Википедия

Кориум (ядерный реактор): различия между версиями

Интерактивная навигация по истории
(Показать все непатрулированные изменения)
[непроверенная версия][непроверенная версия]
← Предыдущая правкаСледующая правка →
Содержимое удалено Содержимое добавлено
ВизуальныйВики-текст
Нет описания правки
Строка 26:
Гипотетически, температура кориума зависит от его внутренней динамики тепловыделения: количества и типа [[Изотопы|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.<ref name="nuctherhydr">{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=aChOvkuxTMkC&pg=PA501|страницы=501|заглавие=Multiphase Flow Dynamics 4: Nuclear Thermal Hydraulics, Volume 4|издательство=Springer|год=2009|isbn=978-3-540-92917-8|язык=en|автор=Nikolay I. Kolev}}</ref>
 
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 объемеобъёме кориума влияет различная теплопроводность этих расплавленных слоев оксидов и металлов, а также перераспределение продуктов деления между ними. Конвекция в жидкой фазе значительно увеличивает теплопередачу.<ref name="nuctherhydr"></ref>
 
Расплавленная активная зона реактора выделяет летучие элементы и соединения. Это могут быть газообразные вещества, такие как молекулярный [[Иод|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 [[Адсорбция|адсорбироваться]] на поверхности аэрозольных частиц.
Строка 35:
При контакте с водой горячий [[карбид бора]] из [[Аварийная регулирующая кассета|управляющих стержней]] реактора [[Кипящий водо-водяной реактор|BWR]] образует сначала [[оксид бора]] и [[метан]], а затем [[Борная кислота|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 [[Оксид циркония(IV)|диоксид циркония]] и [[водород]]. Генерация водорода представляет собой серьезнуюсерьёзную опасность при авариях на реакторах. Баланс между [[Окислительно-восстановительные реакции|окисляющими]] и [[Окислительно-восстановительные реакции|восстанавливающими]] химическими средами и соотношением воды и водорода влияет на образование химических соединений. Изменение в летучести материалов стержней и твэлов влияют на соотношение высвобождаемых элементов к связанным элементам. Например, в инертной атмосфере [[Аварийная регулирующая кассета|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 [[Оксид индия(III)|оксида индия(III)]]. Окисление индия ингибируется атмосферой, обогащённой водородом, что приводит к снижению выбросов индия. [[Цезий]] и [[йод]] из продуктов деления могут реагировать с образованием летучего [[Иодид цезия|йодида цезия]], который конденсируется в виде аэрозоля.<ref name="radiochemreact">{{книга |ссылка=https://books.google.com/books?id=SJOE00whg44C&pg=PA495&dq=corium+reactor&cd=11#v=onepage&q=corium%20reactor |страницы=495 |заглавие=The radiochemistry of nuclear power plants with light water reactors |издательство=[[Walter de Gruyter]] |год=1997 |isbn=3-11-013242-7 |язык=en |автор=Karl-Heinz Neeb}}</ref>
 
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 [[Эвтектика|эвтектики]] [[Оксид урана(IV)|диоксида 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 м<sup>3</sup> [[водород]]а (приведено к нормальной температуре/давлению) на 1 кг окисленного циркалоя. В реакторных материалах также может происходить [[водородное охрупчивание]], в результате чего летучие продукты деления могут выделяться из повреждённых топливных стержней. Между 1300 и 1500 °С сплав управляющих стержней [[Аварийная регулирующая кассета|серебро-индий-кадмий]] плавится вместе с испарением оболочки управляющего стержня. При 1800 °С оксидное покрытие плавится и начинает течь. При 2700—2800 °С плавятся топливные элементы из диоксида урана, структура и геометрия активной зоны реактора разрушается. Это может происходить при более низких температурах, если образуется эвтектическая смесь диоксид урана — цирконий. В этот момент по причине высокой температуры в кориуме практически отсутствуют летучие химически не связанные компоненты, что приводит к уменьшению тепловыделения (примерно на 25 %) из-за ухода летучих изотопов.<ref name="nuctherhydr"></ref>
 
