Corium

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
Schema reactorului numărul 2 al centralei nucleare Three Mile Island după accidentul nuclear din 28 martie 1979:
1: Linia de alimentare 2B;
Linie de alimentare 2: 1A;
3: Cavitate;
4: Stratul superior al fragmentelor de miez parțial fuzionate;
5: Crusta;
6: Material turnat;
7: Stratul inferior de uraniu parțial condensat și oxizi de zirconiu;
8: Aria potențial scăzută de uraniu;
9: manșon pentru ghidarea sculelor în interiorul miezului, deteriorat;
10: Gaură în structura armurii;
11: Strat de material topit în structura armăturii;
12: Conducta și grila superioară, deteriorate.

Corium, la care uneori se face referire prin acronimele englezești FCM (material care conține combustibil) și LFCM (material care conține combustibil asemănător lavei), este similar cu lava materială care este creată în miezul unui reactor nuclear în timpul unui nucleu de fuziune .

Coriul este apoi într-un amestec de combustibil nuclear , produse de fisiune , tije de moderare , materiale structurale din piesele turnate ale reactorului, produse ale reacției lor cu aer, apă și abur și, în cazul în care recipientul reactorului are a fost rupt, de topitură de beton provenind de la baza sălii reactorului.

Compoziție și formare

Căldura generată de topirea reactorului ar fi putut proveni din reacția nucleară în lanț , dar mai frecvent, sursa sa principală este căldura de descompunere a produselor de fisiune conținute în tijele de combustibil. Deoarece cea mai mare parte a producției de căldură din dezintegrarea radioactivă se datorează izotopilor scurți de înjumătățire, totuși, este redusă destul de repede. O altă sursă a acestei călduri poate fi apoi reacția chimică care are loc între metalele topite și oxigen sau vapori.

Temperatura coriului depinde de dinamica generării căldurii sale interne: cantitățile și tipurile de izotopi care dau naștere căldurii de degradare, diluarea datorată altor materiale topite, pierderile de căldură datorate configurației fizice a coriului și cele datorate în schimb mediului înconjurător. În ceea ce privește pierderile, se știe că o masă compactă de corium pierde mai puțină căldură decât o masă mai dispersată. Mai mult, o masă solidă de corium se poate topi din nou dacă scade pierderea de căldură, probabil din cauza unei acoperiri intermediare a resturilor izolante. [1]

Pe masa de corium puteți forma o crustă care acționează ca un izolator termic, împiedicând astfel pierderile termice ale materialului, în timp ce distribuția căldurii prin masa de corium este afectată de conductivitatea termică diferită a metalelor și a oxizilor topiți care alcătuiesc materialul. [1]

În timpul fuziunii, în plus, miezul reactorului eliberează o serie întreagă de compuși și elemente volatile, care pot fi în faza gazoasă, cum ar fi gazele moleculare iodate și nobile, sau sub formă de particule de aerosoli , care vor ajunge să se condenseze odată ce părăsiți regiunea cu cea mai mare temperatură (în special, o producție ridicată de astfel de particule își are originea din barele de moderare a reactorului) cu compuși gazoși care pot fi adsorbiți pe suprafața acestor particule în suspensie.

Compoziția și reacțiile coriului

Compoziția coriului depinde de tipul de reactor din care a fost generat și în special de materialele utilizate în tijele de moderare și cele utilizate ca agenți de răcire și în construcția vasului reactorului. Prin urmare, există diferențe între coriul generat, de exemplu, de un reactor nuclear cu apă sub presiune (PWR) și cel generat de un reactor nuclear cu apă clocotită (BWR).

Având în vedere o răcire de urgență, în contact cu apa, căldura din carbură de bor utilizată în tija de control pentru un reactor BWR formează ca metan și oxid de bor , apoi acid boric , în timp ce zirconiul provine din aliaje formate cu alte metale și folosit ca placare a tijelor de combustibil, în schimb, prin reacția cu apă sub formă de dioxid de zirconiu și hidrogen , unul dintre cele mai mari pericole în accidentele reactorului. Între zirconiu și vapori are loc apoi o reacție exotermă care poate produce suficientă căldură pentru a deveni autosusținută fără a fi nevoie de căldură din degradarea radioactivă, cu o eliberare de hidrogen egală cu aproximativ 0,5 m 3 (la condiții normale de temperatură / presiune) pentru fiecare kilogram de zircaloy oxidat.

Relația dintre caracterul oxidant și reducător al mediului chimic și proporția dintre vaporii de apă și hidrogen prezenți în acesta influențează foarte mult formarea compușilor chimici, a căror volatilitate influențează în mod natural raportul dintre elementele eliberate și cele neeliberate. De exemplu, în timp ce într-un mediu inert, aliajul de argint-indiu-cadmiu utilizat în tije de moderare eliberează practic cadmiul doar în prezența vaporilor de apă, l ' indiu formează oxidul indiu volatil (I) și hidroxidul de indiu (I) , care se poate evapora și forma un aerosol de oxid de indiu (III) , ceea ce nu se întâmplă în prezența unei atmosfere bogate în hidrogen, care inhibă oxidarea indiului și apoi scade eliberarea elementului de misiuni. [2] În materialele reactorului poate interveni și fragilitatea hidrogenului , un mecanism care se declanșează atunci când atomii de hidrogen izolați se difuzează în metal, cu o eliberare consecventă de produse de fisiune volatile din tijele de combustibil deteriorate. [3]

În timpul topiturii, pe măsură ce temperatura tijelor de combustibil crește, acestea se pot deforma în jurul valorii care, în cazul tijelor cu un strat de aliaj de zirconiu, este în jur de 700-900 ° C ( 1292 ° F - 1652 ° F ). În cazul unei presiuni suficient de reduse a reactorului, presiunea ridicată din interiorul tijelor de combustibil poate fractura stratul de zircaloy , în timp ce, în condiții de presiune ridicată, stratul este împins împotriva combustibilului interior, ducând la formarea unui dioxid de uraniu eutectic. -zirconiu având un punct de topire de aproximativ 1200 - 1400 ° C ( 2192 ° F - 2552 ° F ).

