швидких нейтронах можуть бути одночасно і енергетичними, і напрацьовувати ізотопи. Промислові реактори крім свого основного завдання часто виробляють електричну і теплову енергію.
У гетерогенному реакторі паливо і сповільнювач можуть бути просторово рознесені, зокрема, в порожнинному реакторі сповільнювач-відбивач оточує порожнину з паливом, що не містить сповільнювача. З ядерно-фізичної точки зору критерієм гомогенності/гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину сповільнення нейтронів у цьому сповільнювачі. Так, реактори з так званими «тісними ґратками» розраховують як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлене від сповільнювача.
Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називають тепловидільними збірками (ТВЗ), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної ґратки, утворюючи стільник.
За ступенем збагачення:
За хімічним складом:
Міжнародне агентство з атомної енергії використовує таку класифікацію основних типів енергетичних ядерних реакторів згідно з застосовуваними в них матеріалами теплоносія і сповільнювача[7]:
У 2003 році, Комісаріат атомної енергетики Франції (CEA) першим посилався на тип «Gen II» у Nucleonics Week[10].
Перша згадка «Gen III» була в 2000 році, разом із запуском планів Generation IV International Forum (GIF).
«Gen IV» було названо в 2000 році Міністерством енергетики США (DOE), для розробки нових типів станцій[11].
Понад десяток перспективних конструкцій реакторів знаходяться на різних стадіях розробки[12]. Деякі з них є еволюційними в порівнянні з вищезазначеними конструкціями PWR, BWR і PHWR, деякі є більш радикальними відхиленнями. Перші включають удосконалений киплячий реактор (ABWR), два з яких зараз працюють разом з іншими, що будуються, і запланований пасивно безпечний економічний спрощений киплячий реактор (ESBWR) і блоки AP1000 (див. Програму ядерної енергетики 2010[en]).
Rolls-Royce планує продавати ядерні реактори для виробництва синтетичного палива для літаків[16].
Реактори IV покоління являють собою набір теоретичних конструкцій ядерних реакторів. Як правило, очікується, що вони не будуть доступні для комерційного використання раніше 2040—2050 років,[17] хоча Всесвітня ядерна асоціація припустила, що деякі з них можуть почати комерційну експлуатацію до 2030 року[9]. Поточні реактори, що працюють у всьому світі, як правило, вважаються системами другого або третього покоління, причому системи першого покоління давно вийшли з експлуатації. Дослідження цих типів реакторів було офіційно розпочато Міжнародним форумом Generation IV (GIF) на основі восьми технологічних цілей. Основними цілями є підвищення ядерної безпеки, підвищення стійкості до розповсюдження, мінімізація відходів і використання природних ресурсів, а також зниження вартості будівництва та експлуатації таких станцій[18].
Реактори V покоління є теоретично можливими конструкціями, але які зараз активно не розглядаються та не досліджуються. Хоча деякі реактори V покоління потенційно можуть бути побудовані за поточною або найближчою технологією, вони не викликають великого інтересу з міркувань економічності, практичності чи безпеки.
Керований ядерний синтез можна в принципі використовувати на термоядерних електростанціях для виробництва енергії без складнощів поводження з актиноїдами, але значні наукові та технічні перешкоди залишаються. Незважаючи на те, що дослідження були розпочаті в 1950-х роках, до 2050 року не очікується жодного комерційного термоядерного реактора. Зараз проект ITER веде роботу з використання енергії термоядерного синтезу. Проте, наприкінці жовтня 2023 року, як повідомило видання Science, в Японії вже було запущено найновіший і найбільший у світі реактор термоядерного синтезу JT-60SA[21][22]. Також, ще раніше, в 2020 році Китай запустив свій експерементальний реактор ядерного синтезу HL-2M Tokamak та Huanliu-3 в 2024 році.[23][24]
Матеріали, з яких будують реактори, що працюють при високій температурі в полі нейтронів, γ-квантів і уламків поділу. Тому для реакторобудування придатні не всі матеріали, застосовувані в інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів враховують їх радіаційну стійкість, хімічну інертність, переріз поглинання та інші властивості.
Матеріал | Щільність, г/см³ | Макроскопічний переріз поглинання Їм−1 | |
---|---|---|---|
теплових нейтронів | нейтронів спектру ділення | ||
Алюміній | 2,7 | 1,3 | 2,5× 10−3 |
Магній | 1,74 | 0,14 | 3× 10−3 |
Цирконій | 6,4 | 0,76 | 4× 10−2 |
Неіржавна сталь | 8,0 | 24,7 | 1× 10−1 |
Оболонки Твелів, канали, сповільнювачі (відбивачі) виготовляють з матеріалів з невеликими перерізами поглинання. Застосування матеріалів, що слабко поглинають нейтрони, знижує непродуктивну витрату нейтронів, зменшує завантаження ядерного палива і збільшує коефіцієнт відтворення КВ. Для поглинаючих стрижнів, навпаки, придатні матеріали з великим перерізом поглинання. Це значно скорочує кількість стрижнів, необхідних для управління реактором.
