Кориум (ядерный реактор): различия между версиями

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Следующая правка →
Содержимое удалено Содержимое добавлено
ВизуальныйВики-текст
Создано переводом страницы «Corium (nuclear reactor)»
(нет различий)

Версия от 21:25, 28 мая 2020

Реактор Три-Майл-Айленд 2 после частичного расплавления.
  1. Inlet 2B
  2. Inlet 1A
  3. Cavity
  4. Loose core debris
  5. Crust
  6. Previously molten material
  7. Lower plenum debris
  8. Possible region depleted in uranium
  9. Ablated incore instrument guide
  10. Hole in baffle plate
  11. Coating of previously-molten material on bypass region interior surfaces
  12. Upper grid damaged top plate

Кориум, также называемый топливосодержащий материал (ТСМ) или лавоподобный топливосодержащий материал (ЛТСМ), является лавоподобным материалом, образованным в активной зоне ядерного реактора во время тяжелой аварии с расплавлением активной зоны.

Он состоит из смеси ядерного топлива, продуктов деления, управляющих стержней, конструкционных материалов из поврежденных частей реактора, продуктов их химической реакции с воздухом, водой и паром, а, в случае разрушения корпуса реактора, с расплавленным бетоном подреакторной шахты.

Состав и формирование

Тепло, приводящее к плавлению активной зоны ядерного реактора, может выделяться в результате ядерной цепной реакции, но прежде всего связано с остаточным тепловыделением продуктов деления, содержащихся в топливных стержнях. Существенным дополнительным источником тепла может быть химическая реакция горячих металлов с кислородом воздуха или паром.

Гипотетически, температура кориума зависит от его внутренней динамики тепловыделения: количества и типа изотопов, производящих тепло распада, разбавления другими расплавленными материалами, а также тепловыми потерями в охлаждаемые конструкционные элементы реактора и в окружающую среду. Объемная масса кориума будет терять меньше тепла, чем тонкий его слой. Кориум достаточной температуры может расплавить бетон. При этом затвердевшая масса кориума может снова расплавиться, если его тепловые потери упадут из-за теплоизолирующего дебриса или если испарится охлаждающая кориум вода.[1]

На поверхности расплава кориума может образоваться теплоизолирующая корка препятствуя тепловым потерям. Кориум представляет собой систему двух несмешивающихся жидких фаз - оксидной и металлической. На распределение тепла в объеме кориума влияет различная теплопроводность этих расплавленных слоев оксидов и металлов, а также перераспределение продуктов деления между ними. Конвекция в жидкой фазе значительно увеличивает теплопередачу.[1]

Расплавленная активная зона реактора выделяет летучие элементы и соединения. Это могут быть газообразные вещества, такие как молекулярный йод или благородные газы, или частицы аэрозолей, сконденсированных после выхода из области высоких температур. Большая часть аэрозольных частиц состоит из компонентов стержней управления реактором. Газообразные соединения могут адсорбироваться на поверхности аэрозольных частиц.

Состав кориума и реакции

Состав кориума зависит от конструкции реактора, а именно от материалов, используемых в управляющих стержнях и твэлах, от теплоносителя, от материала корпуса реактора и от материалов внутриреакторных конструкций. Существуют различия между водо-водяными реакторами (ВВЭР и PWR) и реакторами с кипящей водой (BWR).

При контакте с водой горячий карбид бора из управляющих стержней реактора BWR образует сначала оксид бора и метан, а затем борную кислоту. Бор может также продолжать способствовать реакциям борной кислоты в аварийной охлаждающей жидкости.