Температура кориума может достигать 2400 °С в первые часы после расплавления, потенциально достигая более 2800 °С при дальнейшем развитии тяжёлой аварии. Большое количество тепла может выделяться при реакции с водой металлов (особенно циркония), содержащихся в кориуме. 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. [[Паровой взрыв|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 путём использования каталитических рекомбинаторов водорода.<ref name="google2">{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=y20F8Yt6UcMC&pg=PA162|страницы=162|заглавие=Nuclear power|издательство=IET|год=2007|isbn=978-0-86341-668-2|автор=Janet Wood, Institution of Engineering and Technology}}</ref>
 
Кратковременное возникновение повторной критичности (возобновление деления, вызванного нейтронами) в кориуме является теоретически возможным, но маловероятным событием при использовании коммерческого реакторного топлива из-за его низкого обогащения, а также из-за потери замедлителя, что не верно для исследовательских реакторов и реакторов-наработчиков с высокообогащённым топливом (с обогащением от 20-ти процентов и выше). 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 [[Минорные актиноиды|минорных актиноидов]], синтезированных в реакторе.<ref name="nuctherhydr"></ref>
Строка 50:
В случае высокого давления внутри корпуса реактора нарушение его днища может привести к выбросу массы кориума под высоким давлением. На первом этапе выбрасывается только сам расплав; позже над центром отверстия может образоваться углубление, и газ будет выходить 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.<ref>{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=bcst7qkPiTcC&pg=PA248|страницы=248|заглавие=Heat transfer in nuclear reactor safety|издательство=[[Academic Press]]|год=1997|isbn=0-12-020029-5|автор=George A. Greene}}</ref> Плавление корпуса реактора может занимать от нескольких десятков минут до нескольких часов.
 
После разрушения корпуса реактора условия в подреакторном объемеобъёме (подреакторной шахте) определяют последующее газообразование. Если в немнём есть вода, то образуются пар и водород; сухой бетон приводит к образованию углекислого газа и меньшего количества пара.<ref>{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=YdWOwUy5DDUC&pg=PA379|заглавие=Guidebook to light water reactor safety analysis|страницы=379|издательство=[[CRC Press]]|год=1985|isbn=0-89116-262-3|язык=en|автор=P. B. Abramson, International Center for Heat and Mass Transfer}}</ref>
 
=== 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 [[Монооксид углерода|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 (соли)|силикаты]].<ref name="radiochemreact"></ref>
 
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, [[Диоксид кремния|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 ([[Рутений|Ru]], [[Технеций|Tc]], [[Палладий|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 [[Стронций|Sr]], [[Барий|Ba]], [[Лантан|La]], [[Сурьма|Sb]], [[Олово|Sn]], [[Ниобий|Nb]], [[Молибден|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.<ref name="radiochemreact"></ref>
 
Фаза быстрой эрозии бетонного основания длится около часа и достигает глубины около 1 м, затем замедляется до нескольких см/ч 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.<ref>{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=gLK2KGiGqf8C&pg=PA107|заглавие=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|страницы=107|издательство=[[Taylor & Francis]]|год=1997|isbn=90-5410-874-6|язык=en|автор=V. L. Danilov et al.|ответственный=R. K. Penny}}</ref>
 
Во время взаимодействия между кориумом и бетоном могут быть достигнуты очень высокие температуры. Менее летучие аэрозоли [[Барий|Ba]], [[Церий|Ce]], [[Лантан|La]], [[Стронций|Sr]] и других продуктов деления образуются на этом этапе и поступают 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.<ref name="radiochemreact"></ref>
Строка 74:
 
