Corium , numit și material care conține combustibil (FCM) sau material care conține combustibil asemănător lavei (LFCM) , este un material asemănător lavei format în miezul unui reactor nuclear în timpul unui accident sever de topire .
Termenul „corium” este un neologism format din miez (engleză - core - zona activă a unui reactor nuclear) și sufixul -ium , prezent în denumirea latină a multor elemente ale sistemului periodic .
Coriul constă dintr-un amestec de combustibil nuclear , produse de fisiune, fragmente de tije de control , materiale structurale din părțile deteriorate ale reactorului, produse ale reacției lor chimice cu aer, apă și abur și, în cazul distrugerii reactorului vas, cu beton topit al puţului subreactorului.
Căldura care rezultă în topirea miezului unui reactor nuclear poate fi eliberată dintr-o reacție nucleară în lanț , dar se datorează în primul rând căldurii de descompunere din produsele de fisiune conținute în barele de combustibil. O sursă suplimentară semnificativă de căldură poate fi reacția chimică a metalelor fierbinți cu oxigenul atmosferic sau aburul.
Ipotetic, temperatura coriului depinde de dinamica sa internă de eliberare a căldurii: cantitatea și tipul de izotopi care produc căldură de degradare, diluarea cu alte materiale topite și pierderile de căldură către elementele structurale răcite ale reactorului și către mediu. Masa vrac a coriului va pierde mai puțină căldură decât stratul său subțire. Un corium cu o temperatură suficientă poate topi betonul. În acest caz, masa solidificată de coriu se poate topi din nou dacă pierderea sa de căldură scade din cauza resturilor termoizolante sau dacă apa care răcește coriul se evaporă [1] .
Pe suprafața topiturii de coriu se poate forma o crustă termoizolantă, prevenind pierderea căldurii. Corium este un sistem de două faze lichide nemiscibile - oxid și metal. Distribuția căldurii în volumul coriului este afectată de conductibilitatea termică diferită a acestor straturi topite de oxizi și metale, precum și de redistribuirea produselor de fisiune între ele. Convecția în fază lichidă crește foarte mult transferul de căldură [1] .
Miezul reactorului topit eliberează elemente și compuși volatili. Acestea pot fi substanțe gazoase, cum ar fi iod molecular sau gaze nobile, sau particule de aerosoli condensate după părăsirea regiunii de temperatură înaltă. Majoritatea particulelor de aerosoli constau din componente ale tijelor de control ale reactorului. Compușii gazoși pot fi adsorbiți pe suprafața particulelor de aerosoli.
Compoziția coriului depinde de proiectarea reactorului, și anume: de materialele utilizate în barele de control și barele de combustibil, de lichidul de răcire, de materialul vasului sub presiune al reactorului și de materialele structurilor din interiorul reactorului. . Există diferențe între reactoarele cu apă sub presiune (VVER și PWR) și reactoarele cu apă fierbinte (BWR).
La contactul cu apa, carbura de bor fierbinte din tijele de control ale reactorului BWR formează mai întâi oxid de bor și metan , apoi acid boric . Borul poate continua să promoveze reacțiile acidului boric în lichidul de răcire de urgență.
Zirconiul din zircaloy, împreună cu alte metale, reacționează cu apa pentru a forma zirconiu și hidrogen . Generarea de hidrogen este un pericol grav în cazul accidentelor la reactoare. Echilibrul dintre mediile chimice oxidante și reducătoare și raportul dintre apă și hidrogen afectează formarea compușilor chimici. Modificările volatilității materialelor tijelor și elementelor combustibile afectează raportul dintre elementele eliberate și elementele legate. De exemplu, într-o atmosferă inertă, aliajul argint-indiu-cadmiu al tijelor de control eliberează aproape doar cadmiu. În prezența apei, indiul formează oxid de indiu (I) volatil și hidroxid de indiu (I) , care se pot evapora și forma un aerosol de oxid de indiu (III) . Oxidarea indiului este inhibată de atmosfera bogată în hidrogen, rezultând emisii reduse de indiu. Cesiul și iodul din produsele de fisiune pot reacționa pentru a forma iodură de cesiu volatilă , care se condensează sub formă de aerosol [2] .
