Кориум (ядерный реактор) - Corium (nuclear reactor)

В Три Майл Айленд реактор 2 после частичный обвал.
  1. Вход 2B
  2. Вход 1А
  3. Полость
  4. Сыпучий мусор керна
  5. Корка
  6. Ранее расплавленный материал
  7. Мусор нижней камеры
  8. Возможный регион, обедненный ураном
  9. Направляющая для инструментов Ablated incore
  10. Отверстие в перегородке
  11. Нанесение ранее расплавленного материала на внутренние поверхности обводной зоны
  12. Верхняя решетка повреждена верхняя пластина

Кориум, также называемый топливосодержащий материал (FCM) или же лавоподобный топливосодержащий материал (LFCM), это лава -подобный материал, созданный в основной из ядерный реактор во время крах авария.

Он состоит из смеси ядерное топливо, продукты деления, стержни управления, конструкционные материалы из пораженных частей реактора, продукты их химической реакции с воздухом, водой и паром, а в случае разрушения корпуса реактора - расплавленный бетон с пола реакторного помещения.

Состав и формирование

Жара, вызывающая плавление реактора может происходить из ядерная цепная реакция, но чаще спад тепла из продукты деления Содержащийся в топливных стержнях является основным источником тепла. Производство тепла от радиоактивного распада быстро падает, так как короткое период полураспада изотопы обеспечивают большую часть тепла и радиоактивного распада, при этом кривая тепловыделения представляет собой сумму кривых распада многочисленных изотопы элементов, распадающихся с разной экспоненциальной скоростью полураспада. Значительным дополнительным источником тепла может стать химическая реакция горячих металлов кислородом или пар.

Гипотетически температура кориума зависит от динамики его внутреннего тепловыделения: количества и типов изотопы выделение остаточного тепла, разбавление другими расплавленными материалами, потери тепла, измененные физической конфигурацией кориума, и потери тепла в окружающую среду. Накопленная масса кориума будет терять меньше тепла, чем тонкий слой. Кориум достаточной температуры может расплавить бетон. Затвердевшая масса кориума может переплавиться, если ее тепловые потери уменьшатся, если она будет покрыта теплоизоляционными обломками или если вода, охлаждающая кориум, испарится.[1]

На массе кориума может образовываться корка, которая действует как теплоизолятор и препятствует тепловым потерям. На распределение тепла по массе кориума влияет разная теплопроводность между расплавленными оксидами и металлами. Конвекция в жидкой фазе значительно увеличивает теплопередачу. [1]

Расплавленная активная зона реактора выделяет летучие элементы и соединения. Это может быть газовая фаза, например молекулярная йод или благородные газы, или частицы конденсированного аэрозоля после выхода из области высоких температур. Большая часть аэрозольных частиц происходит из материалов регулирующих стержней реактора. Газообразные соединения могут быть адсорбированный на поверхности аэрозольных частиц.

Состав и реакции кориума

Состав кориума зависит от типа конструкции реактора и, в частности, от материалов, используемых в управляющих стержнях, теплоносителе и конструкционных материалах корпуса реактора. Есть различия между реактор с водой под давлением (PWR) и кипящий реактор (BWR) кориум.

При контакте с водой, горячей карбид бора из BWR реактор стержни управления формы сначала оксид бора и метан, тогда борная кислота. Бор может также продолжать участвовать в реакциях борной кислоты в аварийной охлаждающей жидкости.

Цирконий из циркалой вместе с другими металлами вступает в реакцию с водой и образует диоксид циркония и водород. Производство водорода представляет собой серьезную опасность при авариях на реакторах. Баланс между окисляющий и сокращение химическая среда и соотношение воды и водорода влияет на образование химических соединений. Вариации летучести материалов активной зоны влияют на соотношение высвобождаемых элементов и невыделенных элементов. Например, в инертной атмосфере серебро-индий-кадмий сплав регулирующих тяг выделяет почти только кадмий. В присутствии воды индий образует летучие оксид индия (I) и гидроксид индия (I), который может испаряться и образовывать аэрозоль оксид индия (III). Окисление индия тормозится богатой водородом атмосферой, что приводит к снижению выбросов индия. Цезий и йод из продуктов деления может реагировать с образованием летучих йодид цезия, который конденсируется в виде аэрозоля.[2]

Во время расплавления температура топливных стержней увеличивается, и они могут деформироваться, в случае оболочки из циркалоя, выше 700–900 ° C (1 292–1652 ° F). Если давление в реакторе низкое, давление внутри топливных стержней приводит к разрыву оболочки регулирующих стержней. В условиях высокого давления оболочка прижимается к топливным таблеткам, способствуя образованию диоксид урана -цирконий эвтектика с температурой плавления 1,200–1400 ° C (2,190–2,550 ° F). An экзотермический реакция происходит между паром и цирконием, который может производить достаточно тепла, чтобы быть самоподдерживающимся без вклада тепла распада от радиоактивности. Водород выделяется в количестве около 0,5 м3.3 (18 куб. Футов) водорода (при нормальной температуре / давлении) на килограмм окисленного циркалоя. Хрупкость водорода также могут возникать в материалах реактора, и летучие продукты деления могут выделяться из поврежденных топливных стержней. При температуре от 1300 до 1500 ° C (от 2370 до 2730 ° F) серебро-индий-кадмий сплав регулирующих стержней плавится вместе с испарением оболочки регулирующих стержней. При 1800 ° C (3270 ° F) оксиды оболочки плавятся и начинают течь. При 2700–2800 ° C (4890–5 070 ° F) топливные стержни из оксида урана плавятся, и структура и геометрия активной зоны реактора разрушаются. Это может происходить при более низких температурах, если образуется эвтектическая композиция оксид урана-цирконий. В этот момент кориум практически не содержит летучих компонентов, которые не связаны химически, что приводит к соответственно более низкому выделению тепла (примерно на 25%) по мере перемещения летучих изотопов.[1][3]

Температура кориума может достигать 2400 ° C (4350 ° F) в первые часы после таяния, потенциально достигая более 2800 ° C (5070 ° F). Большое количество тепла может выделяться при реакции металлов (особенно циркония) кориума с водой. Затопление массы кориума водой или падение расплавленной массы кориума в бассейн с водой может привести к скачку температуры и образованию большого количества водорода, что может привести к скачку давления в защитной емкости. В паровой взрыв в результате такого внезапного контакта кориума с водой могут рассеиваться материалы и образовываться снаряды, которые могут повредить защитный сосуд при ударе. Последующие скачки давления могут быть вызваны сгоранием выделяющегося водорода. Риск детонации можно снизить за счет использования каталитические рекомбинаторы водорода.[4]

Кратковременная повторная критичность (возобновление нейтронно-индуцированного деления) в некоторых частях кориума является теоретической, но отдаленной возможностью с коммерческим реакторным топливом из-за низкого обогащения и потери замедлителя. Это состояние можно определить по короткому сроку службы. продукты деления спустя долгое время после расплавления, в количествах, которые слишком велики, чтобы оставаться в реакторе перед расплавлением, или быть вызванными спонтанным делением актинидов, созданных в реакторе.[1]

Нарушение корпуса реактора

При отсутствии надлежащего охлаждения материалы внутри корпуса реактора перегреваются и деформируются, поскольку они подвергаются тепловому расширению, и конструкция реактора выходит из строя, когда температура достигает точки плавления его конструкционных материалов. Расплав кориума затем накапливается на дне корпус реактора. В случае адекватного охлаждения кориума он может затвердеть, и повреждение ограничится самим реактором. Однако кориум может плавиться через корпус реактора и вытекать или выбрасываться в виде расплавленного потока под давлением внутри корпуса реактора. Выход из строя корпуса реактора может быть вызван нагревом днища корпуса кориумом, что в первую очередь приводит к отказ от ползучести а затем в прорыве судна. Охлаждающая вода над слоем кориума в достаточном количестве может достичь теплового равновесия ниже температуры ползучести металла без выхода из строя корпуса реактора.[5]

Если сосуд достаточно охладиться, может образоваться корка между расплавом кориума и стенкой реактора. Слой расплавленной стали наверху оксида может создавать зону повышенной теплопередачи к стенке реактора; это состояние, известное как «тепловой нож», увеличивает вероятность образования локального ослабления боковой стенки корпуса реактора и последующей утечки кориума.[1]

В случае высокого давления внутри корпуса реактора прорыв его дна может привести к выбросу кориума под высоким давлением. На первом этапе выбрасывается только сам расплав; позже в центре отверстия может образоваться углубление, и газ будет выводиться вместе с расплавом с быстрым падением давления внутри корпуса реактора; высокая температура расплава также вызывает быструю эрозию и увеличение разрыва сосуда. Если отверстие находится в центре дна, можно выбросить почти весь кориум. Отверстие в стенке сосуда может привести только к частичному выбросу кориума, при этом оставшаяся часть остается внутри сосуда реактора.[6]Расплавление корпуса реактора может занять от нескольких десятков минут до нескольких часов.