Швидкі нейтрони, γ-кванти і уламки поділу ушкоджують структуру речовини. Так, у твердій речовині швидкі нейтрони вибивають атоми з кристалічної ґратки або зрушують їх з місця. Внаслідок цього погіршуються пластичні властивості і теплопровідність матеріалів. Складні молекули під дією випромінювання розпадаються на більш простіші молекули або складові атоми. Наприклад, вода розкладається на кисень і водень. Це явище відоме під назвою радіолізу води.
Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається при високих температурах. Рухливість атомів стає настільки великою, що ймовірність повернення вибитих з кристалічної ґратки атомів на своє місце або рекомбінації водню і кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води несуттєвий в енергетичних некиплячих реакторах (наприклад, ВВЕР), тоді як у потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. У реакторах є спеціальні системи для її спалювання.
Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка Твелу з теплоносієм і ядерним паливом, тепловидільні касети — з теплоносієм і сповільнювачем і т. д.). Природно, що матеріали, які контактують, мають бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності є уран і гаряча вода, що вступають у хімічну реакцію.
Одним із чинників руйнування матеріалів реактора є іонізуюче випромінювання.
У більшості матеріалів міцнісні властивості різко погіршуються зі збільшенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють при високих температурах. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо для тих деталей енергетичного реактора, які повинні витримувати високий тиск
У процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі уламків поділу змінюється його ізотопний і хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків поділу на реактивність ядерного реактора називають отруєнням (для радіоактивних уламків) і зашлаковуванням (для стабільних ізотопів).
Основна причина отруєння реактора — 135Xe, має найбільший переріз поглинання нейтронів (2,6× 106 барн). Період напіврозпаду 135Xe T1/2 = 9,2 год; вихід при розподілі становить 6-7 %. Основна частина 135Xe утворюється в результаті розпаду 135I (T1/2 = 6,8 год). При отруєнні Кеф змінюється на 1-3 %. Великий переріз поглинання 135Xe і наявність проміжного ізотопу 135I призводять до двох важливих явищ:
При поділі ядер виникає велике число стабільних осколків, які відрізняються перерізами поглинання в порівнянні з перерізами поглинання подільного ізотопу. Концентрація осколків з великим значенням перерізу поглинання досягає насичення протягом перших кількох діб роботи реактора. Головним чином це 149Sm, змінює Кеф на 1 %). Концентрація уламків з малим значенням перерізу поглинання і від'ємна реактивність, яку вони вносять, зростають лінійно в часі.
Утворення трансуранових елементів в ядерному реакторі відбувається за такими схемами:
Час між стрілками позначає період напіврозпаду, «+n» означає поглинання нейтрона.
На початку роботи реактора відбувається лінійне накопичення 239Pu, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні 235U), чим менше збагачення урану. Далі концентрація 239Pu прагне до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перерізів захоплення нейтронів 238U і 239Pu. Характерний час встановлення рівноважної концентрації 239Pu ~ 3/Ф років (Ф в од. 1013 нейтронів/см²×с). Ізотопи 240Pu, 241Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в ядерному реакторі після регенерації ядерного палива.
Вигоряння ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилась у реакторі на 1 тонну палива. Ця величина становить:
Вигоряння 1 Гвт·добу/т відповідає згорянню 0,1 % ядерного палива.
У міру вигоряння палива реактивність реактора зменшується. Вигоріле паливо міняють відразу в усій активній зоні або поступово, залишаючи в роботі Твели різного «віку».
У разі повної заміни палива, реактор має надлишкову реактивність, яку потрібно компенсувати, тоді як у другому випадку компенсація потрібна тільки при першому пуску реактора. Безперервне перевантаження дозволяє підвищити глибину вигорання, тому що реактивність реактора визначається середніми концентраціями ізотопів, що діляться.
Маса завантаженого палива перевершує масу вивантаженого за рахунок «ваги» енергії, що виділилася. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок поділу запізнілими нейтронами, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β — і γ-випромінення уламків поділу і трансуранових елементів, у паливі триває виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хв після зупинки виділення енергії становить близько 3 %, через 1 год — 1 %, через добу — 0,4 %, через рік — 0,05 % від початкової потужності.
