A corium , más néven üzemanyagot tartalmazó anyag (FCM) vagy lávaszerű üzemanyagot tartalmazó anyag (LFCM) , egy lávaszerű anyag, amely egy atomreaktor zónájában képződik súlyos olvadási baleset során .
A "corium" kifejezés a magból (angolul - core - az atomreaktor aktív zónája) és a -ium utótagból képzett neologizmus , amely a periódusos rendszer számos elemének latin elnevezésében található .
A kórium nukleáris üzemanyag keverékéből , hasadási termékekből, vezérlőrudak töredékeiből, a reaktor sérült részeiből származó szerkezeti anyagokból, levegővel, vízzel és gőzzel való kémiai reakciójuk termékeiből áll, valamint a reaktor megsemmisülése esetén. tartály, az alreaktor aknájának megolvadt betonjával.
Az atomreaktor magjának megolvadását eredményező hő egy nukleáris láncreakcióból szabadulhat fel , de ez elsősorban a fűtőelemrudakban található hasadási termékek bomlási hőjének köszönhető. Jelentős további hőforrás lehet a forró fémek kémiai reakciója légköri oxigénnel vagy gőzzel.
Hipotetikusan a corium hőmérséklete a belső hőleadási dinamikájától függ: a bomláshőt termelő izotópok mennyiségétől és típusától , más olvadt anyagokkal való hígulástól, valamint a reaktor lehűtött szerkezeti elemei és a környezet hőveszteségétől. A corium ömlesztett tömege kevesebb hőt veszít, mint a vékony rétege. Megfelelő hőmérsékletű kőzet megolvaszthatja a betont. Ilyenkor a megszilárdult kóriummassza újra megolvadhat, ha a hőszigetelő törmelék miatt csökken a hővesztesége, vagy ha a kóliumot hűsítő víz elpárolog [1] .
A coriumolvadék felületén hőszigetelő kéreg képződhet, amely megakadályozza a hőveszteséget. A Corium két egymással nem elegyedő folyékony fázisból álló rendszer - oxid és fém. A hő eloszlását a corium térfogatában befolyásolja ezen megolvadt oxid- és fémrétegek eltérő hővezető képessége, valamint a hasadási termékek közötti újraeloszlása. A folyadékfázisban a konvekció nagymértékben növeli a hőátadást [1] .
Az olvadt reaktormagból illékony elemek és vegyületek szabadulnak fel. Ezek lehetnek gáznemű anyagok, például molekuláris jód vagy nemesgázok, vagy a magas hőmérsékletű tartomány elhagyása után kondenzált aeroszol részecskék. Az aeroszol részecskék többsége a reaktor vezérlőrudainak alkatrészeiből áll. Az aeroszol részecskék felületén gáznemű vegyületek adszorbeálódhatnak .
A kórium összetétele a reaktor kialakításától függ, nevezetesen: a szabályozórudakban és üzemanyagrudakban felhasznált anyagoktól, a hűtőközegtől, a reaktor nyomástartó edényének anyagától, valamint a reaktoron belüli szerkezetek anyagától. . Különbségek vannak a nyomás alatti vizes reaktorok (VVER és PWR) és a forrásvizes reaktorok (BWR) között.
Vízzel érintkezve a forró bór-karbid a BWR reaktor vezérlőrudaiból először bór-oxidot és metánt , majd bórsavat képez . A bór továbbra is elősegítheti a bórsavas reakciókat a vészhelyzeti hűtőfolyadékban.
A cirkóniumból származó cirkónium más fémekkel együtt vízzel reagál, cirkóniát és hidrogént képezve . A hidrogéntermelés komoly veszélyt jelent a reaktorbalesetek esetén. Az oxidáló és redukáló kémiai környezet egyensúlya, valamint a víz és a hidrogén aránya befolyásolja a kémiai vegyületek képződését. A rudak és fűtőelemek anyagainak illékonyságának változása befolyásolja a felszabaduló elemek és a kötött elemek arányát. Például inert atmoszférában a szabályozórudak ezüst-indium-kadmium ötvözete szinte csak kadmiumot bocsát ki. Víz jelenlétében az indium illékony indium(I)-oxidot és indium(I) -hidroxidot képez , amelyek elpárologhatnak, és indium(III)-oxid aeroszolt képezhetnek . Az indium oxidációját gátolja a hidrogénben gazdag atmoszféra, ami csökkenti az indium kibocsátását. A hasadási termékekből származó cézium és jód reakcióba lépve illékony cézium-jodidot képezhet , amely aeroszolként kondenzálódik [2] .