=== Авария на Три-Майл-Айленде ===
Во время [[Авария на АЭС Три-Майл-Айленд|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 мин., примерно через 224 мин. после [[Аварийная защита ядерного реактора|аварийной остановки]] реактора. Ванна кориума образовалась на днище корпуса реактора, но корпус реактора не был нарушен.<ref>{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=5X2Hxad9BoQC&pg=PT37|страницы=37|заглавие=Nuclear safety|издательство={{Нп3|Butterworth-Heinemann}}|год=2006|isbn=0-7506-6723-0|автор=Gianni Petrangeli}}</ref> 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 в масс. %: около 70 [[Уран (элемент)|U]], 13.,75 [[Цирконий|Zr]], 13 [[Кислород|O]], с добавками [[Нержавеющая сталь|нержавеющей стали]] и [[Инконель|инконеля]], присутствующими в расплаве. Рыхлый дебрис показал более низкое содержание урана (около 65 масс. %) и более высокое содержание конструкционных металлов. [[Остаточное тепловыделение]] кориума через 224 мин. после аварийной остановки реактора было оценено в 0.,13 Вт/г, и упало до 0.,096 Вт/г через 600 мин. 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 масс. %), состоящего из [[Серебро|серебра]] и [[Индий|индия]] (из [[Аварийная регулирующая кассета|контрольных стержней]]). В одном из образцов была обнаружена вторичная фаза, состоящая из [[Оксид хрома(III)|оксида хрома(III)]]. Некоторые металлические включения содержали серебро, но индия обнаружено не было, что говорит о достижении температуры 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/см<sup>3</sup> (плотности UO<sub>2</sub> и ZrO<sub>2</sub> составляют 10.,4 и 5.,6 г/см<sup>3</sup>). [[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)O<sub>2</sub>, а их [[твёрдый раствор]] указывает на пиковую температуру расплава между 2600 и 2850 °С.
 
Микроструктура затвердевшего материала показывает две фазы: (U,Zr)O<sub>2</sub> и (Zr,U)O<sub>2</sub>. Обогащенная цирконием фаза была обнаружена вокруг пор и на границах зерен и содержит некоторое количество железа и [[хром]]а 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 ч.<ref>{{статья|doi=10.2172/10140801|заглавие=Examination of relocated fuel debris adjacent to the lower head of the TMI-2 reactor vessel|ссылка=https://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc1313264/|язык=en|тип=journal|автор=Akers, D. W.|год=1994}}</ref>
Строка 91:
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-U-O и UO<sub>x</sub>-Zr; при этом оболочка из ниобия-циркалоя толщиной 0.,9 мм образовывала последовательные слои UO<sub>x</sub>, UO<sub>x</sub>+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 — [[Песок|песком]], бетоном, [[серпентинит]]ом. Расплавленная смесь обогащена [[Диоксид кремния|кремнеземом]] и [[Силикаты (соли)|силикатами]].
* Затем последовала третья стадия, когда произошло расслоение топлива и расплав прорвался в нижние этажи и там затвердел.<ref>{{Cite web|url=http://www.mrs.org/s_mrs/sec_subscribe.asp?CID=12269&DID=284219&action=detail|title=MRS Website : The Behavior of Nuclear Fuel in First Days of the Chernobyl Accident|publisher=Mrs.org|accessdate=2010-02-21}}</ref><ref>{{Cite web|url=http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/168.html|title=INSP photo: corium stalactite near the southern end of Corridor 217/2|publisher=Insp.pnl.gov|archiveurl=https://web.archive.org/web/20060929172958/http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/168.html|archivedate=2006-09-29|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref><ref>{{Cite web|url=http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/163.html|title=INSP photo: solidified corium flowing from the Steam Distribution Header in room 210/6 of the Steam Distribution Corridor|publisher=Insp.pnl.gov|archiveurl=https://web.archive.org/web/20060930121719/http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/163.html|archivedate=2006-09-30|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref><ref>{{Cite web|url=http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/165.html|title=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|publisher=Insp.pnl.gov|archiveurl=https://web.archive.org/web/20060929172220/http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/165.html|archivedate=2006-09-29|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref>
 
