Кориум

Кориум — это расплавленная смесь ядерного топлива, продуктов деления, конструкционных материалов активной зоны ядерного реактора и, в ряде случаев, бетона фундаментной плиты, образующаяся в результате тяжелой аварии с расплавлением активной зоны. Кориум представляет собой высокотемпературный (до 2500–3000 °C), высокорадиоактивный расплав, способный к взаимодействию с бетоном, водой и металлами. Термин происходит от латинского слова corium (кожа, корка) и был введен в научный обиход в 1980-х годах, в первую очередь для описания топливосодержащих масс, образовавшихся в результате аварии на Чернобыльской АЭС.

История изучения

Впервые с образованием крупных масс кориума столкнулись в 1979 году при аварии на АЭС Три-Майл-Айленд (США), где произошло частичное расплавление активной зоны реактора. Однако систематическое изучение свойств кориума началось после катастрофы на Чернобыльской АЭС в 1986 году, когда в подреакторных помещениях четвертого энергоблока образовались значительные массы топливосодержащих материалов (ТСМ). Эти материалы, впоследствии названные лавой, представляли собой застывший кориум, смешанный с бетоном, песком и другими компонентами.

В 1990-х — 2000-х годах, в связи с рисками тяжелых аварий на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК, в России, США, Франции и Германии были проведены масштабные экспериментальные программы по изучению поведения кориума. Крупнейшие из них — международный проект RASPLAV (Россия, 1993–1999) и проект MASCA (Россия, Франция, 2000–2005), в ходе которых моделировались процессы плавления, перемешивания и затвердевания кориума в лабораторных условиях.

Состав и структура

Кориум представляет собой многокомпонентную гетерогенную систему. Его химический состав зависит от стадии аварии и материалов, с которыми расплав контактировал.

Основные компоненты

• Топливо: диоксид урана (UO₂) или смешанное оксидное топливо (MOX). В зависимости от выгорания содержит до 5–10% продуктов деления (цезий, стронций, йод, барий, лантан, актиноиды).
• Цирконий и его сплавы: оболочки твэлов (циркалой), которые активно окисляются в паре, выделяя водород и тепло.
• Сталь: конструкционные элементы активной зоны (решетки, чехлы, корпус реактора).
• Оксиды железа, хрома, никеля: продукты коррозии и окисления стали.
• Бетон (при проходе расплава за пределы корпуса): оксиды кремния (SiO₂), кальция (CaO), алюминия (Al₂O₃), магния (MgO). Взаимодействие с бетоном приводит к снижению температуры плавления кориума и выделению газов (CO₂, H₂O).

Фазовый состав

После затвердевания кориум образует сложную поликристаллическую структуру. Характерны следующие фазы:

• Оксидная фаза (U-Zr-O): твердый раствор на основе диоксида урана и диоксида циркония. Имеет высокую температуру плавления (около 2600–2800 °C).
• Металлическая фаза (U-Zr-Fe): сплав урана, циркония и железа. Образуется при расслоении расплава. Плотность металлической фазы выше, чем оксидной, поэтому она может скапливаться в нижней части ванны расплава.
• Силикатная фаза (при взаимодействии с бетоном): стеклообразная матрица, содержащая оксиды кремния, кальция и алюминия, в которую включены оксидные и металлические частицы.

Физико-химические свойства

Ключевые свойства кориума, определяющие его поведение при аварии:

• Температура плавления: 2400–2800 °C для оксидной составляющей, 1200–1400 °C для металлической. Присутствие бетона снижает температуру плавления до 1300–1600 °C.
• Плотность: оксидный расплав — 7–8 г/см³, металлический — 10–12 г/см³.
• Вязкость: сильно зависит от температуры и состава. При 2500 °C вязкость оксидного расплава составляет 10–100 Па·с. Добавление оксидов кремния и кальция (из бетона) резко снижает вязкость, делая расплав более текучим.
• Теплопроводность: низкая (2–5 Вт/(м·К) для оксидной фазы), что приводит к плохому отводу тепла и длительному удержанию высокой температуры в центре массы.
• Радиоактивность: удельная активность кориума может достигать 10¹⁴–10¹⁵ Бк/кг. Основной вклад вносят гамма-излучающие продукты деления (Cs-137, Ba-140, La-140) и альфа-излучающие актиноиды (Pu-239, Am-241).