Între 1300 și 1 500 ° C ( 2372 ° F - 2732 ° F ), aliajul de argint-indiu-cadmiu utilizat în tije de moderare începe să se topească și apoi să curgă, totul împreună cu evaporarea acoperirii acelorași bare. In jurul 1 800 ° C ( 3272 ° F ), chiar și oxizii de acoperire se topesc și încep să curgă. LA 2700 - 2 800 ° C ( 4892 ° F - 5 072 ° F ) oxidul de uraniu al tijelor de combustibil se topește și structura și geometria reactorului se prăbușesc, ceea ce se poate întâmpla și la temperaturi mai mici dacă s-a format oxidul eutectic de uraniu-zirconiu menționat mai sus. În acel moment, coriul este practic lipsit de componente volatile care nu sunt legate chimic, rezultând o producție mai mică de căldură. [1] [4]

În primele câteva ore după o topire, temperatura coriului poate ajunge 2 400 ° C ( 4352 ° F ) și poate ajunge chiar pe 2 800 ° C ( 5072 ° F ). Udarea masei de corium cu apă sau picurarea de corium într-o cadă cu apă poate duce la o creștere a temperaturii, deoarece o cantitate mare de căldură este eliberată de reacția metalelor (în special zirconiu) și de la producerea unei cantități mari de hidrogen. , care la rândul său poate duce la o creștere puternică a presiunii în rezervorul de izolare, o presiune care poate fi ridicată și prin arderea hidrogenului menționat anterior. Explozia de vapori rezultată dintr-un astfel de contact brusc corium-apă poate duce la o dispersie a materialului și poate forma proiectile care pot deteriora recipientul. [3] [5]

O scurtă recriticitate, adică reluarea unei fisiuni induse de neutroni, în părți ale coriului este o posibilitate teoretică, dar la distanță, în cazul combustibilului utilizat în reactoarele comerciale, datorită îmbogățirii sale reduse. Cu toate acestea, în acest caz, această afecțiune poate fi detectată prin prezența unor produse de fisiune de scurtă durată mult timp după fuziune, în cantități prea mari pentru a fi datorate fisiunii spontane a actinidelor create în reactor. [1]

Ruperea recipientului reactorului

În absența unei răciri adecvate, materialele din interiorul vasului reactorului se supraîncălzesc și se deformează, suferind expansiune termică, totul până când structura reactorului se prăbușește odată ce temperatura atinge punctul de topire a materialelor. Coriul topit, în acest moment, se acumulează pe fundul vasului și, în caz de răcire adecvată, se poate solidifica, limitând doar amploarea deteriorării reactorului. Alternativ, coriumul poate topi fundul vasului reactorului și poate curge prin el sau chiar poate fi ejectat sub formă de jet topit sub presiune ridicată în interiorul vasului. [6] [1] În acest din urmă caz, în prima fază este expulzat în timp ce coriul topit într-un al doilea timp pentru a ieși din vasul reactorului sunt ambele materiale topite care gazează, cu o scădere a presiunii în interiorul recipientului. În ceea ce privește cantitatea expulzată, dacă orificiul este situat aproximativ în centrul recipientului, coriumul poate fi expulzat în întregime, într-un proces care merge de la câteva zeci de minute la câteva ore, în timp ce dacă containerul a fost împărțit într-o parte laterală a fundului, o parte din corium poate rămâne în interiorul containerului reactorului. [7]

După deschiderea unei breșe în fundul containerului, producția de gaz este guvernată de condițiile cavității reactorului de sub miez. Dacă există apă, produsele vor fi hidrogen și vapori de apă, în timp ce dacă pe fundul cavității betonului este uscat, există producția de dioxid de carbon și cantități mici de abur. [8]

Interacțiuni corium-concrete

La baza cavității reactorului au loc multe reacții între beton și coriul topit. Descompunerea termică a betonului produce vapori de apă și dioxid de carbon, acesta din urmă produs, împreună cu oxidul de calciu, din descompunerea carbonatului de calciu , care pătrund în masa de corium topit care reacționează cu metalele prezente în acesta, oxidându-le exoterm și ducând la formarea hidrogenului și a monoxidului de carbon. Această descompunere și volatilizarea consecventă a componentelor alcaline ale betonului sunt reacții endoterme în timpul primei faze a căror substanțe chimice care provin în principal din silicații prezenți în beton sunt eliberate sub formă de aerosoli. [2] În acest moment, faza oxidată a produselor de fisiune nevolatile prezente în corium poate stabiliza temperatura topiturii pe 1300 - 1 500 ° C pentru o perioadă considerabilă de timp. Uneori poate exista, de asemenea, un strat mai dens de metal topit care conține mai puțini radioizotopi ( ruteniu , tehnetiu , paladiu , etc. produse) ale stratului de oxid (în care sunt concentrați stronțiul , bariul , lantanul , antimoniul , staniul , niobiul , molibdenul , etc ... , care poate forma o interfață între oxizi și beton, încetinind penetrarea în corium și solidificându-se în câteva ore. Stratul de oxid produce căldură în principal în virtutea decăderii radioactive, în timp ce principala sursă de căldură a stratului metalic este reacția exotermă care are loc cu apa eliberată din beton. O mare parte din această căldură este consumată, după cum sa menționat, din cele două reacții endotermice principale care au loc în acest proces, și anume descompunerea betonului și volatilizarea compușilor alcalini . [2] În timpul unei a doua faze, când acum se depun primii aerosoli, avansând interacțiunea dintre corium și beton, producând astfel căldură și crescând temperatura topiturii, poate duce și la formarea de aerosoli a unor elemente mai puțin volatile, cum ar fi bariul , ceriu , lantan și stronțiu, de asemenea, datorită faptului că bulele de gaz, care curg prin topit, promovează precis formarea de aerosoli. [2]