Az olvadás során a fűtőelemek hőmérséklete megemelkedik, cirkalfém burkolat esetén 700-800 °C feletti hőmérsékleten deformálódhatnak. Ha a reaktorban lecsökkentjük a nyomást, a fűtőelem-rudakon belüli nyomás felszakítja a burkolatot. Ellenkezőleg, nagy nyomású körülmények között a héj rányomja az üzemanyag-pelleteket, hozzájárulva az urán-dioxid eutektikum kialakulásához cirkóniummal, amelynek olvadáspontja 1200-1400 °C. Exoterm reakció megy végbe a gőz és a cirkónium között, amely elegendő hőt tud termelni ahhoz, hogy önfenntartó legyen anélkül, hogy a radioaktív bomlás hője részt venne. Hidrogén körülbelül 0,5 m 3 hidrogén mennyiségben szabadul fel (normál hőmérsékletre/nyomásra csökkentve) 1 kg oxidált cirkóniumra vonatkoztatva. Hidrogén ridegedés is előfordulhat a reaktor anyagaiban , miáltal illékony hasadási termékek szabadulhatnak fel a sérült fűtőelemrudakból. 1300 és 1500 °C között az ezüst-indium-kadmium szabályozórúd ötvözete a szabályozórúd hüvelyének elpárologtatásával együtt megolvad. 1800°C-on az oxidbevonat megolvad és folyni kezd. 2700-2800°C-on az urán-dioxid fűtőelemek megolvadnak, a reaktormag szerkezete és geometriája megsemmisül. Ez alacsonyabb hőmérsékleten fordulhat elő, ha urán-dioxid-cirkónium eutektikus keverék képződik. Ebben a pillanatban a magas hőmérséklet miatt gyakorlatilag nincs illékony, kémiailag kötetlen komponens a coriumban, ami az illékony izotópok távozása miatt a hőleadás csökkenéséhez vezet (kb. 25%-kal) [1] .
A corium hőmérséklete az olvadás utáni első órákban elérheti a 2400°C-ot, súlyos baleset továbbfejlődésével akár 2800°C fölé is emelkedhet. Nagy mennyiségű hő szabadulhat fel, amikor a bélben lévő fémek (különösen a cirkónium) reakcióba lépnek a vízzel. Kóriumtömeg vízzel való elárasztása, vagy vízmedencébe hulló olvadt corium tömege hőmérséklet-ugráshoz és nagy mennyiségű hidrogén képződéséhez vezethet, ami nyomásugráshoz vezethet a konténmentben. A víznek a kóriummal való ilyen hirtelen érintkezéséből származó gőzrobbanás szétszórt tömeg kialakulásához vezethet, és lövedékdarabokat képezhet, amelyek becsapódáskor károsíthatják a védőburkolatot. Az ezt követő nyomáslökéseket a felszabaduló hidrogén égése okozhatja. A detonáció kockázata katalitikus hidrogén-rekombinátorok alkalmazásával csökkenthető [3] .
A recriticalitás (neutronok által okozott hasadás újrakezdése) rövid távú előfordulása a coriumban elméletileg lehetséges, de valószínűtlen esemény kereskedelmi reaktorüzemanyag használata esetén annak alacsony dúsítása, valamint a moderátor elvesztése miatt, amely nem igaz a kutatóreaktorokra és a nagymértékben dúsított (20 százalékos vagy nagyobb dúsítású) fűtőanyaggal működő termelő reaktorokra. Ez a jelenség kimutatható az olvadás utáni hosszú ideig tartó, rövid élettartamú hasadási termékek jelenlétéből, túl nagy mennyiségben ahhoz, hogy az olvadt magban maradjon, vagy a reaktorban szintetizált kisebb aktinidák spontán hasadása miatt [1] .
