thumb|300px|Elektrownia jądrowa Three Mile Island – miejsce jedynej w historii awarii z częściowym stopieniem rdzenia w reaktorze typu PWR (w reaktorach innych typów również zdarzały się częściowe i całkowite stopienia rdzenia) Stopienie rdzenia reaktora jądrowego – poważna awaria reaktora jądrowego polegająca na częściowym lub całkowitym uszkodzeniu przez stopienie rdzenia reaktora z powodu wysokiej temperatury.
Awaria taka następuje, gdy ciepło generowane w rdzeniu reaktora przez reakcje jądrowe nie zostaje odprowadzone przez układ chłodzenia i w przynajmniej jednym elemencie paliwowym reaktora temperatura osiągnie temperaturę topnienia. Termiczna przyczyna awarii odróżnia ją od innych awarii, również związanych z uszkodzeniem elementu paliwowego, ale mających inne przyczyny, np. mechaniczne.
Do stopienia rdzenia reaktora jądrowego może dojść w wyniku utraty chłodzenia, utraty parametrów pracy przez czynnik chłodniczy (np. ciśnienia), obniżenia jego tempa przepływu, lub w wyniku przekroczenia dopuszczalnych parametrów pracy reaktora.
Stopienie rdzenia jest zaliczane do najpoważniejszych awarii reaktorów jądrowych z uwagi na potencjalnie nieodwracalne uszkodzenie reaktora i związaną z tym możliwość uwolnienia się z jego wnętrza substancji radioaktywnych.
Przyczyny W elektrowni jądrowej generatory prądu elektrycznego są napędzane parą wodną ogrzewaną ciepłem powstającym w rdzeniu reaktora jądrowego. Ciepło to jest odbierane z elementów paliwowych, w których zachodzi kontrolowana reakcja łańcuchowa, poprzez czynnik roboczy obiegu chłodzenia reaktora. Jeśli ciepło nie będzie odbierane z reaktora w odpowiednim tempie, temperatura elementów paliwowych może osiągnąć ich temperaturę topnienia. Do stopienia rdzenia może dojść nawet po wyłączeniu reaktora, z uwagi na ciepło powyłączeniowe, powstające w reaktorze jeszcze jakiś czas po jego wyłączeniu.
Do opisanego stanu w reaktorze jądrowym może dojść w wyniku niedoboru chłodziwa w rdzeniu, utraty ciśnienia chłodziwa, utraty chłodziwa, niekontrolowanego wzrostu mocy termicznej reaktora, a w niektórych rodzajach reaktorów, w przypadku pożaru w rdzeniu. Błędy w sterowaniu reaktorem mogą również prowadzić do ciągu zdarzeń skutkujących utratą chłodzenia.
Zasady bezpieczeństwa, takie jak „obrona w głąb”, „bezpieczne w czasie awarii”, czy nadmiarowość, mają za zadanie nie dopuścić do takiej sytuacji.
W awarii utraty chłodziwa (AUCh) następuje fizyczna utrata czynnika chłodzącego (wody, gazu, ciekłego metalu) lub sposobu zapewnienia jego wystarczającego przepływu. W niektórych typach reaktorów taka awaria jest powiązana z awarią utraty ciśnienia. W reaktorach wodnych ciśnieniowych (PWR), awaria taka może spowodować także powstanie bąbli pary wodnej (blokady parowej) w rdzeniu, poprzez nadmierne ogrzewanie wody chłodzącej lub wcześniejszą awarię utraty ciśnienia chłodziwa. W reaktorach chłodzonych gazem (GCR, AGCR) awaria utraty wymuszonego obiegu (np. pomp tłoczących, tzw. LOFC – loss of forced circulation) nie prowadzi do utraty ciśnienia, a chłodzenie reaktora jest zapewnione konwekcyjnym obiegiem gazu w układzie chłodzenia. Warunkiem jest nieutracenie czynnika chłodzącego. W awarii utraty ciśnienia dochodzi do spadku ciśnienia chłodziwa bez możliwości jego powrotu do wartości nominalnej. Może to doprowadzić do zmniejszenia efektywności odbioru ciepła z reaktora (chłodzenie gazem), a w innych, do powstania bąbli pary wodnej otaczających elementy paliwowe i mających właściwości izolacyjne (reaktory PWR). W takim wypadku ciśnienie wymagane do wywołania zapaści bąbla może przekraczać wartości ze specyfikacji projektowej reaktora, przynajmniej do