Corium , jota kutsutaan myös polttoainetta sisältäväksi materiaaliksi (FCM) tai laavamainen polttoainetta sisältäväksi materiaaliksi (LFCM) , on laavamainen materiaali, joka muodostuu ydinreaktorin sydämeen vakavan sulamisonnettomuuden aikana .
Termi "corium" on neologismi, joka muodostuu ytimestä (englanniksi - core - ydinreaktorin aktiivinen vyöhyke) ja jälkiliitteestä -ium , joka esiintyy monien jaksollisen järjestelmän elementtien latinalaisessa nimessä .
Corium koostuu sekoituksesta ydinpolttoainetta , fissiotuotteita, säätösauvojen palasia, reaktorin vaurioituneiden osien rakennemateriaaleja, niiden kemiallisen reaktion tuotteista ilman, veden ja höyryn kanssa sekä reaktorin tuhoutuessa astia, jossa on osareaktorin kuilun sulaa betonia.
Ydinreaktorin sydämen sulamisesta syntyvä lämpö voi vapautua ydinketjureaktiosta , mutta se johtuu ensisijaisesti polttoainesauvojen sisältämien fissiotuotteiden hajoamislämmöstä . Merkittävä lisälämmönlähde voi olla kuumien metallien kemiallinen reaktio ilmakehän hapen tai höyryn kanssa.
Hypoteettisesti koriumin lämpötila riippuu sen sisäisestä lämmön vapautumisen dynamiikasta: hajoamislämpöä tuottavien isotooppien määrästä ja tyypistä , laimentumisesta muilla sulailla materiaaleilla sekä lämpöhäviöistä reaktorin jäähdytettyihin rakenneosiin ja ympäristöön. Coriumin bulkkimassa menettää vähemmän lämpöä kuin sen ohut kerros. Riittävän lämpötilan korium voi sulattaa betonin. Tällöin jähmettynyt koriumin massa voi sulaa uudelleen, jos sen lämpöhäviö laskee lämmöneristysjätteen vuoksi tai jos koria jäähdyttävä vesi haihtuu [1] .
Coriumsulan pinnalle voi muodostua lämpöä eristävä kuori, joka estää lämpöhäviön. Corium on kahden sekoittumattoman nestefaasin - oksidin ja metallin - järjestelmä. Lämmön jakautumiseen koriumin tilavuudessa vaikuttaa näiden sulaneiden oksidi- ja metallikerrosten erilainen lämmönjohtavuus sekä fissiotuotteiden uudelleenjakautuminen niiden välillä. Konvektio nestefaasissa lisää suuresti lämmönsiirtoa [1] .
Sula reaktorin sydän vapauttaa haihtuvia alkuaineita ja yhdisteitä. Nämä voivat olla kaasumaisia aineita, kuten molekyylijodia tai jalokaasuja , tai aerosolihiukkasia, jotka kondensoituvat korkean lämpötilan alueelta poistumisen jälkeen. Suurin osa aerosolihiukkasista koostuu reaktorin ohjaussauvojen komponenteista. Kaasumaiset yhdisteet voivat adsorboitua aerosolihiukkasten pinnalle.
Koriumin koostumus riippuu reaktorin suunnittelusta, nimittäin: säätösauvoissa ja polttoainesauvoissa käytetyistä materiaaleista, jäähdytysnesteestä, reaktorin paineastian materiaalista ja reaktorin sisäisten rakenteiden materiaaleista . Painevesireaktorien (VVER ja PWR) ja kiehutusvesireaktorien (BWR) välillä on eroja .
BWR-reaktorin säätösauvojen kuuma boorikarbidi muodostaa kosketuksessa veden kanssa ensin boorioksidia ja metaania ja sitten boorihappoa . Boori voi myös edelleen edistää boorihapporeaktioita hätäjäähdytysnesteessä.
Zirkoniasta saatu zirkonium yhdessä muiden metallien kanssa reagoi veden kanssa muodostaen zirkoniumoksidia ja vetyä . Vedyn syntyminen on vakava vaara reaktorionnettomuuksissa. Hapettavan ja pelkistävän kemiallisen ympäristön välinen tasapaino sekä veden ja vedyn suhde vaikuttaa kemiallisten yhdisteiden muodostumiseen. Tankojen ja polttoaine-elementtien materiaalien haihtuvuuden muutokset vaikuttavat vapautuneiden elementtien suhteeseen sitoutuneisiin elementteihin. Esimerkiksi inertissä ilmakehässä säätösauvojen hopea-indium-kadmium- seos vapauttaa lähes vain kadmiumia. Veden läsnä ollessa indium muodostaa haihtuvaa indium(I)oksidia ja indium(I) hydroksidia , jotka voivat haihtua ja muodostaa indium(III)oksidin aerosolin . Vetyrikas ilmakehä estää indiumin hapettumista, mikä vähentää indiumpäästöjä. Halkeamistuotteista peräisin oleva cesium ja jodi voivat reagoida muodostaen haihtuvaa cesiumjodidia , joka tiivistyy aerosoliksi [2] .
