Gőz-cirkónium reakció

A cirkónium gőzreakciója egy exoterm kémiai reakció a cirkónium és a vízgőz között, amely magas hőmérsékleten megy végbe. A reakció különösen egy nukleáris reaktor zónájában mehet végbe vizes hűtőközeggel és/vagy moderátorral, ha az túlmelegedett [1] cirkónium szerkezeti elemek vízzel való érintkezésének körülményei között.

A cirkóniumötvözetek az üzemanyag-kazetták leggyakoribb szerkezeti anyagai , amelyek formájában nukleáris üzemanyagot használnak a reaktorokban. Súlyos, károsodott hőelvezetéssel járó baleset esetén a leállított reaktor bomláshője miatt a tüzelőanyag magas hőmérsékletre hevülhet . Még a nem forráspontú reaktorok zónájában is gőz képződik, amely a 861 °C -ot elérve reakcióba lép a cirkóniummal. Ennek eredményeként hidrogén képződik körülbelül 0,491 liter/gramm reagált cirkónium mennyiségben, és nagy mennyiségű hő szabadul fel - 6530 kJ / kg [2] .

A reakció lefolyása

A reakció a következő egyenlet szerint megy végbe:

Ebben az esetben jelentős mennyiségű hő szabadul fel : 6530 kJ / kg.

A reakció körülbelül 861 °C-on kezdődik, és 1200 °C-on nagyon gyorsan fejlődik, mivel a felszabaduló hő a cirkóniumot is felmelegíti és önfenntartóvá válik [1] [2] [3] .

A gőz-cirkónium reakció kiszámításához a Baker-Just egyenlet [4] (37. o.) integrál alakját használjuk:

ahol:

A reakció sebessége alapvetően függ a hőmérséklettől, a reagáló felületre szállított gőz mennyiségétől és a reakcióidőtől. Ráadásul valós körülmények között a szállított gőz mennyisége jóval alacsonyabb, mint a számított, mivel a gőz felszínre jutása nehézkes. A reakcióban csak a felülethez közeli gőzrétegek vesznek részt, míg a reakció eredményeként keletkező hidrogén gátolja a felület gőzellátását. A felületen ZrO 2 film képződik , amely szintén gátolja a reakciót [2] .

Következmények

A reakció a hidrogén és a hő felszabadulása mellett a tüzelőanyag-rúd burkolatának szilárdságának elvesztésével és a cirkónium oxidációja miatti kezdeti vastagságuk csökkenésével jár . Körülbelül 10-12 perccel az önfenntartó gőz-cirkónium reakció megindulása után a fűtőelem burkolatát olvadáspontra hevítve 0,10-0,15 mm vastagságúra oxidálják.

A kísérletek során már korai stádiumban a fűtőelemek komoly deformációja volt megfigyelhető, a cirkónium olvadási hőmérsékletének enyhe túllépése mellett a hűtőfolyadék csatornákban dugók (blokádok) képződnek.

Az így felszabaduló hőmennyiség még viszonylag kis reakciósebesség mellett is összemérhető a leállított reaktor bomláshőjével. Így a tüzelőanyag-melegedés növekedése a reakció eredményeként igen jelentős [2] .

A cirkónium nagy részének reakcióba lépése következtében több ezer köbméterben számolható mennyiségű hidrogén képződhet. Ez rendkívül veszélyes mind robbanás- és tűzveszély, mind pedig a reaktorlétesítmény körében gázbuborékok képződése szempontjából, amelyek akadályozzák a hűtőfolyadék keringését, ami súlyosbíthatja a balesetet. a tüzelőanyagból történő hőelvonás megszűnése miatt [5] .

Vészhelyzeti rendszerek és balesetek

A gőz-cirkónium reakció csak a zóna túlmelegedése esetén lehetséges, ez a reaktorbiztonság általános kérdése. Ilyen súlyos vészhelyzet esetén vannak biztonsági rendszerek.

A gázbuborékok képződésének megakadályozásának fő eszközei a reaktortelep áramkörében a vészhelyzeti gőz- és gázelvezető rendszerek. A TMI-2- nél nem volt ilyen rendszer , ezért a berendezés különböző részeiben és magában a reaktorban felgyülemlett nem kondenzálható gázok, főként hidrogén, megakadályozták a fő keringtető szivattyúk kényszerleállása után a természetes keringető körben való előfordulását, aminek következtében a baleset rendkívül súlyossá nőtte ki magát [6] .