Megfelelő hűtés hiányában a reaktor nyomástartó edényében lévő anyagok túlhevülnek és deformálódnak a hőtágulás során, és a reaktor szerkezete meghibásodik, amikor a hőmérséklet eléri az olvadáspontot, vagy akár a szerkezeti elemeinek kúszási határát. Ezt követően a reaktortartály alján olvadt kórium medence kezd kialakulni. Ha a kóriumot lehűtjük, megszilárdulhat, és a kár magára a reaktorra korlátozódik. A kórium azonban átolvadhat az RPV-n, és nyomás alatt álló olvadt áramként szivároghat vagy kilökhet az RPV belsejében. A reaktortartály meghibásodását az okozhatja, hogy az edény fenekét a corium felmelegíti, ami először kúszáshoz, majd az edény tönkremeneteléhez vezet. A kóriumréteg feletti megfelelő mennyiségű vízzel történő hűtés a fém kúszási hőmérséklete alatti termikus egyensúlyhoz vezethet anélkül, hogy a reaktor nyomástartó edényét tönkretenné [4] .
Ha az edény kellően lehűtött, kéreg képződhet a corium olvadék és a reaktor fala között. Az olvadt acélréteg a corium tetején fokozott hőátadási zónát hozhat létre a reaktorfal felé; ez a "hőkés" vagy "fókuszáló hatás" néven ismert állapot növeli a reaktortartály oldalfalának helyi gyengülésének és az ezt követő corium szivárgásának valószínűségét az összeomlott falon keresztül [1] .
A reaktor nyomástartó edényén belüli nagy nyomás esetén annak fenekének megsértése nagy nyomású kóriumtömeg kilökődéséhez vezethet. Az első szakaszban csak magát az olvadékot dobják ki; később a lyuk közepe felett bemélyedés alakulhat ki, és a gáz az olvadékkal együtt a reaktortartály belsejében gyors nyomáscsökkenéssel távozik. Az olvadék magas hőmérséklete gyors eróziót és fokozott RPV-szakadást is okoz. Ha a lyuk az alsó közepén van, akkor szinte az egész corium kiszivároghat. Az edény oldalán lévő lyuk csak a corium részleges kilökődését eredményezheti, míg a maradék a reaktortartályban marad [5] . A reaktortartály megolvasztása több tíz perctől több óráig is tarthat.
A reaktortartály megsemmisülése után a reaktor alatti térfogatban (reaktor alatti aknában) uralkodó körülmények határozzák meg a későbbi gázképződést. Ha víz van benne, akkor gőz és hidrogén képződik; a száraz beton szén-dioxidot és kevesebb gőzt termel [6] .
A beton hőbomlása során vízgőz és szén-dioxid keletkezik , amelyek tovább reagálhatnak az olvadékban lévő fémekkel, oxidálják a fémeket, és a gázokat hidrogénné és szén-monoxiddá redukálják . A beton bomlása és lúgos komponenseinek elpárologtatása endoterm folyamat. Az ebben a szakaszban kibocsátott aeroszolok főként a betont alkotó szilíciumvegyületeken alapulnak; ellenkező esetben az illékony elemek, például a cézium nem illékony, oldhatatlan szilikátokká kötődhetnek [2]
A beton és a coriumolvadék között számos reakció játszódik le. A betonból gőz formájában szabad és kémiailag kötött víz szabadul fel. A kalcium-karbonát lebomlik szén-dioxiddá és kalcium-oxiddá . A víz és a szén-dioxid átjárja a corium masszáját, exoterm módon oxidálja a coriumban lévő nem oxidált fémeket, és hidrogéngázt és szén-monoxidot termel. Ebben az esetben nagy mennyiségű hidrogén nyerhető, ami fellángolásának és detonációjának veszélyével jár. A kalcium-oxid, a szilícium -dioxid és a szilikátok megolvadnak és összekeverednek a káliummal. Az oxidfázis, amelyben a nem illékony hasadási termékek koncentrálódnak, 1300-1500°C hőmérsékleten jelentős ideig stabilizálható. Az így létrejövő sűrűbb, kevesebb radioizotópot ( Ru , Tc , Pd , stb.) tartalmazó olvadt fémréteg, amely kezdetben olvadt cirkóniumból, vasból, krómból, nikkelből, mangánból, ezüstből és más szerkezeti fémes anyagokból, valamint hasadási termékekből, fémekből, ill. tellúr cirkónium-tellurid formájában) oxidréteg képződhet (amely Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo , stb. koncentrálódik, és kezdetben cirkónium-dioxidból és urán-dioxidból áll, esetleg vas-oxiddal és bór-oxidokkal) az oxidok és az alatta lévő beton határfelületén, lelassítva a coriumba való behatolást és több órán át tartó keményedést. Az oxidréteg elsősorban a bomlási hő hatására termel hőt, míg a fémrétegben a fő hőforrás a betonból felszabaduló vízzel való exoterm reakció. A beton bomlása és az alkálifémvegyületek elpárolgása jelentős hőmennyiséget emészt fel [2]
A betonalap gyors eróziós fázisa körülbelül egy óráig tart, és körülbelül 1 m mélységet ér el, majd néhány cm/h-ra lelassul, és teljesen leáll, amikor az olvadék a beton bomlási hőmérséklete alá (körülbelül 1100 °C) lehűl. . A teljes olvadás néhány napon belül megtörténhet akár több méter beton után is; majd a corium több méternyire behatol a talajba, szétterül, lehűl és megkeményedik [7] .