În general, faza de eroziune a bazei de beton durează aproximativ o oră, atingând o adâncime de aproximativ un metru, apoi încetinind la o viteză de câțiva centimetri pe oră și încetând în cele din urmă când temperatura se răcește sub valoarea la care descompunerea betonul, adică aprox 1100 ° C. În unele cazuri, totuși, poate apărea și o perforație completă a stratului de beton, cu coriumul care pătrunde în talpa subiacentă și apoi se răspândește, se răcește și se solidifică în cele din urmă. [4]

Astăzi, termohidraulica interacțiunilor corium-beton (CCI) a fost aproape pe deplin înțeleasă. [9] Cu toate acestea, dinamica mișcării coriului atât în ​​interiorul cât și în exteriorul vasului reactorului este destul de complexă, iar numărul scenariilor posibile este destul de mare: o alunecare lentă a coriului într-un bazin de apă de mai jos poate da naștere unui răcire completă și liniștită, în timp ce un contact rapid al masei de corium cu apa poate da naștere la o explozie distructivă de abur, din nou, coriumul poate rămâne limitat în interiorul recipientului reactorului sau fundul acestuia poate fi perforat dând loc corium să scape. [3] [10]

Sarcina termică a coriului prezentă pe baza subiacentă a vasului reactorului poate fi evaluată grație unei rețele de senzori de fibre optice încorporate în beton și fabricate cu fibre de silice pure, aceasta fiind mai rezistentă la niveluri ridicate de radiații. [11]

Recuperarea coriumului (core-catcher) așa cum a fost conceput pentru EPR. De fapt, este o cameră de izolare păstrată goală și uscată în timpul funcționării normale care, în cazul sosirii coriului în cavitate, este umplută automat cu apă de un sistem pasiv.

Unele proiecte de reactoare, de exemplu reactorul nuclear european cu apă sub presiune , mai bine cunoscut sub acronimul EPR (acronim pentru "Reactorul european sub presiune"), încorporează zone speciale dedicate eventualei răspândiri a coriului numite captori de miez , unde topitura se poate așeza fără a veni în contact cu apa și fără a avea o reacție excesivă cu betonul. [12] [13] Introducerea unor cantități mici de apă pentru răcirea masei este asigurată în aceste cazuri numai într-un moment ulterior, când pe fus se va forma o crustă. [5] Având în vedere că materialele bazate pe dioxid de titan și pe „ oxidul de neodim s-au dovedit a fi mai rezistente la corium în comparație cu betonul, în prezent se află în centrul studiilor de captare realizate cu astfel de materiale. [14]

Accidente

Scurgerea de corium împreună cu resturile într-un rezervor plin cu apă rezultând în producția de abur și hidrogen.
Varsare violentă într-o cadă cu apă, rezultând o explozie de abur.

Incidentul Three Mile Island

În timpul accidentului „ Three Mile Island” , s-a produs o topire lentă și parțială a miezului reactorului. Aproximativ 19 000 kg de material s-au coalizat și s-au deplasat în decurs de două minute, aproximativ 224 minute după „ SCRAM ” (oprirea de urgență a reactorului prin introducerea tijelor de control) ale reactorului. La baza vasului reactorului s-a format o fuziune de corium care, odată solidificată, a atins o grosime cuprinsă între 5 și 45 cm, dar din fericire recipientul nu a fost perforat. [15]

Odată ce situația de urgență s-a încheiat, au fost găsite două mase de corium, una în interiorul grupului de combustibil și una în partea inferioară a containerului, ambele de o culoare cenușie plictisitoare, cu unele zone galbene.

Analiza probelor de corium prelevate a arătat că masa consta în principal din combustibil topit și material de acoperire. În special, analiza elementară a arătat că masa a fost alcătuită până la 70% de uraniu, la 13,75% zirconiu, 13% oxigen și pentru restul din oțel inoxidabil și Inconel inclus în topitură. Pe de altă parte, alte resturi libere au prezentat un conținut mai mic de uraniu, în jur de 65%, și un conținut mai ridicat de materiale structurale. Probele au fost bogate în metale oxidate, pentru a mărturisi prezența unei cantități suficiente de abur pentru oxidarea întregului zirconiu disponibil, în timp ce absența gazelor nobile, cesiu și iod a mărturisit volatilizarea acestora. În unele probe s-au găsit chiar urme mici, pentru un conținut mai mic de 0,5%, de metale topite, cum ar fi argintul și indiul , rezultate din bara de reținere, și au fost găsite într-o probă de trioxid de crom . Toate componentele metalice au fost complet oxidate, cu excepția argintului, ai cărui oxizi au fost găsiți doar în unele regiuni. Regiunile bogate în incluziuni de fier și crom provin probabil dintr-o duză topită care nu a avut suficient timp să se răspândească omogen prin topitură.