Цирконий из циркалоя вместе с другими металлами вступает в реакцию с водой и образует диоксид циркония и водород. Генерация водорода представляет собой серьезную опасность при авариях на реакторах. Баланс между окисляющими и восстанавливающими химическими средами и соотношением воды и водорода влияет на образование химических соединений. Изменение в летучести материалов сердечника влияют на соотношение высвобождаемых элементов к связанным элементам. Например, в инертной атмосфере серебро-индий-кадмиевый сплав контрольных стержней выделяет почти только один 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 атмосферой, обогащенной водородом, что приводит к снижению выбросов индия. Цезий и йод из продуктов деления могут реагировать 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, при температуре выше 700-800°С. Если давление в реакторе пониженное, давление внутри топливных стержней разрывает оболочку. В условиях высокого давления наоборот оболочка давит на топливные таблетки, способствуя образованию эвтектикидиоксида урана с цирконием с температурой плавления 1200-1400°С. Происходит экзотермическая реакция между паром и цирконием, которая может производить достаточно тепла, чтобы самоподдерживаться без участия тепла радиоактивного распада. Водород выделяется в количестве около 0.5 кубических метров водорода (приведено к нормальной температуре/давлению) на килограмм окисленного циркалоя. В реакторных материалах также может происходить водородное охрупчивание, в результате чего летучие продукты деления могут выделяться из поврежденных топливных стержней. Между 1300 и 1500°С сплав управляющих стержней серебро-индий-кадмий плавится вместе с испарением оболочки управляющего стержня. При 1800С оксидное покрытие плавится и начинает течь. При 2700-2800°С плавятся топливные стержни из диоксида урана и структура и геометрия активной зоны реактора разрушается. Это может происходить при более низких температурах, если образуется эвтектическая смесь диоксид урана - цирконий. В этот момент в кориуме практически отсутствуют летучие химически не связанные компоненты, что приводит к уменьшению тепловыделения (примерно на 25%) из-за ухода летучих изотопов.[1][3]

Температура кориума может достигать 2400°С в первые часы после расплавления, потенциально достигая более 2800°С при дальнейшем развитии тяжелой аварии. Большое количество тепла может выделяться при реакции металлов (особенно циркония), содержащихся в кориуме с водой. Затопление массы кориума водой или падение массы расплавленного кориума в водный бассейн может привести к скачку температуры и образованию большого количества водорода, что может привести к скачку давления в защитной оболочке. Взрыв пара в результате такого внезапного контакта воды с кориумом может привести к образованию дисперсной массы и сформировать фрагменты-снаряды, которые могут повредить защитную оболочку при ударе. Последующие скачки давления могут быть вызваны сгоранием выделившегося водорода. Риск детонации может быть уменьшен путем использования каталитических рекомбинаторов водорода.[4]

Краткая повторная критичность (возобновление деления, вызванного нейтронами) в частях кориума является теоретически возможной, но низковероятной возможностью с коммерческим реакторным топливом из-за низкого его обогащения и потери замедлителя. Это явление может быть обнаружено по присутствию короткоживущих продуктов деления в течение длительного времени после плавления, в количествах, которые слишком велики, чтобы оставаться в расплавленной активной зоне или вследствие самопроизвольного деления актинидов, созданных в реакторе.[1]

Повреждение корпуса реактора

При отсутствии достаточного охлаждения материалы внутри корпуса реактора перегреваются и деформируются по мере того, как они подвергаются тепловому расширению, и конструкция реактора разрушается, когда температура достигает температуры плавления элементов его конструкции. После чего на днище корпуса реактора начинает формироваться ванна расплава кориума. В случае обеспечения охлаждения кориума он может затвердеть и повреждение ограничивается самим реактором. Однако кориум может проплавить корпус реактора и вытечь или выброситься в виде расплавленного потока под давлением внутри корпуса реактора. Отказ корпуса реактора может быть вызван нагревом днища его корпуса кориумом, что вначале приводит к ползучести, а затем к разрушению корпуса. Охлаждение водой над слоем кориума в достаточном количестве может привести к тепловому равновесию ниже температуры ползучести металла без разрушения корпуса реактора.[5]

Если корпус достаточно охлаждается, между расплавом кориума и стенкой реактора может образоваться корка. Слой расплавленной стали в верхней части оксида может создавать зону повышенной теплопередачи к стенке реактора; это состояние, известное как «тепловой нож» или «фокусирующий эффект», увеличивает вероятность образования локализованного ослабления боковой стенки корпуса реактора и последующей протечки кориума через разрушеннут стенку.[1]

В случае высокого давления внутри корпуса реактора нарушение его днища может привести к выбросу под давлением массы кориума под высоким давлением. На первом этапе выбрасывается только сам расплав; позже в центре отверстия может образоваться углубление, и газ выходит вместе с расплавом с быстрым снижением давления внутри корпуса реактора; высокая температура расплава также вызывает быструю эрозию и увеличение разрыва корпуса реактора. Если отверстие находится в центре днища, то может вытечь практически весь кориум. Отверстие в боковой части корпуса может привести только к частичному выбросу кориума, при этом оставшаяся часть остается внутри корпуса реактора.[6] Плавление корпуса реактора может занимать от нескольких десятков минут до нескольких часов.

