Corium (reaktor jądrowy)

Reaktor Three Mile Island 2 po częściowym stopieniu .
  1. Wlot 2B
  2. Wlot 1A
  3. Wgłębienie
  4. Luźne szczątki rdzenia
  5. Skorupa
  6. Wcześniej stopiony materiał
  7. Niższe szczątki plenum
  8. Możliwy region zubożony w uran
  9. Przewodnik po ablowanym incore
  10. Otwór w płycie odbojowej
  11. Powłoka uprzednio stopionego materiału na wewnętrznych powierzchniach obszaru bypassu
  12. Górna krata uszkodzona górna płyta

Corium , zwany także materiałem zawierającym paliwo ( FCM ) lub materiałem zawierającym paliwo podobne do lawy ( LFCM ), to materiał, który powstaje w rdzeniu reaktora jądrowego podczas awarii jądrowej . Konsystencją przypominającą lawę , składa się z mieszaniny paliwa jądrowego , produktów rozszczepienia , prętów kontrolnych , materiałów konstrukcyjnych z dotkniętych części reaktora, produktów ich reakcji chemicznej z powietrzem, wodą i parą wodną oraz, w przypadku, gdy reaktor rozbity statek, stopiony beton z podłogi w pomieszczeniu reaktora.

Skład i formacja

Ciepło powodujące stopienie reaktora może pochodzić z jądrowej reakcji łańcuchowej , ale częściej głównym źródłem ciepła jest ciepło rozpadu produktów rozszczepienia zawartych w prętach paliwowych. Produkcja ciepła z rozpadu promieniotwórczego szybko spada, ponieważ izotopy o krótkim okresie półtrwania dostarczają większość ciepła i rozpadu promieniotwórczego, przy czym krzywa ciepła rozpadu jest sumą krzywych rozpadu wielu izotopów pierwiastków rozpadających się z różnymi wykładniczymi okresami półtrwania stawki. Istotnym dodatkowym źródłem ciepła może być reakcja chemiczna gorących metali z tlenem lub parą wodną .

Hipotetycznie temperatura korium zależy od jego wewnętrznej dynamiki wytwarzania ciepła: ilości i rodzajów izotopów wytwarzających ciepło rozpadu, rozcieńczenia przez inne stopione materiały, strat ciepła zmodyfikowanych przez fizyczną konfigurację korium oraz strat ciepła do otoczenia. Nagromadzona masa korium straci mniej ciepła niż cienko rozłożona warstwa. Corium o wystarczającej temperaturze może stopić beton. Zestalona masa skóry właściwej może się ponownie stopić, jeśli jej straty ciepła spadną, gdy zostanie pokryta gruzem termoizolacyjnym lub jeśli woda chłodząca skórę właściwą wyparuje.

Skorupa może tworzyć się na masie skóry właściwej, działając jako izolator termiczny i hamując straty ciepła. Na rozkład ciepła w masie skóry właściwej ma wpływ różna przewodność cieplna stopionych tlenków i metali. Konwekcja w fazie ciekłej znacznie zwiększa wymianę ciepła.

Stopiony rdzeń reaktora uwalnia lotne pierwiastki i związki. Mogą to być fazy gazowe, takie jak cząsteczkowy jod lub gazy szlachetne, lub skondensowane cząsteczki aerozolu po opuszczeniu obszaru wysokiej temperatury. Duża część cząstek aerozolu pochodzi z materiałów prętów sterujących reaktora. Związki gazowe mogą być adsorbowane na powierzchni cząstek aerozolu.

Skład i reakcje

Skład corium zależy od rodzaju konstrukcji reaktora, aw szczególności od materiałów użytych w prętach sterujących, chłodziwie i materiałach konstrukcyjnych zbiornika reaktora. Istnieją różnice między reaktora wodnego ciśnieniowego (PWR) i reaktora wodnego wrzącego (BWR).

W kontakcie z wodą gorący węglik boru z prętów sterujących reaktora BWR tworzy najpierw tlenek boru i metan , a następnie kwas borowy . Bor może również nadal przyczyniać się do reakcji kwasu borowego w awaryjnym chłodziwie.

