El corio , también llamado material que contiene combustible (FCM) o material que contiene combustible similar a la lava (LFCM) , es un material similar a la lava que se forma en el núcleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusión grave .
El término "corium" es un neologismo formado por core (inglés - core - la zona activa de un reactor nuclear) y el sufijo -ium , presente en el nombre latino de muchos elementos del sistema periódico .
El corium consiste en una mezcla de combustible nuclear , productos de fisión, fragmentos de barras de control , materiales estructurales de partes dañadas del reactor, productos de su reacción química con el aire, el agua y el vapor y, en caso de destrucción del reactor recipiente, con hormigón fundido del pozo del subreactor.
El calor resultante de la fusión del núcleo de un reactor nuclear puede liberarse de una reacción nuclear en cadena , pero se debe principalmente al calor de descomposición de los productos de fisión contenidos en las barras de combustible. Una fuente adicional importante de calor puede ser la reacción química de los metales calientes con el oxígeno atmosférico o el vapor.
Hipotéticamente, la temperatura del corium depende de su dinámica interna de liberación de calor: la cantidad y el tipo de isótopos que producen calor de descomposición, la dilución con otros materiales fundidos y las pérdidas de calor hacia los elementos estructurales enfriados del reactor y hacia el medio ambiente. La masa a granel del corium perderá menos calor que su capa delgada. Un corium de temperatura suficiente puede derretir el hormigón. En este caso, la masa solidificada de corium puede volver a fundirse si su pérdida de calor disminuye debido a los residuos de aislamiento térmico, o si el agua que enfría el corium se evapora [1] .
Se puede formar una costra termoaislante en la superficie de la masa fundida de corium, lo que evita la pérdida de calor. Corium es un sistema de dos fases líquidas inmiscibles: óxido y metal. La distribución del calor en el volumen del corium se ve afectada por la diferente conductividad térmica de estas capas fundidas de óxidos y metales, así como por la redistribución de los productos de fisión entre ellas. La convección en la fase líquida aumenta considerablemente la transferencia de calor [1] .
El núcleo del reactor fundido libera elementos y compuestos volátiles. Estas pueden ser sustancias gaseosas como yodo molecular o gases nobles, o partículas de aerosol condensadas después de salir de la región de alta temperatura. La mayoría de las partículas de aerosol consisten en componentes de las barras de control del reactor. Los compuestos gaseosos se pueden adsorber en la superficie de las partículas de aerosol.
La composición del corium depende del diseño del reactor, a saber: de los materiales utilizados en las barras de control y las barras de combustible, del refrigerante, del material de la vasija de presión del reactor y de los materiales de las estructuras del reactor. . Existen diferencias entre los reactores de agua a presión (VVER y PWR) y los reactores de agua en ebullición (BWR).
Al entrar en contacto con el agua, el carburo de boro caliente de las barras de control del reactor BWR forma primero óxido de boro y metano , y luego ácido bórico . El boro también puede continuar promoviendo las reacciones del ácido bórico en el refrigerante de emergencia.
El zirconio de zircaloy, junto con otros metales, reacciona con el agua para formar zirconia e hidrógeno . La generación de hidrógeno es un peligro grave en caso de accidentes en los reactores. El equilibrio entre los ambientes químicos oxidantes y reductores y la proporción de agua e hidrógeno afecta la formación de compuestos químicos. Los cambios en la volatilidad de los materiales de las varillas y los elementos combustibles afectan la relación entre los elementos liberados y los elementos ligados. Por ejemplo, en una atmósfera inerte, la aleación de plata-indio-cadmio de las barras de control libera casi solo cadmio. En presencia de agua, el indio forma óxido de indio (I) e hidróxido de indio (I) volátiles , que pueden evaporarse y formar un aerosol de óxido de indio (III) . La atmósfera rica en hidrógeno inhibe la oxidación del indio, lo que reduce las emisiones de indio. El cesio y el yodo de los productos de fisión pueden reaccionar para formar yoduro de cesio volátil , que se condensa en forma de aerosol [2] .