После прорыва корпуса реактора условия в полости реактора под активной зоной определяют последующее образование газов. Если присутствует вода, образуются пар и водород; сухой бетон приводит к образованию двуокиси углерода и меньшему количеству пара.[7]

Кориум-бетон взаимодействия

При термическом разложении бетона образуется водяной пар и углекислый газ, который может дополнительно реагировать с металлами в расплаве, окисляя металлы и восстанавливая газы до водорода и монооксид углерода. Разложение бетона и улетучивание его щелочных компонентов - эндотермический процесс. Аэрозоли, выделяемые на этом этапе, в основном основаны на кремниевых соединениях бетонного происхождения; в противном случае летучие элементы, например цезий, могут быть связаны в нелетучие нерастворимые силикаты.[2]

Между бетоном и расплавом кориума происходит несколько реакций. Свободная и химически связанная вода выделяется из бетона в виде пара. Карбонат кальция разлагается с образованием диоксида углерода и оксид кальция. Вода и диоксид углерода проникают в массу кориума, экзотермически окисляя неокисленные металлы, присутствующие в кориуме, и производят газообразный водород и монооксид углерода; может производиться большое количество водорода. Оксид кальция, кремнезем, а силикаты плавятся и смешиваются с кориумом. Оксидная фаза, в которой сконцентрированы нелетучие продукты деления, может стабилизироваться при температурах 1300–1500 ° C (2370–2730 ° F) в течение значительного периода времени. В конечном итоге присутствует слой более плотного расплавленного металла, содержащего меньше радиоизотопов (RU, Tc, Pd и т. д., изначально состоящих из расплавленного циркалоя, железа, хрома, никеля, марганца, серебра и других строительных материалов, а также металлических продуктов деления и теллура, связанного в виде теллурида циркония, чем оксидный слой (который концентрирует Sr, Ба, Ла, Sb, Sn, Nb, Пн и т. д. и первоначально состоит в основном из диоксида циркония и диоксида урана, возможно, с оксидом железа и оксидами бора), может образовывать границу раздела между оксидами и бетоном ниже, замедляя проникновение кориума и затвердевая в течение нескольких часов. Оксидный слой производит тепло в основном за счет остаточного тепла, в то время как основным источником тепла в металлическом слое является экзотермическая реакция с водой, выделяющейся из бетона. Разложение бетона и улетучивание соединений щелочных металлов требует значительного количества тепла.[2]

Фаза быстрой эрозии бетонного основания длится около часа и прогрессирует примерно до одного метра в глубину, затем замедляется до нескольких сантиметров в час и полностью прекращается, когда расплав остывает ниже температуры разложения бетона (около 1100 ° C [2,010] ° F]). Полное проплавление может произойти за несколько дней даже через несколько метров бетона; Кориум затем проникает на несколько метров в подстилающую почву, распространяется, охлаждается и затвердевает.[3]

Во время взаимодействия кориума и бетона могут быть достигнуты очень высокие температуры. Менее летучие аэрозоли Ба, Ce, Ла, Sr, и другие продукты деления образуются во время этой фазы и вводятся в здание защитной оболочки в то время, когда большая часть ранних аэрозолей уже выпала. Теллур выделяется по мере разложения теллурида циркония. Пузырьки газа, протекающие через расплав, способствуют образованию аэрозоля.[2]

В теплогидравлика взаимодействия кориума с бетоном (CCI, или также MCCI, «взаимодействия расплавленного ядра и бетона») достаточно изучены.[8]Однако динамика движения кориума в корпусе реактора и за его пределами очень сложна, а количество возможных сценариев велико; медленное капание расплава в нижележащий бассейн с водой может привести к полному тушению, в то время как быстрый контакт большой массы кориума с водой может привести к разрушительному паровому взрыву. Кориум может полностью задерживаться в корпусе реактора, или дно реактора или некоторые из отверстий для проникновения инструментов могут быть проплавлены.[9]

Тепловую нагрузку кориума на пол под корпусом реактора можно оценить с помощью сетки волоконно-оптические датчики залита бетоном. Волокна из чистого диоксида кремния необходимы, поскольку они более устойчивы к высоким уровням излучения.[10]

Некоторые проекты реакторных зданий, например, EPR, включить выделенные области распространения кориума (улавливатели керна ), где расплав может осаждаться без контакта с водой и без чрезмерной реакции с бетоном.[11]Только позже, когда на расплаве образуется корка, можно вводить ограниченное количество воды для охлаждения массы.[4]

Материалы на основе оксид титана и оксид неодима (III) кажутся более стойкими к кориуму, чем бетон.[12]

Отложение кориума на внутренней поверхности защитной оболочки, например из-за выброса под высоким давлением из корпуса реактора, работающего под давлением, может вызвать отказ защитной оболочки из-за прямого нагрева защитной оболочки (DCH).

Конкретные инциденты

Авария на Три-Майл-Айленд

Вовремя Авария на Три-Майл-Айленд произошло медленное частичное расплавление активной зоны реактора. Около 41900 фунтов (19000 кг) материала расплавилось и переместилось примерно через 2 минуты, примерно через 224 минуты после реактора. Катись. На дне корпуса реактора образовалась лужа кориума, но корпус реактора не был поврежден.[13] Толщина слоя застывшего кориума составляла от 5 до 45 см.

Образцы были получены из реактора. Были обнаружены две массы кориума: одна в топливной сборке, другая на нижней крышке корпуса реактора. Образцы в целом были тускло-серыми с некоторыми желтыми участками.