Cyrkon z cyrkonu wraz z innymi metalami reaguje z wodą i wytwarza dwutlenek cyrkonu i wodór . Produkcja wodoru jest głównym zagrożeniem w przypadku awarii reaktorów. Równowaga między utleniającymi i redukującymi środowiskami chemicznymi oraz proporcjami wody i wodoru wpływają na powstawanie związków chemicznych. Wahania lotności materiałów rdzenia wpływają na stosunek pierwiastków uwolnionych do pierwiastków nieuwolnionych. Na przykład w obojętnej atmosferze stop srebra, indu i kadmu prętów kontrolnych uwalnia prawie wyłącznie kadm. W obecności wody ind tworzy lotny tlenek indu (I) i wodorotlenek indu (I), które mogą odparować i utworzyć aerozol tlenku indu (III) . Utlenianie indu jest hamowane przez atmosferę bogatą w wodór, co powoduje mniejsze uwalnianie indu. Cez i jod z produktów rozszczepienia mogą reagować, tworząc lotny jodek cezu , który skrapla się w postaci aerozolu.

Podczas topnienia temperatura prętów paliwowych wzrasta i mogą się one odkształcać, w przypadku okładzin z cyrkonu, powyżej 700–900 ° C (1292–1652 ° F). Jeśli ciśnienie w reaktorze jest niskie, ciśnienie wewnątrz prętów paliwowych powoduje rozerwanie płaszcza prętów sterujących. Warunki wysokiego ciśnienia popychają płaszcz na granulki paliwa, sprzyjając tworzeniu się dwutlenku uranu - eutektyku cyrkonu o temperaturze topnienia 1200–1400 ° C (2190–2550 ° F). Między parą wodną a cyrkonem zachodzi reakcja egzotermiczna , która może wytwarzać wystarczającą ilość ciepła, aby być samowystarczalnym bez udziału ciepła rozpadu z radioaktywności. Wodór jest uwalniany w ilości około 0,5 m3 ( 18 stóp sześciennych) wodoru (w normalnej temperaturze/ciśnieniu) na kilogram utlenionego tlenku cyrkonu. W materiałach reaktora może również wystąpić kruchość wodorowa , az uszkodzonych prętów paliwowych mogą uwalniać się lotne produkty rozszczepienia. W temperaturze od 1300 do 1500 ° C (2370 do 2730 ° F) stop srebra, indu i kadmu prętów sterujących topi się wraz z parowaniem okładziny pręta sterującego. W temperaturze 1800 ° C (3270 ° F) tlenki płaszcza topią się i zaczynają płynąć. W temperaturze 2700–2800 ° C (4890–5 070 ° F) pręty paliwowe z tlenku uranu topią się, a struktura i geometria rdzenia reaktora zapadają się. Może to nastąpić w niższych temperaturach, jeśli utworzy się eutektyczna kompozycja tlenku uranu i cyrkonu. W tym momencie korium jest praktycznie wolne od lotnych składników, które nie są związane chemicznie, co powoduje odpowiednio niższą produkcję ciepła (o około 25%) w miarę przemieszczania się lotnych izotopów.

Temperatura skóry właściwej może sięgać nawet 2400 ° C (4350 ° F) w pierwszych godzinach po stopieniu, potencjalnie osiągając ponad 2800 ° C (5070 ° F). W wyniku reakcji metali (zwłaszcza cyrkonu) w skórze właściwej z wodą można uwolnić dużą ilość ciepła. Zalanie masy korowej wodą lub kropla stopionej masy korowej do basenu wodnego może spowodować skok temperatury i produkcję dużych ilości wodoru, co może skutkować skokiem ciśnienia w naczyniu zabezpieczającym. Eksplozja pary wynikająca z takiego nagłego kontaktu korium z wodą może rozproszyć materiały i utworzyć pociski, które mogą uszkodzić pojemnik przechowawczy w wyniku uderzenia. Kolejne skoki ciśnienia mogą być spowodowane spalaniem uwolnionego wodoru. Ryzyko detonacji można zmniejszyć stosując katalityczne rekombinatory wodoru .

