Кориум , также называемый топливосодержащим материалом ( FCM ) или лавообразным топливосодержащим материалом ( LFCM ), представляет собой материал, который образуется в активной зоне ядерного реактора во время аварии на ядерном реакторе . Напоминающее по консистенции лаву , оно состоит из смеси ядерного топлива , продуктов деления , стержней управления , конструкционных материалов из пораженных частей реактора, продуктов их химической реакции с воздухом, водой, паром, а в случае выхода из строя корпуса реактора. вырывается расплавленный бетон из пола реакторного зала.
Тепло, вызывающее плавление реактора, может возникать в результате цепной ядерной реакции , но чаще всего основным источником тепла является теплота распада продуктов деления , содержащихся в топливных стержнях. Выделение тепла в результате радиоактивного распада быстро падает, поскольку изотопы с коротким периодом полураспада обеспечивают большую часть тепла и радиоактивного распада, при этом кривая теплоты распада представляет собой сумму кривых распада многочисленных изотопов элементов, распадающихся с разными экспоненциальными периодами полураспада. ставки. Существенным дополнительным источником тепла может быть химическая реакция горячих металлов с кислородом или паром .
Гипотетически температура кориума зависит от динамики его внутреннего тепловыделения: количества и типов изотопов , выделяющих тепло распада, разбавления другими расплавленными материалами, тепловых потерь, модифицированных физической конфигурацией кориума, и тепловых потерь в окружающую среду. Накопленная масса кориума будет терять меньше тепла, чем тонко рассыпанный слой. Кориум достаточной температуры может расплавить бетон. Затвердевшая масса кориума может переплавиться, если снизятся ее тепловые потери, если она будет покрыта теплоизоляционным мусором или если испарится вода, охлаждающая кориум. [1]
На массе кориума может образовываться корка, действующая как теплоизолятор и препятствующая тепловым потерям. На распределение тепла по массе кориума влияет разная теплопроводность расплавленных оксидов и металлов. Конвекция в жидкой фазе значительно увеличивает теплообмен. [1]
Расплавленная активная зона реактора выделяет летучие элементы и соединения. Это может быть газовая фаза, такая как молекулярный йод или благородные газы, или конденсированные аэрозольные частицы после выхода из области высоких температур. Большая часть аэрозольных частиц происходит из материалов стержней управления реактором. Газообразные соединения могут адсорбироваться на поверхности аэрозольных частиц.
Состав кориума зависит от конструктивного исполнения реактора, а именно от материалов, используемых в стержнях управления, теплоносителе и конструкционных материалах корпуса реактора. Существуют различия между кориумами реакторов с водой под давлением (PWR) и реакторов с кипящей водой (BWR).
При контакте с водой горячий карбид бора из стержней управления реактора BWR образует сначала оксид бора и метан , затем борную кислоту . Бор также может продолжать участвовать в реакциях с борной кислотой в аварийном теплоносителе.