После разрушения корпуса реактора условия в подреакторном объеме (подреакторной шахте) определяют последующее газообразование. Если в нем есть вода, то образуются пар и водород; сухой бетон приводит к образованию углекислого газа и меньшего количества пара.[7]

Взаимодействие кориум-бетон

В результате термического разложения бетона образуются водяной пар и диоксид углерода, которые могут дополнительно реагировать с металлами в расплаве, окисляя металлы и восстанавливая газы до водорода и оксида углерода. Разложение бетона и улетучивание его щелочных компонентов является эндотермическим процессом. Аэрозоли, выделяемые на этом этапе, в основном основаны на соединениях кремния, образующих бетон; 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, образуя диоксид углерода и оксид кальция. Вода и диоксид углерода проникают в массу кориума, экзотермически окисляя не окисленные металлы, присутствующие в кориуме, и образуя газообразный водород и оксид углерода. При этом может быть получено большое количество водорода, что влечет за собой опасность его дефлаграции и детонации. Оксид кальция, кремнезем и силикаты плавятся и смешиваются с кориумом. Оксидная фаза, в которой сконцентрированы нелетучие продукты деления, может стабилизироваться при температурах 1300-1500°С в течение значительного периода времени. Имеющийся в конечном итоге 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 конструкционных металлических материалов, а также продуктов деления металлов и теллура в виде теллурида циркония) может образоваться оксидный слой (который концентрирует Sr, Ba, La, Sb, Sn, Nb, Mo и т. д. и первоначально состоит из диоксида циркония и диоксида урана, возможно, с оксидом железа и оксидами бора) на поверхности раздела между оксидами и нижележащим бетоном, замедляя проникновение кориума и затвердевание на несколько часов. Оксидный слой выделяет тепло в основном за счет остаточного тепловыделения, тогда как основным источником тепла в металлическом слое является экзотермическая реакция с водой, выделяющейся из бетона. Разложение бетона и улетучивание соединений щелочных металлов потребляет значительное количество тепла.[2]

Фаза быстрой эрозии бетонного основания длится около часа и достигает глубины около одного метра, затем замедляется до нескольких сантиметров в час и полностью прекращается, когда расплав остывает ниже температуры разложения бетона (около 1100°С). Полное расплавление может произойти в течение нескольких дней даже через несколько метров бетона; затем кориум проникает на несколько метров в грунт, растекается, охлаждается и затвердевает.[3]

Во время взаимодействия между кориумом и бетоном могут быть достигнуты очень высокие температуры. Менее летучие аэрозоли Ba, Ce, La, Sr и других продуктов деления образуются на этом этапе и поступает в защитную оболочку в то время, когда большая часть более летучих аэрозолей уже осаждена. Теллур высвобождается по мере разложения теллурида циркония. Пузырьки газа, протекающего через расплав, способствуют образованию аэрозоля.[2]

Тепловая гидравлика взаимодействия кориума и бетона (CCI, или MCCI - «взаимодействие расплавленного ядра с бетоном») достаточно понятна.[8] Однако динамика движения кориума внутри и снаружи корпуса реактора очень сложна, и число возможных сценариев велико. Медленное стекание расплава в нижележащий бассейн с водой может привести к полному безопасному затвердеванию, а быстрый контакт большой массы кориума с водой может привести к разрушительному паровому взрыву. Кориум может полностью удерживаться в корпусе реактора либо некоторые инструментальные отверстия в днище корпуса реактора могут привести к вытеканию расплава из него.[9]

Тепловую нагрузку кориума на пол под корпусом реактора можно оценить с помощью сетки волоконно-оптических датчиков, встроенных в бетон. Необходимы волокна из чистого кварца, так как они более устойчивы к высоким уровням излучения.[10]

В некоторых конструкциях реакторных зданий, например, EPR, предусмотрены специальные зоны растекания кориума (ловушки расплава), где расплав может локализоваться без контакта с водой и без чрезмерной реакции с бетоном.[11] Только позже, когда на расплаве кориума образуется корка, можно ввести ограниченное количество воды для охлаждения кориумных масс.[4]

Материалы на основе диоксида титана и оксида неодима (III) кажутся более устойчивыми к кориуму, чем бетон.[12]

Осаждение кориума на внутренней поверхности защитной оболочки, например, путем выброса высокого давления из корпуса реактора высокого давления, может привести к повреждению защитной оболочки прямым нагревом защитной оболочки (НЗО).