Krótka ponowna krytyczność (wznowienie rozszczepienia wywołanego neutronami) w częściach skóry właściwej jest teoretyczną, ale odległą możliwością w przypadku komercyjnego paliwa reaktora, ze względu na niskie wzbogacenie i utratę moderatora. Stan ten można wykryć na podstawie obecności produktów rozszczepienia o krótkim czasie życia długo po stopieniu, w ilościach, które są zbyt duże, aby pozostały w reaktorze przed stopieniem lub wynikały ze spontanicznego rozszczepienia aktynowców utworzonych w reaktorze.

Wyłom w zbiorniku reaktora

W przypadku braku odpowiedniego chłodzenia materiały wewnątrz zbiornika reaktora przegrzewają się i odkształcają w miarę rozszerzania się termicznego, a struktura reaktora ulega awarii, gdy temperatura osiągnie temperaturę topnienia materiałów konstrukcyjnych. Następnie stopiony korium gromadzi się na dnie naczynia reaktora . W przypadku odpowiedniego schłodzenia korium może ono zakrzepnąć, a uszkodzenia ograniczają się do samego reaktora. Korium może również topić się w zbiorniku reaktora i wypływać lub być wyrzucane w postaci stopionego strumienia pod wpływem ciśnienia panującego w zbiorniku reaktora. Awaria zbiornika reaktora może być spowodowana nagrzaniem jego dna przez korium, co skutkuje najpierw uszkodzeniem pełzającym , a następnie rozerwaniem naczynia. Woda chłodząca znad warstwy skóry właściwej, w wystarczającej ilości, może osiągnąć równowagę termiczną poniżej temperatury pełzania metalu, bez uszkodzenia zbiornika reaktora.

Jeśli naczynie jest wystarczająco schłodzone, między stopionym korium a ścianą reaktora może utworzyć się skorupa. Warstwa roztopionej stali na wierzchołku tlenku może tworzyć strefę zwiększonego przekazywania ciepła do ściany reaktora; ten stan, znany jako „nóż termiczny”, zwiększa prawdopodobieństwo powstania miejscowego osłabienia boku naczynia reaktora i późniejszego wycieku korium.

W przypadku wystąpienia wysokiego ciśnienia wewnątrz naczynia reaktora, przerwanie jego dna może spowodować wydmuchanie masy skóry właściwej pod wysokim ciśnieniem. W pierwszej fazie wyrzucany jest tylko sam stop; później w środku otworu może powstać wgłębienie i wraz z roztopionym gazem wydostaje się gaz z gwałtownym spadkiem ciśnienia wewnątrz zbiornika reaktora; wysoka temperatura stopu powoduje również szybką erozję i powiększenie pęknięcia naczynia. Jeśli otwór znajduje się na środku dna, prawie całe corium może zostać wyrzucone. Otwór w boku naczynia może prowadzić tylko do częściowego wyrzucenia korium, z zatrzymaną częścią pozostawioną wewnątrz naczynia reaktora. Przetopienie zbiornika reaktora może trwać od kilkudziesięciu minut do kilku godzin.

Po naruszeniu zbiornika reaktora warunki w komorze reaktora poniżej rdzenia regulują późniejszą produkcję gazów. Jeśli obecna jest woda, wytwarzana jest para wodna i wodór; suchy beton powoduje wydzielanie dwutlenku węgla i mniejszą ilość pary wodnej.

Interakcje z betonem

Rozkład termiczny betonu wytwarza parę wodną i dwutlenek węgla , które mogą dalej reagować z metalami w stopie, utleniając metale i redukując gazy do wodoru i tlenku węgla . Rozkład betonu i ulatnianie się jego alkalicznych składników jest procesem endotermicznym. Aerozole uwalniane w tej fazie są oparte głównie na związkach krzemu pochodzących z betonu; inaczej lotne pierwiastki, na przykład cez, mogą być związane w nielotnych nierozpuszczalnych krzemianach .

