Reakce pára-zirkon

Reakce par zirkonia je exotermická chemická reakce mezi zirkoniem a vodní párou, ke které dochází při vysokých teplotách. Reakce může probíhat zejména v aktivní zóně jaderného reaktoru s vodním chladivem a/nebo moderátorem při jeho přehřátí [1] za podmínek kontaktu zirkoniových konstrukčních prvků s vodou.

Slitiny zirkonia jsou nejběžnějším konstrukčním materiálem pro palivové soubory , v jejichž podobě se jaderné palivo používá v reaktorech. V případě těžké havárie se zhoršeným odvodem tepla může dojít k zahřátí paliva na vysoké teploty vlivem rozpadového tepla odstaveného reaktoru. V aktivní zóně i bezvarných reaktorů vzniká pára, která při dosažení 861 °C reaguje se zirkoniem. V důsledku toho vzniká vodík v množství asi 0,491 litru na gram zreagovaného zirkonia a uvolňuje se velké množství tepla - 6530 kJ / kg [2] .

Průběh reakce

Reakce probíhá podle rovnice:

V tomto případě se uvolňuje značné množství tepla : 6530 kJ/kg.

Reakce začíná přibližně při 861 °C a při 1200 °C se začíná vyvíjet velmi rychle, protože uvolněné teplo navíc ohřívá zirkonium a stává se soběstačným [1] [2] [3] .

Pro výpočet reakce pára-zirkonium se používá integrální tvar Baker-Justovy rovnice [4] (str. 37):

kde:

Reakční rychlost v podstatě závisí na teplotě, množství páry přiváděné na reakční povrch a reakční době. Navíc v reálných podmínkách je množství přiváděné páry mnohem nižší než vypočítané, protože přívod páry na povrch je obtížný. Reakce se účastní pouze vrstvy páry blízko povrchu, zatímco vodík vznikající v důsledku reakce brání přívodu páry k povrchu. Na povrchu se vytvoří film ZrO 2 , který také brzdí reakci [2] .

Důsledky

Kromě uvolňování vodíku a tepla je reakce doprovázena ztrátou pevnosti pláště palivových tyčí a zmenšením jejich počáteční tloušťky v důsledku oxidace zirkonia. Přibližně 10-12 minut po zahájení samoudržovací paro-zirkonové reakce je plášť palivového článku oxidován na tloušťku 0,10-0,15 mm zahřátím na teplotu tání.

Během experimentů byla již v rané fázi pozorována vážná deformace palivových článků, při mírném překročení teploty tání zirkonia se v kanálech chladicí kapaliny tvoří zátky (blokády).

I při relativně nízké reakční rychlosti je množství tepla uvolněného v důsledku toho srovnatelné s rozpadovým teplem odstaveného reaktoru. Nárůst ohřevu paliva v důsledku reakce je tedy velmi významný [2] .

V důsledku vstupu velké části zirkonia do reakce může vzniknout množství vodíku, počítané v tisících krychlových metrů. To je extrémně nebezpečné jak z hlediska nebezpečí výbuchu a požáru, tak z hlediska tvorby plynových bublin v okruhu reaktorového zařízení, které brání cirkulaci chladiva, což může havárii zhoršit. z důvodu ukončení odvodu tepla z paliva [5] .

Nouzové systémy a nehody

Vznik paro-zirkonové reakce je možný pouze při přehřátí aktivní zóny, jde o obecný problém bezpečnosti reaktoru. V případě takto závažné mimořádné události jsou zde bezpečnostní systémy.

Hlavním prostředkem prevence tvorby plynových bublin v okruhu reaktorové elektrárny jsou nouzové systémy pro odvod páry a plynu. Na TMI-2 takový systém nebyl , proto nekondenzovatelné plyny nahromaděné v různých částech zařízení a v samotném reaktoru, především vodík, zabraňovaly vzniku v přirozeném oběhu po nuceném odstavení hlavních oběhových čerpadel. v důsledku čehož nehoda přerostla v mimořádně vážnou [6] .