Конкретные инциденты

Авария на Три-Майл-Айленде

Во время аварии на АЭС Три-Майл-Айленд произошло медленное частичное плавление активной зоны реактора. Около 19 тонн материала активной зоны расплавилось и переместилось в течение примерно 2 минут, примерно через 224 минут после аварийной остановки реактора. Ванна кориума образовалась на днище корпуса реактора, но корпус реактора не был нарушен.[13] Слой закристаллизованного кориума имел толщину от 5 до 45 см.

Из реактора были получены образцы кориума. Были обнаружены две массы кориума, одна в области топливных сборок, другая в нижней части корпуса реактора. Образцы были тускло серыми с редкими желтыми участками.

Масса оказалась однородной, в основном состоящей из расплавленного топлива и оболочки. Элементный состав составлял около 70 мас.% урана, 13,75 мас.% циркония, 13 мас.% кислорода, с добавками нержавеющей стали и инконеля, присутствующими в расплаве; рыхлый дебрис показал более низкое содержание урана (около 65 мас.%) и более высокое содержание конструкционных металлов. Остаточное тепловыделение кориума через 224 минуты после аварийной остановки реактора было оценено в 0,13 Вт/г, и упало до 0,096 Вт/г через 600 минут после остановки. Благородные газы, цезий и йод отсутствовали, что свидетельствует об их испарении 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 контрольных стержней). В одном из образцов была обнаружена вторичная фаза, состоящая из оксида хрома (III). Некоторые металлические включения содержали серебро, но индий нигде не был обнаружен, что говорит о температуре выше температуры испарения кадмия и индия. Почти все металлические компоненты, за исключением серебра, были полностью окислены. В некоторых областях было окислено даже серебро. Области, богатые железом и хромом, вероятно, происходят из расплавленных патрубков, у которых не было достаточно времени, чтобы распределиться в расплаве.

Объемная плотность образцов варьировалась от 7,45 до 9,4 г/см3 (плотности UO 2 и ZrO 2 составляют 10,4 и 5,6 г/см3). Пористость образцов варьировалась от 5,7% до 32%, в среднем на уровне 18±11%. Полосчатая взаимосвязанная пористость была обнаружена в некоторых образцах, что свидетельствует о жидкофазном состоянии кориума в течение достаточного времени для образования пузырьков пара или паров конструкционных материалов и их переноса через расплав. (U,Zr)O2 твердый раствор указывает на пиковую температуру расплава между 2600 и 2850°С.

Микроструктура затвердевшего материала показывает две фазы: (U,Zr)O2 и (Zr,U)O2. Обогащенная цирконием фаза была обнаружена вокруг пор и на границах зерен и содержит некоторое количество железа и хрома в форме оксидов. Эта фазовая сегрегация предполагает медленное постепенное охлаждение, а не быстрое охлаждение, которое, по оценкам типа разделения фаз, составляет от 3 до 72 часов.[14]

Чернобыльская авария

Самые большие известные количества кориума были сформированы во время Чернобыльской катастрофы.[15] Расплавленная масса активной зоны реактора протекала под корпус реактора и затем затвердевала в виде сталактитов, сталагмитов и лавовых потоков; самая известная формация - «Слоновья нога», расположенная под днищем реактора в парораспределительном коридоре.[16][17]

Кориум формировался в три этапа.

  • Первая фаза длилась всего несколько секунд, при температуре локально превышающей 2600°С, когда расплав из циркония и диоксида урана образовался не более чем из 30% активной зоны. Исследование горячих частиц показало образование фаз Zr-UO и UOx-Zr; оболочка из ниобия-циркалоя толщиной 0,9 мм образовывала последовательные слои UOx, UOx+Zr, Zr-U-O, металлического Zr(O) и диоксида циркония. Эти фазы были обнаружены по отдельности или вместе в горячих частицах, диспергированных в ядре.
  • Второй этап, длящийся шесть дней, характеризовался взаимодействием расплава с силикатными конструкционными материалами - песком, бетоном, серпентинитом. Расплавленная смесь обогащена кремнеземом и силикатами.
  • Затем последовала третья стадия, когда произошло расслоение топлива и расплав прорвался в нижние этажи и затвердел там.[18] [19] [20] [21]

Чернобыльский кориум состоит из реакторного диоксид уранового топлива, его оболочки из циркалоя, расплавленного бетона и разложившегося и расплавленного серпентинита, упакованного вокруг реактора в качестве его теплоизоляции. Анализ показал, что кориум нагревался до максимум 2255°С и оставался выше 1660°С в течение не менее 4 дней. [22]

Расплавленный кориум оседал на дне шахты реактора, образуя слой графитового мусора на его верхней части. Через восемь дней после расплавления расплав проник в нижний биологический экран и распространился по полу реакторной комнаты, испаряя радионуклиды. Дальнейшая утечка радиоактивных продуктов в окружающую среду произошла, когда расплав вступил в контакт с водой.[23]

В подвале здания реактора 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 быстро охладилась.