Egy másik fontos, passzív biztonsági rendszer az elszigetelés . A nyomás alatti vizes reaktorokban ez nagyon nagy, több tízezer m³, ezért rendkívül nehéz robbanásveszélyes koncentrációt elérni, amikor a hidrogént a reaktorból és egyéb berendezésekből kibocsátják. A TMI-2-nél történt baleset során például az oxidált tüzelőanyag harmada ellenére csak lokális hidrogéngyulladást észleltek a konténmentben, ami nem járt súlyos következményekkel. Forrásvizes reaktorokban a konténment mérete lényegesen kisebb. Ez azzal magyarázható, hogy a főbaleset problémáját, amelyre konténmenteket számítanak - hűtőfolyadék veszteséggel járó balesetet - a forrásban lévő vizes reaktorok konténmentjeiben más módon, térfogati buborékoló tartály segítségével oldják meg, ahol baleset esetén gőz távozik. A forrásban lévő vizes reaktorok konténmentjeinek korai tervezéseiben (1. jelzés, 2. jel.) a hidrogén felhalmozódási problémájának megoldására a száraz reaktor aknáját inert gázzal (például tiszta nitrogénnel) töltik meg, a későbbi kiviteleknél a Marktól kezdve. 3, hidrogén utóégető rendszerrel van felszerelve [7] [8] . A fukusimai atomerőmű balesete során a Mark 1 konténmenttel rendelkező erőművek megsérültek, a másodlagos konténmentben felgyülemlett hidrogén robbanáshoz vezetett az 1-es és 3-as erőműben. a buborékoló tartály területe. A 4-es erőműnél hidrogénrobbanás történt az üzemanyagmedence területén.

A súlyos balesetek során fellépő hidrogén-felhalmozódás problémájának megoldására szolgáló jól ismert innováció a katalitikus hidrogén-rekombinátor (passzív biztonsági rendszer). A már működő egységekre is felszerelhetők (a világ számos részén már telepítve vannak), az új projektek kötelező elemkészletébe tartoznak. A rekombinátorok olyan kisméretű eszközök, amelyeket sok helyen telepítenek a konténmentben, és baleset esetén a hidrogénkoncentráció csökkentését biztosítják kibocsátásával. A rekombinátorok bekapcsolásához nincs szükség energiaforrásokra és parancsokra – amikor a hidrogén kis koncentrációját (0,5–1,0%) elérjük, a rekombinátorok általi felszívódása spontán módon megindul [9] [10] .

Jegyzetek

1. ↑ 1 2 Karl-Heinz Neeb. Könnyűvizes reaktorokkal működő atomerőművek radiokémiája . - Berlin, New York: Walter de Gruyter , 1997. - 733 p. — ISBN 3-11-013242-7 .
2. ↑ 1 2 3 4 Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Az atomerőművek biztonsága. - M. : Energoatomizdat, 1989. - 280 p. - 5900 példány.  - ISBN 5-283-03802-5 .
3. ↑ A kereskedelmi kiégett fűtőelemek tárolásának biztonsága: nyilvános jelentés . – Washington, DC: National Academies Press , 2006. – 75 p. — ISBN 0-309-16519-9 .
4. ↑ Louis Baker, Jr. és Louis C. Just. Fém-víz reakciók vizsgálata magas hőmérsékleten III. A cirkónium-víz reakciók kísérleti és elméleti vizsgálata . Argonne National Laboratory (1962. május). Az eredetiből archiválva : 2016. január 9. (határozatlan)
5. ↑ Libmann J. A nukleáris biztonság elemei . - Franciaország: Les Éditions de Physique , 1996. - 543 p. — ISBN 2-86883-286-5 .
6. ↑ J. Samuel Walker. Three Mile Island: Nuklear Crisis in Historical Perspective . - Berkeley és Los Angeles: University of California Press , 2004. - 305 p. — ISBN 0-520-24683-7 .
7. ↑ George A. Greene. Hőátadás az atomreaktor biztonságában . - San Diego: Academic Press , 1997. - 357 p. — ISBN 0-12-020029-5 .
8. ↑ Jan Beyea, Frank Von Hippel. A reaktor olvadásának megfékezése  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - 1. évf. 38 , sz. 7 . - 52-59 . o . — ISSN 0096-3402 .
9. ↑ Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. A könnyűvizes reaktortechnológiák fejlődése . – New York, Dordrecht, Heidelberg, London: Springer , 2011. – 295 p. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
10. ↑ Keller V.D. Passzív katalitikus hidrogén-rekombinátorok atomerőművekhez  // Hőenergia -technika . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - 3. sz . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .