Corium , nazývané také palivo-obsahující materiál (FCM) nebo láva podobný materiál obsahující palivo (LFCM) , je materiál podobný lávě vytvořený v jádře jaderného reaktoru během těžké havárie tavení .
Termín "corium" je neologismus vytvořený z jádra (anglicky - core - aktivní zóna jaderného reaktoru) a přípony -ium , přítomné v latinském názvu mnoha prvků periodického systému .
Corium se skládá ze směsi jaderného paliva , štěpných produktů, fragmentů regulačních tyčí , konstrukčních materiálů z poškozených částí reaktoru, produktů jejich chemické reakce se vzduchem, vodou a párou a v případě zničení reaktoru nádoba s roztaveným betonem šachty subreaktoru.
Teplo, které má za následek tavení jádra jaderného reaktoru, se může uvolnit z jaderné řetězové reakce , ale je primárně způsobeno rozpadovým teplem ze štěpných produktů obsažených v palivových tyčích. Významným doplňkovým zdrojem tepla může být chemická reakce žhavých kovů se vzdušným kyslíkem nebo párou.
Hypoteticky závisí teplota koria na jeho vnitřní dynamice uvolňování tepla: množství a typu izotopů produkujících rozpadové teplo, ředění jinými roztavenými materiály a tepelných ztrátách do chlazených konstrukčních prvků reaktoru a do okolí. Objemová hmota koria ztratí méně tepla než jeho tenká vrstva. Corium dostatečné teploty může roztavit beton. V tomto případě se ztuhlá hmota coria může znovu roztavit, pokud její tepelné ztráty poklesnou vlivem tepelně izolačních úlomků, nebo pokud se voda ochlazující corium odpaří [1] .
Na povrchu taveniny coria se může vytvořit tepelně izolační krusta, která zabraňuje tepelným ztrátám. Corium je systém dvou nemísitelných kapalných fází - oxidu a kovu. Rozložení tepla v objemu koria je ovlivněno rozdílnou tepelnou vodivostí těchto roztavených vrstev oxidů a kovů a také redistribucí štěpných produktů mezi nimi. Konvekce v kapalné fázi značně zvyšuje přenos tepla [1] .
Roztavené jádro reaktoru uvolňuje těkavé prvky a sloučeniny. Mohou to být plynné látky, jako je molekulární jód nebo vzácné plyny, nebo aerosolové částice zkondenzované po opuštění vysokoteplotní oblasti. Většina aerosolových částic se skládá ze součástí řídicích tyčí reaktoru. Plynné sloučeniny mohou být adsorbovány na povrchu aerosolových částic.
Složení coria závisí na konstrukci reaktoru, konkrétně: na materiálech použitých v řídicích a palivových tyčích, na chladivu, na materiálu tlakové nádoby reaktoru a na materiálech konstrukcí uvnitř reaktoru . Existují rozdíly mezi tlakovodními reaktory (VVER a PWR) a varnými reaktory (BWR).
Při kontaktu s vodou tvoří horký karbid boru z řídicích tyčí reaktoru BWR nejprve oxid boru a metan a poté kyselinu boritou . Bor může také nadále podporovat reakce kyseliny borité v nouzovém chladivu.
Zirkonium ze zircaloy spolu s dalšími kovy reaguje s vodou za vzniku oxidu zirkoničitého a vodíku . Generování vodíku představuje vážné nebezpečí v případě havárií v reaktorech. Rovnováha mezi oxidačním a redukčním chemickým prostředím a poměr vody a vodíku ovlivňuje tvorbu chemických sloučenin. Změny těkavosti materiálů tyčí a palivových článků ovlivňují poměr uvolněných prvků k prvkům vázaným. Například v inertní atmosféře slitina stříbra, india a kadmia řídicích tyčí uvolňuje téměř pouze kadmium. V přítomnosti vody tvoří indium těkavý oxid indium(I) a hydroxid indium(I) , které se mohou odpařovat a vytvářet aerosol oxidu india(III) . Oxidace india je inhibována atmosférou bohatou na vodík, což vede ke snížení emisí india. Cesium a jód ze štěpných produktů mohou reagovat za vzniku těkavého jodidu česného , který kondenzuje jako aerosol [2] .