Między betonem a stopionym korem zachodzi kilka reakcji. Wolna i związana chemicznie woda jest uwalniana z betonu w postaci pary. Węglan wapnia rozkłada się, wytwarzając dwutlenek węgla i tlenek wapnia . Woda i dwutlenek węgla przenikają do masy skóry właściwej, egzotermicznie utleniając nieutlenione metale obecne w skórze właściwej i wytwarzając gazowy wodór i tlenek węgla; można wytwarzać duże ilości wodoru. Tlenek wapnia, krzemionka i krzemiany topią się i mieszają z korium. Faza tlenkowa, w której skoncentrowane są nielotne produkty rozszczepienia, może stabilizować się w temperaturach 1300–1500 ° C (2370–2730 ° F) przez znaczny okres czasu. Ostatecznie obecna warstwa bardziej gęstego stopionego metalu, zawierająca mniej radioizotopów ( Ru , Tc , Pd itp., Początkowo złożona ze stopionego cyrkaloju, żelaza, chromu, niklu, manganu, srebra i innych materiałów budowlanych oraz produktów rozszczepienia metali i związanych z tellurem jak tellurek cyrkonu) niż warstwa tlenku (która koncentruje Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo itd. i początkowo składa się głównie z dwutlenku cyrkonu i dwutlenku uranu, ewentualnie z tlenkiem żelaza i tlenkami boru), może tworzyć interfejs między tlenkami a betonem znajdującym się dalej poniżej, spowalniając penetrację skóry właściwej i krzepnąc w ciągu kilku godzin. Warstwa tlenku wytwarza ciepło głównie poprzez rozpad ciepła, podczas gdy głównym źródłem ciepła w warstwie metalu jest reakcja egzotermiczna z wodą uwalnianą z betonu. Rozkład betonu i ulatnianie się związków metali alkalicznych pochłania znaczną ilość ciepła.

Faza szybkiej erozji betonowej maty bazowej trwa około godziny i postępuje do głębokości około jednego metra, następnie zwalnia do kilku centymetrów na godzinę i zatrzymuje się całkowicie, gdy stopiony materiał schładza się poniżej temperatury rozkładu betonu (około 1100°C [2010]. °F]). Całkowite przetopienie może nastąpić w ciągu kilku dni nawet przez kilka metrów betonu; corium wnika następnie kilka metrów w głąb gleby, rozprzestrzenia się, ochładza i krzepnie.

Podczas interakcji korium z betonem można osiągnąć bardzo wysokie temperatury. Mniej lotne aerozole Ba , Ce , La , Sr i inne produkty rozszczepienia powstają podczas tej fazy i są wprowadzane do budynku zabezpieczającego w czasie, gdy większość wczesnych aerozoli jest już zdeponowana. Tellur jest uwalniany wraz z postępem rozkładu tellurku cyrkonu. Pęcherzyki gazu przepływające przez stop sprzyjają tworzeniu się aerozolu.

Hydraulika termiczna oddziaływań corium-beton (CCI lub także MCCI, „interakcje stopionego rdzenia z betonem”) jest wystarczająco poznana. Dynamika ruchu korium wewnątrz i na zewnątrz zbiornika reaktora jest jednak bardzo złożona, a liczba możliwych scenariuszy jest szeroka; powolne kapanie wytopu do znajdującego się pod spodem basenu wodnego może spowodować całkowite wygaszenie, podczas gdy szybki kontakt dużej masy skóry właściwej z wodą może spowodować niszczycielską eksplozję pary. Korium może być całkowicie zatrzymane w naczyniu reaktora lub podłoga reaktora lub niektóre otwory penetracyjne instrumentu mogą zostać przetopione.

Obciążenie cieplne skóry właściwej na podłodze pod zbiornikiem reaktora można ocenić za pomocą siatki czujników światłowodowych osadzonych w betonie. Potrzebne są czyste włókna krzemionkowe, ponieważ są one bardziej odporne na wysokie poziomy promieniowania.

Niektóre projekty budynków reaktorów, na przykład EPR , obejmują specjalne obszary rozprowadzania korium ( łapacze rdzenia ), w których stopiony materiał może osadzać się bez kontaktu z wodą i bez nadmiernej reakcji z betonem. Dopiero później, gdy na wytopie tworzy się skorupa, można wprowadzać ograniczone ilości wody w celu schłodzenia masy.

Materiały na bazie dwutlenku tytanu i tlenku neodymu(III) wydają się być bardziej odporne na korium niż beton.