Во время радиолиза воды в бассейне с пониженным давлением под чернобыльским реактором образовался пероксид водорода. Гипотеза о том, что вода в бассейне была частично преобразована в H2O2, подтверждается идентификацией белых кристаллических минералов студтита и метастудита в чернобыльских лавах [24] единственных минералов, содержащих пероксид.[25]

Образцы чернобыльского кориума состоят из высокогетерогенной силикатной аморфной матрицы с включениями, и в них идентифицированы следующие фазы:

В чернобыльском кориуме можно выделить пять типов материалов: [27]

  • Черная керамика, стеклообразный угольно-черный материал с поверхностью, изрытой множеством полостей и пор. Обычно располагается вблизи мест, где образуется кориум. Два его варианта содержат около 4–5 мас.% и около 7–8 мас.% урана.
  • Коричневая керамика, похожий на стекло коричневый материал, чаще глянцевый, реже тусклый. Обычно находится на слое затвердевшего расплавленного металла. Содержит много очень маленьких металлических сфер. Содержит 8–10 мас.% урана. Разноцветная керамика содержит 6–7% топлива. [28] [29]
  • Шлакоподобный гранулированный кориум, шлакоподобные неоднородные от серо-пурпурного до темно-коричневого цвета стекловидные гранулы с коркой. Образовались в результате длительного контакта коричневой керамики, расположенной большими кучами на обоих уровнях бассейна понижения давления.
  • Пемза, рыхлые пемзоподобные серо-коричневые пористые образования, образованные из расплавленного коричневого кориума вспененного паром при погружении в воду. Расположены в бассейне понижения давления в больших кучах рядом со сливными отверстиями, где их переносил поток воды, поскольку они были достаточно легкими, чтобы плавать. [30] [31] [32]
  • Металл расплавленный и отвержденный. В основном находится в парораспределительном коридоре. Также присутствовал в виде небольших сферических включений во всех вышеуказанных оксидных материалах. Сам по себе не содержит топлива, но содержит некоторые металлические продукты деления, например, рутений-106.

Расплавленная активная зона реактора накапливалась в помещении 305/2, пока не достигла краев пароотводных клапанов; затем кориум протек вниз в парораспределительный коридор. Он также поступил в помещение 304/3. [29] Кориум вытекал из реактора тремя потоками. Поток 1 состоял из коричневой лавы и расплавленной стали; сталь образовала слой на полу парораспределительного коридора, на уровне +6, с коричневым кориумом на его вершине. Из этой области коричневый кориум протек через каналы распределения пара в бассейны понижения давления на уровне +3 и уровне 0, образуя там пористые и шлакоподобные образования. Поток 2 состоял из черной лавы и потек на другую сторону парораспределительного коридора. Поток 3, также состоящий из черных лав, протекал в другие области под реактором. Хорошо известная структура "слоновья нога" состоит из двух тонн черной лавы, образуя многослойную структуру, похожую на кору дерева. Предполагают, что она заглублена в бетон на глубину 2 метра. Материал сильно радиоактивен, и в первые годы после аварии имел очень высокую прочность. Использование систем с дистанционным управлением для изучения этой структуры было невозможно из-за сильного излучения, мешающего работе электроники. [33]

Чернобыльский расплав представлял собой силикатный расплав, который содержал включения фаз Zr/U, расплавленную сталь и уран-циркониевый силикат («чернобылит», черный и желтый техногенный минерал). Поток лавы состоял из нескольких типов материала - были найдены коричневая лава и пористый керамический материал. Соотношение урана и циркония в разных частях твердого вещества сильно различается, в коричневой лаве обнаружена обогащенная ураном фаза с отношением U:Zr от 19:3 до примерно 19:5. Фаза с низким содержанием урана в коричневой лаве имеет отношение U:Zr около 1:10.[34] Исследование Zr/U-содержащих фаз позволяет определить термическую историю смеси. Можно показать, что перед взрывом, температура части активной зоны была выше 2000°C, а в некоторых районах температура превышала 2400-2600°C.