Căldura de descompunere a coriului la 224 minute de scram a fost estimată la 0,13 W / g, în timp ce după 600 de minute de scram, se crede că valoarea a scăzut la 0,096 W / g. Gazele nobile, cesiul și iodul au lipsit ca dovadă a volatilizării lor.

Densitatea diferitelor probe a variat de la 7,45 la 9,4 g / cm 3 (densitățile UO 2 și ZrO 2 sunt respectiv 10,4 și 5,6 g / cm 3 ), în timp ce porozitatea a variat de la 5,7% până la 32%, cu o valoarea medie de 18%. În unele eșantioane, s-au găsit benzi de găuri interconectate, reflectând faptul că coriul a rămas în stare lichidă o perioadă suficientă pentru formarea bulelor de vapori sau a materialului structural vaporizat care au fost apoi transportate prin topitură. Prezența unei soluții solide foarte bine amestecate (U, Zr) O 2 a indicat, de asemenea, o temperatură de vârf atinsă de topit cuprinsă între 2 600 și 2 850 ° C.

Analiza microstructurii materialului solidificat a arătat preponderența a două faze: (U, Zr) O 2 și (Zr, U) O 2. Faza bogată în zirconiu a fost găsită în special în jurul golurilor și pe marginile cerealelor și a fost observată deoarece conținea și urme de fier și oxizi de crom. Segregarea acestei faze sugerează o răcire lentă și treptată care, pe baza unei estimări făcute cu privire la separarea fazelor, ar fi trebuit să aibă loc între 3 și 72 de ore. [16]

Dezastrul de la Cernobîl

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: piciorul de elefant (Cernobîl) .

Cea mai mare cantitate de corium formată vreodată a fost creată în timpul dezastrului de la Cernobâl ' . [17] Masa topită a miezului reactorului a alunecat sub vasul reactorului și apoi s-a solidificat sub formă de stalactite , stalagmite și fluxuri de lavă, dintre care cel mai faimos este așa-numitul „ Picior de elefant ”, situat sub fundul reactor în conducta de distribuție a aburului. [18] [19]

Coriul a fost format în trei faze:

  • Prima fază a durat doar câteva secunde, temperaturile depășind local i 2 600 ° C , când se formează o masă topită de oxid de zirconiu-uraniu din cel mult 30% din miez. Examinarea unei particule fierbinți a arătat formarea fazelor Zr-UO și UO x -Zr, în timp ce structura de acoperire, formată dintr-un aliaj de zirconiu și niobiu, a dat naștere la straturi succesive de UO x , UO x + Zr, Zr- UO, Zr (O) metal și dioxid de zirconiu. Aceste faze au fost găsite atât individual, cât și împreună în particulele fierbinți dispersate de miez. [20]
  • A doua etapă, care a durat aproximativ șase zile, a fost caracterizată prin interacțiunea topiturii cu silicații materialelor structurale: nisip, beton și serpentinită . Acest proces a dus la un amestec topit îmbogățit cu silice și silicați.
  • A treia și ultima fază a început când a intervenit laminarea combustibilului și topitura a trecut prin recipient pentru a se așeza pe bazele inferioare și a se solidifica acolo. [21] [22] [23] [24]

Coriumul de la Cernobil este deci compus din oxid de uraniu care a servit drept combustibil pentru reactor, din aliajul de zirconiu care l-a acoperit, din beton topit și din serpentinită, folosit ca izolator termic pentru reactor, descompus și topit. Analiza a arătat că coriul a atins o temperatură peste aceasta 2 255 ° C și care au rămas deasupra 1660 ° C timp de cel puțin patru zile. [25]

După aproximativ șase zile de permanență pe fundul recipientului reactorului, așa cum s-a menționat, coriul topit a străpuns scutul biologic inferior, ajungând la baza camerei reactorului, unde a eliberat alți radionuclizi, la care s-au adăugat cei eliberați când masa de coriul a intrat în contact cu apa. [26] acum există trei tipuri diferite de lavă: una ceramică neagră, una maro și una maro prea poroasă. În toate cazurile, aceștia sunt silicați vitroși cu incluziuni ale altor materiale. Cea mai poroasă lavă își datorează aspectul faptului că a căzut în apă, fiind răcită mai repede.

În special, miezul reactorului topit s-a acumulat în camera 305/2 până când a ajuns la marginile supapelor de eliberare a aburului; în acest moment a debordat și s-a mutat în coridorul de distribuție a aburului și a izbucnit și în camera 304/3. [27] Coriul curgea din reactor în trei fluxuri diferite. Fluxul 1 a fost alcătuit din lavă maro și oțel topit; acesta din urmă a format un strat metalic pe podeaua coridorului de distribuție a aburului, la nivelul +6, cu un alt strat de corium maro deasupra acestuia. Din această zonă, coriul maro curgea prin canalele de distribuție a aburului către rezervoarele de suprimare a aburului la nivelurile +3 și 0, unde forma un material poros cu formațiuni asemănătoare zgurii. Fluxul 2 a fost în schimb compus din lavă neagră și a intrat pe cealaltă parte a coridorului de distribuție a aburului. Fluxul 3, compus și el din lavă neagră, a curs în celelalte zone de sub reactor, formând și faimoasa structură numită „ Piciorul de elefant ”, un bloc de două tone de lavă neagră, cu un aspect exterior atât de aspru încât seamănă cu o scoarță de copac , despre care se crede că a pătruns doi metri în betonul bazei. [28] [29]

