Corium jest magmy mineralny metaliczny złożony z fuzji elementów sercu reaktora jądrowego , a następnie może wchłonąć minerały, jak przemieszcza się on.
Termin „corium” to neologizm utworzony z rdzenia (w języku angielskim oznacza serce reaktora jądrowego), po którym występuje przyrostek -ium występujący w nazwie wielu pierwiastków układu okresowego pierwiastków : lit , wapń , uran , pluton , hel , stront itp.
Składa się początkowo z paliwa jądrowego (głównie wzbogaconego tlenku uranu ), elementów zespołu paliwowego i różnego wyposażenia rdzenia (pręty sterujące, oprzyrządowanie) lub ścianki zbiornika reaktora, z którą wchodzi w kontakt, tworzy się w bardzo wysokiej temperaturze ( około 3000 ° C , temperatura topnienia tlenku uranu), gdy rdzeń nie jest już chłodzony, jak w wypadkach jądrowych, takich jak te na Three Mile Island , w Czarnobylu czy w Fukushimie .
Skórze właściwej emituje znaczną resztkową energii cieplnej, to znaczy, że w przeciwieństwie do lawy wulkanu która kończy się chłodzącej w kontakcie z powietrzem, skórze właściwej kontynuuje emitowanie ciepło lat, która stopniowo zmniejsza się z uwagi na rozkład z produktów rozszczepienia po zamknąć.
Wysoce toksyczny, radioaktywny , niezwykle gęsty i bardzo gorący, jeśli nie jest przechowywany w lodówce i skoncentrowany, może stopić większość materiałów i przebić wszystko, co znajduje się pod nim.
W ostatnich latach, w celu kontrolowania potencjalnych wypadków z powstawaniem koru przebijającego zbiornik reaktora po stopieniu rdzenia, zaplanowano wyposażenie nowych elektrowni lub istniejących elektrowni jądrowych w urządzenia do odzyskiwania i chłodzenia koru .
Powstawanie koru jest konsekwencją niepowodzenia w chłodzeniu rdzenia reaktora jądrowego skutkującego przegrzaniem wszystkich tworzących go pierwiastków.
Rzeczywiście, po zatrzymaniu reakcji łańcuchowej nie ma już ciepła z powodu rozszczepienia, ale z powodu radioaktywności (termiczny efekt naturalnego rozpadu różnych produktów rozszczepienia).
Ta tak zwana moc szczątkowa zależy przede wszystkim od historii mocy reaktora poprzedzającej awarię, ale także od charakteru i wzbogacenia paliwa , jego wyczerpania ( przebiegu cyklu ) oraz ewentualnego okresu dezaktywacji.
Moc szczątkowa, jeśli nie zostanie usunięta przez obwody chłodzące, podnosi temperaturę paliwa. Powyżej pewnego progu ( około 1200 ° C ) na płaszczu Zircaloy prętów paliwowych zachodzi reakcja utleniania . Reakcja ta jest bardzo egzotermiczna (wzrost temperatury od 1 do 10 K/s ), co powoduje stopienie zespołu paliwowego. Kolejnym krokiem jest zerwanie osłon montażowych, a tym samym uwolnienie gazów rozszczepiających, które zanieczyszczają rdzeń i obwód pierwotny (jest to zerwanie pierwszej bariery ochronnej). Jeśli wzrost temperatury trwa nadal, elementy paliwowe topią się i opadają na dno naczynia.
Stopione paliwo, zmieszane z częściowo utlenionym cyrkonem i częścią dolnych części wewnętrznych zbiornika, gromadzi się na dnie zbiornika reaktora.
Jeżeli jest to reaktor małej mocy (do 600 MWe ), zbiornik można schłodzić poprzez zalanie szybu zbiornika, aby zapobiec jego przebiciu.