Состав некоторых образцов кориума:[35]

Состав некоторых образцов кориума
Тип SiO 2 U 3 O 8 MgO, Al 2 O 3 PbO Fe 2 O 3
Шлакоподобный 60 13 9 12 0 7
Стеклообразный 70 8 13 2 0.6 5
Пемзообразный 61 11 12 7 0 4

Деградация лавы

Кориум подвергается деградации. Слоновая нога, твердая и прочная непосредственно после своего образования, сейчас достаточно разрушена, чтобы обработанный клеем тампон легко отделял верхний слой толщиной от 1 до 2 сантиметров.   . Форма самой структуры изменяется в зависимости от пути и положения кориумного дебриса. Температура кориума сейчас не сильно отличается от температуры окружающей среды. Поэтому материал подвержен как суточным циклическим изменениям температуры, так и воздействию воды. Неоднородная природа кориума и различные коэффициенты теплового расширения компонентов вызывают разрушение материала при термоциклировании. Во время отверждения из-за неконтролируемой скорости охлаждения в материале образовалось много остаточных напряжений. Вода, проникая в поры и микротрещины, замерзала в них (подобно выбоинам на дорогах, которые ускоряют растрескивание).[29]

Кориум (а также высокооблученное урановое топливо) обладает свойством самопроизвольного образования пыли или самопроизвольного распыления поверхности. Альфа-распад изотопов внутри стеклообразной структуры вызывает кулоновские взрывы, разрушая материал и выпуская субмикронные частицы с его поверхности.[36] Однако уровень радиоактивности таков, что в течение 100 лет самооблучение лавы (2⋅1016 α-распадов на грамм и от 2 до 5⋅105 Гр β или γ) будет отставать от уровня, требуемого для значительного изменения свойств стекла (1018 α- распадов на грамм и от 108 до 109 Гр β или γ). Также скорость растворения лавы в воде очень низка (10-7 г·см-2/день-1), т. е. можно не опасаться того, что лава растворится в воде.[37]

Неясно, как долго керамическая форма будет задерживать выброс радиоактивности. С 1997 по 2002 год была опубликована серия работ, в которых предполагалось, что при самооблучении лавы все 1200 тонн будут превращены в субмикронные частицы и подвижный порошок в течение нескольких недель.[38] В других работах сообщалось, что, вероятно, деградация лавы должна быть медленным и постепенным процессом, а не внезапным и быстрым.[37] В той же статье говорится, что потеря урана из разрушенного реактора составляет всего 10 килограммов (22 фунтов) в год. Этот низкий уровень выщелачивания урана говорит о том, что лава довольно устойчива в окружающей среде. В документе также указывается, что при улучшении укрытия скорость выщелачивания лавы будет уменьшаться.

Некоторые из поверхностей лавовых потоков начали покрываться новыми урановыми минералами, такими как UO3·2H2O (eliantinite), (UO2)O2·4H2O (studtite), уранила карбонат (rutherfordine), čejkaite (Na4(UO2)(CO3)3),[39] и соединение Na3U(CO3)2·2H2O.[29] Они растворимы в воде, что позволяет мобилизовать и транспортировать уран.[40] Они выглядят как беловатые желтые пятна на поверхности затвердевшего кориума.[41] Эти вторичные минералы показывают в несколько сотен раз более низкую концентрацию плутония и в несколько раз более высокую концентрацию урана, чем сама лава.

Фукусима Дайичи

В результате землетрясения и цунами в Тохоку 11 марта 2011 года произошли различные ядерные аварии, худшей из которых стала ядерная катастрофа на АЭС Фукусима-Дайичи . Примерно через восемьдесят минут после удара цунами температура внутри блока 1 АЭС "Фукусима-Дайичи" достигла более 2300 °C, в результате чего конструкции топливных сборок, контрольные стержни и ядерное топливо плавились и образовали кориум. (Физическая природа поврежденного топлива не была полностью определена, но предполагается, что он стал расплавленным.) Система охлаждения активной зоны реактора была успешно активирована для блока 3, однако впоследствии вышла из строя, и примерно в 09:00 13 марта ядерное топливо расплавилось в кориум.[42] [43] [44] Блок 2 сохранил функции охлаждения немного дольше, и, как полагают, кориум не скапливался на полу реактора до 18:00 14 марта.[45] TEPCO считает, что топливная сборка выпала из сосуда высокого давления на дно первичной защитной оболочки, и что она обнаружила остатки топлива на дне первичной защитной оболочки. [46]