Цирконий из циркалоя вместе с другими металлами реагирует с водой и образует диоксид циркония и водород . Производство водорода представляет собой серьезную опасность при авариях на реакторах. Баланс между окислительной и восстановительной химической средой и соотношением воды и водорода влияет на образование химических соединений. Вариации летучести основных материалов влияют на соотношение высвободившихся элементов к невысвобожденным. Например, в инертной атмосфере сплав серебра, индия и кадмия стержней управления выделяет практически только кадмий. В присутствии воды индий образует летучие оксид индия (I) и гидроксид индия (I), которые могут испаряться и образовывать аэрозоль оксида индия (III) . Окисление индия ингибируется богатой водородом атмосферой, что приводит к снижению выбросов индия. Цезий и йод из продуктов деления могут вступать в реакцию с образованием летучего йодида цезия , который конденсируется в виде аэрозоля. [2]
Во время расплавления температура твэлов увеличивается, и они могут деформироваться, в случае оболочки из циркалоя, выше 700–900 ° C (1292–1652 ° F). Если давление в реакторе низкое, давление внутри твэлов разрывает оболочку управляющего стержня. В условиях высокого давления оболочка прижимается к топливным таблеткам, способствуя образованию эвтектики диоксид урана -циркония с температурой плавления 1200–1400 ° C (2190–2550 ° F). Между паром и цирконием происходит экзотермическая реакция, которая может выделять достаточно тепла , чтобы поддерживаться самостоятельно без вклада остаточного тепла от радиоактивности. Водород выделяется в количестве около 0,5 м 3 (18 куб. футов) водорода (при нормальной температуре/давлении) на килограмм окисленного циркалоя. В материалах реактора также может возникнуть водородное охрупчивание , а летучие продукты деления могут выделяться из поврежденных топливных стержней. При температуре от 1300 до 1500 ° C (от 2370 до 2730 ° F) сплав серебра, индия и кадмия регулирующих стержней плавится вместе с испарением оболочки регулирующих стержней. При температуре 1800 °C (3270 °F) оксиды оболочки плавятся и начинают течь. При температуре 2700–2800 ° C (4 890–5 070 ° F) топливные стержни из оксида урана плавятся, а структура и геометрия активной зоны реактора разрушаются. Это может произойти и при более низких температурах, если образуется эвтектическая композиция оксид урана-циркония. В этот момент кориум практически свободен от летучих компонентов, которые не связаны химически, что приводит к соответственно более низкому выделению тепла (примерно на 25%) по мере перемещения летучих изотопов. [1] [3]
Температура кориума может достигать 2400 °C (4350 °F) в первые часы после расплавления, потенциально достигая более 2800 °C (5070 °F). Большое количество тепла может выделяться при реакции металлов (особенно циркония) кориума с водой. Затопление массы кориума водой или падение расплавленной массы кориума в резервуар с водой может привести к скачку температуры и выделению большого количества водорода, что может привести к скачку давления в защитной камере. Паровой взрыв , возникающий в результате такого внезапного контакта кориума с водой, может рассеять материалы и образовать снаряды, которые могут повредить защитную оболочку при ударе. Последующие скачки давления могут быть вызваны сгоранием выделившегося водорода. Риск детонации можно снизить за счет использования каталитических рекомбинаторов водорода . [4]
Кратковременная повторная критичность (возобновление деления, вызванного нейтронами) в частях кориума является теоретической, но маловероятной возможностью для коммерческого реакторного топлива из-за низкого обогащения и потери замедлителя. Это состояние можно обнаружить по наличию продуктов деления с коротким сроком жизни спустя долгое время после расплавления, в количествах, которые слишком велики, чтобы оставаться в реакторе до расплавления, или по наличию спонтанного деления актинидов, созданных в реакторе. [1]
При отсутствии достаточного охлаждения материалы внутри корпуса реактора перегреваются и деформируются из-за теплового расширения, а конструкция реактора разрушается, когда температура достигает точки плавления конструкционных материалов. Расплав кориума затем скапливается на дне корпуса реактора . В случае адекватного охлаждения кориума он может затвердеть, и повреждение ограничится самим реактором. Кориум также может расплавляться через корпус реактора и вытекать или выбрасываться в виде расплавленного потока под действием давления внутри корпуса реактора. Разрушение корпуса реактора может быть вызвано нагревом дна его корпуса кориумом, приводящим сначала к разрушению ползучести , а затем к разрушению корпуса. Охлаждающая вода над слоем кориума в достаточном количестве может обеспечить тепловое равновесие ниже температуры ползучести металла без разрушения корпуса реактора. [5]
Если сосуд достаточно охлажден, между расплавом кориума и стенкой реактора может образоваться корка. Слой расплавленной стали в верхней части оксида может создать зону повышенной теплоотдачи к стенке реактора; это состояние, известное как «тепловой нож», увеличивает вероятность образования локального ослабления стенки корпуса реактора и последующей утечки кориума. [1]
В случае высокого давления внутри корпуса реактора нарушение его днища может привести к выбросу кориумной массы под высоким давлением. На первом этапе выбрасывается только сам расплав; в дальнейшем в центре отверстия может образоваться разрежение и газ выйдет вместе с расплавом при быстром снижении давления внутри корпуса реактора; высокая температура расплава также вызывает быструю эрозию и расширение пробоины сосуда. Если отверстие находится в центре дна, можно выбросить почти весь кориум. Отверстие в боковой части корпуса может привести лишь к частичному выбросу кориума, а оставшаяся часть останется внутри корпуса реактора. [6] Проплавление корпуса реактора может занять от нескольких десятков минут до нескольких часов.