W przypadku reaktorów o mocy od 1300 do 1600 MWe , niski poziom rozprzestrzeniania się Corium na dnie zbiornika powoduje, że chłodzenie przez zalanie dołu reaktora jest niewystarczające, aby zapobiec przebiciu zbiornika reaktora . Ponadto stwarza ryzyko wybuchu pary w przypadku rozbicia statku. Zalanie szybu reaktora nie jest standardowym zabezpieczeniem jądrowym i podlega „ostatecznym” procedurom ograniczania skutków katastrofy jądrowej. Priorytetem jest przywrócenie chłodzenia rdzenia poprzez wstrzyknięcie wody do obiegu pierwotnego (wtrysk bezpieczeństwa), co jest znacznie bardziej wydajne niż zalanie szybu reaktora.
Jeżeli kor na dnie naczynia nie jest dostatecznie schłodzony, jego temperatura nadal rośnie, aż osiągnie temperaturę topnienia naczynia, przebija go i rozprzestrzenia się w budynku reaktora (jest to pęknięcie drugiej bariery ochronnej). Obudowa zamknięcia wówczas tylko odgrywa rolę 3 rd bariery, urządzenia ochronne (podlewanie ostateczna U5 urządzenia), aby umożliwić, aby zapobiec jego pękaniu.
Według CEA i IRSN , gdy korium atakuje betonową podłogę (i/lub inne materiały znajdujące się wyżej, jeśli został wyrzucony wybuchowo), „uwalniana jest duża ilość nieskraplającego się gazu, powodując wzrost ciśnienia w obudowie. . W celu uniknięcia pęknięcia obudowy, które mogłoby z tego wynikać, na ciśnieniowych reaktorach wodnych zainstalowano urządzenie wentylacyjno-filtracyjne (urządzenie U5), które w przypadku awarii może być uruchomione 24 godziny po rozpoczęciu awarii. szafy tryskaczowej” .
Scenariusz katastrofy nazywany „ chiński zespół ” rozważa przypadek, w którym przebija skóry właściwej lub detonacji pod ciśnieniem w reaktorze konstrukcyjną zagłębia się w ziemi, przerywając trzecią i ostatnią barierę ochronną i rozprzestrzeniania się do środowiska naturalnego.
Wraz ze wzrostem mocy reaktora opracowywane są urządzenia do odzyskiwania i rozprowadzania koru, aby zapewnić ich chłodzenie w przypadku przebicia naczynia: odzyskiwanie korium .
W europejskim ciśnieniem reaktora (EPR), reaktor ATMEA1 i rosyjski reaktora WWER -1200 (AES-2006), szczególnego urządzenia ( „popiołu” lub rdzenia łapacza ) składa się z elementów ogniotrwałych w ceramicznego została skonstruowana w celu umieszczenia a następnie ochłodzić Corium, gdyby miało przebić naczynie reaktora, aby zapobiec jego zapadnięciu się w ziemię.
Jeśli chodzi o amerykański projekt AP1000 , według jego projektantów planowane jest utrzymanie corium wewnątrz naczynia i jego chłodzenie z zewnątrz.
Są to głównie te z następujących wypadków historycznych:
Incydent z włączonymi głównymi pompami zasilającymi w wodę obwodu wtórnego elektrowni jądrowej Three Mile Island28 marca 1979doprowadziło, po licznych awariach i błędach, do powstania pęcherzyka pary w górnej części rdzenia reaktora elektrycznego o mocy 900 MW (tzw. 2 722 MW cieplnego), który trzy miesiące wcześniej został oddany do użytku komercyjnego. Ponieważ pęcherzyk ten pozbawiał górnej części elementów paliwowych chłodzenia na kilka godzin, około 45% rdzenia stopiło się i utworzyło korium, które opadło na dno naczynia. Według IRSN paliwo zaczęło się topić niecałe 3 godziny po rozpoczęciu wypadku. Statek nie został przebity, a budynek reaktora pełnił rolę ostatecznej bariery zabezpieczającej. Jedyne zewnętrzne zanieczyszczenie, które należy ubolewać, wystąpiło w wyniku błędów w obchodzeniu się z płynnymi ściekami.