A korium és a beton kölcsönhatása során nagyon magas hőmérsékletek alakulhatnak ki. A Ba , Ce , La , Sr és más hasadási termékek kevésbé illékony aeroszoljai ebben a szakaszban képződnek, és akkor lépnek be a konténmentbe, amikor az illékonyabb aeroszolok nagy része már lerakódott. Tellúr szabadul fel, amikor a cirkónium-tellurid lebomlik. Az olvadékon átáramló gázbuborékok hozzájárulnak az aeroszol képződéséhez [2]
A korium-beton kölcsönhatás (CCI) vagy az olvadt corium-beton kölcsönhatás (MCCI) termikus hidraulikája meglehetősen egyértelmű [8] . Az RPV-n belüli és kívüli corium mozgásának dinamikája azonban nagyon összetett, és a lehetséges forgatókönyvek száma nagy. Az olvadék lassú áramlása az alatta lévő vízmedencébe teljes, biztonságos megszilárduláshoz vezethet, a nagy tömegű kórium vízzel való gyors érintkezése pedig pusztító gőzrobbanáshoz vezethet. A corium vagy teljesen beépülhet az RPV-be, vagy az RPV alján lévő szerszámfuratok hatására az olvadék kifolyhat belőle [9] .
A reaktortartály alatti padlózaton lévő corium hőterhelése a betonba ágyazott száloptikai érzékelők rácsával becsülhető meg . Tiszta szilícium-dioxid szálakra van szükség, mivel ezek jobban ellenállnak a magas szintű sugárzásnak [10] .
A reaktorépületek egyes konstrukcióiban, például az EPR és az ATMEA1 projektekben speciális corium-szórózónákat (olvadékcsapdákat ) biztosítanak, ahol az olvadék vízzel való érintkezés és a betonnal való túlzott reakció nélkül lokalizálható [11] . Csak később, amikor kéreg képződik a corium olvadékán, korlátozott mennyiségű vizet lehet bevezetni a coriumtömegek hűtésére [3] . A VVER-1200 reaktor olvadékcsapdájának orosz koncepciója (AES-2006) egyáltalán nem jelenti a korium és a szerkezeti beton kölcsönhatását. A corium olvadék tulajdonságainak megváltoztatására, ami szükséges a sikeres csapdában történő lokalizációhoz, ez a koncepció speciális funkcionális anyagokat, úgynevezett áldozati anyagokat használ, amelyekkel a corium kölcsönhatásba lép.
Úgy tűnik, hogy a titán-dioxid és a neodímium(III)-oxid alapú anyagok ellenállóbbak a koriummal szemben, mint a beton [12] .
A konténment belső felületére, például a reaktor nyomástartó edényéből való kibocsátással a korium lerakódása a közvetlen „konténment fűtés” (CHO) károsodásához vezethet.