Durante la fusión, la temperatura de los elementos combustibles aumenta y pueden deformarse, en el caso de un revestimiento de zircaloy a temperaturas superiores a 700-800 °C. Si se reduce la presión en el reactor, la presión dentro de las barras de combustible rompe el revestimiento. En condiciones de alta presión, por el contrario, la cubierta presiona las pastillas de combustible, lo que contribuye a la formación de un eutéctico de dióxido de uranio con circonio con un punto de fusión de 1200–1400°C. Se produce una reacción exotérmica entre el vapor y el zirconio , que puede producir suficiente calor para ser autosuficiente sin que esté involucrado el calor de la desintegración radiactiva. El hidrógeno se libera en una cantidad de aproximadamente 0,5 m 3 de hidrógeno (reducido a temperatura/presión normal) por 1 kg de zircaloy oxidado. La fragilización por hidrógeno también puede ocurrir en los materiales del reactor , por lo que los productos de fisión volátiles pueden liberarse de las barras de combustible dañadas. Entre 1300 y 1500 °C, la aleación de la barra de control de plata, indio y cadmio se funde junto con la evaporación de la vaina de la barra de control. A 1800°C, la capa de óxido se derrite y comienza a fluir. A 2700–2800 °C, los elementos combustibles de dióxido de uranio se derriten y la estructura y la geometría del núcleo del reactor se destruyen. Esto puede ocurrir a temperaturas más bajas si se forma una mezcla eutéctica de dióxido de uranio y circonio. En este momento, debido a la alta temperatura, prácticamente no hay componentes volátiles químicamente no unidos en el corium, lo que conduce a una disminución de la liberación de calor (en aproximadamente un 25 %) debido a la salida de isótopos volátiles [1] .
La temperatura del corium puede alcanzar los 2400°C en las primeras horas después de la fusión, alcanzando potencialmente más de 2800°C con el desarrollo posterior de un accidente severo. Se puede liberar una gran cantidad de calor cuando los metales (especialmente el zirconio) contenidos en el corium reaccionan con el agua. La inundación de una masa de corio con agua o una masa de corio fundido que cae en una piscina de agua puede provocar un salto de temperatura y la formación de una gran cantidad de hidrógeno, lo que puede provocar un salto de presión en la contención. La explosión de vapor resultante de un contacto tan repentino del agua con el corium puede dar lugar a la formación de una masa dispersa y formar fragmentos de proyectiles que pueden dañar la contención en caso de impacto. Los aumentos repentinos de presión subsiguientes pueden ser causados por la combustión del hidrógeno liberado. El riesgo de detonación se puede reducir mediante el uso de recombinadores de hidrógeno catalíticos [3] .
La ocurrencia a corto plazo de recriticidad (reanudación de la fisión causada por neutrones) en el corium es un evento teóricamente posible, pero improbable cuando se usa combustible de reactor comercial debido a su bajo enriquecimiento, así como a la pérdida del moderador, que es no es cierto para reactores de investigación y reactores de producción con combustible muy enriquecido (con un enriquecimiento del 20 por ciento o más). Este fenómeno puede detectarse por la presencia de productos de fisión de vida corta durante mucho tiempo después de la fusión, en cantidades demasiado grandes para permanecer en el núcleo fundido, o debido a la fisión espontánea de actínidos menores sintetizados en el reactor [1] .
En ausencia de un enfriamiento suficiente, los materiales dentro de la vasija de presión del reactor se sobrecalientan y deforman a medida que experimentan expansión térmica, y la estructura del reactor falla cuando la temperatura alcanza la temperatura de fusión o incluso el límite de fluencia de sus elementos estructurales. Después de eso, comienza a formarse un charco de corio fundido en el fondo de la vasija del reactor. Si el corium se enfría, puede solidificarse y el daño se limita al propio reactor. Sin embargo, el corium puede derretirse a través del RPV y filtrarse o expulsarse como una corriente fundida presurizada dentro del RPV. El fallo de la vasija del reactor puede ser causado por el calentamiento del fondo de su vasija por el corium, lo que conduce primero a la fluencia y luego a la destrucción de la vasija. El enfriamiento con agua por encima de la capa de corio en cantidad suficiente puede conducir al equilibrio térmico por debajo de la temperatura de fluencia del metal sin destruir la vasija de presión del reactor [4] .