Масса оказалась однородной, в основном состоящей из расплавленного топлива и оболочки. Элементный состав составлял около 70 мас.%. уран, 13,75 мас.% Циркония, 13 мас.% кислород, при этом баланс нержавеющая сталь и Инконель включены в расплав; в рыхлых обломках было несколько меньшее содержание урана (около 65 мас.%) и большее содержание конструкционных металлов. В спад тепла Кориума через 224 минуты после остановки была оценена в 0,13 Вт / г, снижаясь до 0,096 Вт / г при остановке + 600 минут. Благородные газы, цезий и йод отсутствовали, что означало их улетучивание из горячего материала. Образцы были полностью окислены, что означает наличие достаточного количества пара для окисления всего доступного циркония.

Некоторые образцы содержали небольшое количество металлического расплава (менее 0,5%), состоящего из серебра и индий (от стержни управления ). Вторичная фаза, состоящая из оксид хрома (III) был найден в одном из образцов. Некоторые металлические включения содержат серебро, но не индий, что свидетельствует о достаточно высокой температуре, чтобы вызвать улетучивание как кадмия, так и индия. Почти все металлические компоненты, за исключением серебра, были полностью окислены; однако в некоторых регионах окислилось даже серебро. Включение областей, богатых железом и хромом, вероятно, происходит из-за сопла расплава, у которого не было достаточно времени, чтобы распределиться по расплаву.

Насыпная плотность образцов варьировалась от 7,45 до 9,4 г / см3.3 (плотности UO2 и ZrO2 составляют 10,4 и 5,6 г / см3). В пористость образцов варьировались от 5,7% до 32%, в среднем составляя 18 ± 11%. В некоторых образцах была обнаружена полосатая взаимосвязанная пористость, предполагающая, что кориум был жидким в течение достаточного времени для образования пузырьков пара или испаренных конструкционных материалов и их переноса через расплав. Хорошо перемешанный (U, Zr) O2 Твердый раствор указывает пиковую температуру расплава от 2600 до 2850 ° C (от 4710 до 5160 ° F).

В микроструктура затвердевшего материала показывает две фазы: (U, Zr) O2 и (Zr, U) O2. Фаза, обогащенная цирконием, была обнаружена вокруг пор и на границах зерен и содержит некоторое количество железа и хром в виде оксидов. Эта фазовая сегрегация предполагает медленное постепенное охлаждение вместо быстрого охлаждения, которое, по оценкам, по типу разделения фаз составляет от 3 до 72 часов.[14]

Чернобыльская авария

Основная статья: Слоновья лапка (Чернобыль)

Наибольшее известное количество кориума образовалось во время Чернобыльская катастрофа.[15] Расплавленная масса активной зоны реактора капала под корпус реактора и теперь затвердевает в виде сталактиты, сталагмиты, и потоки лавы; самая известная формация - "Слоновья нога, "расположенный под дном реактора в коридоре распределения пара.[16][17]

Кориум образовывался в три фазы.

  • Первая фаза длилась всего несколько секунд с температурами, локально превышающими 2600 ° C, когда расплав оксида циркония и урана образовался не более чем из 30% активной зоны. Рассмотрение горячая частица показал образование Zr-U-O и UOИкс-Zr фазы; ниобий толщиной 0,9 мм циркалой облицовка сформирована последовательными слоями UOИкс, UOИкс+ Zr, Zr-U-O, металлический Zr (O) и диоксид циркония. Эти фазы были обнаружены по отдельности или вместе в горячих частицах, диспергированных из ядра.[18]
  • Второй этап, продолжавшийся шесть суток, характеризовался взаимодействием расплава с силикатными конструкционными материалами -песок, конкретный, серпентинит. Расплавленная смесь обогащена кремнезем и силикаты.
  • Затем последовал третий этап, когда произошло расслоение топлива, и расплав прорвался в нижние этажи и там затвердел.[19][20][21][22]

Чернобыльский кориум состоит из топлива из диоксида урана реактора, его циркалоевой оболочки, расплавленного бетона, а также разложившегося и расплавленного серпентинит упакован вокруг реактора в качестве его теплоизоляции. Анализ показал, что кориум нагревается максимум до 2255 ° C и остается выше 1660 ° C в течение как минимум 4 дней.[23]

Расплавленный кориум осел на дне шахты реактора, образуя слой графитовых обломков на ее вершине. Через восемь дней после расплавления расплав проник в нижнюю биологический щит и распространяться по полу реакторного зала, выделяя радионуклиды. Дальнейшая радиоактивность выделялась при контакте расплава с водой.[24]

В подвале здания реактора присутствуют три разных лавы: черный, коричневый и пористый керамический. Они есть силикатные стекла с включения других материалов, присутствующих в них. Пористая лава - это коричневая лава, которая упала в воду и быстро остыла.