Sulamisen aikana polttoaine-elementtien lämpötila kohoaa ja ne voivat muuttaa muotoaan zirkalipinnoitteen tapauksessa yli 700-800 °C lämpötiloissa. Jos painetta reaktorissa alennetaan, polttoainesauvojen sisällä oleva paine rikkoo suojakuoren. Korkeapaineolosuhteissa kuori päinvastoin painaa polttoainepellettejä, mikä myötävaikuttaa uraanidioksidieutektiikan muodostumiseen zirkoniumin kanssa, jonka sulamispiste on 1200–1400°C. Höyryn ja zirkoniumin välillä tapahtuu eksoterminen reaktio , joka voi tuottaa tarpeeksi lämpöä ylläpitääkseen itseään ilman radioaktiivisen hajoamisen lämpöä. Vetyä vapautuu noin 0,5 m 3 vetyä (alennettu normaalilämpötilaan/paineeseen) 1 kg hapettunutta zirkalakia kohti. Reaktorimateriaaleissa voi tapahtua myös vetyhaurastumista , jolloin vaurioituneista polttoainesauvoista voi vapautua haihtuvia fissiotuotteita. Välillä 1300-1500 °C säätösauvan hopea-indium-kadmium- seos sulaa yhdessä säätösauvan vaipan haihtumisen kanssa. 1800 °C:ssa oksidipinnoite sulaa ja alkaa virrata. 2700–2800°C:ssa uraanidioksidipolttoaine-elementit sulavat ja reaktorisydämen rakenne ja geometria tuhoutuu. Tämä voi tapahtua alemmissa lämpötiloissa, jos muodostuu uraanidioksidi-zirkonium-eutektinen seos. Tällä hetkellä korkeasta lämpötilasta johtuen koriumissa ei käytännössä ole haihtuvia kemiallisesti sitoutumattomia komponentteja, mikä johtaa lämmön vapautumisen vähenemiseen (noin 25 %) haihtuvien isotooppien poistumisen vuoksi [1] .
Coriumin lämpötila voi nousta 2 400 °C:seen ensimmäisinä tunteina sulamisen jälkeen, mahdollisesti yli 2 800 °C vakavan onnettomuuden kehittyessä. Suuri määrä lämpöä voi vapautua, kun koriumin sisältämät metallit (erityisesti zirkonium) reagoivat veden kanssa. Coriummassan tulviminen vedellä tai vesialtaaseen putoavan sulan koriumin massa voi johtaa lämpötilan hyppäämiseen ja suuren vedyn muodostumiseen, mikä voi johtaa painehypyyn suojarakennuksessa. Tällaisesta äkillisestä veden kosketuksesta koriumin kanssa aiheutuva höyryräjähdys voi johtaa hajaantuneen massan muodostumiseen ja muodostaa ammuksen sirpaleita, jotka voivat vahingoittaa suojarakennusta törmäyksessä. Myöhemmät painepiikit voivat johtua vapautuneen vedyn palamisesta. Räjähdysvaaraa voidaan vähentää käyttämällä katalyyttisiä vetyrekombinaattoreita [3] .
Lyhytaikainen kriittisyyden (neutronien aiheuttaman fission uudelleenkäynnistyminen) esiintyminen koriumissa on teoreettisesti mahdollinen, mutta epätodennäköinen tapahtuma käytettäessä kaupallista reaktoripolttoainetta sen alhaisen rikastuksen vuoksi sekä hidastimen katoamisen vuoksi, joka on ei pidä paikkaansa tutkimusreaktoreissa ja tuotantoreaktoreissa, joissa on korkeasti rikastettua polttoainetta (vähintään 20 prosentin rikastus). Tämä ilmiö voidaan havaita lyhytikäisten fissiotuotteiden läsnäolosta pitkään sulamisen jälkeen, liian suuria määriä jäädäkseen sulaan ytimeen tai reaktorissa syntetisoituneiden vähäisten aktinidien spontaanista fissiosta [1] .