În timpul topirii, temperatura elementelor de combustibil crește, iar acestea pot fi deformate, în cazul unei învelișuri din zircaloy la temperaturi peste 700-800 °C. Dacă presiunea din reactor este redusă, presiunea din interiorul barelor de combustibil rupe placarea. În condiții de înaltă presiune, dimpotrivă, carcasa apasă pe pelete de combustibil, contribuind la formarea unui eutectic de dioxid de uraniu cu zirconiu cu un punct de topire de 1200–1400°C. Are loc o reacție exotermă între vapori și zirconiu , care poate produce suficientă căldură pentru a fi autosusținut, fără a fi implicată căldura dezintegrarii radioactive. Hidrogenul este eliberat într-o cantitate de aproximativ 0,5 m 3 hidrogen (redus la temperatura/presiune normală) la 1 kg de zircaloy oxidat. De asemenea, fragilizarea hidrogenului poate apărea în materialele reactoarelor , prin care produsele de fisiune volatile pot fi eliberate din barele de combustibil deteriorate. Între 1300 și 1500 °C, aliajul tijei de control argint-indiu-cadmiu se topește împreună cu evaporarea învelișului tijei de control. La 1800°C, stratul de oxid se topește și începe să curgă. La 2700–2800°C, elementele combustibile cu dioxid de uraniu se topesc, iar structura și geometria miezului reactorului sunt distruse. Acest lucru se poate întâmpla la temperaturi mai scăzute dacă se formează un amestec eutectic de dioxid de uraniu-zirconiu. În acest moment, din cauza temperaturii ridicate, practic nu există componente volatile nelegate chimic în coriu, ceea ce duce la o scădere a degajării de căldură (cu aproximativ 25%) din cauza plecării izotopilor volatili [1] .
Temperatura coriului poate atinge 2400°C în primele ore după topire, atingând potențial mai mult de 2800°C odată cu dezvoltarea ulterioară a unui accident grav. O cantitate mare de căldură poate fi eliberată atunci când metalele (în special zirconiul) conținute în coriu reacționează cu apa. Inundarea unei mase de coriu cu apă sau a unei mase de coriu topit care cade într-un bazin de apă poate duce la un salt de temperatură și la formarea unei cantități mari de hidrogen, ceea ce poate duce la un salt de presiune în rezervor. Explozia de abur rezultată dintr-un astfel de contact brusc al apei cu coriul poate duce la formarea unei mase dispersate și forma fragmente de proiectile care pot deteriora reținerea la impact. Creșterile ulterioare de presiune pot fi cauzate de arderea hidrogenului eliberat. Riscul de detonare poate fi redus prin utilizarea recombinatoarelor catalitice cu hidrogen [3] .
Apariția pe termen scurt a recriticității (reluarea fisiunii cauzată de neutroni) în coriu este un eveniment teoretic posibil, dar puțin probabil atunci când se utilizează combustibil pentru reactoare comerciale, din cauza îmbogățirii sale scăzute, precum și din cauza pierderii moderatorului, care este nu este valabil pentru reactoarele de cercetare și reactoarele de producție cu combustibil foarte îmbogățit (cu îmbogățire de 20 la sută sau mai mult). Acest fenomen poate fi detectat prin prezența produselor de fisiune de scurtă durată pentru o perioadă lungă de timp după topire, în cantități prea mari pentru a rămâne în miezul topit, sau datorită fisiunii spontane a actinidelor minore sintetizate în reactor [1] .