Osadzanie się korium na wewnętrznej powierzchni pojemnika ochronnego, np. w wyniku wyrzucenia pod wysokim ciśnieniem ze zbiornika ciśnieniowego reaktora, może spowodować uszkodzenie pojemnika ochronnego w wyniku bezpośredniego ogrzewania pojemnika ochronnego (DCH).

Konkretne incydenty

Wypadek na Three Mile Island

Podczas wypadku w Three Mile Island nastąpiło powolne częściowe stopienie rdzenia reaktora. Około 41 900 funtów (19 000 kg) materiału stopiło się i przeniosło w około 2 minuty, około 224 minut po awarii reaktora . Na dnie naczynia reaktora utworzyła się kałuża korium, ale naczynie reaktora nie zostało naruszone. Warstwa zestalonego corium miała grubość od 5 do 45 cm.

Próbki pobrano z reaktora. Znaleziono dwie masy skóry właściwej, jedną w zespole paliwowym, drugą w dolnej części zbiornika reaktora. Próbki były na ogół matowoszare, z pewnymi żółtymi obszarami.

Stwierdzono, że masa jest jednorodna i składa się głównie ze stopionego paliwa i okładziny. Skład pierwiastkowy wynosił około 70% wagowych uranu , 13,75% wagowych cyrkonu, 13% wagowych tlenu , a resztę stanowiła stal nierdzewna i Inconel wprowadzone do stopu; luźne szczątki wykazywały nieco niższą zawartość uranu (około 65% wag.) i wyższą zawartość metali konstrukcyjnych. Ciepło rozpadu skóry właściwej po 224 minutach od zmieszania oszacowano na 0,13 W/g, spadając do 0,096 W/g przy zmieszaniu + 600 minut. Gazy szlachetne, cez i jod były nieobecne, co oznacza ich ulatnianie się z gorącego materiału. Próbki były w pełni utlenione, co oznacza obecność wystarczającej ilości pary wodnej do utlenienia całego dostępnego cyrkonu.

Niektóre próbki zawierały niewielką ilość roztopionego metalu (poniżej 0,5%), składającego się ze srebra i indu (z prętów kontrolnych ). W jednej z próbek stwierdzono fazę wtórną złożoną z tlenku chromu(III) . Niektóre wtrącenia metaliczne zawierały srebro, ale nie ind, co sugeruje wystarczająco wysoką temperaturę, aby spowodować ulatnianie się zarówno kadmu, jak i indu. Prawie wszystkie elementy metalowe, z wyjątkiem srebra, zostały w pełni utlenione; w niektórych regionach nawet srebro zostało utlenione. Włączenie obszarów bogatych w żelazo i chrom prawdopodobnie pochodzi ze stopionej dyszy, która nie miała wystarczająco dużo czasu na rozprowadzenie w stopie.

Gęstość nasypowa próbek wahała się od 7,45 do 9,4 g/cm 3 (gęstości UO 2 i ZrO 2 wynoszą od 10,4 do 5,6 g/cm 3 ). Porowatość % , średnio 18±11%. W niektórych próbkach stwierdzono prążkowaną, połączoną ze sobą porowatość, co sugeruje, że korium było płynne przez czas wystarczający do tworzenia się pęcherzyków pary lub odparowanych materiałów konstrukcyjnych i ich transportu przez stop. Dobrze wymieszany stały roztwór (U,Zr)O 2 wskazuje szczytową temperaturę stopu między 2600 a 2850 °C (4710 a 5160 °F).

Mikrostruktura zestalonego materiału wykazuje dwie fazy: (U,Zr)O 2 i (Zr,U)O 2 . Faza bogata w cyrkon znajdowała się wokół porów i na granicach ziaren i zawiera trochę żelaza i chromu w postaci tlenków. Ta segregacja faz sugeruje powolne stopniowe chłodzenie zamiast szybkiego hartowania, szacowane na podstawie typu separacji faz na 3–72 godziny.

Wypadek w Czarnobylu

Główny artykuł: Stopa słonia (Czarnobyl)

Największe znane ilości skóry właściwej powstały podczas katastrofy w Czarnobylu . Stopiona masa rdzenia reaktora kapała pod zbiornik reaktora i teraz zastyga w postaci stalaktytów , stalagmitów i strumieni lawy; najbardziej znaną formacją jest „ stopa słonia ”, znajdująca się pod dnem reaktora w korytarzu dystrybucji pary.