A Three Mile Island atomerőműben történt baleset során a reaktormag lassú részleges megolvadása következett be. Körülbelül 19 tonna maganyag megolvadt és elmozdult körülbelül 2 percen belül, körülbelül 224 perccel a reaktor leállítása után . Az RPV alján koriumfürdő alakult ki, de az RPV nem sérült [13] . A kikristályosodott corium réteg vastagsága 5-45 cm volt.
Kóriummintákat vettünk a reaktorból. Két tömegű koriumot találtak, az egyiket a fűtőelemek tartományában, a másikat a reaktortartály alsó részében. A minták tompaszürkék voltak, esetenként sárga foltokkal.
A tömeg homogénnek bizonyult, főként megolvadt üzemanyagból és héjból állt. Az elemi összetétel tömegben volt. %: kb. 70 U , 13,75 Zr , 13 O , rozsdamentes acél és inconel adalékanyagokkal az olvadékban. A laza törmelékben alacsonyabb urántartalom (körülbelül 65 tömeg%) és szerkezeti fémek tartalma magasabb volt. A reaktor leállítása után 224 perccel a corium bomláshőjét 0,13 W/g-ra becsülték, majd 600 perccel a leállítás után 0,096 W/g-ra csökkent. Nemesgázok, cézium és jód hiányoztak, ami a forró anyagból való kipárolgásukat jelzi. A minták teljesen oxidáltak, ami azt jelzi, hogy elegendő gőz volt jelen az összes rendelkezésre álló cirkónium oxidálásához.
Néhány minta kis mennyiségű fémolvadékot (kevesebb, mint 0,5 tömeg%) tartalmazott, amely ezüstből és indiumból állt ( kontrollrudakból ). Az egyik mintában egy másodlagos fázist találtak, amely króm(III)-oxidból állt . Néhány fémzárvány ezüstöt tartalmazott, de indiumot nem találtak, ami arra utal, hogy a hőmérséklet magasabb volt, mint a kadmium és az indium párolgási hőmérséklete. Az ezüst kivételével szinte minden fém komponens teljesen oxidálódott. Egyes területeken még az ezüst is oxidálódott. A vasban és krómban gazdag területek valószínűleg olvadt csövekből származnak, amelyeknek nem volt elég ideje szétoszlani az olvadékban.
A minták térfogatsűrűsége 7,45 és 9,4 g/cm 3 között változott (az UO 2 és a ZrO 2 sűrűsége 10,4 és 5,6 g/cm 3 ). A minták porozitása 5,7% és 32% között változott, átlagosan 18±11% szinten. Egyes mintákban sávos, egymással összefüggő porozitást találtunk, amely a corium folyadékfázisú állapotát jelzi kellő ideig ahhoz, hogy gőzbuborékok vagy szerkezeti anyagok gőzei képződjenek, és ezek az olvadékon keresztül átjussanak. (U,Zr)O 2 , szilárd oldatuk pedig 2600 és 2850 °C közötti olvadási csúcshőmérsékletet jelez.
Az edzett anyag mikroszerkezete két fázist mutat: (U,Zr)O 2 és (Zr,U)O 2 . A pórusok körül és a szemcsehatárokon cirkóniumban gazdag fázist találtak, amely oxidok formájában tartalmaz némi vasat és krómot . Ez a fázisszegregáció inkább lassú fokozatos lehűlésre utal, mint gyors lehűlésre, ami a becslések szerint 3 és 72 óra között van a fázisszétválasztás típusától függően [14] .
A legnagyobb ismert mennyiségű corium a csernobili katasztrófa során keletkezett [15] . A reaktormag megolvadt tömege a reaktor nyomástartó edénye alatt áramlott, majd cseppkövek , sztalagmitok és lávafolyamok formájában megszilárdult; a leghíresebb formáció az " Elefántláb ", amely a reaktor alja alatt, a gőzelosztó folyosón található [16] [17] ,
A corium három szakaszban alakult ki.
A csernobili korium a reaktor urán-dioxid fűtőanyagából, annak cirkóniumötvözet burkolatából, megolvadt betonból, valamint a reaktor körül hőszigetelésként elbomlott és megolvadt szerpentinitből áll. Az elemzés azt mutatta, hogy a corium maximum 2255 °C-ra melegszik fel, és legalább 4 napig 1660 °C felett maradt [22] .