В течение радиолиз воды бассейна понижения давления ниже чернобыльского реактора, пероксид водорода был сформирован. Гипотеза о частичном преобразовании воды в бассейне в H2О2 подтверждается идентификацией белых кристаллических минералов студтит и метастудтит в чернобыльских лавах,[25][26] единственные минералы, содержащие перекись.[27]

Кориумы представляют собой сильно неоднородную матрицу силикатного стекла с включениями. Присутствуют отчетливые фазы:

В чернобыльском кориуме можно выделить пять типов материала:[29]

  • Черная керамика, стеклоподобный материал угольно-черного цвета с поверхностью, изрытой множеством полостей и пор. Обычно располагается рядом с местами образования кориума. Два его варианта содержат около 4–5 мас.% И около 7–8 мас.% Урана.
  • Коричневая керамика, стеклообразный коричневый материал, обычно глянцевый, но также тусклый. Обычно располагается на слое застывшего расплавленного металла. Содержит множество очень маленьких металлических сфер. Содержит 8–10 мас.% Урана. Разноцветная керамика содержит 6–7% топлива.[30][31]
  • Кориум гранулированный шлакообразный, шлак -подобные неправильные гранулы от серо-пурпурного до темно-коричневого стекловидного цвета с корочкой. Образуется при длительном контакте коричневой керамики с водой, расположен в больших кучах на обоих уровнях бассейна понижения давления.
  • Пемза, рыхлый пемза -подобные серо-коричневые пористые образования, образованные из расплавленного коричневого кориума, вспененного паром при погружении в воду. Расположены в бассейне для снижения давления в больших кучах рядом с отверстиями для раковин, куда они уносятся потоком воды, поскольку они были достаточно легкими, чтобы плавать.[32][33][34]
  • Металл, расплавленный и затвердевший. В основном находится в коридоре распределения пара. Также присутствует в виде небольших сферических включений во всех вышеупомянутых материалах на основе оксидов. Не содержит топлива как такового, но содержит некоторые металлические продукты деления, например рутений-106.

Расплавленная активная зона реактора накапливалась в помещении 305/2 до тех пор, пока не достигла краев предохранительных клапанов пара; затем он переместился вниз в коридор распространения пара. Он также пробил или прожег комнату 304/3.[31] Кориум выходил из реактора тремя потоками. Поток 1 состоял из коричневой лавы и расплавленной стали; сталь образовывала слой на полу коридора распределения пара на уровне +6 с коричневым кориумом наверху. Из этой области кориум потек через каналы распределения пара в бассейны подавления давления на уровне +3 и уровне 0, образуя там пористые и шлакоподобные образования. Поток 2 состоял из черной лавы и входил с другой стороны коридора распределения пара. Поток 3, также состоящий из черной лавы, перетекал в другие области под реактором. Известная структура «Слоновья нога» состоит из двух тонн черной лавы,[18] образуя многослойную структуру, похожую на кору дерева. Говорят, что он вплавлен в бетон на 2 метра. Материал опасно радиоактивен, тверд и прочен, и использование систем дистанционного управления было невозможно из-за сильного излучения, мешающего работе электроники.[35]

Чернобыльский расплав представлял собой силикатный расплав, содержащий включения Zr /U фазы, жидкая сталь и высокие уровни урана силикат циркония ("чернобылит ", черно-желтый техногенный минерал[36]). Лавовый поток состоит из более чем одного типа материала - были найдены коричневая лава и пористый керамический материал. Отношение урана к цирконию в разных частях твердого тела сильно различается, в коричневой лаве обнаружена богатая ураном фаза с соотношением U: Zr от 19: 3 до примерно 19: 5. Бедная ураном фаза в коричневой лаве имеет соотношение U: Zr примерно 1:10.[37] Изучение фаз Zr / U позволяет определить термическую историю смеси. Можно показать, что до взрыва в части активной зоны температура была выше 2000 ° C, в то время как в некоторых областях температура была выше 2400–2600 ° C (4350–4710 ° F).

Состав некоторых образцов кориума следующий:[38]

Состав некоторых образцов кориума
ТипSiO2U3О8MgOAl2О3PbOFe2О3
Шлак601391207
Стекло7081320.65
Пемза611112704

Разложение лавы

Кориум подвергается деградации. Слоновья лапа, твердая и крепкая вскоре после своего образования, теперь треснула настолько, что пропитанный клеем пыж легко отделяет верхний слой толщиной 1-2 сантиметра.[требуется дальнейшее объяснение ]. Сама форма конструкции меняется по мере того, как материал соскальзывает вниз и оседает. Температура кориума теперь немного отличается от окружающей. Таким образом, материал подвержен циклическим колебаниям температуры день-ночь и выветривание по воде. Неоднородная природа кориума и разные коэффициенты теплового расширения компонентов вызывают износ материала при термоциклировании. Большое количество остаточные напряжения были введены во время затвердевания из-за неконтролируемой скорости охлаждения. Вода, просачиваясь в поры и микротрещины, там замерзла. Это тот же процесс, который создает выбоины на дорогах, ускоряет растрескивание.[31]