Korium powstało w trzech fazach.

  • Pierwsza faza trwała tylko kilka sekund, a temperatury lokalnie przekraczały 2600 ° C (4710 ° F), kiedy stopiony tlenek cyrkonu i uranu utworzył się z nie więcej niż 30% rdzenia. Badanie gorącej cząstki wykazało powstawanie faz Zr-UO i UO x -Zr; okładzina z niobu i cyrkonu o grubości 0,9 mm tworzyła kolejne warstwy UOx , UOx + Zr, Zr-UO, metalicznego Zr(O) i dwutlenku cyrkonu. Fazy ​​te znajdowano pojedynczo lub razem w gorących cząstkach rozproszonych z rdzenia.
  • Drugi etap, trwający sześć dni, charakteryzował się oddziaływaniem wytopu z krzemianowymi materiałami konstrukcyjnymi — piaskiem , betonem, serpentynitem . Stopiona mieszanina jest wzbogacana krzemionką i krzemianami .
  • Nastąpiła trzecia faza, kiedy doszło do uwarstwienia paliwa, a stopiony materiał przedarł się do stropów poniżej i tam zastygł.

Korium w Czarnobylu składa się z paliwa z dwutlenku uranu reaktora, jego okładziny z tlenku cyrkonu, stopionego betonu oraz rozłożonego i stopionego serpentynitu ułożonego wokół reaktora jako jego izolacja termiczna. Analiza wykazała, że ​​korium zostało podgrzane do co najwyżej 2255 ° C (4091 ° F) i pozostawało powyżej 1660 ° C (3020 ° F) przez co najmniej 4 dni.

Stopione korium osiadło na dnie szybu reaktora, tworząc warstwę grafitowych szczątków na jego szczycie. Osiem dni po stopieniu stopiony materiał przeniknął przez dolną osłonę biologiczną i rozprzestrzenił się na podłodze reaktora, uwalniając radionuklidy. Dalsza radioaktywność została uwolniona, gdy stop wszedł w kontakt z wodą.

W podziemiach budynku reaktora znajdują się trzy różne lawy: czarna, brązowa i porowata . Są to szkła krzemianowe z obecnymi w nich wtrąceniami innych materiałów. Porowata lawa to brązowa lawa, która wpadła do wody i została szybko schłodzona.

Podczas radiolizy wody z Basenu Tłumienia Ciśnienia pod reaktorem w Czarnobylu powstał nadtlenek wodoru . Hipoteza, że ​​woda w basenie została częściowo przekształcona w H 2 O 2 , została potwierdzona przez identyfikację białych krystalicznych minerałów studtytu i metastudtytu w lawach w Czarnobylu, jedynych minerałach zawierających nadtlenek.

Korium składa się z wysoce heterogenicznej matrycy ze szkła krzemianowego z inkluzjami. Obecne są wyraźne fazy:

W corium w Czarnobylu można zidentyfikować pięć rodzajów materiałów:

  • Czarna ceramika , szklopodobny czarny jak węgiel materiał z powierzchnią usianą licznymi zagłębieniami i porami. Zwykle znajduje się w pobliżu miejsc, w których utworzyło się corium. Jego dwie wersje zawierają około 4–5% wag. i około 7–8% wag. uranu.
  • Brązowa ceramika , przypominający szkło brązowy materiał, zwykle błyszczący, ale także matowy. Zwykle znajduje się na warstwie zestalonego stopionego metalu. Zawiera wiele bardzo małych metalowych kulek. Zawiera 8–10% wag. uranu. Wielobarwna ceramika zawiera 6–7% paliwa.
  • Ziarniste korium przypominające żużel , nieregularne , przypominające żużel szaro-purpurowe do ciemnobrązowych, szkliste granulki ze skorupą. Powstały w wyniku długotrwałego kontaktu brunatnej ceramiki z wodą, znajdującej się w dużych hałdach na obu poziomach Basenu Tłumiącego Ciśnienia.
  • Pumeks , kruche pumeksopodobne szaro-brązowe porowate formacje utworzone ze stopionego brązowego korium spienionego parą wodną po zanurzeniu w wodzie. Umieszczone w basenie tłumiącym ciśnienie w dużych hałdach w pobliżu otworów zlewozmywakowych, gdzie były przenoszone przez przepływ wody, ponieważ były wystarczająco lekkie, aby unosić się na wodzie.
  • Metal , stopiony i zestalony. Najczęściej znajduje się w korytarzu dystrybucji pary. Występują również jako małe sferyczne inkluzje we wszystkich powyższych materiałach na bazie tlenków. Nie zawiera paliwa per se, ale zawiera pewne metaliczne produkty rozszczepienia , np. ruten-106 .