Riittävän jäähdytyksen puuttuessa reaktorin paineastian sisällä olevat materiaalit ylikuumenevat ja muotoutuvat lämpölaajeneessaan, ja reaktorin rakenne pettää, kun lämpötila saavuttaa sulamislämpötilan tai jopa rakenneosien virumisrajan. Sen jälkeen reaktoriastian pohjalle alkaa muodostua sulaa koriumia. Jos corium jäähtyy, se voi jähmettyä ja vauriot rajoittuvat itse reaktoriin. Corium voi kuitenkin sulaa RPV:n läpi ja vuotaa tai sinkoutua paineistettuna sulana virtana RPV:n sisällä. Reaktoriastian vika voi johtua sen säiliön pohjan lämpenemisestä koriumin toimesta, mikä johtaa ensin virumiseen ja sitten astian tuhoutumiseen . Riittävä määrä jäähdytystä koriumkerroksen yläpuolella olevalla vedellä voi johtaa metallin virumislämpötilan alapuolelle lämpötasapainoon tuhoamatta reaktorin paineastiaa [4] .
Jos astia on jäähtynyt riittävästi, coriumsulan ja reaktorin seinämän väliin voi muodostua kuori. Sulan teräksen kerros koriumin yläosassa voi luoda vyöhykkeen, jossa lämmönsiirto on lisääntynyt reaktorin seinämään; tämä tila, joka tunnetaan nimellä "lämpöveitsi" tai "fokusoiva vaikutus", lisää reaktoriastian sivuseinämän paikallisen heikkenemisen todennäköisyyttä ja sitä seuraavaa koriumin vuotamista romahtaneen seinän läpi [1] .
Reaktorin paineastian sisällä vallitsevan korkean paineen tapauksessa sen pohjan murtuminen voi johtaa korkeapaineisen koriummassan irtoamiseen. Ensimmäisessä vaiheessa vain itse sula poistetaan; myöhemmin reiän keskikohdan yläpuolelle voi muodostua syvennys ja kaasu poistuu sulan mukana paineen nopealla laskulla reaktoriastian sisällä. Sulan korkea lämpötila aiheuttaa myös nopeaa eroosiota ja lisääntynyttä RPV-repeämistä. Jos reikä on pohjan keskellä, melkein koko corium voi vuotaa ulos. Astian kyljessä oleva reikä voi aiheuttaa vain osittaisen koriumin irtoamisen, kun taas loput jäävät reaktoriastian sisään [5] . Reaktoriastian sulaminen voi kestää useista kymmenistä minuuteista useisiin tunteihin.
Reaktoriastian tuhoutumisen jälkeen olosuhteet reaktorin alatilavuudessa (reaktorin alla oleva kuilu) määräävät seuraavan kaasun muodostuksen. Jos siinä on vettä, muodostuu höyryä ja vetyä; kuiva betoni tuottaa hiilidioksidia ja vähemmän höyryä [6] .
Betonin lämpöhajoaminen tuottaa vesihöyryä ja hiilidioksidia , jotka voivat reagoida edelleen sulassa olevien metallien kanssa hapettaen metalleja ja pelkistäen kaasut vedyksi ja hiilimonoksidiksi . Betonin hajoaminen ja sen alkalisten komponenttien haihtuminen on endoterminen prosessi. Tässä vaiheessa vapautuvat aerosolit perustuvat pääasiassa betonin muodostaviin piiyhdisteisiin; muuten haihtuvat alkuaineet, kuten cesium, voivat sitoutua haihtumattomiksi liukenemattomiksi silikaateiksi [2]
Useita reaktioita tapahtuu betonin ja koriumsulan välillä. Vapaa ja kemiallisesti sitoutunut vesi vapautuu betonista höyryn muodossa. Kalsiumkarbonaatti hajoaa muodostaen hiilidioksidia ja kalsiumoksidia . Vesi ja hiilidioksidi läpäisevät coriummassan, hapettaen eksotermisesti hapettumattomia metalleja, joita esiintyy coriumissa ja muodostaen vetykaasua ja hiilimonoksidia. Tässä tapauksessa voidaan saada suuri määrä vetyä, mikä aiheuttaa sen syttymis- ja räjähdysvaaran. Kalsiumoksidi, piidioksidi ja silikaatit sulavat ja sekoittuvat koriumiin. Oksidifaasi, johon haihtumattomat fissiotuotteet ovat keskittyneet, voidaan stabiloida 1300–1500°C:n lämpötiloissa huomattavan ajan. Tuloksena oleva kerros tiheämpää sulaa metallia, joka sisältää vähemmän radioisotooppeja ( Ru , Tc , Pd jne.), joka koostuu alun perin sulasta zirkaalista, raudasta, kromista, nikkelistä, mangaanista, hopeasta ja muista rakennemetallimateriaaleista sekä fissiotuotteista metalleista ja telluuri zirkoniumtelluridin muodossa) voi muodostua oksidikerros (joka tiivistää Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo , jne. ja koostuu aluksi zirkoniumdioksidista ja uraanidioksidista, mahdollisesti rautaoksidin ja boorin oksideista) oksidien ja alla olevan betonin välisessä rajapinnassa hidastaen tunkeutumista ja kovettumista useiden tuntien ajan. Oksidikerros tuottaa lämpöä pääasiassa hajoamislämmöstä, kun taas metallikerroksen päälämmönlähde on eksoterminen reaktio betonista vapautuvan veden kanssa. Betonin hajoaminen ja alkalimetalliyhdisteiden haihtuminen kuluttavat huomattavan määrän lämpöä [2]
Betonipohjan nopean eroosion vaihe kestää noin tunnin ja saavuttaa noin 1 metrin syvyyden, sitten hidastuu muutamaan cm/h ja pysähtyy kokonaan, kun sula jäähtyy alle betonin hajoamislämpötilan (noin 1100 °C) . Täydellinen sulaminen voi tapahtua muutamassa päivässä jopa useiden metrien betonin jälkeen; sitten corium tunkeutuu useita metrejä maahan, leviää, jäähtyy ja kovettuu [7] .