Відношення кількості ізотопів Pu які діляться, що утворилися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого 235U називається коефіцієнтом конверсії KK. Величина KK збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Для важководного реактора на природному урані, при вигорянні 10 ГВт·добу/т KK = 0,55, а при невеликих вигоряннях (в цьому випадку KK називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) KK = 0,8. Якщо ядерний реактор спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигоряння називається коефіцієнтом відтворення КВ. В ядерних реакторах на теплових нейтронах КВ < 1, а для реакторів на швидких нейтронах КВ може досягати 1,4-1,5. Зростання КВ для реакторів на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що, особливо в разі 239Pu, для швидких нейтронів g зростає, а падає.
Управління ядерним реактором можливе тільки завдяки тому, що частина нейтронів при поділі вилітає з уламків з запізненням, яке може скласти від кількох мілісекунд до декількох хвилин.
Для управління реактором використовують поглинальні стрижні, що вводяться в активну зону, виготовлені з матеріалів, які сильно поглинають нейтрони (в основному В, Cd і деякі інші) і/або розчин борної кислоти, у певній концентрації, що додається у теплоносій (борне регулювання). Рух стрижнів керується спеціальними механізмами, приводами, що працюють за сигналами від оператора або апаратури автоматичного регулювання нейтронного потоку.
Ядерні реактори проєктують так, щоб у будь-який момент часу процес поділу перебував у стійкій рівновазі щодо малих змін параметрів, що впливають на реактивність. Таким чином, випадкова зміна швидкості ядерної реакції гаситься, а викликана переміщенням керівних стрижнів або повільною зміною інших параметрів приводить до квазістаціонарних змін потужності реактора.
На випадок різних аварійних ситуацій у кожному реакторі передбачено екстрене припинення ланцюгової реакції, здійснюване скиданням в активну зону всіх поглинальних стрижнів — система аварійного захисту.
Важливою проблемою, безпосередньо пов'язаною з ядерною безпекою, є залишкове тепловиділення. Це специфічна особливість ядерного палива, яка полягає в тому, що після припинення ланцюгової реакції ділення і звичайної для будь-якого енергоджерела теплової інерції, виділення тепла в реакторі ще триває довгий час, що створює низку технічно складних проблем.
Залишкове тепловиділення є наслідком β- і γ- розпаду продуктів поділу, які накопичилися в паливі за час роботи реактора. Ядра продуктів поділу внаслідок розпаду переходять в більш стабільний або повністю стабільний стан з виділенням значної енергії.
Хоча потужність залишкового тепловиділення швидко спадає до величин, малих у порівнянні зі стаціонарними значеннями, у потужних енергетичних реакторах вона значна в абсолютних величинах. З цієї причини залишкове тепловиділення спричиняє необхідність тривалий час забезпечувати тепловідведення від активної зони реактора після його зупинки. Ця задача вимагає наявності в конструкції реакторної установки систем розхолоджування з надійним електропостачанням, а також обумовлює необхідність тривалого (протягом 3-4 років) зберігання відпрацьованого ядерного палива у сховищах зі спеціальним температурним режимом — басейнах витримки, які зазвичай розташовуються в безпосередній близькості від реактора[25][26][27][28].
За час експлуатації відбулося кілька серйозних аварій[29] на таких установках, наймасштабніша 1986 року на атомній електростанції в Чорнобилі (Чорнобильська катастрофа), де відбувся витік, що викликав пожежу й радіоактивне зараження великої території.
У Гаррісберзі, Пенсільванія, США, у 1979 відбулася аварія на АЕС Три-Майл-Айленд через електричне, механічне ушкодження і помилки оператора, внаслідок якої відбувся витік радіоактивної речовини.
У 1957 в Англії (Віндскейл) була зруйнована серцевина реактора, відбувся викид радіоактивної речовини в атмосферу.
Аварія на Першій Фукусімській АЕС, Фукусіма-1, в Японії, яка сталася в березні 2011 року і відбулася відразу на чотирьох блоках. Вона супроводжувалася руйнуванням реакторного відділення, внаслідок чого відбувся викид радіоактивних речовин в атмосферу і водне середовище, що з урахуванням високої густоти заселення забруднених районів створило загрозу катастрофічних наслідків для місцевого населення — зокрема, і для країни — в цілому.
Seamless Wikipedia browsing. On steroids.
Every time you click a link to Wikipedia, Wiktionary or Wikiquote in your browser's search results, it will show the modern Wikiwand interface.
Wikiwand extension is a five stars, simple, with minimum permission required to keep your browsing private, safe and transparent.