A reaktorakna alján az olvadt kórium leülepedt, felső részén grafittörmelékréteg képződött. Nyolc nappal az olvadás után az olvadék áthatolt az alsó biológiai szitán , és szétterült a reaktorterem padlóján, elpárologtatva a radionuklidokat. A radioaktív termékek további szivárgása a környezetbe akkor következett be, amikor az olvadék vízzel érintkezett [23] .
A reaktorépület alagsorában három különböző láva található: fekete, barna és porózus kerámia. Ezek szilikát üvegek más anyagok zárványaival . A porózus láva egy barna láva, amely vízbe esett és gyorsan lehűlt.
A csernobili reaktor alatti csökkentett nyomású medencében a víz radiolízise során hidrogén-peroxid keletkezett . Azt a hipotézist, hogy a medencében lévő víz részben H 2 O 2 -dá alakult, alátámasztja a csernobili lávákban található fehér kristályos studtit és metasztudit azonosítása [24] , az egyetlen peroxidot tartalmazó ásvány [25] .
A csernobili corium mintái egy rendkívül heterogén szilikát amorf mátrixból állnak, zárványokkal. A mintákban a következő fázisokat azonosították:
A csernobili koriumban ötféle anyag különböztethető meg: [27]
Az olvadt reaktormag a 305/2-es helyiségben halmozódott fel, amíg el nem érte a gőzleeresztő szelepek széleit; majd a corium leszivárgott a gőzelosztó folyosóba. Belépett a 304/3-as szobába is [29] . A reaktorból három sugárban folyt ki a corium. Az 1. áramlás barna lávából és olvadt acélból állt; az acél a gőzelosztó folyosó padlóján, a +6-os szinten egy réteget képezett, tetején barna koriummal. Erről a területről a barna corium a gőzelosztó csatornákon keresztül a +3-as és a 0-as szintű nyomásmentesítő medencékbe áramlott, ahol porózus és salakszerű képződményeket képezve. A 2. áramlás fekete lávából állt, és a gőzelosztó folyosó másik oldalára áramlott. A szintén fekete lávákból álló 3-as patak a reaktor alatt más területekre áramlott. A jól ismert "elefántláb" szerkezet két tonna fekete lávából áll, és egy fa kérgéhez hasonló többrétegű szerkezetet alkot. Feltételezhető, hogy 2 m mélységig betonba van temetve, az anyag erősen radioaktív, és a balesetet követő első években nagyon nagy szilárdságú volt. A távirányítású rendszerek alkalmazása ennek a szerkezetnek a tanulmányozására az elektronika működését zavaró erős sugárzás miatt nem volt lehetséges [33] .
A csernobili olvadék egy szilikátolvadék volt, amely Zr / U fázisokat , olvadt acélt és urán- cirkónium-szilikátot ("Chernobylite", fekete-sárga technogén ásvány) tartalmazott. A lávafolyás többféle anyagból állt – barna lávát és porózus kerámiát találtak. Az urán és a cirkónium aránya a szilárd test különböző részeiben nagyon változó. A barna láva uránban gazdag fázissal rendelkezik, amelynek U:Zr aránya 19:3 és körülbelül 19:5 között van. A barna lávában az alacsony urántartalmú fázis U:Zr aránya körülbelül 1:10 [34] . A Zr/U tartalmú fázisok vizsgálata lehetővé teszi a keverék hőtörténetének meghatározását. Kimutatható, hogy a robbanás előtt a mag egy részének hőmérséklete 2000°C felett volt, egyes területeken pedig a 2400-2600°C-ot is.
| Típusú | SiO2_ _ | U 3 O 8 | MgO | Al2O3 _ _ _ | PbO | Fe2O3 _ _ _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| salakszerű | 60 | 13 | 9 | 12 | 0 | 7 |
| üveges | 70 | nyolc | 13 | 2 | 0.6 | 5 |
| habkőszerű | 61 | tizenegy | 12 | 7 | 0 | négy |
A corium degradáción megy keresztül. Az elefántláb, amely közvetlenül kialakulása után kemény és erős, mára már kellően tönkrement ahhoz, hogy a ragasztóval kezelt tampon könnyen leválasztja a felső réteget 1-2 cm vastagságról Maga a szerkezet alakja a corium útjától és helyzetétől függően változik törmelék. A korium hőmérséklete ma már nem sokban tér el a környezeti hőmérséklettől, így az anyag mind a napi hőmérséklet-ciklusnak, mind a víz hatásának van kitéve. A corium heterogén jellege és az alkotóelemek eltérő hőtágulási együtthatói miatt az anyag a hőciklus során lebomlik. A kikeményedés során az ellenőrizetlen hűtési sebesség miatt sok maradék feszültség keletkezett az anyagban . A pórusokba és mikrorepedésekbe behatoló víz megfagyott bennük, és mint az utak kátyúi, felgyorsította a repedést [29] .