Koriumin ja betonin vuorovaikutuksen aikana voidaan saavuttaa erittäin korkeita lämpötiloja. Tässä vaiheessa muodostuu vähemmän haihtuvia Ba :n , Ce :n , La :n , Sr : n ja muiden fissiotuotteiden aerosoleja, jotka tulevat suojarakennukseen silloin, kun suurin osa haihtuvimmista aerosoleista on jo kerrostunut. Telluuria vapautuu, kun zirkoniumtelluridi hajoaa. Sulan läpi virtaavat kaasukuplat edistävät aerosolin muodostumista [2]
Corium-concrete interaktion (CCI) tai sulan koriumin ja betonin vuorovaikutuksen (MCCI) lämpöhydrauliikka on melko selvä [8] . Korion liikkeen dynamiikka RPV:n sisällä ja ulkopuolella on kuitenkin erittäin monimutkainen, ja mahdollisten skenaarioiden määrä on suuri. Hidas sulatteen virtaus alla olevaan vesialtaaseen voi johtaa täydelliseen, turvalliseen jähmettymiseen, ja suuren koriummassan nopea kosketus veden kanssa voi johtaa tuhoisaan höyryräjähdykseen. Corium voi joko olla kokonaan RPV:n sisällä tai jotkin työkalun reiät RPV:n pohjassa voivat saada sulan valumaan ulos siitä [9] .
Reaktoriastian alla olevan lattian korion lämpökuormitus voidaan arvioida betoniin upotetun valokuituanturien ruudukon avulla . Puhtaita piidioksidikuituja tarvitaan, koska ne kestävät paremmin korkeaa säteilytasoa [10] .
Joissakin reaktorirakennusten malleissa, esimerkiksi EPR- ja ATMEA1-projekteissa, tarjotaan erityisiä corium-levitysvyöhykkeitä (sulaloukkuja ) , joissa sula voidaan paikantaa ilman kosketusta veteen ja ilman liiallista reaktiota betonin kanssa [11] . Vasta myöhemmin, kun kuori muodostuu koriumin sulaan, voidaan syöttää rajoitettu määrä vettä jäähdyttämään coriummassat [3] . Venäläinen VVER-1200-reaktorin sulaloukkukonsepti (AES-2006) ei tarkoita lainkaan koriumin vuorovaikutusta rakennebetonin kanssa. Tämä konsepti käyttää erityisiä toiminnallisia materiaaleja, joita kutsutaan uhrimateriaaleiksi ja joiden kanssa sydän on vuorovaikutuksessa.
Titaanidioksidiin ja neodyymi(III)oksidiin perustuvat materiaalit näyttävät kestävän paremmin koriumia kuin betoni [12] .
Coriumin kertyminen suojarakennuksen sisäpinnalle, esimerkiksi vapautuessa reaktorin paineastiasta, voi johtaa sen vaurioitumiseen suoralla "suojarakennuksen lämmityksellä" (CHO).
Three Mile Islandin ydinvoimalaitoksen onnettomuuden aikana tapahtui reaktorin sydämen hidas osittainen sulaminen. Noin 19 tonnia ydinmateriaalia suli ja liikkui noin 2 minuutissa, noin 224 minuuttia reaktorin sammutuksen jälkeen. RPV:n pohjalle muodostui koriumkylpy, mutta RPV ei vaurioitunut [13] . Kiteytyneen koriumin kerroksen paksuus oli 5 - 45 cm.