После разрушения корпуса реактора условия в полости реактора под активной зоной определяют последующее выделение газов. Если присутствует вода, образуются пар и водород; сухой бетон приводит к образованию углекислого газа и меньшему количеству пара. [7]
Термическое разложение бетона приводит к образованию водяного пара и углекислого газа , которые могут в дальнейшем вступать в реакцию с металлами в расплаве, окисляя металлы и восстанавливая газы до водорода и монооксида углерода . Разложение бетона и улетучивание его щелочных компонентов является эндотермическим процессом. Аэрозоли, выделяющиеся на этом этапе, в основном основаны на соединениях кремния, получаемых из бетона; в противном случае летучие элементы, например цезий, могут быть связаны в нелетучие нерастворимые силикаты . [2]
Между бетоном и расплавом кориума происходит несколько реакций. Свободная и химически связанная вода выделяется из бетона в виде пара. Карбонат кальция разлагается с образованием углекислого газа и оксида кальция . Вода и углекислый газ проникают в массу кориума, экзотермически окисляя присутствующие в кориуме неокисленные металлы и образуя газообразный водород и окись углерода; можно получить большое количество водорода. Оксид кальция, кремнезем и силикаты плавятся и смешиваются с кориумом. Оксидная фаза, в которой концентрируются нелетучие продукты деления, может стабилизироваться при температурах 1300–1500 ° C (2370–2730 ° F) в течение значительного периода времени. Со временем возникающий слой более плотного расплавленного металла, содержащий меньше радиоизотопов ( Ru , Tc , Pd и т. д.), первоначально состоящий из расплавленного циркалоя, железа, хрома, никеля, марганца, серебра и других строительных материалов, а также металлических продуктов деления и связанного теллура. как теллурид циркония), чем оксидный слой (который концентрирует Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo и т. д. и первоначально состоит преимущественно из диоксида циркония и диоксида урана, возможно, с оксидами железа и оксидами бора), может образовывать граница между оксидами и бетоном ниже, замедляя проникновение кориума и затвердевание в течение нескольких часов. Оксидный слой выделяет тепло в основном за счет остаточного тепла, тогда как основным источником тепла в металлическом слое является экзотермическая реакция с водой, выделяющейся из бетона. Разложение бетона и улетучивание соединений щелочных металлов требует значительного количества тепла. [2]
Фаза быстрой эрозии бетонного основания длится около часа и прогрессирует примерно до одного метра в глубину, затем замедляется до нескольких сантиметров в час и полностью прекращается, когда расплав остывает ниже температуры разложения бетона (около 1100 °C [2010]). °F]). Полное проплавление может произойти за несколько дней даже через несколько метров бетона; затем кориум проникает на несколько метров в нижележащую почву, распространяется вокруг, охлаждается и затвердевает. [3]
При взаимодействии кориума и бетона могут достигаться очень высокие температуры. Менее летучие аэрозоли Ba , Ce , La , Sr и других продуктов деления образуются на этом этапе и попадают в здание защитной оболочки в то время, когда большая часть ранних аэрозолей уже осаждается. Теллур выделяется по мере разложения теллурида циркония. Пузырьки газа, протекающие через расплав, способствуют образованию аэрозоля. [2]
Теплогидравлика взаимодействий кориума и бетона (CCI, или также MCCI, «взаимодействия расплавленного ядра и бетона») достаточно изучена. [8] Однако динамика движения кориума внутри и снаружи корпуса реактора очень сложна, и число возможных сценариев велико; медленное капание расплава в нижележащую водную лужу может привести к полному закалке, а быстрый контакт большой массы кориума с водой может привести к разрушительному паровому взрыву. Кориум может быть полностью удержан корпусом реактора, либо пол реактора или некоторые отверстия для приборов могут расплавиться. [9]
Тепловую нагрузку кориума на полу под корпусом реактора можно оценить с помощью сетки волоконно-оптических датчиков, встроенных в бетон. Необходимы волокна из чистого кремнезема, поскольку они более устойчивы к высоким уровням радиации. [10]
Некоторые конструкции реакторных зданий, например, EPR , включают в себя специальные зоны распространения кориума ( уловители активной зоны ), где расплав может осаждаться, не вступая в контакт с водой и не вступая в чрезмерную реакцию с бетоном. [11] Лишь позже, когда на расплаве образуется корка, для охлаждения массы можно вводить ограниченное количество воды. [4]
Материалы на основе диоксида титана и оксида неодима(III) кажутся более устойчивыми к кориуму, чем бетон. [12]
Отложение кориума на внутренней поверхности защитной оболочки, например, в результате выброса под высоким давлением из корпуса реактора, может привести к разрушению защитной оболочки в результате прямого нагрева защитной оболочки (DCH).