Ссылки

  1. ↑ 1 2 3 4 5 Nikolay I. Kolev. Multiphase Flow Dynamics 4: Nuclear Thermal Hydraulics, Volume 4. — Springer, 2009. — P. 501. — ISBN 978-3-540-92917-8.
  2. ↑ 1 2 3 4 Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 3-11-013242-7.
  3. ↑ 1 2 Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 2-86883-286-5.
  4. ↑ 1 2 Janet Wood, Institution of Engineering and Technology. Nuclear power. — IET, 2007. — P. 162. — ISBN 978-0-86341-668-2.
  5. ↑ V. L. Danilov. Ageing of materials and methods for the assessment of lifetimes of engineering plant: CAPE '97 : proceedings of the Fourth International Colloquium on Ageing of Materials and Methods for the Assessment of Lifetimes of Engineering Plant, Cape Town, South Africa, 21–25 April 1997 / R. K. Penny. — Taylor & Francis, 1997. — P. 107. — ISBN 90-5410-874-6.
  6. ↑ George A. Greene. Heat transfer in nuclear reactor safety. — Academic Press, 1997. — P. 248. — ISBN 0-12-020029-5.
  7. ↑ P. B. Abramson, International Center for Heat and Mass Transfer. Guidebook to light water reactor safety analysis. — CRC Press, 1985. — P. 379. — ISBN 0-89116-262-3.
  8. ↑ Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 92-64-15669-0.
  9. ↑ Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 92-64-15336-5.
  10. ↑ Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 0-471-82053-9.
  11. ↑ Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 0-306-46202-8.
  12. ↑ Mineev, V. N. (2002). "Optimization of the Materials Composition in External Core Catchers for Nuclear Reactors". Atomic Energy. 93 (5). doi:10.1023/A:1022451520006.
  13. ↑ Gianni Petrangeli. Nuclear safety. — Butterworth-Heinemann, 2006. — P. 37. — ISBN 0-7506-6723-0.
  14. ↑ Akers, D. W. (1994). "Examination of relocated fuel debris adjacent to the lower head of the TMI-2 reactor vessel". doi:10.2172/10140801. {{cite journal}}: Cite journal требует |journal= (справка)
  15. ↑ The Famous Photo of Chernobyl's Most Dangerous Radioactive Material Was a Selfie. atlasobscura.com (24 января 2016).
  16. ↑ Bogatov, S. A. (2009). "Formation and spread of Chernobyl lavas". Radiochemistry. 50 (6): 650. doi:10.1134/S1066362208050131.
  17. ↑ Ошибка: не задан параметр |заглавие = в шаблоне {{публикация}}. — ISBN 0-252-06820-3.
  18. ↑ MRS Website : The Behavior of Nuclear Fuel in First Days of the Chernobyl Accident. Mrs.org. Дата обращения: 21 февраля 2010.
  19. ↑ INSP photo: corium stalactite near the southern end of Corridor 217/2. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 29 сентября 2006 года.
  20. ↑ INSP photo: solidified corium flowing from the Steam Distribution Header in room 210/6 of the Steam Distribution Corridor. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 30 сентября 2006 года.
  21. ↑ INSP photo: solidified corium flowing from the Steam Distribution Header in room 210/6 of the Steam Distribution Corridor, showing crushed (but not melted) maintenance ladder. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 29 сентября 2006 года.
  22. ↑ Bleickardt. Chernobyl today: Missing Fuel Mystery. Дата обращения: 1 апреля 2019. Архивировано из оригинала 26 марта 2009 года.
  23. ↑ Chapter I The site and accident sequence – Chernobyl: Assessment of Radiological and Health Impact. Nea.fr (26 апреля 1986). Дата обращения: 21 февраля 2010.
  24. ↑ Clarens, F. (2004). "Formation of Studtite during the Oxidative Dissolution of UO2by Hydrogen Peroxide: A SFM Study". Environmental Science & Technology. 38 (24): 6656. Bibcode:2004EnST...38.6656C. doi:10.1021/es0492891. PMID 15669324.
  25. ↑ Burns, P. C (2003). "Studtite, (UO2)(O2)(H2O)2(H2O)2: The first structure of a peroxide mineral" (PDF). American Mineralogist. 88 (7): 1165—1168. Bibcode:2003AmMin..88.1165B. doi:10.2138/am-2003-0725. Дата обращения: 20 февраля 2010.