Corium-näytteet otettiin reaktorista. Kaksi koriummassaa löydettiin, toinen polttoainenippujen alueelta ja toinen reaktoriastian alaosasta. Näytteet olivat himmeän harmaita, ja niissä oli satunnaisia keltaisia laikkuja.
Massa osoittautui homogeeniseksi, koostuen pääasiassa sulasta polttoaineesta ja kuoresta. Alkuainekoostumus oli painona. %: noin 70 U , 13,75 Zr , 13 O , ruostumatonta terästä ja inconel - lisäaineita sulassa. Irtojätteen uraanipitoisuus oli pienempi (noin 65 paino-%) ja rakennemetallipitoisuus suurempi. Korion jälkilämmöksi 224 minuuttia reaktorin sammutuksen jälkeen arvioitiin 0,13 W/g ja se putosi 0,096 W/g:iin 600 minuuttia sammutuksen jälkeen. Jalokaasut, cesium ja jodi puuttuivat, mikä osoittaa niiden haihtumisen kuumasta materiaalista. Näytteet olivat täysin hapettuneet, mikä osoitti, että läsnä oli riittävästi höyryä kaiken saatavilla olevan zirkoniumin hapettamiseksi.
Jotkut näytteet sisälsivät pienen määrän metallisulaa (alle 0,5 paino-%), joka koostui hopeasta ja indiumista ( kontrollisauvoista ). Yhdestä näytteestä löydettiin toissijainen faasi, joka koostui kromi(III)oksidista . Jotkut metallisulkeumat sisälsivät hopeaa, mutta indiumia ei löytynyt, mikä viittaa siihen, että lämpötila oli korkeampi kuin kadmiumin ja indiumin haihtumislämpötila. Melkein kaikki metalliset komponentit hopeaa lukuun ottamatta olivat täysin hapettuneet. Joillakin alueilla jopa hopea hapettui. Runsaasti rautaa ja kromia sisältävät alueet ovat todennäköisesti peräisin sulaista putkista, jotka eivät ole ehtineet hajota sulatteeseen.
Näytteiden bulkkitiheys vaihteli välillä 7,45 - 9,4 g/cm3 ( UO2:n ja Zr02 : n tiheydet ovat 10,4 ja 5,6 g/cm3 ) . Näytteiden huokoisuus vaihteli 5,7 %:sta 32 %:iin, keskimäärin tasolla 18±11 %. Joistakin näytteistä havaittiin nauhallista toisiinsa liittyvää huokoisuutta, joka osoittaa coriumin nestefaasitilan riittävän pitkäksi ajaksi höyrykuplien tai rakennemateriaalien höyryjen muodostumiseen ja niiden siirtymiseen sulatteen läpi. (U,Zr)O 2 , ja niiden kiinteä liuos osoittaa sulamislämpötilan huippua välillä 2600-2850 °C.
Kovetetun materiaalin mikrorakenteessa on kaksi faasia: (U,Zr)O 2 ja (Zr,U)O 2 . Huokosten ympäriltä ja raerajoilta löytyi runsaasti zirkoniumia sisältävä faasi, joka sisältää jonkin verran rautaa ja kromia oksidien muodossa. Tämä faasien erottelu viittaa hitaaseen asteittaiseen jäähtymiseen nopean jäähtymisen sijaan, jonka arvioidaan olevan 3-72 tuntia faasierottelun tyypin mukaan [14] .
Suurimmat tunnetut määrät koriumia muodostuivat Tšernobylin katastrofin aikana [15] . Reaktorin sydämen sula massa virtasi reaktorin paineastian alla ja jähmettyi sitten tippukiviksi , stalagmiiteiksi ja laavavirroiksi; tunnetuin muodostelma on " Elefantin jalka ", joka sijaitsee reaktorin pohjan alla höyrynjakokäytävässä [16] [17] ,
Corium muodostettiin kolmessa vaiheessa.
Tshernobyl-corium koostuu reaktorin uraanidioksidipolttoaineesta, sen zirkoniumseospäällysteestä, sulasta betonista sekä hajoavasta ja sulasta serpentiniitistä , joka on pakattu reaktorin ympärille lämmöneristeenä. Analyysi osoitti, että corium kuumeni maksimissaan 2255°C:een ja pysyi 1660°C:n yläpuolella ainakin 4 päivää [22] .
Sula korium asettui reaktorin kuilun pohjalle ja sen yläosaan muodostui kerros grafiittijätettä. Kahdeksan päivää sulamisen jälkeen sula tunkeutui alempaan biologiseen seulaan ja levisi reaktorihuoneen lattialle haihduttaen radionuklideja. Radioaktiivisten tuotteiden lisävuotoa ympäristöön tapahtui sulan joutuessa kosketuksiin veden kanssa [23] .