Při tavení se teplota palivových článků zvyšuje a v případě zirkalového povlaku při teplotách nad 700-800 °C mohou být deformovány. Pokud se tlak v reaktoru sníží, tlak uvnitř palivových tyčí protrhne plášť. Za podmínek vysokého tlaku naopak plášť tlačí na palivové pelety, čímž přispívá ke vzniku eutektika oxidu uraničitého se zirkoniem o teplotě tání 1200–1400 °C. Mezi párou a zirkoniem dochází k exotermické reakci , která může produkovat dostatek tepla, aby byla soběstačná, aniž by bylo zapojeno teplo radioaktivního rozpadu. Vodík se uvolňuje v množství asi 0,5 m 3 vodíku (redukováno na normální teplotu/tlak) na 1 kg oxidované zircaloy. V materiálech reaktoru může také docházet ke vodíkové křehkosti , přičemž se z poškozených palivových tyčí mohou uvolňovat těkavé štěpné produkty. Mezi 1300 a 1500 °C se slitina stříbra, india a kadmia taví spolu s odpařováním pláště regulační tyče. Při 1800 °C se oxidový povlak roztaví a začne téci. Při 2700–2800 °C se palivové články oxidu uraničitého roztaví a struktura a geometrie aktivní zóny reaktoru se zničí. K tomu může dojít při nižších teplotách, pokud se vytvoří eutektická směs oxidu uraničitého a zirkonia. V tuto chvíli se v koriu vlivem vysoké teploty prakticky nevyskytují žádné těkavé chemicky nevázané složky, což vede k poklesu uvolňování tepla (asi o 25 %) v důsledku odchodu těkavých izotopů [1] .
Teplota koria může v prvních hodinách po roztavení dosáhnout 2400 °C, potenciálně i více než 2800 °C s dalším rozvojem těžké havárie. Při reakci kovů (zejména zirkonia) obsažených v koriu s vodou se může uvolnit velké množství tepla. Zaplavení masy coria vodou nebo masa roztaveného coria padající do vodního bazénu může vést k teplotnímu skoku a tvorbě velkého množství vodíku, což může vést k tlakovému skoku v kontejnmentu. Výbuch páry vyplývající z takového náhlého kontaktu vody s koriem může vést k vytvoření rozptýlené hmoty a vytvoření úlomků projektilu, které mohou při nárazu poškodit kontejnment. Následné tlakové rázy mohou být způsobeny spalováním uvolněného vodíku. Riziko detonace lze snížit použitím katalytických rekombinátorů vodíku [3] .
Krátkodobý výskyt rekriticity (obnovení štěpení způsobeného neutrony) v koriu je teoreticky možný, ale nepravděpodobný jev při použití paliva komerčního reaktoru z důvodu jeho nízkého obohacení, jakož i z důvodu ztráty moderátoru, který je neplatí pro výzkumné reaktory a produkční reaktory s vysoce obohaceným palivem (s obohacením 20 procent nebo více). Tento jev lze detekovat přítomností produktů štěpení s krátkou životností po dlouhou dobu po roztavení, v množstvích, která jsou příliš velká na to, aby zůstala v roztaveném jádru, nebo v důsledku spontánního štěpení minoritních aktinidů syntetizovaných v reaktoru [1] .