În coriul răcit au fost identificate cinci tipuri de materiale: [30]

  • „Ceramică neagră”, un material sticlos negru cu o suprafață acoperită cu cavități și pori. De obicei situate în apropierea locurilor în care s-a format coriul, s-au găsit două versiuni ale acestui material cu un conținut de uraniu de 4-5% din greutate și respectiv 7-8% din greutate.
  • „Ceramica maro”, un material sticlos maro, de obicei lucios, dar și opac. Situat de obicei pe un strat de metal topit solidificat, acest material conține sfere metalice foarte mici și are un conținut de uraniu de 8-10% în greutate. [31] [27] În această spălare brună au fost identificate apoi faze cu o relație diferită uraniu / zirconiu. Prin urmare, există o fază bogată în uraniu al cărei raport U: Zr variază de la 19: 3 la 19: 5 și o fază săracă în uraniu în care raportul U: Zr este de aproximativ 1:10. Această detectare este importantă, deoarece tocmai prin studierea relației celor două elemente în diferitele faze este posibilă trasarea unui istoric termic al materialului. [20]
  • „Corium granulat tip zgură”, un material vitros asemănător cu zgura , granulat și echipat cu crustă și cu o culoare variind de la maro cenușiu până la magenta închisă. Format prin contactul prelungit al ceramicii brune cu apa, acest material se găsește în porțiuni mari în ambele niveluri ale rezervorului de suprimare a vaporilor.
  • "Punica ponce", un material friabil similar cu piatra ponce , de culoare poroasă și gri-maronie. Format din coriul maro topit atunci când este scufundat în apă formând o spumă de vapori, acest material este situat în volume mari în rezervorul de eliminare a vaporilor, în apropierea orificiilor de ieșire, unde a fost tras de curgerile de apă, fiind suficient de ușor pentru a pluti. [32] [33] [34]
  • „Metal”, material metalic prezent în volume mari sau ca mici incluziuni sferice din materialele enumerate mai sus. Amplasat în principal pe holul distribuției aburului, acest material nu conține combustibil nuclear, ci unele produse de fisiune metalică, cum ar fi 106 Ru .

Așa cum s-a menționat, coriul constă deci în cea mai mare parte din silicați vitroși foarte eterogeni în a căror matrice există incluziuni. Unele faze prezente pot fi identificate:

  • Oxizi de uraniu din tije de combustibil;
  • Oxizi de uraniu cu zirconiu (Zr x + UO);
  • Zr-UO;
  • Dioxid de zirconiu cu uraniu;
  • Silicat de zirconiu cu un procent de uraniu în soluție solidă mai mic de 10%, (Zr, U) SiO4 , numit cernobilit ;
  • O matrice de aluminosilicat de calciu cu cantități mici de oxid de magneziu, oxid de sodiu și dioxid de zirconiu, care conține uraniu; [35]
  • Metal, prezent ca straturi solidificate sau incluziuni sferice, în special ale unui aliaj Fe-Ni-Cr, în fazele de sticlă.

Incluziunile cristaline albe de studtită și metastudtită au fost prezente și în lave , confirmând că apa prezentă în rezervorul de suprimare a vaporilor de sub reactor a fost transformată parțial în peroxid de hidrogen , H 2 O 2 , din cauza radiolizei suferite. [36] [37] [38]

Mai jos este compoziția unora dintre probele luate de corium: [39]

Compoziția unor probe de corium
Tip SiO2 U 3 O 8 MgO La 2 O 3 PbO Fe 2 O 3
Zgură 60 13 9 12 0 7
Sticlă 70 8 13 2 0,6 5
Piatră ponce 61 11 12 7 0 4

Degradarea lavei

De-a lungul timpului s-a văzut că coriul este supus degradării. Menționatul „Picior de elefant”, un bloc foarte dur chiar după formarea sa, este acum plin de fracturi și fisuri, atât de mult încât un strat gros de 1-2 cm poate fi ușor desprins de suprafața sa. Temperatura masei în sine, care de-a lungul timpului s-a modificat și s-a instalat ușor, este astăzi doar puțin diferită de cea a mediului înconjurător și materialul este, prin urmare, supus atât schimbării normale a temperaturii datorită alternanței zilei și a nopții, cât și a meteorizare . Apa, de exemplu, strecurându-se în pori și microfracturi și apoi înghețând, crește viteza procesului de fracturare. Natura eterogenă a coriului și diferiții coeficienți de expansiune termică a diferitelor sale componente înseamnă că materialul este supus deteriorării din cauza ciclurilor termice. Nu numai că, degradarea se datorează și cantității mari de solicitări reziduale formate în timpul solidificării datorită ratei de răcire dell'incontrollato. [27]

Coriul, precum și combustibilul de uraniu puternic iradiat, au proprietatea de a genera spontan praf, auto- pudrându-se la suprafață. Dezintegrarea alfa a izotopilor conținuți în structura vitroasă, de fapt, din cauza exploziilor coulombice , degradând materialul și făcând detașarea particulelor submicroscopice de pe suprafața sa. [40] Cu toate acestea, nivelul de radioactivitate este de așa natură încât, într-o perioadă de 100 de ani, va scădea cu siguranță sub valoarea necesară pentru a modifica semnificativ proprietățile sticlei (10 18 α se dezintegrează pe gram și 10 8 până la 10 9 Gy de β o γ) prin urmare această auto-pulverizare se va diminua în timp. [41]

Nu este clar cât timp forma ceramică va întârzia eliberarea radioactivității. Din 1997 până în 2002, au fost publicate mai multe articole care sugerează că auto-iradierea lavei ar transforma toate cele 1.200 de tone în praf submicron într-un timp scurt, în unele cazuri chiar și săptămâni [42], dar în schimb, a fost verificat și raportat într-un Articolul din 2006 potrivit căruia procesul de degradare este mai probabil să fie lent și gradual decât rapid și brusc. [41] Secondo lo stesso articolo, la perdita di uranio dal reattore danneggiato è di soli 10 kg all'anno, suggerendo quindi che la lava stia resistendo all'ambiente circostante.