A koriumnak (valamint az erősen besugárzott urán üzemanyagnak) spontán porképződés vagy spontán felületi porlasztás jellemző. Az üveges szerkezeten belüli izotópok alfa-bomlása Coulomb-robbanásokat okoz, ami tönkreteszi az anyagot és szubmikron részecskéket szabadít fel a felületéről [36] . A radioaktivitás szintje azonban olyan, hogy 100 éven belül a láva önbesugárzása ( 2⋅10 16 α-bomlás 1 grammonként és 2-5⋅10 5 Gy β vagy γ) elmarad a szükséges szinttől. az üveg tulajdonságainak jelentős megváltoztatására (1 g-onként 10 18 α-bomlás és 10 8 -ról 10 9 Gy β vagy γ-ra). Ezenkívül a láva vízben való oldódási sebessége nagyon alacsony ( 10–7 g cm – 2 nap –1 ), vagyis nem kell attól tartani, hogy a láva feloldódik a vízben [37] .
Nem világos, hogy a kerámia forma mennyi ideig késlelteti a radioaktivitás felszabadulását. 1997 és 2002 között egy sor közlemény jelent meg, amelyekben azt feltételezték, hogy a láva önbesugárzása esetén néhány héten belül mind az 1200 tonna szubmikronos részecskévé és mobil porrá alakul [38] . Más tanulmányok arról számoltak be, hogy valószínű, hogy a láva degradációja lassú és fokozatos folyamat, nem pedig hirtelen és gyors [37] . Ugyanebben a cikkben az áll, hogy a megsemmisült reaktorból származó uránveszteség mindössze 10 kilogramm (22 font) évente. Ez az alacsony szintű uránkioldódás arra utal, hogy a láva meglehetősen ellenálló a környezettel szemben. A dokumentum azt is kimondja, hogy a burkolat korszerűsítésével a láva kimosódása csökkenni fog.
A lávafolyamok egyes felületeit új uránásványok kezdtek borítani, mint például UO 3 2H 2 O ( eliantinit ), (UO 2 )O 2 4H 2 O ( studtit ), uranil-karbonát ( rutherfordin ), Na 4 ( UO 2 )(CO 3 ) 3 ( cheikaite ) [39] és Na 3 U(CO 3 ) 2 2H 2 O [29] vegyület . Vízben oldódnak, ami lehetővé teszi az urán mobilizálását és szállítását [40] . Az ásványi anyagok fehéressárga foltok formájában jelennek meg a megkeményedett corium felületén [41] . Ezek a másodlagos ásványok több százszor alacsonyabb plutónium- és többszörös uránkoncentrációt mutatnak, mint maga a láva.
2011. március 11-én a japán földrengés és szökőár a Fukushima Daiichi atomerőmű összes áramforrásának elvesztéséhez és ennek megfelelően a vészhűtési rendszerek működésképtelenségéhez vezetett. Ennek következtében az 1-3. számú erőművi nukleáris fűtőanyag megolvadt és a reaktortartályokon keresztül égett, bejutva a konténment helyiségekbe . 2015–2017-ben az 1–3. számú erőműveket müonszórásos radiográfiával vizsgálták [42] . Ennek eredményeként megállapították, hogy az 1-es és a 3-as blokk reaktoraiban gyakorlatilag nincs fűtőanyag, miközben jelentős mennyiségű megszilárdult olvadék maradt a 2-es számú erőmű reaktor nyomástartó edényében. A nukleáris fűtőanyag-maradványok jelenlétét mindhárom blokk alreaktortermeiben távirányítású robotokkal végzett vizsgálat során vizuálisan megerősítették [43] . A megsemmisült reaktortartályokból és a reaktor alatti helyiségekből a tüzelőanyag-tartalmú olvadék és a fűtőelem-kazetta-töredékek kinyerését a tervek szerint 2021-ben kezdik meg a 2. számú erőműről [44] .