czasu schłodzenia reaktora. W reaktorach z wodą wrzącą (BWR) zjawisko obniżenia ciśnienia może zostać wywołane celowo, aby umożliwić włączenie układu awaryjnego chłodzenia reaktora (UACR). W przypadku utraty ciśnienia w rdzeniu reaktora chłodzonego gazem następuje zmniejszenie efektywności chłodzenia elementów paliwowych. Sytuacja taka nie jest groźna, dopóki działa choć jedna pętla chłodzenia. Niekontrolowany wzrost mocy – nagły impulsowy wzrost mocy cieplnej reaktora przekraczający wartości nominalne spowodowany nagłym wzrostem reaktywności reaktora. Niekontrolowany wzrost mocy może nastąpić przy zmianie parametrów pracy reaktora prowadzących do wzrostu współczynnika powielania neutronów w reakcjach jądrowych zachodzących w elementach paliwowych. Do takiej sytuacji może doprowadzić niewłaściwa manipulacja prętami kontrolnymi reaktora, albo nagłe zmiany właściwości moderatora, np. jego gwałtowne odparowanie. Awaria taka jest rozważana głównie w reaktorach o dodatnim współczynniku reaktywności przestrzeni parowych, dodatnim temperaturowym współczynniku reaktywności lub takich, które mogą łatwo gromadzić poboczne produkty reakcji rozszczepienia. Pożar rdzenia reaktora – w niektórych typach reaktorów może dojść do zapłonu elementów rdzenia i stopienia elementów paliwowych. Pożar może nastąpić w reaktorach z moderatorem grafitowym (kontakt z powietrzem) lub w reaktorach chłodzonych ciekłym sodem. Grafit gromadzi też energię Wignera, która może doprowadzić do przegrzania i zapalenia się grafitu, tak jak miało to miejsce w pożarze w Windscale. Reaktory typu PWR są niewrażliwe na taką awarię. Reaktory chłodzone dwutlenkiem węgla lub helem, z uwagi na właściwości tychże gazów, również nie są na nią podatne. Awarie bizantyjskie i kaskadowe dotyczące oprzyrządowania i systemów kontroli mogą doprowadzić do poważnych problemów w działaniu reaktora i, potencjalnie, do jego uszkodzenia, czego przykładem jest awaria w elektrowni Three Mile Island, gdzie zablokowany w pozycji otwartej zawór upustowy nadmiernego ciśnienia, wraz z nieprawidłowymi wskazaniami miernika poziomu wody, wprowadził w błąd obsługę reaktora, co skutkowało ostatecznie częściowym stopieniem rdzenia reaktora.
Reaktory lekkowodne thumb|Rdzeń reaktora TMI-2 po awarii: 1. Wlot 2B 2. Wlot 1A 3. Przestrzeń po stopionym fragmencie rdzenia 4. Fragmenty rdzenia 5. Skorupa wokół zastygniętych fragmentów stopionego rdzenia 6. Stopione i zastygnięte fragmenty rdzenia 7. Szczątki rdzenia w dolnej komorze mieszania reaktora 8. Możliwy obszar pozbawiony uranu 9. Nadtopiony pręt sterujący 10. Dziura w przegrodzie 11. Warstwa wcześniej stopionego materiału na wewnętrznej powierzchni bocznej rdzenia 12. Uszkodzenia górnej części rdzenia Aby mogło dojść do uszkodzenia reaktora lekkowodnego, tj. wykorzystującego zwykłą wodę jako chłodziwo i moderator, musi dojść do jednej lub wielu awarii prowadzących do zatrzymania odprowadzania ciepła z reaktora, tj. dojść do awarii utraty chłodzenia i odsłonięcia rdzenia. Dodatkowo musi wystąpić jedna z okoliczności: awarii (lub ręcznego wyłączenia, jeśli istnieje taka możliwość) układu awaryjnego chłodzenia reaktora (UACR). Układ ten ma za zadanie szybko schłodzić rdzeń do bezpiecznej temperatury i nie dopuścić do maksymalnej awarii projektowej. W każdym bloku reaktora istnieje od 2 do 4 kopii takiego systemu, niezależnych od siebie, a każdy z osobna jest w stanie spełnić zadanie stawiane UACR. Co więcej, podzespoły każdej z kopii również wykazują nadmiarowość. całkowitego pozbawienia elektrowni źródeł energii, zewnętrznych (3 niezależne źródła zasilania) i wewnętrzne (silniki Diesla, akumulatory, prąd własny).