În absența unei răciri suficiente, materialele din interiorul vasului sub presiune al reactorului se supraîncălzesc și se deformează pe măsură ce suferă dilatare termică, iar structura reactorului se defectează când temperatura atinge temperatura de topire sau chiar limita de fluaj a elementelor sale structurale. După aceea, un bazin de coriu topit începe să se formeze pe fundul vasului reactorului. Dacă coriul este răcit, se poate solidifica și deteriorarea este limitată la reactorul însuși. Cu toate acestea, coriul se poate topi prin RPV și se poate scurge sau ejecta ca un curent topit sub presiune în interiorul RPV. Defectarea vasului reactorului poate fi cauzată de încălzirea fundului vasului său de către corium, care duce mai întâi la fluaj și apoi la distrugerea vasului. Răcirea cu apă deasupra stratului de coriu în cantitate suficientă poate duce la un echilibru termic sub temperatura de fluaj a metalului fără a distruge vasul sub presiune al reactorului [4] .
Dacă vasul este suficient de răcit, se poate forma o crustă între topitura de coriu și peretele reactorului. Stratul de oțel topit din partea superioară a coriului poate crea o zonă de transfer crescut de căldură către peretele reactorului; această condiție, cunoscută sub denumirea de „cuțit de căldură” sau „efect de focalizare”, crește probabilitatea slăbirii localizate a peretelui lateral al vasului reactorului și a scurgerii ulterioare de corium prin peretele prăbușit [1] .
În cazul presiunii ridicate în interiorul vasului sub presiune al reactorului, spargerea fundului acestuia poate duce la ejectarea unei mase de coriu sub presiune ridicată. În prima etapă, numai topitura în sine este ejectată; mai târziu, se poate forma o adâncitură deasupra centrului găurii, iar gazul va scăpa odată cu topitura cu o scădere rapidă a presiunii în interiorul vasului reactorului. Temperatura ridicată a topiturii cauzează, de asemenea, eroziune rapidă și ruptură crescută a RPV. Dacă gaura este în centrul fundului, atunci aproape întregul corium se poate scurge. O gaură în partea laterală a vasului poate duce doar la o ejecție parțială a coriului, în timp ce restul rămâne în interiorul vasului reactorului [5] . Topirea vasului reactorului poate dura de la câteva zeci de minute până la câteva ore.
După distrugerea vasului reactorului, condițiile din volumul de sub reactor (axul de sub reactor) determină generarea ulterioară a gazului. Dacă există apă în el, atunci se formează abur și hidrogen; betonul uscat produce dioxid de carbon și mai puțin abur [6] .
Descompunerea termică a betonului produce vapori de apă și dioxid de carbon , care pot reacționa în continuare cu metalele din topitură, oxidând metalele și reducând gazele la hidrogen și monoxid de carbon . Descompunerea betonului și volatilizarea componentelor sale alcaline este un proces endotermic. Aerosolii emiși în această etapă se bazează în principal pe compușii de siliciu care formează betonul; în caz contrar, elementele volatile, cum ar fi cesiul, pot fi legate în silicați insolubili nevolatili [2]
Între beton și topitura de coriu au loc mai multe reacții. Apa liberă și legată chimic este eliberată din beton sub formă de abur. Carbonatul de calciu se descompune pentru a forma dioxid de carbon și oxid de calciu . Apa și dioxidul de carbon pătrund în masa de coriu, oxidând exotermic metalele neoxidate prezente în coriu și generând hidrogen gazos și monoxid de carbon. În acest caz, se poate obține o cantitate mare de hidrogen, ceea ce presupune pericolul deflagrației și detonării acestuia. Oxidul de calciu, siliciul și silicații se topesc și se amestecă cu coriul. Faza de oxid, în care se concentrează produsele de fisiune nevolatile, poate fi stabilizată la temperaturi de 1300–1500°C pentru o perioadă considerabilă de timp. Stratul rezultat de metal topit mai dens, care conține mai puțini radioizotopi ( Ru , Tc , Pd , etc.), constând inițial din zircaloy topit, fier, crom, nichel, mangan, argint și alte materiale metalice structurale, precum și metale și produse de fisiune. teluru sub forma de telurura de zirconiu) se poate forma un strat de oxid (care concentreaza Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo , etc. si este format initial din dioxid de zirconiu si dioxid de uraniu, eventual cu oxid de fier si oxizi de bor) la interfața dintre oxizi și betonul de bază, încetinind pătrunderea coriului și întărirea timp de câteva ore. Stratul de oxid generează căldură în principal datorită căldurii de descompunere, în timp ce principala sursă de căldură din stratul de metal este o reacție exotermă cu apa eliberată din beton. Descompunerea betonului și volatilizarea compușilor metalelor alcaline consumă o cantitate semnificativă de căldură [2]
Faza de eroziune rapidă a bazei de beton durează aproximativ o oră și atinge o adâncime de aproximativ 1 m, apoi încetinește la câțiva cm/h și se oprește complet când topitura se răcește sub temperatura de descompunere a betonului (aproximativ 1100 ° C) . Topirea completă poate avea loc în câteva zile chiar și după câțiva metri de beton; apoi corium pătrunde câțiva metri în pământ, se răspândește, se răcește și se întărește [7] .