Alcune regioni della superficie dei diversi flussi di lava hanno iniziato a mostrare la presenza di nuovi minerali di uranio, come UO 3 ·2H 2 O ( eliantinite ), (UO 2 )O 2 ·4H 2 O ( studtite ), carbonato di uranile ( rutherfordine ), čejkaite (Na 4 (UO 2 )(CO 3 ) 3 ), [43] e un composto ancora senza nome di formula Na 3 U(CO 3 ) 2 ·2H 2 O. [27] Tutti questi minerali sono solubili in acqua, portando quindi a un rischio di trasporto dell'uranio, [44] assomigliano a macchie bianco-gialle sulla superficie del corium [45] e mostrano una concentrazione sia di plutonio che di uranio centinaia di volte inferiore a quella della lava stessa. [27]

Disastro di Fukushima Dai-ichi

Nel giro di circa ottanta minuti dopo l' arrivo dello tsunami che l'11 marzo 2011 provocò diversi incidenti nucleari, il più grave dei quali fu il disastro nucleare di Fukushima Dai-ichi , le temperature all'interno dell'Unità 1 della Centrale nucleare di Fukushima Dai-ichi raggiunsero valori dai 2 300 ai 2 500 °C , causando la fusione delle strutture del combustibile, delle barre di moderazione e del combustibile nucleare (l'ossido di uranio ha una temperatura di fusione di 2 850 °C , quindi il vero e proprio stato fisico del combustibile danneggiato non è stata ancora del tutto determinata, sebbene si supponga che si sia fuso) e quindi la formazione di corium. Nel caso dell'Unità 3, il sistema di raffreddamento del nocciolo del reattore fu attivato con successo, tuttavia, il sistema in seguito collassò e verso le 09:00 del 13 marzo, il combustibile nucleare si fuse, dando origine a corium. [46] [47] [48] Il sistema di raffreddamento dell'Unità 2, invece, resistette un po' più a lungo e si ritiene che il corium non abbia iniziato a riempire il fondo del contenitore del reattore fino almeno alle 18:00 del 14 marzo. [49] Sebbene inizialmente si pensasse che nel caso dell'Unità 2 il corium fosse rimasto all'interno del contenitore del reattore, sondaggi effettuati nel 2017 hanno dimostrato che così non è, [50] e oggi la TEPCO ritiene che il corium derivato dalla struttura del combustibile sia uscito dal contenitore a pressione fino ad arrivare al fondo dell'unità di contenimento primaria, dove sono stati trovati anche detriti derivanti dal combustibile. [51]

Corium prototipico

Poiché la comprensione del comportamento del corium durante la sua formazione, la sua diffusione e il suo raffreddamento consentirebbero di controllare meglio le conseguenze di una sua fuoriuscita, anticipando il verificarsi di emergenze, sono stati aperti diversi progetti volti allo studio di questo materiale preso nel suo insieme e di suoi vari componenti presi individualmente, soprattutto ossidi di uranio e ossidi di zirconio. Questi studi sono generalmente svolti sotto l'egida dell' AIEA e, in Europa, con la sovvenzione della Commissione europea , tra i vari si possono citare ad esempio:

  • il progetto CSC (Corium Spreading and Coolability);
  • il progetto ECOSTAR (European Core Stabilization Research);
  • il progetto ENTHALPY (European Nuclear Thermodynamic database for Severe Accidents);
  • il GAREC (Groupe d'Analyse de la R&D sur la Récupération du Corium).

Onde verificare i vari modelli realizzati in questi studi, basati principalmente sulla viscosità e sulle varie proprietà reologiche dei metalli fusi, è stato poi necessario creare un corium prototipico su cui applicarli. Data l'eterogeneità del materiale, la realizzazione sia dei modelli che del corium non è stata facile, così i modelli sono stati basati sul comportamento reologico dei basalti (considerando composizioni contenenti fino al 18% in pesi di UO 2 , mentre per il corium realizzato sono state considerante diverse composizioni (principalmente UO 2 , ZrO 2 , Fe x O y e Fe per scenari interni al contenitore del reattore e SiO 2 e CaO per scenari interni ad esso). Le prove vengono quindi eseguite con questo "corium prototipico", il quale ha densità e proprietà reologiche vicine a quelle del vero corium e proprietà fisiche ampiamente confrontabili. Per ragioni di sicurezza esso differisce tuttavia termodinamicamente dal corium vero e proprio (ossia esso non è una fonte di calore autocatalitica, vale a dire in grado di autosostenersi grazie alla radioattività) ed ha una composizione isotopica diversa in quanto composto di uranio impoverito o uranio naturale in sostituzione dell'uranio arricchito. Alcuni prodotti di fissione, quando sono presenti, quindi presentano inoltre una composizione isotopica naturale, rendendo appunto questo materiale molto meno pericoloso del vero corium. [52]