Ezen a területen számos munka a beton [45] , a reaktorban használt egyéb anyagok [46] magas hőmérsékletű vizsgálatára összpontosít , és különösen a korium [47] [48] [49] és egyes elemeinek [50] termofizikai tulajdonságaira összpontosít . az őket alkotó anyagok (beleértve a cirkóniumot [51] , az urán-dioxidot [52] és a különféle urántartalmú ötvözetek (például U-Fe és U-Ga) [53] ).
Számos tulajdonságot tanulmányoztak: az olvadt fémek viszkozitása [54] és reológiája (a hűtés és kristályosodás folyamata [55] , sűrűség, emissziós tényező, hővezető képesség, aktiválási hőmérséklet, radioaktivitás, eróziós kapacitás, párolgás, fázisátalakulási hőek [56] , stb.).)
Megbízható modellek létrehozása és ellenőrzése érdekében tanulmányt készítettek a bazaltok (különféle összetételű, legfeljebb 18 tömeg% UO 2 hozzáadásával ), valamint különféle összetételek (főleg UO 2 , ZrO 2 , F x ) reológiai viselkedéséről. O y és Fe a hajó súlyos baleseti forgatókönyveihez, valamint SiO 2 és CaO a hajótesten kívüli forgatókönyvekhez) [57] .
Tanulmányok kimutatták, hogy a corium viszkozitása nem írható le hagyományos modellekkel, például nem kölcsönható gömb alakú részecskéken alapuló szuszpenziókkal [57] . Egy Arrhenius-függést [58] n = exp(2.5Cφ) [57] javasoltak , ahol C 4 és 8 között van (alacsony nyírási és hűtési sebesség mellett).
A Corium-tanulmányok általában a NAÜ és az OECD nemzetközi szervezetek égisze alatt, Európában az Európai Bizottság támogatásával, Oroszországban pedig a Nemzetközi Tudományos és Technológiai Központ támogatásával történtek és zajlanak, például:
Számítókódokat és speciális szoftvereket fejlesztettek ki (például a CEA - ban kifejlesztett CRUST kód a corium felszínén kialakult kéreg mechanikai viselkedésének modellezésére, amely megakadályozza annak mozgását és lehűlését; az IBRAE-ben kifejlesztett SOKRAT integrált súlyos baleseti kód RAS stb.).
A valódi súlyos balesetek során felmerülő kockázatoknak és veszélyeknek való kitettség elkerülése érdekében a súlyos balesetek kísérleti tanulmányozása során corium szimulátort (ún. "kórium prototípus") alkalmaznak, amely helyettesítő, és amelynek jellemzőit feltételezik, hogy nagyon közel állnak hozzá. az igazaknak. Egy kémiai prototípus corium esetében a legmegbízhatóbbnak a különféle súlyos baleseti forgatókönyvek (a reaktormag megolvadásával kapcsolatos) vizsgálatát tartják. Ezt a munkát különösen Franciaországban a cadarache-i CEA Központ végzi az EDF, IRSN, Framatome együttműködésében, Oroszországban az RRC KI , NITI , RI , Dél-Koreában a KAERI, KHNP, Japánban a JAEA, CLADS és más országokban és szervezetekben.
Kémiailag a corium prototípusának sűrűsége és reológiai tulajdonságai közel állnak a valódi coriumhoz; más fizikai és kémiai tulajdonságok is nagymértékben összehasonlíthatók. Termodinamikailag azonban különbözik (nem autokatalitikus, radioaktív bomlás útján önfenntartó hőforrás), és eltérő izotóp-összetételű, mivel dúsított urán helyett szegényített uránból vagy természetes uránból áll, illetve egyes kísérletekben hasadásról is szó van. természetes izotóp-összetételen alapuló termék-szimulánsok. Emiatt a prototípus corium sokkal kevésbé veszélyes, mint a valódi corium [69] .
| Sugárbalesetek | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| Egyéb |
|