  26. ↑ N.P. Dikiy et al. Investigation of chernobyl 4-th unit materials by gamma activation method, Problems of atomic science and technology. 2002, No 2. Series: Nuclear Physics Investigations (40), p. 58–60
  27. ↑ Jaromír Kolejka. Role of GIS in lifting the cloud off Chernobyl. — 2002. — ISBN 1-4020-0768-X.
  28. ↑ V.O. Zhydkov (2009). "Continuum percolation approach and its application to lava-like fuel-containing materials behaviour forecast" (PDF). Condensed Matter Physics. 12 (2): 193—203. doi:10.5488/CMP.12.2.193.
  29. ↑ 1 2 3 4 Radioactive waste in the Sarcophagus. Tesec-int.org. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 3 октября 2018 года.
  30. ↑ INSP photo: pumice-like corium formations in the lower level of the Pressure Suppression Pool. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 30 сентября 2006 года.
  31. ↑ INSP photo: pumice-like corium formations in the lower level of the Pressure Suppression Pool. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 30 сентября 2006 года.
  32. ↑ INSP photo: pumice-like corium formations in the upper level of the Pressure Suppression Pool. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 30 сентября 2006 года.
  33. ↑ Chernobyl record: the definitive history of the Chernobyl catastrophe. — CRC Press. — ISBN 0-7503-0670-X.
  34. ↑ S.V. Ushakov (1997). "Interaction of UO2 and Zircaloy During the Chernobyl Accident". Mater. Res. Soc. Symp. Proc. 465: 1313—1318. doi:10.1557/PROC-465-1313.
  35. ↑ Richard Francis Mould. Chernobyl record: the definitive history of the Chernobyl catastrophe. — CRC Press, 1 May 2000. — P. 128–. — ISBN 978-0-7503-0670-6.
  36. ↑ V. Zhydkov (2004). "Coulomb explosion and steadiness of high-radioactive silicate glasses" (PDF). Condensed Matter Physics. 7 (4(40)): 845—858. doi:10.5488/cmp.7.4.845.
  37. ↑ 1 2 Borovoi, A. A. (2006). "Nuclear fuel in the shelter". Atomic Energy. 100 (4): 249—256. doi:10.1007/s10512-006-0079-3.
  38. ↑ V. Baryakhtar (2002). "Radiation damages and self-spluttering of high radioactive dielectrics: Spontaneous emission of submicrometre dust particles". Condensed Matter Physics. 5 (3(31)): 449—471. doi:10.5488/cmp.5.3.449.
  39. ↑ Čejkaite. Hudson Institute of Mineralogy. Дата обращения: 8 ноября 2018.
  40. ↑ Evans, Ellis Induro. "Environmental characterisation of particle-associated radioactivity deposited close to the Sellafield works". Дата обращения: 25 февраля 2010. {{cite journal}}: Cite journal требует |journal= (справка)
  41. ↑ INSP photo: patches of secondary minerals on the surface of corium. Insp.pnl.gov. Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано из оригинала 30 сентября 2006 года.
  42. ↑ Fackler, Martin (19 November 2017). "Six Years After Fukushima, Robots Finally Find Reactors' Melted Uranium Fuel". The New York Times. Дата обращения: 1 апреля 2019.
  43. ↑ Stapczynski, Stephen (22 July 2017). "Japan Captures More Photographs of Likely Melted Fukushima Fuel". Bloomberg. Дата обращения: 1 апреля 2019.
  44. ↑ "Tepco spots possible nuclear fuel debris at another Fukushima reactor: Kyodo". Reuters. 21 July 2017. Дата обращения: 1 апреля 2019.
  45. ↑ Keith Campbell. Lessons from Japan's nuclear crisis. Creamer Media's Engineering News Online. Creamer Media (Pty) Ltd (4 ноября 2011). Дата обращения: 11 ноября 2011.
  46. ↑ Nagata, Kazuaki (20 January 2018). "Tepco spots Fukushima fuel debris in reactor 2, says fuel rod assembly 'fell out of reactor'". Japan Times. Дата обращения: 1 апреля 2019.

Внешние ссылки

Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Кориум_(ядерный_реактор)&oldid=107340970