Note

  1. ^ a b c d e Nikolay I. Kolev, Multiphase Flow Dynamics 4: Nuclear Thermal Hydraulics, Volume 4 , Springer, 2009, p. 501, ISBN 3-540-92917-7 .
  2. ^ a b c d Karl-Heinz Neeb, The radiochemistry of nuclear power plants with light water reactors , Walter de Gruyter, 1997, p. 495, ISBN 3-11-013242-7 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  3. ^ a b c Marco Pescarini, Analisi di un incidente non mitigato di tipo loca in un reattore PWR mediante il codice MELCOR 2.1 ( PDF ), Università di Bologna, 2016. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  4. ^ a b Jacques Libmann, Elements of nuclear safety , L'Editeur : EDP Sciences, 1996, p. 194, ISBN 2-86883-286-5 .
  5. ^ a b Janet Wood Wood, Nuclear power , Institution of Engineering and Technology, 2007, p. 162, ISBN 0-86341-668-3 .
  6. ^ VL et al. , Ageing of materials and methods for the assessment of lifetimes of engineering plant: CAPE '97 : proceedings of the Fourth International Colloquium on Ageing of Materials and Methods for the Assessment of Lifetimes of Engineering Plant, Cape Town, South Africa, 21–25 April 1997 , a cura di RK Penny, Taylor & Francis, 1997, p. 107, ISBN 90-5410-874-6 .
  7. ^ George A. Greene, Heat transfer in nuclear reactor safety , Academic Press, 1997, p. 248, ISBN 0-12-020029-5 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  8. ^ PB Abramson, Guidebook to light water reactor safety analysis , CRC Press, 1985, p. 379, ISBN 0-89116-262-3 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  9. ^ Safety research needs for Russian-designed reactors , OECD Publishing, 1998, p. 33, ISBN 92-64-15669-0 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  10. ^ Nuclear safety research in OECD countries: areas of agreement, areas for further action, increasing need for collaboration , OECD Publishing, 1996, p. 61, ISBN 92-64-15336-5 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  11. ^ José Miguel López-Higuera, Handbook of optical fibre sensing technology , Wiley, 2002, p. 559, ISBN 0-471-82053-9 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  12. ^ Andrea Borio di Tigliole, Reattori di vecchia a nuova generazione - Problemi e Sicurezze ( PDF ), Università degli studi di Pavia, 20 maggio 2011, p. 22. URL consultato il 9 dicembre 2019 (archiviato dall' url originale il 10 dicembre 2019) .
  13. ^ Behram Kurşunoğlu, Stephan L. Mintz e Arnold Perlmutter, Preparing the ground for renewal of nuclear power , Springer, 1999, p. 53, ISBN 0-306-46202-8 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  14. ^ VN Mineev, FA Akopov, AS Vlasov, Yu. A. Zeigarnik e OM Traktuev, Optimization of the Materials Composition in External Core Catchers for Nuclear Reactors , in Atomic Energy , vol. 93, n. 5, 2002, p. 872, DOI : 10.1023/A:1022451520006 .
  15. ^ Gianni Petrangeli, Nuclear safety , Butterworth-Heinemann, 2006, p. 37, ISBN 0-7506-6723-0 .
  16. ^ DW Akers, SM Jensen e BK Schuetz, Examination of relocated fuel debris adjacent to the lower head of the TMI-2 reactor vessel , 1994, DOI : 10.2172/10140801 .
  17. ^ The Famous Photo of Chernobyl's Most Dangerous Radioactive Material Was a Selfie , su atlasobscura.com .
  18. ^ SA Bogatov, AA Borovoi, AS Lagunenko, EM Pazukhin, VF Strizhov e VA Khvoshchinskii, Formation and spread of Chernobyl lavas , in Radiochemistry , vol. 50, n. 6, 2009, p. 650, DOI : 10.1134/S1066362208050131 .
  19. ^ Ann Larabee, Decade of disaster , University of Illinois Press, 2000, p. 50, ISBN 0-252-06820-3 .
  20. ^ a b SV Ushakov, BE Burakov, SI Shabalev e EB Anderson, Interaction of UO 2 and Zircaloy During the Chernobyl Accident , in Mater. Res. Soc. Symp. Proc. , vol. 465, 1997, pp. 1313-1318. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  21. ^ MRS Website : The Behavior of Nuclear Fuel in First Days of the Chernobyl Accident , su mrs.org . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  22. ^ INSP photo: corium stalactite near the southern end of Corridor 217/2 , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 29 settembre 2006) .
  23. ^ INSP photo: solidified corium flowing from the Steam Distribution Header in room 210/6 of the Steam Distribution Corridor , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 30 settembre 2006) .
  24. ^ INSP photo: solidified corium flowing from the Steam Distribution Header in room 210/6 of the Steam Distribution Corridor, showing crushed (but not melted) maintenance ladder , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 29 settembre 2006) .
  25. ^ Peter Bleickardt, Steven Quirk e Bill Beegle, Chernobyl today: Missing Fuel Mystery , su schoolnet.org.za . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 26 marzo 2009) .
  26. ^ Chapter I The site and accident sequence – Chernobyl: Assessment of Radiological and Health Impact , su nea.fr . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 4 marzo 2010) .
  27. ^ a b c d e Radioactive waste in the Sarcophagus , su tesec-int.org . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 3 ottobre 2018) .