Při absenci dostatečného chlazení se materiály uvnitř tlakové nádoby reaktoru přehřívají a deformují, protože podléhají tepelné roztažnosti, a konstrukce reaktoru selže, když teplota dosáhne teploty tání nebo dokonce hranice tečení jeho konstrukčních prvků. Poté se na dně nádoby reaktoru začne tvořit kaluž roztaveného coria. Pokud se corium ochladí, může ztuhnout a poškození se omezí na samotný reaktor. Corium se však může roztavit skrz RPV a unikat nebo se vysunout jako natlakovaný roztavený proud uvnitř RPV. Porucha nádoby reaktoru může být způsobena zahřátím dna její nádoby koriem, což vede nejprve k tečení a následně k destrukci nádoby. Chlazení vodou nad vrstvou coria v dostatečném množství může vést k tepelné rovnováze pod teplotou tečení kovu bez zničení tlakové nádoby reaktoru [4] .
Pokud je nádoba dostatečně ochlazena, může se mezi taveninou coria a stěnou reaktoru vytvořit krusta. Vrstva roztavené oceli v horní části koria může vytvořit zónu zvýšeného přenosu tepla do stěny reaktoru; tento stav, známý jako „tepelný nůž“ nebo „efekt zaostření“, zvyšuje pravděpodobnost lokalizovaného zeslabení boční stěny nádoby reaktoru a následného úniku coria skrz zborcenou stěnu [1] .
V případě vysokého tlaku uvnitř tlakové nádoby reaktoru může porušení jejího dna vést k vymrštění hmoty coria pod vysokým tlakem. V první fázi se vyhazuje pouze samotná tavenina; později se může nad středem otvoru vytvořit prohlubeň a plyn bude unikat s taveninou s rychlým poklesem tlaku uvnitř nádoby reaktoru. Vysoká teplota taveniny také způsobuje rychlou erozi a zvýšenou rupturu RPV. Pokud je otvor ve středu dna, může vytéct téměř celé korium. Otvor v boku nádoby může vést pouze k částečnému vyvržení coria, zatímco zbytek zůstane uvnitř nádoby reaktoru [5] . Tavení nádoby reaktoru může trvat několik desítek minut až několik hodin.
Po destrukci reaktorové nádoby určují podmínky v podreaktorovém objemu (podreaktorová šachta) následnou tvorbu plynu. Je-li v něm voda, tvoří se pára a vodík; suchý beton produkuje oxid uhličitý a méně páry [6] .
Tepelným rozkladem betonu vzniká vodní pára a oxid uhličitý , které mohou dále reagovat s kovy v tavenině, oxidovat kovy a redukovat plyny na vodík a oxid uhelnatý . Rozklad betonu a těkání jeho alkalických složek je endotermický proces. Aerosoly emitované v této fázi jsou založeny hlavně na sloučeninách křemíku, které tvoří beton; jinak se těkavé prvky, jako je cesium, mohou vázat na netěkavé nerozpustné silikáty [2]
Mezi betonem a taveninou koria probíhá několik reakcí. Volná a chemicky vázaná voda se z betonu uvolňuje ve formě páry. Uhličitan vápenatý se rozkládá za vzniku oxidu uhličitého a oxidu vápenatého . Voda a oxid uhličitý prostupují hmotou koria, exotermicky oxidují nezoxidované kovy přítomné v koriu a generují plynný vodík a oxid uhelnatý. V tomto případě lze získat velké množství vodíku, což s sebou nese nebezpečí jeho deflagrace a detonace. Oxid vápenatý, oxid křemičitý a silikáty se taví a mísí s koriem. Oxidovou fázi, ve které se koncentrují netěkavé štěpné produkty, lze stabilizovat při teplotách 1300–1500 °C po značnou dobu. Výsledná vrstva hustšího roztaveného kovu obsahující méně radioizotopů ( Ru , Tc , Pd atd.), zpočátku sestávající z roztaveného zirkaloy, železa, chrómu, niklu, manganu, stříbra a dalších strukturních kovových materiálů, stejně jako kovy a produkty štěpení. telur ve formě teluridu zirkonia) může vzniknout oxidová vrstva (která koncentruje Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo atd. a zpočátku se skládá z oxidu zirkoničitého a oxidu uraničitého, případně s oxidem železa a oxidy boru) na rozhraní mezi oxidy a podkladovým betonem, zpomaluje pronikání koria a tvrdnutí na několik hodin. Oxidová vrstva vytváří teplo především vlivem rozpadového tepla, zatímco hlavním zdrojem tepla v kovové vrstvě je exotermická reakce s vodou uvolněnou z betonu. Rozklad betonu a těkání sloučenin alkalických kovů spotřebuje značné množství tepla [2]
Fáze rychlé eroze betonového podkladu trvá asi hodinu a dosáhne hloubky asi 1 m, poté se zpomalí na několik cm/h a úplně se zastaví, když se tavenina ochladí pod teplotu rozkladu betonu (asi 1100 °C) . K úplnému roztavení může dojít během několika dnů i po několika metrech betonu; poté corium pronikne několik metrů do země, rozšíří se, ochladí a ztvrdne [7] .