Чернобыльский кориум состоит из реакторного диоксид уранового топлива, его оболочки из циркалоя, расплавленного бетона и разложившегося и расплавленного [[Серпентинит|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.<ref>{{Cite web|url=http://www.schoolnet.org.za/PILAfrica/en/webs/3426/data/chernoby/missingf.htm|title=Chernobyl today: Missing Fuel Mystery|author=Bleickardt|first=Peter|archiveurl=https://web.archive.org/web/20090326092240/http://library.thinkquest.org/3426/data/chernobyl-today/missing.fuel.html|archivedate=2009-03-26|accessdate=2019-04-01|deadlink=yes}}</ref>
 
Расплавленный кориум оседал на дне шахты реактора, при этом образовался слой графитового мусора на его верхней части. Через восемь дней после расплавления расплав проник в нижний [[Радиационная защита|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.<ref>{{Cite web|url=http://www.nea.fr/html/rp/chernobyl/c01.html|title=Chapter I The site and accident sequence – Chernobyl: Assessment of Radiological and Health Impact|date=1986-04-26|publisher=Nea.fr|accessdate=2010-02-21}}</ref>
 
В подвале здания реактора присутствуют три разные лавы: чернаячёрная, коричневая и [[Пористость|пористая]] керамика. Это [[Стекло|силикатные стекла]] с [[Инклюз|включениями]] других материалов. Пористая лава представляет собой коричневую лаву, которая упала в воду и быстро охладилась.
 
Во время [[радиолиз]]а воды в бассейне с [[Радиолиз|пониженным]] давлением под чернобыльским реактором образовался [[пероксид водорода]]. Гипотеза о том, что вода в бассейне была частично преобразована в H<sub>2</sub>O<sub>2</sub>, подтверждается идентификацией белых кристаллических минералов студтита и метастудита в чернобыльских лавах<ref name="studite1">{{статья|doi=10.1021/es0492891|заглавие=Formation of Studtite during the Oxidative Dissolution of UO2by Hydrogen Peroxide: A SFM Study|издание={{Нп3|Environmental Science & Technology}}|том=38|номер=24|страницы=6656|pmid=15669324|bibcode=2004EnST...38.6656C|язык=en|тип=journal|автор=Clarens, F.|год=2004}}</ref>, единственных минералов, содержащих пероксид.<ref name="Studite3">{{статья|том=88|номер=7|страницы=1165—1168|заглавие=Studtite, (UO2)(O2)(H2O)2(H2O)2: The first structure of a peroxide mineral|издание={{Нп3|American Mineralogist}}|ссылка=http://www.kubatko.com/studtitestructure.pdf|bibcode=2003AmMin..88.1165B|doi=10.2138/am-2003-0725|accessdate=2010-02-20|язык=en|тип=journal|автор=Burns, P. C.|год=2003}}</ref>
Строка 115:
В чернобыльском кориуме можно выделить пять типов материалов:<ref>{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=d5gXWMFDFd4C&pg=PA72|заглавие=Role of GIS in lifting the cloud off Chernobyl|год=2002|isbn=1-4020-0768-X|язык=en|автор=Jaromír Kolejka}}</ref>
 