Кориум (а также сильно облученное урановое топливо) обладает свойством самопроизвольного образования пыли или самопроизвольного самовоспламенения.распыление поверхности. В альфа-распад изотопов внутри стеклообразной структуры вызывает Кулоновские взрывы, разрушая материал и высвобождая субмикронные частицы с его поверхности.[39] Однако уровень радиоактивности таков, что за 100 лет самоизлучение лавы (2×1016 α распадается на грамм и 2 до 5×105 Гр β или γ) будет ниже уровня, необходимого для значительного изменения свойств стекло (1018 α распадается на грамм и 108 до 109 Гр β или γ). Также скорость растворения лавы в воде очень низкая (10−7 г · см−2·день−1), предполагая, что лава вряд ли растворяется в воде.[40]

Неясно, как долго керамическая форма будет задерживать выброс радиоактивности. С 1997 по 2002 год была опубликована серия статей, в которых предполагалось, что самооблучение лавы превратит все 1200 тонн в субмикронный и подвижный порошок в течение нескольких недель.[41] Но сообщалось, что, вероятно, разложение лавы будет медленным и постепенным процессом, а не внезапным быстрым процессом.[40] В той же статье говорится, что потери урана из аварийного реактора составляют всего 10 кг (22 фунта) в год. Этот низкий уровень урана выщелачивание предполагает, что лава сопротивляется окружающей среде. В документе также говорится, что при улучшении укрытия скорость выщелачивания лавы снизится.

На некоторых поверхностях лавовых потоков начали появляться новые минералы урана, такие как UO3· 2H2O (элиантинит ), (UO2) O2· 4H2O (студтит ), уранилкарбонат (резерфорд ), Джейкайте (Na
4(UO
2) (CO
3)
3),[42] и безымянное соединение Na3U (CO3)2· 2H2О.[31] Они растворимы в воде, что позволяет мобилизовать и транспортировать уран.[43] Они выглядят как беловато-желтые пятна на поверхности застывшего кориума.[44] Эти вторичные минералы показывают в несколько сотен раз меньшую концентрацию плутония и в несколько раз более высокую концентрацию урана, чем сама лава.[31]

Фукусима-дайити

Землетрясение и цунами Тохоку 11 марта 2011 г. ядерные аварии, худшим из которых был Ядерная катастрофа на Фукусиме-дайити. Примерно через восемьдесят минут после удар цунами, температуры внутри блока 1 АЭС Фукусима-дайити достигла более 2300 ˚C, в результате чего конструкции тепловыделяющих сборок, регулирующие стержни и ядерное топливо расплавились и образовали кориум. (Физическая природа поврежденного топлива не была полностью определена, но предполагается, что оно стало расплавленным.) Система изолированного охлаждения активной зоны реактора (RCIC) была успешно активирована для блока 3; однако блок 3 RCIC впоследствии вышел из строя, и примерно в 09:00 13 марта ядерное топливо расплавилось на кориум.[45][46][47] Блок 2 сохранил функции RCIC немного дольше, и предполагается, что кориум начал скапливаться на дне реактора примерно до 18:00 14 марта.[48] ТЕПКО считает, что тепловыделяющая сборка выпала из сосуда высокого давления на дно первичного сосуда защитной оболочки, и что он обнаружил обломки топлива на дне основной защитной оболочки.[49]