Při interakci mezi koriem a betonem lze dosáhnout velmi vysokých teplot. V této fázi se tvoří méně těkavé aerosoly Ba , Ce , La , Sr a další štěpné produkty a do kontejnmentu se dostávají v době, kdy je již většina těkavějších aerosolů uložena. Tellur se uvolňuje při rozkladu teluridu zirkonia. Bublinky plynu proudící taveninou přispívají ke vzniku aerosolu [2]
Tepelná hydraulika corium-betonové interakce (CCI) nebo roztaveného corium-betonové interakce (MCCI) je zcela jasná [8] . Dynamika pohybu koria uvnitř i vně RPV je však velmi složitá a počet možných scénářů je velký. Pomalé proudění taveniny do podložního bazénu vody může vést k úplnému bezpečnému ztuhnutí a rychlý kontakt velké masy coria s vodou může vést k ničivé explozi páry. Corium může být buď zcela obsaženo v RPV, nebo některé otvory v nástroji na dně RPV mohou způsobit vytékání taveniny z něj [9] .
Tepelné zatížení koria na podlaze pod nádobou reaktoru lze odhadnout pomocí mřížky senzorů z optických vláken zapuštěných do betonu. Čistá křemičitá vlákna jsou potřebná, protože jsou odolnější vůči vysokým úrovním záření [10] .
V některých provedeních reaktorových budov, např. v projektech EPR a ATMEA1, jsou k dispozici speciální zóny šíření coria ( lapače taveniny ), kde lze taveninu lokalizovat bez kontaktu s vodou a bez nadměrné reakce s betonem [11] . Teprve později, když se na tavenině coria vytvoří kůra, lze zavést omezené množství vody pro ochlazení hmot coria [3] . Ruská koncepce lapače taveniny pro reaktor VVER-1200 (AES-2006) vůbec neimplikuje interakci coria s konstrukčním betonem. Pro změnu vlastností taveniny koria, která je nezbytná pro její úspěšnou lokalizaci v pasti, využívá tento koncept speciální funkční materiály zvané obětní materiály, se kterými korium interaguje.
Materiály na bázi oxidu titaničitého a oxidu neodymičitého se zdají být odolnější vůči koriu než beton [12] .
Usazování koria na vnitřním povrchu kontejnmentu, například uvolněním z tlakové nádoby reaktoru, může vést k jeho poškození přímým „ohříváním kontejnmentu“ (CHO).
Při havárii v jaderné elektrárně Three Mile Island došlo k pomalému částečnému roztavení aktivní zóny reaktoru. Asi 19 tun materiálu aktivní zóny se roztavilo a přesunulo během asi 2 minut, asi 224 minut po odstavení reaktoru . Na dně RPV se vytvořila koriová lázeň, ale RPV nebyla poškozena [13] . Vrstva krystalizovaného coria měla tloušťku 5 až 45 cm.