* '''Черная керамика''', стеклообразный угольно-черныйчёрный материал с поверхностью, изрытой множеством полостей и пор. Обычно располагается вблизи мест, где образуется кориум. Два его варианта содержат около 4-54—5 масс. % и около 7-87—8 масс. % 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 8-108—10 масс. % урана. Разноцветная керамика содержит 6-76—7 % топлива.<ref>{{статья|ссылка=http://www.icmp.lviv.ua/journal/zbirnyk.58/006/art06.pdf|заглавие=Continuum percolation approach and its application to lava-like fuel-containing materials behaviour forecast|издание=Condensed Matter Physics|том=12|номер=2|страницы=193—203|doi=10.5488/CMP.12.2.193|язык=en|тип=journal|автор=V.O. Zhydkov|год=2009}}</ref><ref name="tesec">{{Cite web|url=http://tesec-int.org/chernobyl/Radioactive%20waste%20in%20the%20Sarcophagus.htm|title=Radioactive waste in the Sarcophagus|publisher=Tesec-int.org|archiveurl=https://web.archive.org/web/20181003015633/http://www.tesec-int.org/chernobyl/Radioactive%20waste%20in%20the%20Sarcophagus.htm|archivedate=2018-10-03|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref>
* '''Шлакоподобный гранулированный кориум''' — [[шлак]]<nowiki/>[[Шлак|о]]<nowiki/>подобные 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 [[Пемза|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, куда их переносил поток воды, поскольку они были достаточно легкими, чтобы плавать.<ref>{{Cite web|url=http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/169.html|title=INSP photo: pumice-like corium formations in the lower level of the Pressure Suppression Pool|publisher=Insp.pnl.gov|archiveurl=https://web.archive.org/web/20060930114845/http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/169.html|archivedate=2006-09-30|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref><ref>{{Cite web|url=http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/170.html|title=INSP photo: pumice-like corium formations in the lower level of the Pressure Suppression Pool|publisher=Insp.pnl.gov|archiveurl=https://web.archive.org/web/20060930124537/http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/170.html|archivedate=2006-09-30|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref><ref>{{Cite web|url=http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/171.html|title=INSP photo: pumice-like corium formations in the upper level of the Pressure Suppression Pool|publisher=Insp.pnl.gov|archiveurl=https://web.archive.org/web/20060930123328/http://insp.pnl.gov/photobook/UK_CH/picturefiles/171.html|archivedate=2006-09-30|accessdate=2011-01-30|deadlink=yes}}</ref>
* '''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 металл не содержит топлива, но содержит некоторые металлические продукты деления, например, [[Изотопы рутения|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.<ref name="tesec" /> 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 чернойчёрной 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 чернойчёрной лавы, образуя многослойную структуру, похожую на кору дерева. Предполагают, что она заглублена в бетон на глубину 2 м. 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.<ref>{{книга|ссылка=https://books.google.com/books?id=O36UC03ODtcC&pg=PA128|заглавие=Chernobyl record: the definitive history of the Chernobyl catastrophe|издательство=[[CRC Press]]|isbn=0-7503-0670-X|язык=en}}</ref>
 
Чернобыльский расплав представлял собой силикатный расплав, который содержал включения фаз [[Цирконий|Zr]]/[[Уран (элемент)|U]], расплавленную сталь и уран-[[Ортосиликат циркония(IV)|циркониевый силикат]] («чернобылит», черныйчёрный и желтыйжёлтый 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.<ref>{{статья|издание=Mater. Res. Soc. Symp. Proc.|том=465|страницы=1313—1318|заглавие=Interaction of UO<sub>2</sub> and Zircaloy During the Chernobyl Accident|doi=10.1557/PROC-465-1313|язык=en|тип=journal|автор=S.V. Ushakov|год=1997}}</ref> 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.
 
{| class="wikitable" style="text-align:right"
Строка 148:
| 13
| 2
| 0.,6
| 5
|-
Строка 163:
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 см. 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 [[Выветривание|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 [[Остаточные напряжения|остаточных напряжений]]. Вода, проникая в поры и микротрещины, замерзала в них и, подобно выбоинам на дорогах, ускоряла растрескивание.<ref name="tesec" />
 