Во время аварии на Три-Майл-Айленде произошло медленное частичное расплавление активной зоны реактора. Около 41 900 фунтов (19 000 кг) материала расплавилось и переместилось примерно за 2 минуты, примерно через 224 минуты после остановки реактора . На дне корпуса реактора образовалась лужа кориума, но корпус реактора не был поврежден. [13] Толщина слоя затвердевшего кориума колебалась от 5 до 45 см.
Образцы были получены из реактора. Были обнаружены две массы кориума: одна внутри топливной сборки, другая в нижней части корпуса реактора. Образцы в целом были тускло-серыми с некоторыми желтыми участками.
Масса оказалась однородной и состояла в основном из расплавленного топлива и оболочки. Элементный состав составлял около 70 мас.% урана , 13,75 мас.% циркония, 13 мас.% кислорода , остальное составляло нержавеющая сталь и инконель , включенные в расплав; в рыхлых обломках отмечено несколько меньшее содержание урана (около 65 мас.%) и большее содержание конструкционных металлов. Теплота распада кориума через 224 минуты после аварийной остановки оценивалась в 0,13 Вт/г и падала до 0,096 Вт/г при аварийной остановке +600 минут. Благородные газы, цезий и йод отсутствовали, что указывает на их улетучивание из горячего материала. Образцы были полностью окислены, что свидетельствует о наличии достаточного количества пара для окисления всего доступного циркония.
Некоторые образцы содержали небольшое количество металлического расплава (менее 0,5%), состоящего из серебра и индия (из стержней СУЗ ). В одном из образцов обнаружена вторичная фаза, состоящая из оксида хрома(III) . Некоторые металлические включения содержали серебро, но не индий, что позволяет предположить, что температура была достаточно высокой, чтобы вызвать улетучивание как кадмия, так и индия. Почти все металлические компоненты, за исключением серебра, были полностью окислены; в некоторых регионах даже серебро окислилось. Включения областей, богатых железом и хромом, вероятно, происходят из-за расплавленного сопла, которое не успело распределиться по расплаву.
Насыпная плотность образцов варьировалась от 7,45 до 9,4 г/см 3 (плотности UO 2 и ZrO 2 — 10,4 и 5,6 г/см 3 ). Пористость образцов колебалась от 5,7% до 32%, составляя в среднем 18±11% . В некоторых образцах обнаружена полосчатая взаимосвязанная пористость, что позволяет предположить, что кориум находился в жидком состоянии достаточное время для образования пузырьков пара или испаряющихся конструкционных материалов и их транспорта через расплав. Хорошо перемешанный твердый раствор (U,Zr)O 2 показывает пиковую температуру расплава между 2600 и 2850 °C (4710 и 5160 °F).
В микроструктуре затвердевшего материала присутствуют две фазы: (U,Zr)O 2 и (Zr,U)O 2 . Фаза, богатая цирконием, обнаружена вокруг пор и на границах зерен и содержит некоторое количество железа и хрома в виде оксидов. Такое разделение фаз предполагает медленное постепенное охлаждение вместо быстрого охлаждения, которое, по оценкам типа разделения фаз, составляет от 3 до 72 часов. [14]
Наибольшие известные количества кориума образовались во время чернобыльской катастрофы . [15] Расплавленная масса активной зоны реактора капала под корпус реактора и теперь затвердевает в виде сталактитов , сталагмитов и потоков лавы; Самым известным образованием является « Слоновья нога », расположенная под днищем реактора в парораспределительном коридоре. [16] [17]
Кориум формировался в три этапа.