Vzorky coria byly získány z reaktoru. Byly nalezeny dvě hmoty coria, jedna v oblasti palivových souborů a druhá ve spodní části nádoby reaktoru. Vzorky byly matně šedé s občasnými žlutými skvrnami.
Hmota se ukázala jako homogenní, sestávající hlavně z roztaveného paliva a pláště. Elementární složení bylo v hm. %: asi 70 U , 13,75 Zr , 13 O , s přísadami nerezové oceli a inconelu přítomnými v tavenině. Volné trosky vykazovaly nižší obsah uranu (asi 65 hm. %) a vyšší obsah strukturních kovů. Rozpadové teplo coria 224 minut po odstavení reaktoru bylo odhadnuto na 0,13 W/g a 600 minut po odstavení kleslo na 0,096 W/g. Vzácné plyny, cesium a jód chyběly, což ukazuje na jejich odpařování z horkého materiálu. Vzorky byly zcela oxidovány, což ukazuje, že bylo přítomno dostatečné množství páry k oxidaci veškerého dostupného zirkonia.
Některé vzorky obsahovaly malé množství kovové taveniny (méně než 0,5 % hmotn.), sestávající ze stříbra a india (z kontrolních tyčí ). V jednom ze vzorků byla nalezena sekundární fáze tvořená oxidem chromitým . Některé kovové inkluze obsahovaly stříbro, ale nebylo nalezeno žádné indium, což naznačuje, že teplota byla vyšší než teplota vypařování kadmia a india. Téměř všechny kovové součásti, s výjimkou stříbra, byly zcela oxidovány. V některých oblastech dokonce oxidovalo stříbro. Oblasti bohaté na železo a chrom pravděpodobně pocházejí z roztavených trubek, které neměly dostatek času se v tavenině rozptýlit.
Sypná hustota vzorků se pohybovala od 7,45 do 9,4 g/cm3 ( hustoty UO2 a Zr02 jsou 10,4 a 5,6 g/ cm3 ) . Pórovitost vzorků se pohybovala od 5,7 % do 32 %, v průměru na úrovni 18±11 %. U některých vzorků byla zjištěna pásovitá propojená pórovitost, která indikuje stav kapalné fáze koria po dostatečnou dobu pro tvorbu parních bublin nebo par konstrukčních materiálů a jejich přenos taveninou. (U,Zr)02 a jejich pevný roztok ukazuje maximální teplotu taveniny mezi 2600 a 2850 °C.
Mikrostruktura vytvrzeného materiálu vykazuje dvě fáze: (U,Zr)O 2 a (Zr,U)O 2 . Fáze bohatá na zirkonium byla nalezena kolem pórů a na hranicích zrn a obsahuje určité množství železa a chrómu ve formě oxidů. Tato segregace fází naznačuje spíše pomalé postupné ochlazování než rychlé ochlazování, které se odhaduje na 3 až 72 hodin podle typu separace fází [14] .
Největší známá množství coria vznikla během černobylské katastrofy [15] . Roztavená hmota aktivní zóny reaktoru protekla pod tlakovou nádobou reaktoru a poté ztuhla jako stalaktity , stalagmity a lávové proudy; nejznámějším útvarem je " Sloní noha ", umístěná pod dnem reaktoru v parní distribuční chodbě [16] [17] ,
Corium bylo vytvořeno ve třech fázích.
Černobylské corium se skládá z reaktorového oxidu uraničitého jako paliva, jeho pláště ze slitiny zirkonu, roztaveného betonu a rozloženého a roztaveného serpentinitu nabaleného kolem reaktoru jako jeho tepelné izolace. Analýza ukázala, že corium se zahřálo na maximum 2255 °C a zůstalo nad 1660 °C alespoň 4 dny [22] .