Reaktorirakennuksen kellarissa on kolme erilaista laavaa: musta, ruskea ja huokoinen keramiikka. Nämä ovat silikaattilaseja , joissa on muita materiaaleja. Huokoinen laava on ruskeaa laava, joka on pudonnut veteen ja jäähtynyt nopeasti.
Tšernobylin reaktorin alipainealtaassa tapahtuneen veden radiolyysin aikana muodostui vetyperoksidia . Hypoteesia, että altaan vesi muuttui osittain H 2 O 2 :ksi , tukee valkoisten kiteisten mineraalien, studtiitin ja metastudiitin, tunnistaminen Tšernobylin laavasta [24] , ainoat peroksidia sisältävät mineraalit [25] .
Näytteet Chernobyl coriumista koostuvat erittäin heterogeenisestä amorfisesta silikaattimatriisista, jossa on sulkeumia. Näytteistä tunnistettiin seuraavat vaiheet:
Tšernobylin koriumissa voidaan erottaa viisi materiaalityyppiä: [27]
Sula reaktorisydän kerääntyi huoneeseen 305/2, kunnes se saavutti höyryaukkojen reunoja; sitten corium vuoti alas höyrynjakokäytävään. Hän astui myös huoneeseen 304/3 [29] . Corium virtasi ulos reaktorista kolmessa virrassa. Flow 1 koostui ruskeasta laavasta ja sulasta teräksestä; teräs on muodostanut kerroksen höyrynjakokäytävän lattialle tasolle +6, jonka yläosassa on ruskea koriumi. Tältä alueelta ruskea corium virtasi höyryn jakelukanavien kautta paineenalennusaltaisiin tasolla +3 ja taso 0 muodostaen sinne huokoisia ja kuonamaisia muodostelmia. Virtaus 2 koostui mustasta laavasta ja virtasi höyrynjakokäytävän toiselle puolelle. Virta 3, joka myös koostui mustista laavoista, virtasi muille alueille reaktorin alapuolella. Tunnettu "norsunjalka" -rakenne koostuu kahdesta tonnista mustaa laavaa, joka muodostaa monikerroksisen rakenteen, joka muistuttaa puun kuorta. Sen oletetaan haudatun betoniin 2 m syvyyteen. Materiaali on erittäin radioaktiivista, ja ensimmäisinä onnettomuuden jälkeisinä vuosina sillä oli erittäin korkea lujuus. Kauko-ohjattujen järjestelmien käyttö tämän rakenteen tutkimiseen ei ollut mahdollista elektroniikan toimintaa häiritsevän voimakkaan säteilyn vuoksi [33] .
Tšernobylin sulate oli silikaattisula, joka sisälsi Zr / U -faasien sulkeumia , sulaa terästä ja uraani - zirkoniumsilikaattia ("Chernobylite", musta ja keltainen teknogeeninen mineraali). Laavavirtaus koostui useista materiaalityypeistä - löydettiin ruskeaa laavaa ja huokoista keraamista materiaalia. Uraanin ja zirkoniumin suhde kiinteän aineen eri osissa vaihtelee suuresti. Ruskeassa laavassa on runsaasti uraania sisältävä faasi, jonka U:Zr-suhde vaihtelee välillä 19:3 - noin 19:5. Ruskean laavan matalan uraanifaasin U:Zr-suhde on noin 1:10 [34] . Zr/U-pitoisten faasien tutkiminen mahdollistaa seoksen lämpöhistorian määrittämisen. Voidaan osoittaa, että ennen räjähdystä osan sydämen lämpötila oli yli 2000°C ja paikoin yli 2400-2600°C.
| Tyyppi | SiO2_ _ | U 3 O 8 | MgO | Al2O3 _ _ _ | PbO | Fe2O3 _ _ _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| kuonamainen | 60 | 13 | 9 | 12 | 0 | 7 |
| lasimainen | 70 | kahdeksan | 13 | 2 | 0.6 | 5 |
| hohkakiviä | 61 | yksitoista | 12 | 7 | 0 | neljä |
Corium hajoaa. Välittömästi muodostumisen jälkeen kova ja vahva norsunjalka on nyt sen verran tuhoutunut, että liimakäsitelty tamponi erottaa helposti ylemmän kerroksen 1-2 cm:n paksuisesta. Itse rakenteen muoto muuttuu keuhkon polun ja sijainnin mukaan. roskia. Koriumin lämpötila ei nyt juuri poikkea ympäristön lämpötilasta, joten materiaali altistuu sekä päivittäiselle lämpötilakierrolle että veden vaikutuksille . Coriumin heterogeeninen luonne ja komponenttien erilaiset lämpölaajenemiskertoimet aiheuttavat materiaalin hajoamisen lämpökierron aikana. Kovetuksen aikana materiaaliin syntyi monia jäännösjännityksiä hallitsemattoman jäähtymisnopeuden vuoksi . Huokosiin ja mikrohalkeamiin tunkeutunut vesi jäätyi niihin ja kiihdytti halkeilua kuten teiden kuoppia [29] .