Produkcja Corium miała miejsce podczas katastrofy w Czarnobylu na Ukrainie w dniu26 kwietnia 1986w 1000 MWe (3200 MWth ) reaktorze RBMK . Betonowa płyta podtrzymująca reaktor groziła przebiciem przez powstałe w wyniku wypadku corium. Profesor Vassili Nesterenko zdiagnozował, że jeśli roztopione serce dotrze do warstwy wody nagromadzonej w wyniku interwencji strażaków, prawdopodobnie nastąpi eksplozja pary i rozprzestrzeni pierwiastki radioaktywne na bardzo dużą odległość. Nowy zespół pracowników zakładu zostaje przeszkolony w zakresie usuwania tej wody poprzez otwieranie zaworów spustowych basenu zaporowego, znajdujących się pod podłogą wnęki reaktora.
Około 400 górników z okolic Moskwy i Donbasu wykopało pod reaktorem galerię o długości 150 m, aby schłodzić rdzeń. Ta galeria, która początkowo miała pomieścić system chłodzenia ciekłym azotem, została ostatecznie wypełniona betonem, aby odizolować corium od środowiska zewnętrznego.
Podczas inspekcji przeprowadzonych w ciągu następnych dziesięciu lat w różnych pomieszczeniach budynku reaktora, przebitych na trzech poziomach, znaleziono 1370 ton (± 300 ton) korium. Borovoi i Sich oraz Pazukhin (1997) oszacowali, że to corium rozwinęło się dzięki przebiciu grubych betonowych ścian i podłóg do piwnicy w ciągu kilku dni (cztery według Borovoi i dziewięć według Pazukhina).
Piasek wysypuje się na rdzeń podczas wypadku, obecność serpentynitu oraz znaczna ilość produktów rozkładu betonu zmieszanych z korem (jego masa zawierała tylko około 10% uranu), zmniejszając jego gęstość mocy. Ten spadek mocy i jego rozproszenie przerwały jego postęp wewnątrz budynku reaktora, zanim zatonął w kierunku lustra wody.
W marzec 2011, podczas awarii, które dotknęły cztery z sześciu reaktorów elektrowni jądrowej Fukushima Daiichi , po tsunami i trzęsieniu ziemi z 11 marca 2011 r. (o sile 9) , które zdewastowało północno-wschodnią część wyspy Honshū , rdzenie 3 6 reaktorów w zakładzie zaczęło się topić w wyniku utraty ich chłodzenia.
12 maja 2011, operator Tepco przyznał, że pręty paliwowe reaktora 1 stopiły się dopiero pięć i pół godziny po tsunami. Jednak według inspektorów MAEA , obliczenia wskazują, że serce reaktora n o 1 byłby topiony trzy godziny po trzęsieniu ziemi, wtedy przebita zbiornik dwie godziny później. Serce n O 2 zaczęły się topić w 77 godziny po trzęsieniu ziemi przebijając zbiornik ponownie trzy godziny później. Wreszcie serca n O 3 nie topi się 40 godzin po trzęsieniu ziemi i przebił jego zbiornika po 79 godzin więcej.
Te dwa czynniki różnią się w zależności od typu reaktora, początkowej zawartości paliwa ( wzbogacony uran , MOx itp.) oraz wieku paliwa w momencie awarii; w poniższym przykładzie kor zawierał tylko około 10% (masy) uranu.
Wiele prac koncentrowało się na zachowaniu betonu w wysokiej temperaturze, innych materiałach reaktora, a zwłaszcza na właściwościach termofizycznych korów i poszczególnych materiałów, z których są one zbudowane (w tym dwutlenku cyrkonu i uranu oraz różnych stopów zawierających uran (np. U-Fe i U-Ga)).
Badania te koncentrowały się na wielu czynnikach: lepkości i reologii roztopionych metali (a podczas krzepnięcia, gęstości, emisyjności, przewodności cieplnej, temperaturze początkowej, promieniotwórczości, zdolności erozyjnej, parowaniu, termicznych warstwach granicznych, fizykochemicznych i reologicznych, przenoszeniu kalorii z cieczy do ciał stałych, itp .).