În timpul interacțiunii dintre coriu și beton se pot atinge temperaturi foarte ridicate. Aerosoli mai puțin volatili de Ba , Ce , La , Sr și alți produși de fisiune se formează în această etapă și intră în reținere într-un moment în care majoritatea aerosolilor mai volatili au fost deja depuși. Telurul este eliberat pe măsură ce telurura de zirconiu se descompune. Bulele de gaz care curg prin topitură contribuie la formarea unui aerosol [2]
Hidraulica termică a interacțiunii corium-beton (CCI) sau a interacțiunii corium-beton topit (MCCI) este destul de clară [8] . Cu toate acestea, dinamica mișcării coriului în interiorul și în afara RPV este foarte complexă, iar numărul de scenarii posibile este mare. Curgerea lentă a topiturii în bazinul de apă subiacent poate duce la solidificare completă și sigură, iar contactul rapid al unei mase mari de corium cu apa poate duce la o explozie devastatoare de abur. Coriul poate fi fie complet conținut în RPV, fie unele găuri de scule din partea inferioară a RPV pot face ca topitura să curgă din acesta [9] .
Sarcina termică a coriului pe podeaua de sub vasul reactorului poate fi estimată folosind o rețea de senzori cu fibră optică încorporați în beton. Sunt necesare fibre de siliciu pur deoarece sunt mai rezistente la niveluri ridicate de radiații [10] .
În unele proiecte ale clădirilor de reactoare, de exemplu, în proiectele EPR și ATMEA1, sunt prevăzute zone speciale de împrăștiere a coriumului ( capcane de topire ), unde topitura poate fi localizată fără contact cu apa și fără reacție excesivă cu betonul [11] . Abia mai târziu, când pe topitura de coriu se formează o crustă, se poate introduce o cantitate limitată de apă pentru răcirea maselor de coriu [3] . Conceptul rusesc de capcană de topire pentru reactorul VVER-1200 (AES-2006) nu implică deloc interacțiunea coriului cu betonul structural. Pentru a modifica proprietățile topiturii de corium, care este necesară pentru localizarea cu succes a acesteia într-o capcană, acest concept folosește materiale funcționale speciale numite materiale de sacrificiu, cu care corium interacționează.
Materialele pe bază de dioxid de titan și oxid de neodim(III) par a fi mai rezistente la coriu decât betonul [12] .
Depunerea de coriu pe suprafața interioară a rezervorului, de exemplu, prin eliberarea din vasul sub presiune al reactorului, poate duce la deteriorarea acestuia prin „încălzire directă a rezervorului” (CHO).
În timpul accidentului de la centrala nucleară Three Mile Island , a avut loc o topire parțială lentă a miezului reactorului. Aproximativ 19 tone de material de bază s-au topit și s-au mutat în aproximativ 2 minute, aproximativ 224 de minute după oprirea reactorului . Pe fundul RPV s-a format o baie de corium, dar RPV nu a fost deteriorat [13] . Stratul de coriu cristalizat a avut o grosime de 5 până la 45 cm.