Dalším důležitým bezpečnostním systémem, pasivním, je kontejnment . V tlakovodních reaktorech je velmi velký, desítky tisíc m³, takže je extrémně obtížné dosáhnout výbušné koncentrace, když je vodík vypouštěn z reaktoru a dalších zařízení. Při havárii na TMI-2 byly například i přes třetinu zoxidovaného paliva pozorovány pouze lokální vznícení vodíku v kontejnmentu, což nevedlo k vážným následkům. U varných vodních reaktorů je velikost kontejnmentu výrazně menší. To je vysvětleno tím, že problém hlavní havárie, pro kterou se kontejnmenty počítají - havárie se ztrátou chladiva - je v kontejnmentech varných reaktorů řešen jiným způsobem, pomocí objemové probublávačky, kde dochází k vypouštění páry v případě havárie. V dřívějších konstrukcích kontejnmentů (Mark 1, Mark 2) varných vodních reaktorů, aby se vyřešil problém akumulace vodíku, je šachta suchého reaktoru naplněna inertním plynem (například čistým dusíkem), v pozdějších konstrukcích počínaje Mark 3, je vybaven systémem dodatečného spalování vodíku [7] [8] . Při havárii v jaderné elektrárně Fukušima byly poškozeny energetické bloky s kontejnmentem Mark 1. Nahromadění vodíku v sekundárním kontejnmentu v něm vedlo k explozi na energetických blocích 1 a 3. U energetického bloku 2 došlo k výbuchu v prostor bublinkové nádrže. U energetické jednotky 4 došlo v oblasti palivového bazénu k výbuchu vodíku.

Známou inovací určenou k řešení problému akumulace vodíku při těžkých haváriích jsou katalytické rekombinátory vodíku (systém pasivní bezpečnosti). Lze je instalovat i na již fungující jednotky (jsou již instalovány na mnoha po celém světě), jsou součástí povinné sady prvků v nových projektech. Rekombinátory jsou malá zařízení, která jsou instalována v mnoha po celém kontejnmentu a zajišťují snížení koncentrace vodíku v případě havárií s jeho únikem. Rekombinátory nevyžadují zdroje energie a povely k zapnutí – při dosažení malé koncentrace vodíku (0,5–1,0 %) se samovolně spustí proces jeho absorpce rekombinátory [9] [10] .

Poznámky

1. ↑ 1 2 Karl-Heinz Neeb. Radiochemie jaderných elektráren s lehkovodními reaktory . - Berlín, New York: Walter de Gruyter , 1997. - 733 s. — ISBN 3-11-013242-7 .
2. ↑ 1 2 3 4 Samoilov O. B., Usynin G. B., Bakhmetiev A. M. Bezpečnost jaderných elektráren. - M. : Energoatomizdat, 1989. - 280 s. - 5900 výtisků.  - ISBN 5-283-03802-5 .
3. ↑ Bezpečnost a zabezpečení komerčních skladů vyhořelého jaderného paliva: veřejná zpráva . — Washington, DC: National Academies Press , 2006. — 75 s. — ISBN 0-309-16519-9 .
4. ↑ Louis Baker, Jr. a Louis C. Just. Studium reakcí kov-voda při vysoké teplotě III Experimentální a teoretické studium reakcí zirkonium-voda . Národní laboratoř Argonne (květen 1962). Archivováno z originálu 9. ledna 2016. (neurčitý)
5. ↑ Libmann J. Prvky jaderné bezpečnosti . - Francie: Les Éditions de Physique , 1996. - 543 s. — ISBN 2-86883-286-5 .
6. ↑ J. Samuel Walker. Three Mile Island: Jaderná krize v historické perspektivě . - Berkeley a Los Angeles: University of California Press , 2004. - 305 s. — ISBN 0-520-24683-7 .
7. ↑ George A. Greene. Přenos tepla v bezpečnosti jaderného reaktoru . - San Diego: Academic Press , 1997. - 357 s. — ISBN 0-12-020029-5 .
8. ↑ Jan Beyea, Frank Von Hippel. Kontejnment zhroucení reaktoru  // Bulletin of the Atomic Scientists  . - 1982. - Sv. 38 , č. 7 . - str. 52-59 . — ISSN 0096-3402 .
9. ↑ Saito T., Yamashita J., Ishiwatari Y., Oka. Y. Pokroky v technologiích lehkovodních reaktorů . — New York, Dordrecht, Heidelberg, London: Springer , 2011. — 295 s. - ISBN 978-1-4419-7100-5 .
10. ↑ Keller V.D. Pasivní katalytické vodíkové rekombinátory pro jaderné elektrárny  // Tepelná energetika . - M . : MAIK "Nauka / Interperiodika" , 2007. - č. 3 . - S. 65-68 . — ISSN 0040-3636 .