Roztavené corium se usadilo na dně šachty reaktoru a na jeho horní části se vytvořila vrstva grafitových úlomků. Osm dní po roztavení tavenina pronikla spodní biologickou clonou a rozšířila se po podlaze reaktorovny a odpařila radionuklidy. K dalšímu úniku radioaktivních produktů do okolí došlo při kontaktu taveniny s vodou [23] .
V suterénu budovy reaktoru jsou tři různé lávy: černá, hnědá a porézní keramika. Jedná se o silikátová skla s inkluzemi jiných materiálů. Porézní láva je hnědá láva, která spadla do vody a rychle se ochladí.
Při radiolýze vody v bazénu se sníženým tlakem pod černobylským reaktorem vznikal peroxid vodíku . Hypotézu, že voda v bazénu byla částečně přeměněna na H 2 O 2 , podporuje identifikace bílých krystalických minerálů studtitu a metastuditu v černobylských lávách [24] , jediných minerálech obsahujících peroxid [25] .
Vzorky černobylského coria se skládají z vysoce heterogenní silikátové amorfní matrice s inkluzemi. Ve vzorcích byly identifikovány následující fáze:
V černobylském koriu lze rozlišit pět typů materiálů: [27]
Roztavené jádro reaktoru se hromadilo v místnosti 305/2, dokud nedosáhlo okrajů parních průduchů; pak corium uniklo dolů do parní distribuční chodby. Vstoupil také do místnosti 304/3 [29] . Corium vytékalo z reaktoru ve třech proudech. Proud 1 sestával z hnědé lávy a roztavené oceli; ocel vytvořila vrstvu na podlaze parní distribuční chodby v úrovni +6 s hnědým koriem na jejím vrcholu. Z této oblasti odtékalo hnědé corium parními distribučními kanály do odtlakovacích bazénů na úrovni +3 a na úrovni 0 a vytvářelo zde porézní a struskové útvary. Proud 2 se skládal z černé lávy a stékal na druhou stranu parní distribuční chodby. Proud 3, rovněž složený z černých láv, proudil do dalších oblastí pod reaktorem. Známá struktura „sloní nohy“ je složena ze dvou tun černé lávy, tvořící mnohovrstevnou strukturu podobnou kůře stromu. Předpokládá se, že je pohřben v betonu do hloubky 2 m. Materiál je vysoce radioaktivní a v prvních letech po havárii měl velmi vysokou pevnost. Použití systémů dálkového ovládání ke studiu této struktury nebylo možné kvůli silnému záření, které ruší činnost elektroniky [33] .
Černobylská tavenina byla silikátová tavenina, která obsahovala inkluze fází Zr / U , roztavenou ocel a křemičitan uran-zirkonium ("Černobylit", černý a žlutý technogenní minerál). Lávový proud se skládal z několika druhů materiálu - nalezena byla hnědá láva a porézní keramický materiál. Poměr uranu a zirkonia v různých částech pevné látky se velmi liší. Hnědá láva má fázi bohatou na uran s poměrem U:Zr v rozmezí od 19:3 do přibližně 19:5. Fáze s nízkým obsahem uranu v hnědé lávě má poměr U:Zr asi 1:10 [34] . Studium fází obsahujících Zr/U umožňuje určit tepelnou historii směsi. Lze prokázat, že před výbuchem byla teplota části aktivní zóny nad 2000°C a v některých oblastech přesahovala 2400-2600°C.