S-au obținut probe de corium din reactor. S-au găsit două mase de coriu, una în zona ansamblurilor combustibile, cealaltă în partea inferioară a vasului reactorului. Probele au fost de culoare gri mat, cu pete galbene ocazionale.
Masa sa dovedit a fi omogenă, constând în principal din combustibil topit și coajă. Compoziția elementară a fost în greutate. %: aproximativ 70 U , 13,75 Zr , 13 O , cu aditivi din oțel inoxidabil și inconel prezenți în topitură. Resturile libere au prezentat un conținut mai mic de uraniu (aproximativ 65% în greutate) și un conținut mai mare de metale structurale. Căldura de descompunere a coriului la 224 min după oprirea reactorului a fost estimată la 0,13 W/g și a scăzut la 0,096 W/g la 600 min după oprire. Gazele nobile, cesiul și iodul au lipsit, indicând evaporarea lor din materialul fierbinte. Probele au fost complet oxidate, indicând faptul că era prezent suficient abur pentru a oxida tot zirconiul disponibil.
Unele probe au conținut o cantitate mică de topitură metalică (mai puțin de 0,5% în greutate), constând din argint și indiu (din tijele de control ). Într-una dintre probe a fost găsită o fază secundară, constând din oxid de crom (III) . Unele incluziuni metalice au conținut argint, dar nu a fost găsit indiu, ceea ce indică faptul că temperatura a fost mai mare decât temperatura de evaporare a cadmiului și indiului. Aproape toate componentele metalice, cu excepția argintului, au fost complet oxidate. În unele zone, chiar și argintul a fost oxidat. Zonele bogate în fier și crom provin probabil din țevi topite care nu au avut suficient timp să se disperseze în topitură.
Densitatea în vrac a probelor a variat de la 7,45 la 9,4 g/cm3 ( densităţile UO2 şi Zr02 sunt 10,4 şi 5,6 g/cm3 ) . Porozitatea probelor a variat de la 5,7% la 32%, în medie la nivelul de 18±11%. La unele probe a fost găsită porozitate interconectată cu benzi, ceea ce indică starea în fază lichidă a coriului pentru un timp suficient pentru formarea bulelor de vapori sau vapori de materiale structurale și transferul acestora prin topitură. (U,Zr)O 2 , iar soluția lor solidă indică o temperatură de topire de vârf între 2600 și 2850 °C.
Microstructura materialului întărit prezintă două faze: (U,Zr)O 2 și (Zr,U)O 2 . O fază bogată în zirconiu a fost găsită în jurul porilor și la granițele granulelor și conține puțin fier și crom sub formă de oxizi. Această segregare de fază sugerează mai degrabă o răcire lentă graduală decât o răcire rapidă, care este estimată a fi între 3 și 72 de ore în funcție de tipul de separare a fazelor [14] .
Cele mai mari cantități cunoscute de coriu s-au format în timpul dezastrului de la Cernobîl [15] . Masa topită a miezului reactorului a trecut sub vasul sub presiune al reactorului și apoi s-a solidificat sub formă de stalactite , stalagmite și fluxuri de lavă; cea mai cunoscută formațiune este „ Piciorul de elefant ”, situată sub fundul reactorului în coridorul de distribuție a aburului [16] [17] ,
Coriumul s-a format în trei etape.
Coriumul de la Cernobîl constă din combustibil dioxid de uraniu al reactorului, placarea sa din aliaj de zirconiu, beton topit și serpentinită descompusă și topită împachetate în jurul reactorului ca izolație termică. Analiza a arătat că coriul s-a încălzit până la un maxim de 2255°C și a rămas peste 1660°C timp de cel puțin 4 zile [22] .
Coriul topit s-a așezat în partea de jos a puțului reactorului și s-a format un strat de resturi de grafit pe partea superioară. La opt zile după topire, topitura a pătruns în ecranul biologic inferior și s-a extins pe podeaua camerei reactorului, evaporând radionuclizii. Scurgeri suplimentare de produse radioactive în mediu au avut loc atunci când topitura a intrat în contact cu apa [23] .