Рекомендации

  1. ^ а б c d е Колев Николай Иванович (2009). Динамика многофазных потоков 4: Ядерная термическая гидравлика, Том 4. Springer. п. 501. ISBN  978-3-540-92917-8.
  2. ^ а б c d Карл-Хайнц Неб (1997). Радиохимия АЭС с легководными реакторами. Вальтер де Грюйтер. п. 495. ISBN  3-11-013242-7.
  3. ^ а б Жак Либманн (1996). Элементы ядерной безопасности. L'Editeur: EDP Sciences. п. 194. ISBN  2-86883-286-5.
  4. ^ а б Джанет Вуд, Институт инженерии и технологий (2007). Атомная энергия. ИЭПП. п. 162. ISBN  978-0-86341-668-2.
  5. ^ В. Л. Данилов; и другие. (1997). Р. К. Пенни (ред.). Старение материалов и методы оценки срока службы машиностроительного завода: CAPE '97: материалы Четвертого международного коллоквиума по старению материалов и методов оценки срока службы машиностроительного завода, Кейптаун, Южная Африка, 21-25 апреля 1997 г.. Тейлор и Фрэнсис. п. 107. ISBN  90-5410-874-6.
  6. ^ Джордж А. Грин (1997). Теплообмен в безопасности ядерных реакторов. Академическая пресса. п. 248. ISBN  0-12-020029-5.
  7. ^ П. Б. Абрамсон, Международный центр тепломассообмена (1985). Справочник по анализу безопасности легководных реакторов. CRC Press. п. 379. ISBN  0-89116-262-3.
  8. ^ Потребности в исследованиях безопасности реакторов российского дизайна. Издательство ОЭСР. 1998. с. 33. ISBN  92-64-15669-0.
  9. ^ Исследования ядерной безопасности в странах ОЭСР: области согласия, направления дальнейших действий, растущая потребность в сотрудничестве. Издательство ОЭСР. 1996. стр. 61. ISBN  92-64-15336-5.
  10. ^ Хосе Мигель Лопес-Игера (2002). Справочник по оптоволоконной сенсорной технологии. Вайли. п. 559. ISBN  0-471-82053-9.
  11. ^ Бехрам Куршуноглу; Стефан Л. Минц; Арнольд Перлмуттер (1999). Готовим почву для возобновления атомной энергетики. Springer. п. 53. ISBN  0-306-46202-8.
  12. ^ Минеев, В. Н .; Акопов, Ф. А .; Власов, А. С .; Зейгарник, Ю. А .; Трактуев, О. М. (2002). «Оптимизация состава материалов в уловителях внешней активной зоны ядерных реакторов». Атомная энергия. 93 (5): 872. Дои:10.1023 / А: 1022451520006. S2CID  91416071.
  13. ^ Джанни Петранджели (2006). Ядерная безопасность. Баттерворт-Хайнеманн. п. 37. ISBN  0-7506-6723-0.
  14. ^ Акерс, Д. У .; Jensen, S.M .; Шуэц, Б. К. (1994). «Обследование перемещенных обломков топлива вблизи нижней части корпуса реактора ТМИ-2». Дои:10.2172/10140801. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  15. ^ «Знаменитая фотография самого опасного радиоактивного материала Чернобыля была селфи». atlasobscura.com. 24 января 2016 г.
  16. ^ Богатов, С. А .; Боровой, А. А .; Лагуненко, А. С .; Пазухин, Э. М .; Стрижов, В. Ф .; Хвощинский, В. А. (2009). «Образование и распространение чернобыльских лав». Радиохимия. 50 (6): 650. Дои:10.1134 / S1066362208050131. S2CID  95752280.
  17. ^ Энн Лараби (2000). Десятилетие катастрофы. Университет Иллинойса Press. п.50. ISBN  0-252-06820-3.
  18. ^ а б c «Чернобыльские исследования: чему могут научиться материаловеды? Лаборатория прикладной минералогии и радиогеохимии Бориса Буракова Радиевый институт им. В.Г. Хлопина, Санкт-Петербург, Россия» (PDF). Получено 2010-02-21.[мертвая ссылка ]
  19. ^ «Веб-сайт MRS: Поведение ядерного топлива в первые дни чернобыльской аварии». Mrs.org. Получено 2010-02-21.
  20. ^ «Фотография INSP: сталактит кориума возле южного конца Коридора 217/2». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал 29 сентября 2006 г.. Получено 2011-01-30.
  21. ^ «Фотография INSP: затвердевший кориум, вытекающий из коллектора распределения пара в комнате 210/6 коридора распределения пара». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал в 2006-09-30. Получено 2011-01-30.
  22. ^ «Фотография INSP: затвердевший кориум, вытекающий из коллектора распределения пара в комнате 210/6 коридора распределения пара, демонстрирующий раздавленную (но не расплавленную) лестницу для обслуживания». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал 29 сентября 2006 г.. Получено 2011-01-30.
  23. ^ Блейкардт, Питер; Куирк, Стивен; Бигл, Билл. «Чернобыль сегодня: загадка пропавшего топлива». Архивировано из оригинал 26 марта 2009 г.. Получено 1 апреля 2019.
  24. ^ «Глава I Место и последовательность аварии - Чернобыль: оценка радиологического воздействия и воздействия на здоровье». Nea.fr. 1986-04-26. Получено 2010-02-21.
  25. ^ Clarens, F .; Де Пабло, Дж .; Díez-Pérez, I .; Casas, I .; Giménez, J .; Ровира, М. (2004). «Образование студтита при окислительном растворении UO2 перекисью водорода: исследование SFM». Экологические науки и технологии. 38 (24): 6656–61. Bibcode:2004EnST ... 38.6656C. Дои:10.1021 / es0492891. PMID  15669324.