| Typ | SiO2 _ | U 3 O 8 | MgO | Al2O3 _ _ _ | PbO | Fe2O3 _ _ _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| struskovitá | 60 | 13 | 9 | 12 | 0 | 7 |
| skelný | 70 | osm | 13 | 2 | 0,6 | 5 |
| pemzový | 61 | jedenáct | 12 | 7 | 0 | čtyři |
Corium prochází degradací. Sloní noha, tvrdá a pevná ihned po svém vzniku, je nyní natolik zničena, že adhezivním tampónem snadno oddělí vrchní vrstvu o tloušťce 1 až 2 cm Tvar samotné struktury se mění v závislosti na dráze a poloze koria trosky. Teplota koria se nyní příliš neliší od okolní teploty, takže materiál podléhá jak denním teplotním cyklům, tak účinkům vody. Heterogenní povaha coria a různé koeficienty tepelné roztažnosti složek způsobují rozpad materiálu během tepelného cyklování. Během vytvrzování se v materiálu vlivem nekontrolované rychlosti ochlazování vytvořilo mnoho zbytkových pnutí . Voda, pronikající do pórů a mikrotrhlin, v nich zamrzala a podobně jako výmoly na silnicích urychlovala praskání [29] .
Corium (stejně jako vysoce ozářené uranové palivo) má vlastnost spontánní tvorby prachu nebo samovolného rozprašování povrchu . Alfa rozpad izotopů uvnitř sklovité struktury způsobuje Coulombovy exploze, ničí materiál a uvolňují submikronové částice z jeho povrchu [36] . Úroveň radioaktivity je však taková, že do 100 let bude samoozáření lávy ( 2⋅10 16 α-rozpadů na 1 g a od 2 do 5⋅10 5 Gy β nebo γ) zaostávat za požadovanou úrovní. výrazně změnit vlastnosti skla (10 18 α-rozpadů na 1 g a od 10 8 do 10 9 Gy β nebo γ). Také rychlost rozpouštění lávy ve vodě je velmi nízká (10 −7 g cm −2 den −1 ), to znamená, že není třeba se obávat, že by se láva ve vodě rozpustila [37] .
Není jasné, jak dlouho bude keramická forma oddalovat uvolnění radioaktivity. Od roku 1997 do roku 2002 byla publikována řada článků, ve kterých se předpokládalo, že když se láva sama ozáří, všech 1200 tun se během několika týdnů přemění na submikronové částice a mobilní prášek [38] . Jiné práce uvádějí, že je pravděpodobné, že degradace lávy by měla být spíše pomalý a postupný než náhlý a rychlý [37] . Stejný článek uvádí, že ztráta uranu ze zničeného reaktoru je pouze 10 kilogramů (22 liber) za rok. Tato nízká úroveň vyluhování uranu naznačuje, že láva je poměrně odolná vůči životnímu prostředí. Dokument také uvádí, že s modernizací krytu se rychlost vyluhování lávy sníží.
Některé povrchy lávových proudů začaly být pokryty novými uranovými minerály, např. UO 3 2H 2 O ( eliantinit ), ( UO 2 )O 2 4H 2 O ( studtit ), uranylkarbonát ( rutherfordin ), Na 4 ( U02 ) ( C03 ) 3 ( cheikait ) [ 39] a sloučenina Na3U ( C03 ) 22H20 [ 29 ] . Jsou rozpustné ve vodě, což umožňuje mobilizaci a transport uranu [40] . Minerály se objevují jako bělavě žluté skvrny na povrchu ztvrdlého coria [41] . Tyto sekundární minerály vykazují několik setkrát nižší koncentrace plutonia a několikanásobně vyšší koncentrace uranu než samotná láva.
Dne 11. března 2011 vedly zemětřesení a tsunami v Japonsku ke ztrátě všech zdrojů elektřiny v jaderné elektrárně Fukušima Daiichi a v důsledku toho k nefunkčnosti nouzových chladicích systémů. V důsledku toho se jaderné palivo na blocích č. 1-č. 3 roztavilo a prohořelo přes nádoby reaktoru a dostalo se do místností kontejnmentu . V letech 2015–2017 byly energetické jednotky č. 1 – č. 3 vyšetřeny radiografií rozptylu mionů [42] . V důsledku toho bylo zjištěno, že uvnitř reaktorů bloků č. 1 a č. 3 nejsou prakticky žádné palivové materiály, přičemž v tlakové nádobě reaktoru energetického bloku č. 2 zůstal značný objem ztuhlé taveniny. Přítomnost zbytků jaderného paliva v podreaktorových místnostech všech tří bloků byla vizuálně potvrzena při zkoumání dálkově ovládanými roboty [43] . Zahájení prací na těžbě taveniny obsahující palivo a úlomků palivových souborů ze zničených reaktorových nádob a podreaktorových prostor je plánováno od energetického bloku č. 2 v roce 2021 [44] .