Si el recipiente se enfría lo suficiente, se puede formar una costra entre la masa fundida de corio y la pared del reactor. La capa de acero fundido en la parte superior del corium puede crear una zona de mayor transferencia de calor a la pared del reactor; esta condición, conocida como "cuchillo térmico" o "efecto de enfoque", aumenta la probabilidad de debilitamiento localizado de la pared lateral de la vasija del reactor y la subsiguiente fuga de corio a través de la pared colapsada [1] .
En el caso de alta presión dentro de la vasija de presión del reactor, la rotura de su fondo puede conducir a la expulsión de una masa de corium a alta presión. En la primera etapa, solo se expulsa la masa fundida; más tarde, se puede formar un rebaje sobre el centro del orificio, y el gas escapará con la masa fundida con una rápida disminución de la presión dentro del recipiente del reactor. La alta temperatura de la masa fundida también provoca una rápida erosión y una mayor ruptura del RPV. Si el agujero está en el centro del fondo, casi todo el corium puede filtrarse. Un agujero en el costado de la vasija solo puede resultar en una eyección parcial de corium, mientras que el resto permanece dentro de la vasija del reactor [5] . La fusión de la vasija del reactor puede durar desde varias decenas de minutos hasta varias horas.
Después de la destrucción de la vasija del reactor, las condiciones en el volumen debajo del reactor (eje debajo del reactor) determinan la generación de gas subsiguiente. Si contiene agua, se forman vapor e hidrógeno; el hormigón seco produce dióxido de carbono y menos vapor [6] .
La descomposición térmica del hormigón produce vapor de agua y dióxido de carbono , que pueden reaccionar aún más con los metales en la masa fundida, oxidando los metales y reduciendo los gases a hidrógeno y monóxido de carbono . La descomposición del hormigón y la volatilización de sus componentes alcalinos es un proceso endotérmico. Los aerosoles emitidos en esta etapa se basan principalmente en los compuestos de silicio que forman el hormigón; de lo contrario, los elementos volátiles, como el cesio, pueden unirse en silicatos insolubles no volátiles [2]
Varias reacciones tienen lugar entre el hormigón y el corium fundido. El agua libre y ligada químicamente se libera del hormigón en forma de vapor. El carbonato de calcio se descompone para formar dióxido de carbono y óxido de calcio . El agua y el dióxido de carbono impregnan la masa de corium, oxidando exotérmicamente los metales no oxidados presentes en el corium y generando gas hidrógeno y monóxido de carbono. En este caso, se puede obtener una gran cantidad de hidrógeno, lo que conlleva el peligro de su deflagración y detonación. El óxido de calcio, la sílice y los silicatos se funden y se mezclan con el corium. La fase de óxido, en la que se concentran los productos de fisión no volátiles, se puede estabilizar a temperaturas de 1300 a 1500 °C durante un período de tiempo considerable. La capa resultante de metal fundido más denso que contiene menos radioisótopos ( Ru , Tc , Pd , etc.), que consiste inicialmente en zircaloy fundido, hierro, cromo, níquel, manganeso, plata y otros materiales metálicos estructurales, así como productos de fisión metales y telurio en forma de telururo de circonio) se puede formar una capa de óxido (que concentra Sr , Ba , La , Sb , Sn , Nb , Mo , etc. y consiste inicialmente en dióxido de circonio y dióxido de uranio, posiblemente con óxido de hierro y óxidos de boro) en la interfase entre los óxidos y el hormigón subyacente, ralentizando la penetración y el endurecimiento del corium durante varias horas. La capa de óxido genera calor principalmente debido al calor de descomposición, mientras que la principal fuente de calor en la capa de metal es una reacción exotérmica con el agua liberada del hormigón. La descomposición del hormigón y la volatilización de compuestos de metales alcalinos consumen una cantidad significativa de calor [2]
La fase de erosión rápida de la base de hormigón dura aproximadamente una hora y alcanza una profundidad de aproximadamente 1 m, luego se ralentiza a unos pocos cm/h y se detiene por completo cuando la masa fundida se enfría por debajo de la temperatura de descomposición del hormigón (alrededor de 1100 °C) . El derretimiento completo puede ocurrir en unos pocos días incluso después de varios metros de concreto; luego el corium penetra varios metros en el suelo, se esparce, se enfría y se endurece [7] .