  26. ^ Бураков, Б.Е .; Стрыканова Е.Е .; Э. Б. Андерсон (1997). «Вторичные минералы урана на поверхности чернобыльской лавы». Материалы симпозиума Общества исследования материалов. 465. С. 1309–1312.
  27. ^ Бернс, П. С; К. А. Хьюз (2003). «Студтит, (UO2) (O2) (H2O) 2 (H2O) 2: первая структура пероксидного минерала» (PDF). Американский минералог. 88 (7): 1165–1168. Bibcode:2003AmMin..88.1165B. Дои:10.2138 / am-2003-0725. S2CID  100198554. Архивировано из оригинал (PDF) на 2011-07-13. Получено 2010-02-20.
  28. ^ Н.П. Дикий и другие. Исследование материалов 4-й энергоблока чернобыля гамма-активационным методом., Проблемы атомной науки и техники. 2002, № 2. Серия: Исследования по ядерной физике (40), с. 58–60
  29. ^ Яромир Колейка (2002). Роль ГИС в снятии тучи над Чернобылем. Springer. п. 72. ISBN  1-4020-0768-X.
  30. ^ В.О. Жидков (2009). «Подход с перколяцией континуума и его применение для прогнозирования поведения лавоподобных топливосодержащих материалов» (PDF). Физика конденсированного состояния. 12 (2): 193–203. Дои:10.5488 / CMP.12.2.193.
  31. ^ а б c d е «Радиоактивные отходы в саркофаге». Tesec-int.org. Архивировано из оригинал на 2018-10-03. Получено 2011-01-30.
  32. ^ «Фотография INSP: пемзовидные образования кориума на нижнем уровне бассейна подавления давления». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал в 2006-09-30. Получено 2011-01-30.
  33. ^ «Фотография INSP: пемзовидные образования кориума на нижнем уровне бассейна подавления давления». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал в 2006-09-30. Получено 2011-01-30.
  34. ^ «Фото INSP: пемзовидные образования кориума на верхнем уровне бассейна подавления давления». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал в 2006-09-30. Получено 2011-01-30.
  35. ^ Ричард Фрэнсис Молд (2000). Чернобыльская летопись: окончательная история чернобыльской катастрофы. CRC Press. п. 128. ISBN  0-7503-0670-X.
  36. ^ Соединенные Штаты. Служба исследования совместных публикаций; Соединенные Штаты. Информационная служба зарубежного вещания (1991). Доклад СССР: Химия. Служба исследования совместных публикаций. Получено 18 июн 2011.
  37. ^ С.В. Ушаков; БЫТЬ. Бураков; С.И. Шабалев; Э. Андерсон (1997). «Взаимодействие УО2 и Zircaloy во время аварии на Чернобыльской АЭС ". Mater. Res. Soc. Symp. Proc. 465: 1313–1318. Дои:10.1557 / PROC-465-1313.
  38. ^ Ричард Фрэнсис Молд (1 мая 2000 г.). Чернобыльская летопись: окончательная история чернобыльской катастрофы. CRC Press. С. 128–. ISBN  978-0-7503-0670-6. Получено 18 июн 2011.
  39. ^ В. Жидков (2004). «Кулоновский взрыв и устойчивость высокорадиоактивных силикатных стекол». (PDF). Физика конденсированного состояния. 7 (4(40)): 845–858. Дои:10.5488 / cmp.7.4.845.
  40. ^ а б Боровой, А.А. (2006). «Ядерное топливо в убежище». Атомная энергия. 100 (4): 249–256. Дои:10.1007 / s10512-006-0079-3. S2CID  97015862.
  41. ^ В. Баряхтар; В. Гончар; А. Жидков; В. Жидков (2002). «Радиационные повреждения и саморасплескивание высокорадиоактивных диэлектриков: самопроизвольное испускание субмикронных пылевых частиц». Физика конденсированного состояния. 5 (3(31)): 449–471. Дои:10.5488 / cmp.5.3.449.
  42. ^ "Чейкайте". Гудзоновский институт минералогии. Получено 8 ноября 2018.
  43. ^ Эванс, Эллис Индуро. «Экологические характеристики радиоактивности, связанной с частицами, выпавшей рядом с работами в Селлафилде». Получено 2010-02-25. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  44. ^ «Фото INSP: пятна вторичных минералов на поверхности кориума». Insp.pnl.gov. Архивировано из оригинал в 2006-09-30. Получено 2011-01-30.
  45. ^ Факлер, Мартин (19 ноября 2017 г.). «Спустя шесть лет после Фукусимы роботы наконец нашли расплавленное урановое топливо реакторов». Нью-Йорк Таймс. Получено 1 апреля 2019.
  46. ^ Стапчинский, Стивен (22 июля 2017 г.). «Япония сделала больше фотографий, вероятно, расплавленного топлива Фукусимы». Bloomberg. Получено 1 апреля 2019.
  47. ^ «Tepco обнаруживает возможные обломки ядерного топлива на другом реакторе Фукусимы: Киодо». Рейтер. 21 июля 2017 г.. Получено 1 апреля 2019.
  48. ^ Кейт Кэмпбелл (4 ноября 2011 г.). «Уроки японского ядерного кризиса». Инженерные новости Creamer Media в Интернете. Creamer Media (Pty) Ltd. Получено 11 ноября 2011.
  49. ^ Нагата, Кадзуаки (20 января 2018 г.). «Tepco обнаружила обломки топлива Фукусимы в реакторе 2, заявляет, что сборка твэлов« выпала из реактора »'". Japan Times. Получено 1 апреля 2019.

внешняя ссылка