Řada prací v této oblasti je zaměřena na vysokoteplotní studium betonu [45] , dalších reaktorových materiálů [46] a zejména na termofyzikální vlastnosti coria [47] [48] [49] a jednotlivých prvků [50] materiály, které je tvoří (včetně zirkonia [51] , oxidu uraničitého [52] a různých slitin obsahujících uran (například U-Fe a U-Ga) [53] ).
Bylo studováno mnoho vlastností: viskozita [54] a reologie roztavených kovů (proces ochlazování a krystalizace [55] , hustota, emisivita, tepelná vodivost, aktivační teplota, radioaktivita, erozivní kapacita, vypařování, fázová přechodová tepla [56] , atd.).).
Pro vytvoření a ověření spolehlivých modelů byla provedena studie reologického chování bazaltů (různého složení s přídavkem až 18 hm. % UO 2 ), dále různých složení (především UO 2 , ZrO 2 , F x Oy a Fe pro scénáře těžkých havárií na lodi, stejně jako SiO 2 a CaO pro scénáře mimo trup) [57] .
Studie ukázaly, že viskozitu coria nelze popsat konvenčními modely, jako jsou suspenze založené na neinteragujících sférických částicích [57] . Byla navržena Arrheniova závislost [58] n = exp(2,5Cφ) [57] , kde C je mezi 4 a 8 (při nízkých rychlostech smyku a ochlazování).
Studie coria byly a jsou obvykle prováděny pod záštitou mezinárodních organizací IAEA a OECD, v Evropě s podporou Evropské komise a v Rusku s podporou Mezinárodního vědeckého a technologického centra, např.:
Byly vyvinuty výpočtové kódy a speciální software (např. kód CRUST vyvinutý v CEA pro modelování mechanického chování kůry vytvořené na povrchu koria, která brání jejímu pohybu a ochlazování; integrální kód těžké havárie SOKRAT vyvinutý v IBRAE RAS atd.).
Aby se zabránilo vystavení rizikům a nebezpečím, která mohou nastat při skutečné těžké havárii, používají experimentální studie těžkých havárií simulátor coria (tzv. „prototyp corium“), náhražku, jejíž vlastnosti jsou považovány za velmi blízké. k těm pravým. V případě chemického prototypového coria se za nejspolehlivější považují studie pro testování různých scénářů těžkých havárií (spojených s tavením aktivní zóny reaktoru). Takovou práci provádí zejména ve Francii CEA Center v Cadarache ve spolupráci s EDF, IRSN, Framatome, v Rusku v RRC KI , NITI , RI , v Jižní Koreji v KAERI, KHNP, v Japonsku v JAEA, CLADS a v dalších zemích a organizacích.
Chemicky prototyp coria má hustotu a reologické vlastnosti blízké skutečným corium; ostatní fyzikální a chemické vlastnosti jsou také do značné míry srovnatelné. Liší se však termodynamicky (nejedná se o autokatalytický zdroj tepla samoudržující se radioaktivním rozpadem) a má jiné izotopové složení, protože se skládá z ochuzeného uranu nebo přírodního uranu místo obohaceného uranu a v některých experimentech také ze štěpení. simulátory produktů založené na přírodním izotopovém složení. Proto je prototyp corium mnohem méně nebezpečný než skutečné corium [69] .
| Radiační havárie | |
|---|---|
| INES 7 | |
| INES 6 |
|
| INES 5 |
|
| INES 4 |
|
| jiný |
|