Durante la interacción entre corium y hormigón, se pueden alcanzar temperaturas muy altas. Los aerosoles menos volátiles de Ba , Ce , La , Sr y otros productos de fisión se forman en esta etapa y entran en la contención en un momento en que la mayoría de los aerosoles más volátiles ya se han depositado. El telurio se libera a medida que se descompone el telururo de circonio. Las burbujas de gas que fluyen a través del fundido contribuyen a la formación de un aerosol [2]
La hidráulica térmica de la interacción corion-concreto (CCI) o la interacción corium-concreto fundido (MCCI) es bastante clara [8] . Sin embargo, la dinámica del movimiento del corium dentro y fuera del RPV es muy compleja y el número de escenarios posibles es grande. El flujo lento de la masa fundida en el charco de agua subyacente puede conducir a una solidificación completa y segura, y el contacto rápido de una gran masa de corium con agua puede provocar una devastadora explosión de vapor. El corium puede estar completamente contenido dentro del RPV, o algunos orificios de herramientas en la parte inferior del RPV pueden hacer que la masa fundida fluya hacia afuera [9] .
La carga térmica del corium en el piso debajo de la vasija del reactor se puede estimar utilizando una red de sensores de fibra óptica incrustados en el hormigón. Se necesitan fibras de sílice pura, ya que son más resistentes a los altos niveles de radiación [10] .
En algunos diseños de edificios de reactores, por ejemplo, en los proyectos EPR y ATMEA1, se proporcionan zonas especiales de dispersión de corium ( trampas de fusión ), donde la fusión se puede localizar sin contacto con el agua y sin una reacción excesiva con el hormigón [11] . Solo más tarde, cuando se forma una costra en el corium fundido, se puede introducir una cantidad limitada de agua para enfriar las masas de corium [3] . El concepto ruso de una trampa de fusión para el reactor VVER-1200 (AES-2006) no implica en absoluto la interacción del corium con el hormigón estructural. Para cambiar las propiedades del fundido de corium, que es necesario para su localización exitosa en una trampa, este concepto utiliza materiales funcionales especiales llamados materiales de sacrificio, con los que interactúa el corium.
Los materiales a base de dióxido de titanio y óxido de neodimio (III) parecen ser más resistentes al corium que el hormigón [12] .
La deposición de corium en la superficie interna de la contención, por ejemplo, por liberación del recipiente a presión del reactor, puede provocar daños en la misma por "calentamiento de la contención" (CHO) directo.
Durante el accidente en la central nuclear de Three Mile Island , se produjo un lento derretimiento parcial del núcleo del reactor. Unas 19 toneladas de material del núcleo se fundieron y movieron en unos 2 minutos, unos 224 minutos después de la parada del reactor . Se formó un baño de corium en el fondo del RPV, pero el RPV no resultó dañado [13] . La capa de corium cristalizado tenía un espesor de 5 a 45 cm.
Se obtuvieron muestras de corio del reactor. Se encontraron dos masas de corium, una en la región de los elementos combustibles, la otra en la parte inferior de la vasija del reactor. Las muestras eran de color gris opaco con parches amarillos ocasionales.
La masa resultó ser homogénea, y consistía principalmente en combustible fundido y caparazón. La composición elemental estaba en peso. %: aproximadamente 70 U , 13,75 Zr , 13 O , con aditivos de acero inoxidable e inconel presentes en la masa fundida. Los desechos sueltos mostraron un menor contenido de uranio (alrededor del 65% en peso) y un mayor contenido de metales estructurales. El calor de decaimiento del corium 224 min después de la parada del reactor se estimó en 0,13 W/g y cayó a 0,096 W/g 600 min después de la parada. Los gases nobles, el cesio y el yodo estaban ausentes, lo que indica su evaporación del material caliente. Las muestras se oxidaron por completo, lo que indica que había suficiente vapor para oxidar todo el zirconio disponible.