Coriumilla (samoin kuin voimakkaasti säteilytetyllä uraanipolttoaineella) on ominaisuus spontaanin pölynmuodostuksen tai pinnan spontaanin ruiskutuksen ominaisuus. Lasimaisen rakenteen sisällä olevien isotooppien alfahajoaminen aiheuttaa Coulombin räjähdyksiä, jotka tuhoavat materiaalin ja vapauttavat sen pinnalta submikronisia hiukkasia [36] . Radioaktiivisuuden taso on kuitenkin sellainen, että 100 vuoden sisällä laavan itsesäteilytys ( 2⋅10 16 α-hajoamista 1 grammaa kohden ja 2-5⋅105 Gy β:ta tai γ:ta) jää vaaditusta tasosta. muuttaa merkittävästi lasin ominaisuuksia (10 18 α-hajoamista 1 grammaa kohden ja 10 8 - 10 9 Gy β tai γ). Myös laavan liukenemisnopeus veteen on erittäin alhainen (10 −7 g cm −2 vrk −1 ), eli ei tarvitse pelätä, että laava liukenee veteen [37] .
Ei ole selvää, kuinka kauan keraaminen muotti viivyttää radioaktiivisuuden vapautumista. Vuodesta 1997 vuoteen 2002 julkaistiin sarja artikkeleita, joissa oletettiin, että kun laava itsesäteilytetään, kaikki 1200 tonnia muuttuisivat submikronisiksi hiukkasiksi ja liikkuvaksi jauheeksi muutamassa viikossa [38] . Muut julkaisut ovat raportoineet, että on todennäköistä, että laavan hajoamisen pitäisi olla hidas ja asteittainen prosessi äkillisen ja nopean prosessin sijaan [37] . Samassa artikkelissa todetaan, että tuhoutuneen reaktorin uraanin hävikki on vain 10 kilogrammaa (22 puntaa) vuodessa. Tämä vähäinen uraanin huuhtoutumisen taso viittaa siihen, että laava on melko kestävää ympäristöä vastaan. Asiakirjassa todetaan myös, että kun peittoa parannetaan, laavan huuhtoutumisen nopeus vähenee.
Osa laavavirtojen pinnoista alkoi peittyä uusilla uraanimineraaleilla, kuten UO 3 2H 2 O ( eliantiniitti ), (UO 2 )O 2 4H 2 O ( studtiitti ), uranyylikarbonaatti ( rutherfordine ), Na 4 ( UO 2 )(CO 3 ) 3 ( cheikaite ) [39] ja yhdiste Na 3 U(CO 3 ) 2 2H 2 O [29] . Ne ovat vesiliukoisia, mikä mahdollistaa uraanin mobilisoinnin ja kuljetuksen [40] . Mineraalit näkyvät valkeahkoina keltaisina täplinä kovettuneen koriumin pinnalla [41] . Näissä sekundaarisissa mineraaleissa on useita satoja kertoja pienempiä plutoniumpitoisuuksia ja useita kertoja korkeampia uraanipitoisuuksia kuin laavassa itse.
Maaliskuun 11. päivänä 2011 Japanin maanjäristys ja tsunami johtivat kaikkien sähkölähteiden katoamiseen Fukushima Daiichin ydinvoimalassa ja vastaavasti hätäjäähdytysjärjestelmien toimimattomuuteen. Tämän seurauksena voimayksiköiden 1-3 ydinpolttoaine suli ja palasi reaktoriastioiden läpi päätyen suojahuoneisiin . Vuosina 2015–2017 voimayksiköt 1–3 tutkittiin myoninsirontaradiografialla [42] . Tuloksena todettiin, että yksiköiden nro 1 ja 3 reaktoreissa ei käytännössä ole polttoainetta, kun taas voimayksikön nro 2 reaktoripaineastiaan jäi merkittävä määrä jähmettynyttä sulatetta. Ydinpolttoainejäämien esiintyminen kaikkien kolmen yksikön osareaktorihuoneissa varmistettiin visuaalisesti kauko-ohjattujen robottien tutkimuksessa [43] . Polttoainepitoisen sulatteen ja polttoainenippujen fragmenttien poistaminen tuhoutuneista reaktoriastioista ja reaktorin alahuoneista on suunniteltu alkavan voimayksiköstä 2 vuonna 2021 [44] .