Чернобыльский кориум состоит из реакторного диоксида урана, его оболочки из циркалоя, расплавленного бетона и разложившегося расплавленного серпентинита , упакованного вокруг реактора в качестве теплоизоляции. Анализ показал, что кориум был нагрет максимум до 2255 ° C (4091 ° F) и оставался выше 1660 ° C (3020 ° F) в течение как минимум 4 дней. [23]
Расплавленный кориум осел на дне шахты реактора, образовав на ее вершине слой графитовых обломков. Через восемь дней после аварии расплав проник в нижнюю биологическую защиту и растекся по полу реакторного зала, высвободив радионуклиды. Дополнительная радиоактивность высвободилась при контакте расплава с водой. [24]
В подвале реакторного здания присутствуют три разные лавы: черная, коричневая и пористая керамика. Это силикатные стекла с включениями других материалов. Пористая лава представляет собой коричневую лаву, которая упала в воду и поэтому быстро остыла.
При радиолизе воды бассейна гашения давления под Чернобыльским реактором образовалась перекись водорода . Гипотеза о том, что вода бассейна частично превратилась в H 2 O 2 , подтверждается обнаружением в чернобыльских лавах белых кристаллических минералов штудтита и метастудтита , [25] [26] единственных минералов, содержащих перекись. [27]
Кориумы состоят из высокогетерогенной матрицы силикатного стекла с включениями. Присутствуют отдельные фазы:
В чернобыльском кориуме можно выделить пять типов материала: [29]
Расплавленная активная зона реактора накапливалась в помещении 305/2, пока не достигла краев предохранительных клапанов пара; затем он мигрировал вниз, в Коридор распределения пара. Он также прорвался или прогорел в комнате 304/3. [31] Кориум вытекал из реактора тремя потоками. Поток 1 состоял из коричневой лавы и расплавленной стали; сталь образовала слой на полу Коридора Парораспределения на Уровне +6, с коричневым кориумом наверху. Отсюда коричневый кориум по парораспределительным каналам поступал в бассейны гашения давления на уровне +3 и уровне 0, образуя там пористые и шлакоподобные образования. Поток 2 состоял из черной лавы и вошел на другую сторону коридора распределения пара. Третий поток, также состоящий из черной лавы, перетекал в другие помещения под реактором. Известная структура «Слоновья нога» состоит из двух тонн черной лавы, [18] образующей многослойную структуру, похожую на кору дерева. Говорят, что он расплавлен в бетон на глубину 2 метра (6,6 футов). Материал опасно радиоактивный, твердый и прочный, а использование систем дистанционного управления было невозможно из-за высокого уровня радиации, мешающего работе электроники. [35]
Чернобыльский расплав представлял собой силикатный расплав, который содержал включения фаз Zr / U , расплавленную сталь и высокие уровни силиката урана-циркония (« чернобылит », черно-желтый техногенный минерал [36] ). Поток лавы состоит из более чем одного типа материала: были обнаружены коричневая лава и пористый керамический материал. Соотношение урана и циркония в разных частях твердого тела сильно различается, в коричневой лаве обнаруживается богатая ураном фаза с соотношением U:Zr от 19:3 до примерно 19:5. Бедная ураном фаза в коричневой лаве имеет соотношение U:Zr примерно 1:10. [37] Изучив фазы Zr/U, можно определить термическую историю смеси. Можно показать, что перед взрывом в части активной зоны температура была выше 2000 °C, а в некоторых областях температура превышала 2400–2600 °C (4350–4710 °F).