  28. ^ Richard Francis Mould, Chernobyl record: the definitive history of the Chernobyl catastrophe , CRC Press, 2000, p. 128, ISBN 0-7503-0670-X .
  29. ^ Christine Kewitz, L'uomo che ha incontrato un "elefante radioattivo" nelle cantine di Chernobyl , su motherboard.vice.com , Vice.com, 25 aprile 2016. URL consultato il 28 aprile 2019 .
  30. ^ Jaromír Kolejka, Role of GIS in lifting the cloud off Chernobyl , Springer, 2002, p. 72, ISBN 1-4020-0768-X .
  31. ^ VO Zhydkov, Continuum percolation approach and its application to lava-like fuel-containing materials behaviour forecast ( PDF ), in Condensed Matter Physics , vol. 12, n. 2, 2009, pp. 193-203, DOI : 10.5488/CMP.12.2.193 .
  32. ^ INSP photo: pumice-like corium formations in the lower level of the Pressure Suppression Pool , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 30 settembre 2006) .
  33. ^ INSP photo: pumice-like corium formations in the lower level of the Pressure Suppression Pool , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 30 settembre 2006) .
  34. ^ INSP photo: pumice-like corium formations in the upper level of the Pressure Suppression Pool , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 30 settembre 2006) .
  35. ^ NP Dikiy et al. , Investigation of chernobyl 4-th unit materials by gamma activation method ( PDF ), in Problems of atomic science and technology , Nuclear Physics Investigations, n. 2, 2002, pp. 58-60.
  36. ^ F. Clarens, J. De Pablo, I. Díez-Pérez, I. Casas, J. Giménez e M. Rovira, Formation of Studtite during the Oxidative Dissolution of UO2by Hydrogen Peroxide: A SFM Study , in Environmental Science & Technology , vol. 38, n. 24, 2004, p. 6656, Bibcode : 2004EnST...38.6656C , DOI : 10.1021/es0492891 .
  37. ^ BE Burakov, EE Strykanova e EB Anderson, Secondary Uranium Minerals on the Surface of Chernobyl Lava , vol. 465, Materials Research Society Symposium Proceedings, 1997, pp. 1309-1312.
  38. ^ P. C Burns e KA Hughes, Studtite, (UO2)(O2)(H2O)2(H2O)2: The first structure of a peroxide mineral ( PDF ), in American Mineralogist , vol. 88, 2003, pp. 1165-1168, Bibcode : 2003AmMin..88.1165B , DOI : 10.2138/am-2003-0725 . URL consultato il 3 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 13 luglio 2011) .
  39. ^ Richard Francis Mould, Chernobyl record: the definitive history of the Chernobyl catastrophe , CRC Press, 2 maggio 2000, p. 128, ISBN 978-0-7503-0670-6 . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  40. ^ V. Zhydkov, Coulomb explosion and steadiness of high-radioactive silicate glasses ( PDF ), in Condensed Matter Physics , vol. 7, 4(40), 2004, pp. 845-858, DOI : 10.5488/cmp.7.4.845 .
  41. ^ a b AA Borovoi, Nuclear fuel in the shelter , in Atomic Energy , vol. 100, n. 4, 2006, pp. 249-256, DOI : 10.1007/s10512-006-0079-3 .
  42. ^ V. Baryakhtar, V. Gonchar, A. Zhidkov e V. Zhidkov, Radiation damages and self-spluttering of high radioactive dielectrics: Spontaneous emission of submicrometre dust particles , in Condensed Matter Physics , vol. 5, 3(31), 2002, pp. 449-471, DOI : 10.5488/cmp.5.3.449 .
  43. ^ Čejkaite , su mindat.org , Hudson Institute of Mineralogy . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  44. ^ Ellis Induro Evans, Environmental characterisation of particle-associated radioactivity deposited close to the Sellafield works . URL consultato il 2 maggio 2019 .
  45. ^ INSP photo: patches of secondary minerals on the surface of corium , su insp.pnl.gov . URL consultato il 2 maggio 2019 (archiviato dall' url originale il 30 settembre 2006) .
  46. ^ Martin Fackler, Six Years After Fukushima, Robots Finally Find Reactors' Melted Uranium Fuel , New York Times, 19 novembre 2017. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  47. ^ Stephen Stapczynski, Japan Captures More Photographs of Likely Melted Fukushima Fuel , Bloomberg, 22 luglio 2017. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  48. ^ Tepco spots possible nuclear fuel debris at another Fukushima reactor: Kyodo , Reuters, 21 luglio 2017. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  49. ^ Keith Campbell, Lessons from Japan's nuclear crisis , su Creamer Media's Engineering News Online , Creamer Media (Pty) Ltd, 4 novembre 2011. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  50. ^ Grosso guaio a Fukushima: che si fa ora? , QualEnergia.it, 7 febbraio 2017. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  51. ^ Kazuaki Nagata, Tepco spots Fukushima fuel debris in reactor 2, says fuel rod assembly 'fell out of reactor' , in Japan Times , 20 gennaio 2018. URL consultato il 2 maggio 2019 .
  52. ^ ( FR ) Christophe Journeau, Contribution des essais en matériaux prototypiques sur la plate-forme Plinius à l'étude des accidents graves de réacteurs nucléaires, mémoire d'habilitation à diriger des recherches en mécanique énergétique ( PDF ), Commissariat à l'énergie atomique, Cadarache, LEMAG, giugno 2008, ISSN 0429-3460 ( WC · ACNP ) .
Estratto da " https://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Corium&oldid=122265229 "