În subsolul clădirii reactorului, există trei lave diferite: ceramică neagră, maro și poroasă . Acestea sunt pahare de silicat cu incluziuni de alte materiale. Lava poroasă este lava maro care a căzut în apă și s-a răcit rapid.
În timpul radiolizei apei din bazinul cu presiune redusă de sub reactorul de la Cernobîl, a fost produs peroxid de hidrogen . Ipoteza că apa din bazin a fost parțial convertită în H 2 O 2 este susținută de identificarea mineralelor cristaline albe studtite și metastudite în lavele de la Cernobîl [24] , singurele minerale care conțin peroxid [25] .
Probele de Chernobyl corium constau dintr-o matrice amorfă de silicat foarte eterogenă cu incluziuni. În eșantioane au fost identificate următoarele faze:
În coriumul de la Cernobîl pot fi distinse cinci tipuri de materiale: [27]
Miezul reactorului topit s-a acumulat în camera 305/2 până a ajuns la marginile supapelor de evacuare a aburului; apoi coriumul s-a scurs în jos în coridorul de distribuție a aburului. A intrat și în camera 304/3 [29] . Coriul s-a scurs din reactor în trei fluxuri. Fluxul 1 a constat din lavă maro și oțel topit; oțelul a format un strat pe podeaua coridorului de distribuție a aburului, la nivelul +6, cu coriu brun în vârf. Din această zonă, coriul maro curgea prin canalele de distribuție a aburului în bazinele de depresurizare la nivelul +3 și nivelul 0, formând acolo formațiuni poroase și asemănătoare zgurii. Fluxul 2 era alcătuit din lavă neagră și curgea spre cealaltă parte a coridorului de distribuție a aburului. Fluxul 3, compus de asemenea din lave negre, s-a scurs în alte zone de sub reactor. Cunoscuta structură „picior de elefant” este compusă din două tone de lavă neagră, formând o structură cu mai multe straturi asemănătoare cu scoarța unui copac. Se presupune că este îngropat în beton la o adâncime de 2 m. Materialul este foarte radioactiv, iar în primii ani după accident a avut o rezistență foarte mare. Utilizarea sistemelor telecomandate pentru studierea acestei structuri nu a fost posibilă din cauza radiațiilor puternice care interferează cu funcționarea electronicii [33] .
Topitura de la Cernobîl a fost o topitură de silicat care conținea incluziuni de faze Zr / U , oțel topit și silicat de uraniu-zirconiu ("Cernobylite", un mineral tehnogen negru și galben). Fluxul de lavă a constat din mai multe tipuri de materiale - au fost găsite lavă maro și material ceramic poros. Raportul dintre uraniu și zirconiu în diferite părți ale solidului variază foarte mult. Lava brună are o fază bogată în uraniu, cu un raport U:Zr cuprins între 19:3 și aproximativ 19:5. Faza scăzută de uraniu din lava maro are un raport U:Zr de aproximativ 1:10 [34] . Studiul fazelor care conțin Zr/U face posibilă determinarea istoricului termic al amestecului. Se poate demonstra că înainte de explozie temperatura unei părți a miezului era peste 2000°C, iar în unele zone temperatura depășea 2400-2600°C.
| Tip de | SiO2 _ | U 3 O 8 | MgO | Al2O3 _ _ _ | PbO | Fe2O3 _ _ _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| ca zgura | 60 | 13 | 9 | 12 | 0 | 7 |
| sticlos | 70 | opt | 13 | 2 | 0,6 | 5 |
| ponce | 61 | unsprezece | 12 | 7 | 0 | patru |
Coriumul este în curs de degradare. Piciorul de elefant, dur și puternic imediat după formare, este acum suficient de distrus încât tamponul tratat cu adeziv separă cu ușurință stratul superior de la 1 la 2 cm grosime.Forma structurii în sine se modifică în funcție de traseul și poziția coriului. resturi. Temperatura coriului acum nu diferă mult de temperatura ambiantă, astfel încât materialul este supus atât ciclului zilnic de temperatură, cât și efectelor apei. Natura eterogenă a coriului și coeficienții diferiți de dilatare termică a componentelor fac ca materialul să se descompună în timpul ciclului termic. În timpul întăririi, datorită vitezei de răcire necontrolată, au fost create multe tensiuni reziduale în material . Apa, pătrunzând în pori și microfisuri, a înghețat în ele și, ca gropile de pe drumuri, a accelerat crăparea [29] .