Stopiony rdzeń reaktora gromadził się w pomieszczeniu 305/2, aż osiągnął krawędzie zaworów upustowych pary; następnie migrował w dół do korytarza dystrybucji pary. Włamał się również lub przepalił do pokoju 304/3. Korium wypływało z reaktora trzema strumieniami. Strumień 1 składał się z brązowej lawy i stopionej stali; stal utworzyła warstwę na podłodze Korytarza Dystrybucji Pary, na poziomie +6, z brązowym corium na jej szczycie. Z tego obszaru korium brunatne przedostawało się kanałami parowymi do basenów tłumiących ciśnienie na poziomie +3 i poziomie 0, tworząc tam porowate i żużlowe utwory. Strumień 2 składał się z czarnej lawy i wszedł na drugą stronę korytarza dystrybucji pary. Strumień 3, również składający się z czarnych law, płynął do innych obszarów pod reaktorem. Dobrze znana struktura „stopy słonia” składa się z dwóch ton metrycznych czarnej lawy, tworząc wielowarstwową strukturę podobną do kory drzewa. Mówi się, że jest wtopiony w beton na głębokość 2 metrów. Materiał jest niebezpiecznie radioaktywny, twardy i mocny, a użycie systemów zdalnie sterowanych nie było możliwe ze względu na wysokie promieniowanie zakłócające elektronikę.

Stop w Czarnobylu był stopem krzemianowym, który zawierał wtrącenia faz Zr / U , stopioną stal i wysokie poziomy krzemianu uranowo-cyrkonowego („ czarnobylit ”, czarny i żółty technogeniczny minerał). Strumień lawy składa się z więcej niż jednego rodzaju materiału — znaleziono brązową lawę i porowaty materiał ceramiczny. Stosunek uranu do cyrkonu w różnych częściach ciała stałego jest bardzo różny, w brązowej lawie znajduje się faza bogata w uran o stosunku U: Zr od 19:3 do około 19:5. Faza uboga w uran w brązowej lawie ma stosunek U: Zr około 1:10. Na podstawie badania faz Zr/U można określić historię termiczną mieszaniny. Można wykazać, że przed wybuchem w części rdzenia temperatura była wyższa niż 2000 ° C, podczas gdy w niektórych obszarach temperatura przekraczała 2400–2600 ° C (4350–4710 ° F).

Skład niektórych próbek corium jest następujący:

Skład niektórych próbek corium
Typ SiO2 _ U 3 O 8 MgO Al2O3 _ _ _ PbO Fe 2 O 3
Żużel 60 13 9 12 0 7
Szkło 70 8 13 2 0,6 5
Pumeks 61 11 12 7 0 4

Degradacja lawy

Korium ulega degradacji. Stopa słonia, twarda i mocna krótko po powstaniu, jest teraz na tyle popękana, że ​​wacik potraktowany klejem może z łatwością usunąć jej wierzchnią warstwę o grubości od 1 do 2 centymetrów. [ potrzebne źródło ] Sam kształt struktury zmienia się, gdy materiał zsuwa się i osiada. Temperatura skóry właściwej jest teraz tylko nieznacznie różna od temperatury otoczenia. W związku z tym materiał podlega cyklom temperatur w ciągu dnia i nocy oraz wietrzeniu przez wodę. Heterogeniczna natura korium i różne współczynniki rozszerzalności cieplnej składników powodują degradację materiału wraz z cyklami termicznymi. Podczas krzepnięcia wprowadzono duże ilości naprężeń szczątkowych z powodu niekontrolowanej szybkości chłodzenia. Woda, sącząc się w pory i mikropęknięcia, tam zamarzła. Jest to ten sam proces, który tworzy dziury w drogach, przyspiesza pękanie.