Кориум (а также высокооблучённое урановое топливо) обладает свойством самопроизвольного образования пыли или самопроизвольного [[распыление|распыления]] поверхности. [[Альфа-распад]] изотопов внутри стеклообразной структуры вызывает кулоновские взрывы, разрушая материал и выпуская субмикронные частицы с его поверхности.<ref>{{статья|ссылка=http://www.icmp.lviv.ua/journal/zbirnyk.40/015/art15.pdf|заглавие=Coulomb explosion and steadiness of high-radioactive silicate glasses|издание=Condensed Matter Physics|том=7|номер=4(40)|страницы=845—858|doi=10.5488/cmp.7.4.845|язык=en|тип=journal|автор=V. Zhydkov|год=2004}}</ref> Однако уровень радиоактивности таков, что в течение 100 лет самооблучение лавы ({{Val|2|e=16}} α-распадов на 1 г и от 2 до {{Val|5|e=5|u=Гр}} β или γ) будет отставать от уровня, требуемого для значительного изменения свойств [[Стекло|стекла]] (10<sup>18</sup> α-распадов на 1 г и от 10<sup>8</sup> до 10<sup>9</sup> Гр β или γ). Также скорость растворения лавы в воде очень низка (10<sup>−7</sup> г·см<sup>−2</sup>·день<sup>-1−1</sup>), то есть можно не опасаться того, что лава растворится в воде.<ref name="Borovoi2006">{{статья|заглавие=Nuclear fuel in the shelter|издание=Atomic Energy|том=100|номер=4|страницы=249—256|doi=10.1007/s10512-006-0079-3|автор=Borovoi, A. A.|год=2006}}</ref>
 
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.<ref>{{статья|заглавие=Radiation damages and self-spluttering of high radioactive dielectrics: Spontaneous emission of submicrometre dust particles|издание=Condensed Matter Physics|том=5|номер=3(31)|страницы=449—471|doi=10.5488/cmp.5.3.449|язык=en|тип=journal|автор=V. Baryakhtar|год=2002}}</ref> В других работах сообщалось, что, вероятно, деградация лавы должна быть медленным и постепенным процессом, а не внезапным и быстрым.<ref name="Borovoi2006" /> В той же статье говорится, что потеря урана из разрушенного реактора составляет всего {{Convert|10|kg}} в год. Этот низкий уровень [[Выщелачивание|выщелачивания]] урана говорит о том, что лава довольно устойчива к окружающей среде. В документе также указывается, что при улучшении укрытия скорость выщелачивания лавы будет уменьшаться.
Строка 170:
 
=== Фукусима Дайичи ===
11 марта 2011 года землетрясение и цунами в Японии привели к потере всех источников электроснабжения на [[Авария на АЭС Фукусима-1|АЭС Фукусима-Дайичи]] и, соответственно, неработоспособности аварийных систем охлаждения. В результате этого, ядерное топливо на энергоблоках № 1—№ 3 расплавилось и прожгло корпуса реакторов, попав в помещения [[Герметичная оболочка|защитных оболочек]]. В 2015—2017 годах было выполнено обследование энергоблоков № 1—№ 3 методом мюонной рассеивающей радиографии<ref>{{публикация|книга|заглавие= Системный анализ причин и последствий аварии на АЭС «Фукусима-1» |ответственный= Арутюнян Р.В., Большов Л.А., Боровой А.А., Велихов Е.П.; Ин-т проблем безопасного развития атомной энергетики РАН |место = М.|год= 2018 |страниц= 408 |страницы=157—158|isbn= 978-5-9907220-5-7 |ссылка= http://www.ibrae.ac.ru/pubtext/268/}}</ref>. В результате было установлено, что внутри реакторов блоков № 1 и № 3 практически отсутствуют топливные материалы, тогда как в корпусе реактора энергоблока № 2 сохранился значительный объемобъём застывшего расплава. Наличие остатков ядерного топлива в подреакторных помещениях всех трёх блоков было визуально подтверждено при обследовании дистанционно-управляемыми роботами<ref>{{cite web|author=Tokyo Electric Power Company Holdings|title=Progress toward decommissioning: Fuel removal from the spent fuel pool (SFP)|url=https://www.meti.go.jp/english/earthquake/nuclear/decommissioning/pdf/fuel202004.pdf|publisher=Ministry of Economy, Trade and Industry|date=2020-04-30|lang=en}}</ref>. Работы по извлечению топливосодержащего расплава и обломков топливных сборок из разрушенных корпусов реакторов и подреакторных помещений планируется начать с энергоблока № 2 в 2021 году<ref>{{cite web|title=Outline of Decommissioning and Contaminated Water Management|url=https://www.tepco.co.jp/en/hd/decommission/information/committee/pdf/2020/roadmap_20200430_01-e.pdf|publisher=TEPCO|date=2020-04-30|lang=en}}</ref>.
 