Corium (precum și combustibilul cu uraniu puternic iradiat) are proprietatea formării spontane de praf sau pulverizării spontane la suprafață . Dezintegrarea alfa a izotopilor din interiorul structurii sticloase provoacă explozii Coulomb, distrugând materialul și eliberând particule submicronice de pe suprafața sa [36] . Cu toate acestea, nivelul de radioactivitate este de așa natură încât, în decurs de 100 de ani, auto-iradierea lavei ( 2⋅10 16 α-desintegrare la 1 g și de la 2 la 5⋅10 5 Gy de β sau γ) va rămâne în urmă nivelului necesar. pentru a modifica semnificativ proprietățile sticlei (10 18 α-descompune la 1 g și de la 10 8 la 10 9 Gy β sau γ). De asemenea, rata de dizolvare a lavei în apă este foarte scăzută (10 −7 g cm −2 zi −1 ), adică nu este nevoie să ne temem că lava se va dizolva în apă [37] .
Nu este clar cât timp matrița ceramică va întârzia eliberarea radioactivității. Din 1997 până în 2002, a fost publicată o serie de lucrări în care se presupunea că atunci când lava a fost auto-iradiată, toate cele 1200 de tone vor fi convertite în particule submicronice și pulbere mobilă în câteva săptămâni [38] . Alte lucrări au raportat că este probabil ca degradarea lavei să fie un proces lent și gradual, mai degrabă decât unul brusc și rapid [37] . Același articol precizează că pierderea de uraniu din reactorul distrus este de doar 10 kilograme (22 de lire sterline) pe an. Acest nivel scăzut de leșiere a uraniului sugerează că lava este destul de rezistentă la mediu. Documentul mai precizează că, pe măsură ce acoperirea este îmbunătățită, rata de leșiere a lavei va scădea.
Unele dintre suprafețele fluxurilor de lavă au început să fie acoperite cu noi minerale de uraniu, cum ar fi UO 3 2H 2 O ( eliantinite ), ( UO 2 ) O 2 4H 2 O ( studtite ), carbonatul de uranil ( rutherfordine ), Na 4 ( UO2 ) ( CO3 ) 3 ( cheikaite ) [39] şi compusul Na3U ( CO3 ) 22H2O [ 29 ] . Sunt solubile în apă, ceea ce face posibilă mobilizarea și transportul uraniului [40] . Mineralele apar ca pete galbene albicioase pe suprafața coriului întărit [41] . Aceste minerale secundare prezintă concentrații de plutoniu de câteva sute de ori mai mici și concentrații de uraniu de câteva ori mai mari decât lava însăși.
Pe 11 martie 2011, cutremurul și tsunamiul din Japonia au dus la pierderea tuturor surselor de energie electrică la centrala nucleară Fukushima Daiichi și, în consecință, la inoperabilitatea sistemelor de răcire de urgență. Ca urmare, combustibilul nuclear de la unitățile de putere nr. 1-nr. 3 s-a topit și a ars prin vasele reactorului, ajungând în încăperile de izolare . În 2015–2017, unitățile de putere Nr.1–Nr.3 au fost examinate prin radiografie cu împrăștiere a muonilor [42] . Ca urmare, s-a constatat că practic nu există materiale combustibile în interiorul reactoarelor unităților nr. 1 și nr. 3, în timp ce un volum semnificativ de topitură solidificată a rămas în vasul sub presiune al reactorului unității de putere nr. 2. Prezența reziduurilor de combustibil nuclear în încăperile subreactorului tuturor celor trei unități a fost confirmată vizual în timpul examinării de către roboți controlați de la distanță [43] . Lucrările la extracția topiturii care conține combustibil și a fragmentelor de ansambluri de combustibil din vasele reactoarelor distruse și încăperile subreactorului sunt planificate să înceapă de la unitatea de putere nr. 2 în 2021 [44] .