Monet tämän alan työt keskittyvät betonin [45] , muiden reaktorimateriaalien [46] korkean lämpötilan tutkimukseen ja erityisesti koriumin [47] [48] [49] ja yksittäisten elementtien [50] lämpöfysikaalisiin ominaisuuksiin . materiaalit, joista ne muodostuvat (mukaan lukien zirkonium [51] , uraanidioksidi [52] ja erilaiset uraania sisältävät seokset (esim. U-Fe ja U-Ga) [53] ).
Monia ominaisuuksia on tutkittu: viskositeetti [54] ja sulan metallin reologia (jäähdytys- ja kiteytysprosessi [55] , tiheys, emissiivisyys, lämmönjohtavuus, aktivointilämpötila, radioaktiivisuus, eroosiokyky, haihtuminen, faasimuutoslämmöt [56] , jne.). ).
Luotettavien mallien luomiseksi ja todentamiseksi tutkittiin basalttien (eri koostumukset, joihin on lisätty jopa 18 painoprosenttia UO 2 ) sekä eri koostumusten (pääasiassa UO 2 , ZrO 2 , F x ) reologista käyttäytymistä. O y ja Fe aluksella vakavien onnettomuuksien skenaarioissa sekä SiO 2 ja CaO rungon ulkopuolisissa skenaarioissa) [57] .
Tutkimukset ovat osoittaneet, että koriumin viskositeettia ei voida kuvata tavanomaisilla malleilla, kuten suspensioilla, jotka perustuvat ei-vuorovaikutuksessa oleviin pallomaisiin hiukkasiin [57] . Esitettiin Arrhenius-riippuvuus [58] n = exp(2.5Cφ) [57] , jossa C on välillä 4 ja 8 (alhaisilla leikkaus- ja jäähdytysnopeuksilla).
Corium-tutkimuksia on tehty ja tehdään yleensä kansainvälisten järjestöjen IAEA:n ja OECD:n alaisuudessa, Euroopassa Euroopan komission tuella ja Venäjällä Kansainvälisen tiede- ja teknologiakeskuksen tuella mm.
Laskentakoodeja ja erikoisohjelmistoja on kehitetty (esim. CEA :ssa kehitetty CRUST-koodi keuhkon pinnalle muodostuneen kuoren mekaanisen käyttäytymisen mallintamiseen, mikä estää sen liikkumisen ja jäähtymisen; IBRAE:ssä kehitetty kiinteä vakavan onnettomuuden koodi SOKRAT RAS jne.).
Välttääkseen altistumisen riskeille ja vaaroille, joita voi syntyä todellisessa vakavassa onnettomuudessa, vakavien onnettomuuksien kokeellisissa tutkimuksissa käytetään corium-simulaattoria (ns. "prototyyppi corium"), jonka ominaisuuksien oletetaan olevan melko läheisiä. oikeille. Kemiallisen prototyypin coriumin tapauksessa luotettavimpana pidetään tutkimuksia, joissa testataan erilaisia vakavia onnettomuusskenaarioita (liittyvät reaktorin sydämen sulamiseen). Tällaista työtä tekee erityisesti Ranskassa CEA Center Cadarachessa yhteistyössä EDF:n, IRSN:n, Framatomen kanssa, Venäjällä RRC KI :ssä , NITI :ssä , RI :ssä, Etelä-Koreassa KAERIssa, KHNP:ssä, Japanissa JAEA:ssa, CLADS ja muissa maissa ja organisaatioissa.
Kemiallisesti prototyypin coriumin tiheys ja reologiset ominaisuudet ovat lähellä todellisen koriumin vastaavia; Myös muut fysikaaliset ja kemialliset ominaisuudet ovat suurelta osin vertailukelpoisia. Se kuitenkin eroaa termodynaamisesti (se ei ole autokatalyyttinen lämmönlähde, joka itse ylläpitää radioaktiivista hajoamista) ja sillä on erilainen isotooppikoostumus, koska se koostuu köyhdytetystä uraanista tai luonnonuraanista rikastetun uraanin sijaan, ja joissakin kokeissa myös fissiosta. luonnolliseen isotooppikoostumukseen perustuvat tuotesimulantit. Tämä tekee prototyypin coriumista paljon vähemmän vaarallisen kuin todellinen corium [69] .
| Säteilyonnettomuudet | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| Muut |
|