Aby wyprodukować lub skalibrować wystarczająco wiarygodne modele, zbadaliśmy zachowanie reologiczne bazaltów (różne składy bazaltu i mieszanki bazaltowej zawierającej do 18% m UO 2 ), a także mieszanin o różnym składzie (głównie UO 2 , ZrO 2 , FexOy i Fe scenariuszy w komórce, oraz SiO 2 i CaO za pomocą jednostki elementarnej braku komórek scenariuszy).
Różni autorzy wykazali, że lepkości korów nie da się opisać konwencjonalnymi modelami, na przykład zawiesinami nieinteraktywnych kulek; zaproponowano prawo typu Arrheniusa , z mnożnikiem takim, że n = exp (2,5Cφ), C wynosi od 4 do 8. C jest większe w przypadku niskich szybkości ścinania i chłodzenia .
Nasączone próbki poddano analizom strukturalnym, które wykazały, że czynnik ten zależy od morfologii cząstki. Wreszcie, ten typ prawa reologicznego ze współczynnikiem C 6,1 umożliwił zadowalające ponowne obliczenie testu rozprzestrzeniania się materiału Corium w temperaturze 2100 K na płaszczyźnie poziomej.
Jest to kwestia zrozumienia i modelowania w celu przewidywania lub lepszej kontroli zachowania się korium podczas jego formowania, wylewania, rozprzestrzeniania się i chłodzenia. Niezbędne jest również zrozumienie złożonej kinetyki chemicznej korium podczas jego ewolucji.
Potrzeba ta wynika w szczególności z wykazania, że poważna awaria jądrowa z rozerwaniem obudowy bezpieczeństwa była bardziej prawdopodobna niż pierwotnie zakładano.
Badania te są na ogół prowadzone pod egidą MAEA oraz w Europie, przy wsparciu Komisji Europejskiej za pośrednictwem, na przykład:
Opracowano kody obliczeniowe i specjalne oprogramowanie (np. oprogramowanie CEA CRUST do modelowania mechanicznego zachowania skorupy tworzącej się na powierzchni warstwy korowej i zakłócającej jej przemieszczenie, chłodzenie przepływu (por. skorupa izolacyjna spowalniająca uwalnianie ciepła utajonego) stopionego koru i jego promieniowania) (Gatt et al., 1995)
Aby uniknąć narażenia się na ryzyko i niebezpieczeństwa prawdziwego korium, fizycy jądrowi używają w swoich badaniach fałszywego korium (zwanego „prototypowym korium”), substytutu, którego właściwości mają być dość zbliżone do rzeczywistego.
To właśnie z tym „prototypowym korium”, podgrzanym do bardzo wysokiej temperatury, testy uważane przez ich promotorów za najbardziej wiarygodne są przeprowadzane w celu przetestowania różnych scenariuszy poważnych awarii (wszystkie obejmujące stopienie rdzenia reaktora), zwłaszcza we Francji przez Centrum CEA w Cadarache , we współpracy z EDF , IRSN , AREVA , CERDAN , laboratorium PROMES-CNRS , licznymi badaczami, we współpracy z grupą „High Temperatures” firmy French Thermal.
Ten „prototypowy kor” ma gęstość i właściwości reologiczne zbliżone do prawdziwego korium, a także w dużej mierze porównywalne właściwości fizyczne. Różni się jednak od niego termodynamicznie (nie jest autokatalitycznym źródłem ciepła, to znaczy samopodtrzymującym się dzięki radioaktywności) i ma inny skład izotopowy, ponieważ składa się z uranu zubożonego lub uranu naturalnego zamiast uranu wzbogaconego . Niektóre produkty rozszczepienia, gdy są obecne, mają naturalny skład izotopowy…), co czyni je znacznie mniej niebezpiecznymi niż prawdziwy korium.