Multe lucrări din acest domeniu sunt axate pe studiul la temperatură înaltă a betonului [45] , a altor materiale pentru reactoare [46] , și în special asupra proprietăților termofizice ale coriului [47] [48] [49] și ale elementelor individuale [50] ale materialele care le compun (inclusiv zirconiu [51] , dioxid de uraniu [52] și diferite aliaje care conțin uraniu (de exemplu, U-Fe și U-Ga) [53] ).
Au fost studiate numeroase proprietăți: vâscozitatea [54] și reologia metalelor topite (procesul de răcire și cristalizare [55] , densitate, emisivitate, conductivitate termică, temperatura de activare, radioactivitate, capacitate erozivă, evaporare, călduri de tranziție de fază [56] , etc.). ).
Pentru a crea și a verifica modele fiabile, s-a realizat un studiu al comportamentului reologic al bazalților (din diferite compoziții cu adăugare de până la 18% în greutate UO 2 ), precum și al diferitelor compoziții (în principal UO 2 , ZrO 2 , F x O y și Fe pentru scenariile de accidente grave la bordul navei, precum și SiO 2 și CaO pentru scenariile off-hull) [57] .
Studiile au arătat că vâscozitatea coriului nu poate fi descrisă de modele convenționale, cum ar fi suspensiile bazate pe particule sferice care nu interacționează [57] . A fost propusă o dependență de Arrhenius [58] n = exp(2.5Cφ) [57] , unde C este între 4 și 8 (la viteze scăzute de forfecare și răcire).
Studiile Corium au fost și sunt de obicei efectuate sub auspiciile organizațiilor internaționale AIEA și OCDE, în Europa cu sprijinul Comisiei Europene și în Rusia cu sprijinul Centrului Internațional de Știință și Tehnologie, de exemplu:
Au fost dezvoltate coduri de calcul și software speciale (de exemplu, codul CRUST dezvoltat la CEA pentru modelarea comportării mecanice a crustei formate la suprafața coriului, care împiedică mișcarea și răcirea acestuia; codul integral de accident grav SOKRAT dezvoltat la IBRAE RAS etc.).
Pentru a evita expunerea la riscurile și pericolele care pot apărea într-un accident grav real, studiile experimentale ale accidentelor grave folosesc un simulator de corium (așa-numitul „prototip de corium”), un înlocuitor, ale cărui caracteristici se presupune că sunt destul de apropiate. la cei adevarati. În cazul unui prototip chimic de corium, studiile de testare a diferitelor scenarii de accident grav (asociate cu topirea miezului reactorului) sunt considerate a fi cele mai fiabile. O astfel de activitate este realizată, în special, în Franța de Centrul CEA din Cadarache în cooperare cu EDF, IRSN, Framatome, în Rusia la RRC KI , NITI , RI , în Coreea de Sud la KAERI, KHNP, în Japonia la JAEA, CLAD și în alte țări și organizații.
Coriul prototip chimic are o densitate și proprietăți reologice apropiate de cele ale coriului real; alte proprietăți fizice și chimice sunt, de asemenea, comparabile în mare măsură. Cu toate acestea, diferă termodinamic (nu este o sursă autocatalitică de căldură care se autosusține prin dezintegrare radioactivă) și are o compoziție izotopică diferită, deoarece constă din uraniu sărăcit sau uraniu natural în loc de uraniu îmbogățit și, de asemenea, în unele experimente, fisiune. simulanți de produs bazați pe compoziția izotopică naturală. Acest lucru face ca prototipul de corium să fie mult mai puțin periculos decât adevăratul corium [69] .
| Accidente cu radiații | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| Alte |
|