Поведение при аварии

Процесс образования кориума в ходе тяжелой аварии включает несколько стадий:

1. Разогрев и окисление: При нарушении охлаждения активной зоны температура топлива и циркониевых оболочек растет. Цирконий вступает в экзотермическую реакцию с водяным паром: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂ + Q. Выделяется значительное количество тепла и водорода.
2. Плавление: При температуре около 1800–2000 °C начинают плавиться оболочки твэлов, затем — топливные таблетки. Расплав стекает в нижнюю часть активной зоны, образуя ванну расплава.
3. Расслоение: В ванне расплава происходит разделение на оксидную (легкую) и металлическую (тяжелую) фазы. Металлическая фаза скапливается внизу, что может привести к концентрированному тепловыделению.
4. Взаимодействие с корпусом: Если расплав не удается удержать внутри корпуса реактора, он проплавляет стальную стенку (реактор типа ВВЭР или PWR) или графитовую кладку (РБМК).
5. Взаимодействие с бетоном: Попадая на бетонное основание шахты реактора, кориум вступает в химическую реакцию с бетоном. Бетон разлагается с выделением газов, что может привести к выбросу радиоактивных аэрозолей в атмосферу. Одновременно расплав обогащается оксидами кремния и кальция, что снижает его температуру плавления и вязкость.

Управление кориумом (ловушки расплава)

Для предотвращения выхода радиоактивности в окружающую среду при тяжелой аварии на современных АЭС (например, с реакторами ВВЭР-1200, EPR) применяются специальные устройства — ловушки расплава активной зоны. Конструктивно ловушка представляет собой массивную стальную емкость, установленную под корпусом реактора и заполненную жертвенным материалом (обычно оксидом железа, алюминия или керамикой).

Принцип действия:

• Расплав кориума попадает в ловушку.
• Взаимодействуя с жертвенным материалом, кориум разбавляется, его температура и концентрация делящихся материалов снижаются.
• Обеспечивается отвод остаточного тепла через систему охлаждения стенок ловушки.
• Предотвращается взаимодействие расплава с бетоном фундамента.

Первая в мире ловушка расплава для реактора ВВЭР-1000 была установлена на Нововоронежской АЭС-2 (энергоблок №1, введен в 2016 году). Аналогичные устройства применяются на АЭС «Аккую» (Турция), «Руппур» (Бангладеш) и других.

Примеры образования кориума

Чернобыльская АЭС (1986)

В результате аварии на 4-м энергоблоке образовались массы топливосодержащих материалов (ТСМ), известные как «чернобыльская лава». Они представляют собой застывший кориум, смешанный с расплавленным бетоном, песком и металлом. Лава имеет характерную черную или коричневую стекловидную структуру, часто с порами и трещинами. Общий объем ТСМ в подреакторных помещениях оценивается в 150–200 тонн. Изучение чернобыльского кориума позволило получить уникальные данные о его долговременном поведении, включая процессы самопроизвольного радиоактивного распада и изменения структуры.

АЭС Фукусима-дайити (2011)

При аварии на АЭС «Фукусима-1» (Япония) произошло расплавление активной зоны трех энергоблоков. Кориум, предположительно, частично проплавил корпуса реакторов и бетонное основание. Прямые исследования кориума на Фукусиме ограничены из-за высокого радиационного фона, однако данные дистанционного зондирования и моделирования указывают на наличие масс расплава в нижней части корпусов и на бетонном полу. Извлечение и утилизация кориума на Фукусиме является одной из самых сложных инженерных задач в истории атомной энергетики.

Источники

1. Авария на Чернобыльской АЭС: опыт и уроки. Материалы международного семинара. — М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1991.
2. Серия докладов МАГАТЭ по безопасности. Управление тяжелыми авариями на АЭС. — Вена: МАГАТЭ, 2009.
3. Проект RASPLAV: экспериментальное исследование поведения кориума. Отчеты НИЦ «Курчатовский институт», 1993–1999.
4. Беззубцев В.С., Ковалев В.П. Топливосодержащие массы Чернобыльской АЭС. — М.: Энергоатомиздат, 1992.
5. Отчет NUREG/CR-6846. Corium Behavior in Severe Accidents. — U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2005.