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福岛核灾的教训：如何有效应对失去冷却剂的危机？
失去冷却剂事故（LOCA）是核反应炉的一种故障模式。如果不加以有效的管理，LOCA可能导致反应堆核心损坏。因此，各核电厂特别设计了应急核心冷却系统（ECCS）来应对这个问题。由于核反应堆内部产生热量，冷却系统的运作对于移除这些热量至关重要。
如果冷却剂流动减少或完全丧失，核反应堆的紧急停机系统会设计成停止核裂变链反应。
然而，尽管如此，由于放射性衰变，核燃料在反应堆关机后仍会持续产生相当大的热量。普通情况下，反应堆从满功率停机时产生的衰变热相当于反应堆热能力的5%至6%。如果ECCS的所有独立冷却系统未如预期运作，这种热量可以使燃料温度上升至损坏反应堆的程度。
若反应堆内仍有水存在，该水可能会煮沸，并从管道中喷出。
因此，核电厂配备了压力操作的释放阀和备用的冷却水供应系统。在某些类型的反应堆，如气冷式反应堆（AGR）、RBMK、Magnox及武器生产反应堆中，如果存在石墨和空气，石墨可能会着火，进而扩散放射性污染。这些情况的最终结果可能导致核熔毁的发生，并造成严重后果。
所谓的“中国症候群”是指这一过程的极端情况：熔融物质有可能向土壤水位深入，但根据目前对核裂变反应的理解和经验，熔融物质会在未能进一步散热之前变得过于不稳定而不能继续发热。在切尔诺贝利灾难中，反应堆的核心确实熔融，然而核心材料的发现分布在地下，过于分散而无法继续发生链反应，但仍然非常具放射性。
某些反应堆设计具有被动安全特征，可以防止在极端情况下发生熔毁。
例如，圆球床反应堆在燃料发生极端温度变化的情况下能承受相当大的挑战。加拿大重水反应堆（CANDU）拥有两个大型低压水库—重水调节器及轻水蓄水罐，这些充当热汇。令人气愤的是，氢气调节自我调节核能模组的化学分解能藉由去除氢的调节剂使得裂变反应停止。
在运行状况下，某些反应堆在失去冷却剂或水煮沸的情况下能够被动地增加或减少其功率输出。这是通过冷却剂空洞系数来衡量的。大多数现代核电厂拥有负的空洞系数，这意味着水一旦变为蒸气，功率就会立刻下降。除外的情况是苏联的RBMK和加拿大的CANDU。在某些情况下，现代反应堆已被设计来预防和抵挡冷却剂的丧失，无论其空洞系数是什么，使用的技术各不相同。
一旦发生冷却剂丧失事故，必须快速进行救援和补救措施，阐明有效应对至关重要。
以福岛第一核电厂灾难为例，其原因即是发生了LOCA事故，亦因为为冷却泵提供电源的电路故障，直接导致反应堆核心失去冷却。这一失辅成为导致三次核熔毁和三次氢爆炸的核心因素。
炉心包覆材料大多采用锆合金，因其耐腐蚀性及低中子吸收截面而成为材料选择。然而，锆合金的缺点在于，当温度过高时，锆合金会氧化，并与水蒸气发生一种能量释放的反应，这导致氢的产生，进一步加剧了事故的严重性。
锆合金燃料包覆管的破裂行为对反应堆的稳定运作至关重要。
因此，相关进一步研究需要对锆合金基底进行涂覆以提高其抗氧化性。在某项研究中，研究者使用了Ti2AlC MAX相材料对Zirlo基底进行涂覆。结果显示，该材料的硬度和弹性模量都显著提高，并在高温氧气环境中表现出良好的抗氧化能力。
福岛的事故令人痛心，但它所带来的教训必须被深入探讨与反思。未来的核能发展应该如何加强安全措施以防止类似事件重演？