== Исследования кориума ==
Строка 177:
Проводилось исследование многих свойств: вязкости<ref>Ramacciotti, M., Journeau, C., Sudreau, F., Cognet, G., 2001, ''Viscosity models for corium melts'', Nucl. Eng. Des. 204, 377—389</ref> и реологии расплавленных металлов (процесса охлаждения и кристаллизации<ref>Ramacciotti, M., Journeau, C., Abbas, G., Werozub, F., Cognet, G. (1998), ''Propriétés Rhéologiques de mélanges en cours de solidification'', Cahiers Rhéol., XVI, 303—308</ref>, плотности, излучательной способности, теплопроводности, температуры активации, радиоактивности, эрозионной способности, испарения, теплот фазовых переходов<ref>Bardon, J.P., 1988, ''Heat transfer at solid-liquid interface, basic phenomenon'', recent works, Proc. 4<sup>th</sup> Eurotherm Conf., vol.1, Nancy, septembre 1988.</ref> и т. д.).
 
Для создания и верификации достоверных моделей проводилось исследование реологического поведения базальтов (различного состава с добавлением до 18 масс.% UO<sub>2</sub>), а также различных композиций (в основном UO<sub>2</sub>, ZrO<sub>2</sub>, Fe<sub>x</sub>O<sub>y</sub> и Fe для внутрикорпусных сценариев тяжёлой аварии, а так жетакже SiO<sub>2</sub> и CaO для внекорпусных сценариев)<ref name= Ramacciotti99>Ramacciotti Muriel (1999), Étude du comportement rhéologique de mélanges issus de l’interaction corium/Béton, Thèse dirigée par Robert Blanc et soutenue à l’Université d’Aix-Marseille 1, 214 pages, 122 références bibliographiques ([http://cat.inist.fr/?aModele=afficheN&cpsidt=199649 Fiche INIST-CNRS], Cote INIST : T 130139</ref>.
 
Исследования продемонстрировали, что вязкость кориума не может быть описана обычными моделями, например суспензиями на основе невзаимодействующих сферических частиц<ref name= Ramacciotti99/>. Была предложена Аррениусовская зависимость<ref>La loi d’Arrhenius décrit la variation de la vitesse d’une réaction chimique avec la température.</ref> n = exp(2.5Cφ)<ref name= Ramacciotti99/>, где C составляет от 4 до 8 (при низких скоростях сдвига и охлаждения).
Строка 192:
* проект METCOR (Взаимодействие кориума с корпусом реактора)<ref>[https://www.istc.int/ru/project/F02655DF2662139B4325691F0017160F Corium Interaction with Reactor Vessel — ISTC]</ref>;
* GAREC (Исследовательско-аналитическая группа по извлечению кориума);
* ОбъединенныйОбъединённый исследовательский центр Испры и установка FARO<ref>Tromm, W., Foit, J. J., Magallon, D., 2000, ''Dry and wet spreading experiments with prototypic materials at the FARO facility and theoretical analysis'', Wiss. Ber. FZKA, 6475,178-188</ref>.
 
Разработаны расчётные коды и специальное программное обеспечение (например, код CRUST, разработанный в [[Комиссариат по атомной и альтернативным видам энергии|CEA]] для моделирования механического поведения корки, образующейся на поверхности кориума, которая мешает еееё движению и охлаждению; интегральный тяжёлоаварийный код СОКРАТ, разработанный в [[Институт проблем безопасного развития атомной энергетики|ИБРАЭ РАН]] и др.).
 
=== «Прототипный кориум» ===
Источник — https://ru.wikipedia.org/wiki/Кориум_(ядерный_реактор)