Состав некоторых образцов кориума следующий: [38]
Кориум подвергается деградации. Слоновья нога, твердая и сильная вскоре после своего образования, теперь настолько растрескалась, что ватный тампон, обработанный клеем, может легко удалить ее верхний слой толщиной 1–2 сантиметра. [31] Сама форма конструкции меняется по мере того, как материал соскальзывает и оседает. Температура кориума теперь лишь немного отличается от окружающей. Таким образом, материал подвержен как смене температур днем и ночью, так и выветриванию под воздействием воды. Неоднородная природа кориума и разные коэффициенты теплового расширения компонентов приводят к ухудшению качества материала при термоциклировании. Большое количество остаточных напряжений возникло во время затвердевания из-за неконтролируемой скорости охлаждения. Вода, просачиваясь в поры и микротрещины, там замерзла. Это тот же процесс, который создает выбоины на дорогах, ускоряет образование трещин. [31]
Кориум (а также высокооблученное урановое топливо) обладает свойством самопроизвольного пылеобразования или самопроизвольного распыления поверхности. Альфа -распад изотопов внутри стеклообразной структуры вызывает кулоновские взрывы , разрушающие материал и высвобождающие субмикронные частицы с его поверхности. [39] Уровень радиоактивности таков, что за 100 лет происходит самооблучение лавы (2 × 10 16 α распадов на грамм и 2 до5 × 10 5 Гр β или γ) будет ниже уровня, необходимого для значительного изменения свойств стекла (10 18 α-распадов на грамм и от 10 8 до 10 9 Гр β или γ). Кроме того, скорость растворения лавы в воде очень низкая (10 -7 г·см -2 ·день -1 ), что позволяет предположить, что лава вряд ли растворится в воде. [40]
Неясно, как долго керамическая форма будет сдерживать выброс радиоактивности. С 1997 по 2002 год была опубликована серия статей, в которых предполагалось, что самооблучение лавы превратит все 1200 тонн в субмикрометровый и подвижный порошок в течение нескольких недель. [41] Но сообщалось, что вполне вероятно, что деградация лавы будет медленным и постепенным процессом, а не внезапным быстрым процессом. [40] В той же статье говорится, что потери урана из разрушенного реактора составляют всего 10 кг (22 фунта) в год. Такая низкая скорость выщелачивания урана предполагает, что лава сопротивляется окружающей среде. В документе также говорится, что при улучшении убежища скорость вымывания лавы снизится.
На некоторых поверхностях лавовых потоков начали проявляться новые минералы урана, такие как UO 3 ·2H 2 O (элиантинит), (UO 2 )O 2 ·4H 2 O ( штудтит ), уранилкарбонат ( рутерфордин ), чейкаит ( Na) .
4(УО
2)(КО
3)
3), [42] и безымянное соединение Na 3 U(CO 3 ) 2 ·2H 2 O. [31] Они растворимы в воде, что позволяет мобилизовать и транспортировать уран. [43] Они выглядят как беловато-желтые пятна на поверхности затвердевшего кориума. [44] Эти вторичные минералы содержат в несколько сотен раз меньшую концентрацию плутония и в несколько раз более высокую концентрацию урана, чем сама лава. [31]
Землетрясение и цунами в Тохоку 11 марта 2011 года стали причиной различных ядерных аварий , самой страшной из которых стала ядерная катастрофа на Фукусиме-дайити . Примерно через восемьдесят минут после удара цунами температура внутри первого энергоблока АЭС « Фукусима-дайити» достигла более 2300 °C, в результате чего конструкции топливных сборок, стержни управления и ядерное топливо расплавились и образовали кориум. (Физическая природа поврежденного топлива не полностью определена, но предполагается, что оно расплавилось.) Система изоляции изоляции активной зоны реактора (RCIC) была успешно активирована на третьем энергоблоке; Однако впоследствии RCIC энергоблока 3 вышел из строя, и примерно в 09:00 13 марта ядерное топливо расплавилось и превратилось в кориум. [45] [46] [47] Блок 2 сохранял функции RCIC немного дольше, и считается, что кориум начал скапливаться на полу реактора примерно до 18:00 14 марта. [48] TEPCO полагает, что топливная сборка выпала из реактора. сосуд под давлением к полу первичной защитной оболочки и обнаружил остатки топлива на дне первичной защитной оболочки. [49]