Korium (a także silnie napromieniowane paliwo uranowe) ma właściwość samoistnego generowania pyłu, czyli samorzutnego rozpylania powierzchni. Rozpad alfa izotopów wewnątrz szklistej struktury powoduje eksplozje kulombowskie , degradujące materiał i uwalniające cząstki submikronowe z jego powierzchni. Poziom radioaktywności jest taki, że w ciągu 100 lat samo napromieniowanie lawy ( 2 x 10 16 rozpadów α na gram i 2 do 5 x 10 5 Gy β lub γ) spadnie poniżej poziomu wymaganego do znacznej zmiany właściwości szkło (10 18 rozpadów α na gram i 10 8 do 10 9 Gy β lub γ). Również szybkość rozpuszczania się lawy w wodzie jest bardzo niska (10 -7 g·cm -2 ·dzień -1 ), co sugeruje, że jest mało prawdopodobne, aby lawa rozpuszczała się w wodzie.

Nie jest jasne, jak długo forma ceramiczna będzie opóźniać uwalnianie radioaktywności. W latach 1997-2002 opublikowano serię artykułów sugerujących, że samonapromieniowanie lawy przekształci całe 1200 ton w submikrometrowy i ruchomy proszek w ciągu kilku tygodni. Jednak doniesiono, że jest prawdopodobne, że degradacja lawy ma być procesem powolnym i stopniowym, a nie nagłym i szybkim. W tym samym artykule podano, że utrata uranu z rozbitego reaktora wynosi tylko 10 kg (22 funty) rocznie. wypłukiwania uranu sugeruje, że lawa stawia opór swojemu środowisku. Artykuł stwierdza również, że gdy schronienie zostanie ulepszone, szybkość wypłukiwania lawy spadnie.

Na niektórych powierzchniach lawy zaczęły pojawiać się nowe minerały uranu, takie jak UO 3 ·2H 2 O (eliantynit), (UO 2 )O 2 ·4H 2 O ( studyt ), węglan uranylu ( rutherfordyna ), čejkait ( Na
4 (UO
2 )(CO
3 )
3 ) oraz nienazwany związek Na 3 U(CO 3 ) 2 ·2H 2 O. Są one rozpuszczalne w wodzie, co umożliwia mobilizację i transport uranu. Wyglądają jak białawo-żółte plamy na powierzchni zestalonej skóry właściwej. Te minerały wtórne wykazują kilkaset razy mniejsze stężenie plutonu i kilkakrotnie wyższe stężenie uranu niż sama lawa.

Fukushima Daiichi

11 marca 2011 r. Trzęsienie ziemi i tsunami w Tōhoku spowodowały różne wypadki nuklearne , z których najgorszym była katastrofa nuklearna w Fukushima Daiichi . Szacuje się, że osiemdziesiąt minut po uderzeniu tsunami temperatura wewnątrz bloku nr 1 elektrowni jądrowej Fukushima Daiichi osiągnęła ponad 2300˚C, co spowodowało stopienie konstrukcji zespołu paliwowego, prętów kontrolnych i paliwa jądrowego oraz utworzenie korium. (Fizyczny charakter uszkodzonego paliwa nie został w pełni określony, ale zakłada się, że uległo stopieniu.) System chłodzenia izolacji rdzenia reaktora (RCIC) został pomyślnie aktywowany dla bloku 3; Jednostka 3 RCIC później jednak zawiodła i około godziny 09:00 13 marca paliwo jądrowe stopiło się w korium. Jednostka 2 zachowała funkcje RCIC nieco dłużej i uważa się, że korium zaczęło gromadzić się na dnie reaktora dopiero około godziny 18:00 14 marca. TEPCO uważa, że ​​zespół paliwowy wypadł ze zbiornika ciśnieniowego na podłogę głównego zbiornika zabezpieczającego, i że znalazł szczątki paliwa na dnie głównego pojemnika przechowawczego.

Linki zewnętrzne

Pobrane z „ https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Corium_(nuclear_reactor)&oldid=1137100903 ”