Do wystąpienia pierwszej okoliczności doszło w 1979 w przypadku awarii w Three Mile Island, gdzie obsługa wyłączyła UACR, nie wiedząc, że zawór bezpieczeństwa stabilizatora parowego zaciął się w pozycji otwartej, doprowadzając do upustu pary i wody chłodzącej. Przyczyną pierwotną było zatrzymanie obiegu wody w pompie cyrkulacyjnej obiegu pierwotnego.
Do wystąpienia drugiej okoliczności doszło w przypadku awarii EJ Fukushima I, gdzie trzęsienie ziemi zniszczyło linie zasilające lub wyłączyło inne elektrownie (jądrowe, konwencjonalne, wodne, które mogłyby dostarczyć energię elektrowni) na terenie prefektury Fukushima, tsunami zalało generatory spalinowe (uruchomionym skończyło się paliwo w ciągu paru godzin, a nie można było dowieźć nowego), a akumulatory wyczerpały się.
Kuan i Haskin wyróżniają 6 etapów pomiędzy wystąpieniem ograniczonej awarii (utraty chłodzenia) a potencjalnym wyciekiem stopionego rdzenia do obudowy reaktora, tzw. całkowitego stopienia:
Odkrycie rdzenia W przypadku awarii reaktory lekkowodne zaprojektowane są do automatycznego przeprowadzenia, tzw. operacji SCRAM, tak jak natychmiastowego pełnego włożenia prętów kontrolnych do rdzenia reaktora (zatrzymanie reakcji jądrowych) i włączenia UACR. Czynności te drastycznie obniżają moc termiczną reaktora i opóźniają ewentualnie odkrycie rdzenia, definiowanego jako niecałkowite zanurzenie elementów paliwowych w czynniku chłodzącym. W przypadku małego wycieku i AUCh (awarii utraty chłodzenia), gdy nie dochodzi do awaryjnego zalania rdzenia, do odkrycia rdzenia może dojść po około 1 godzinie od zaistnienia uszkodzenia. Jeśli nie będą działały pompy chłodziwa, górna część rdzenia znajdzie się w środowisku pary wodnej i zacznie się rozgrzewać. Jeśli pompy działają, rdzeń będzie chłodzony mieszaniną dwufazową (woda i para wodna) do momentu aż cała woda chłodzące ulegnie odparowaniu. W przypadku awarii TMI-2 pompy dostarczały mieszaninę dwufazową przez około 2 godziny.
Nagrzewanie Jeśli zabraknie mieszaniny woda-para wodna, lub ubytek wody nie będzie kompensowany, pręty paliwowe będą nagrzewały się w środowisku pary wodnej, w tempie 0,3–1 °C/s. Ciepło to pochodzi głównie z pastylek paliwa jądrowego. W temperaturze 600 °C zaczyna dochodzić do reakcji pary wodnej z cyrkonem: Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2 + 6420 kJ/kgZr. Tylko przy krótkich czasach utleniania, 10–20 minut, warstwa ZrO2 działa jako warstwa ochronna blokująca dalsze utlenianie. Etap ten, z uwagi na dalsze konsekwencje, jest szczególnie odzwierciedlony w przepisach bezpieczeństwa. Wymagają one, by układy bezpieczeństwa zapewniały, że temperatura koszulki nie przekroczy 1200 °C w żadnej sytuacji awaryjnej. Koszulka nie musi pozostać nieuszkodzona, a chodzi jedynie, by intensywność reakcji cyrkonu z parą wodną, której tempo silnie zależy od temperatury, nie groziła samorzutnym rozgrzaniem koszulki.
Utlenianie można w przybliżeniu opisać poprzez gdzie: – przyrost masy koszulki paliwowej na jednostkę jej powierzchni, – współczynnik doświadczalny.
Odkształcanie i pękanie paliwa thumb|Stopiony pręt paliwowy reaktora Sodium Reactor Experiment, rok 1959