Algunas muestras contenían una pequeña cantidad de una masa fundida metálica (menos del 0,5% en peso), que constaba de plata e indio (de las barras de control ). En una de las muestras se encontró una fase secundaria, consistente en óxido de cromo (III) . Algunas inclusiones metálicas contenían plata, pero no se encontró indio, lo que indica que la temperatura era más alta que la temperatura de evaporación del cadmio y el indio. Casi todos los componentes metálicos, a excepción de la plata, estaban completamente oxidados. En algunas áreas, incluso la plata se oxidó. Las áreas ricas en hierro y cromo probablemente provengan de tuberías fundidas que no han tenido suficiente tiempo para dispersarse en el fundido.
La densidad aparente de las muestras varió de 7,45 a 9,4 g/cm 3 (las densidades de UO 2 y ZrO 2 son 10,4 y 5,6 g/cm 3 ). La porosidad de las muestras varió de 5,7% a 32%, en promedio al nivel de 18±11%. En algunas muestras se encontró porosidad interconectada en bandas, lo que indica el estado de fase líquida del corium durante un tiempo suficiente para la formación de burbujas de vapor o vapores de materiales estructurales y su transferencia a través de la masa fundida. (U,Zr)O 2 , y su solución sólida indica una temperatura máxima de fusión entre 2600 y 2850 °C.
La microestructura del material endurecido presenta dos fases: (U,Zr)O 2 y (Zr,U)O 2 . Se encontró una fase rica en circonio alrededor de los poros y en los límites de los granos y contiene algo de hierro y cromo en forma de óxidos. Esta segregación de fases sugiere un enfriamiento lento y gradual en lugar de un enfriamiento rápido, que se estima entre 3 y 72 horas según el tipo de separación de fases [14] .
Las mayores cantidades conocidas de corium se formaron durante el desastre de Chernobyl [15] . La masa fundida del núcleo del reactor fluyó bajo la vasija de presión del reactor y luego se solidificó en forma de estalactitas , estalagmitas y flujos de lava; la formación más famosa es la " Pata de Elefante ", ubicada debajo del fondo del reactor en el corredor de distribución de vapor [16] [17] ,
El corium se formó en tres etapas.
El corium de Chernobyl consta de combustible de dióxido de uranio del reactor, su revestimiento de aleación de circonio, hormigón fundido y serpentinita descompuesta y fundida empaquetada alrededor del reactor como aislamiento térmico. El análisis mostró que el corium se calentó hasta un máximo de 2255 °C y permaneció por encima de 1660 °C durante al menos 4 días [22] .
El corium fundido se asentó en el fondo del pozo del reactor y se formó una capa de residuos de grafito en su parte superior. Ocho días después de la fusión, la fusión atravesó la pantalla biológica inferior y se extendió por el suelo de la sala del reactor, evaporando los radionucleidos. Se produjeron más fugas de productos radiactivos al medio ambiente cuando la masa fundida entró en contacto con el agua [23] .
En el sótano del edificio del reactor, hay tres lavas diferentes: cerámica negra, marrón y porosa . Son vidrios de silicato con inclusiones de otros materiales. La lava porosa es lava marrón que ha caído al agua y se ha enfriado rápidamente.
Durante la radiólisis del agua en la piscina de presión reducida debajo del reactor de Chernobyl, se produjo peróxido de hidrógeno . La hipótesis de que el agua de la piscina se convirtió parcialmente en H 2 O 2 está respaldada por la identificación de los minerales cristalinos blancos studtita y metastudita en las lavas de Chernóbil [24] , los únicos minerales que contienen peróxido [25] .
Las muestras de Chernobyl corium consisten en una matriz amorfa de silicato altamente heterogénea con inclusiones. En las muestras se identificaron las siguientes fases:
Se pueden distinguir cinco tipos de materiales en el Chernobyl corium: [27]
El núcleo del reactor fundido se acumuló en la sala 305/2 hasta alcanzar los bordes de las válvulas de venteo de vapor; luego, el corium se filtró hacia el corredor de distribución de vapor. También entró en la habitación 304/3 [29] . El corium salió del reactor en tres corrientes. El flujo 1 consistió en lava marrón y acero fundido; El acero ha formado una capa en el piso del corredor de distribución de vapor, en el nivel +6, con corium marrón en su parte superior. Desde esta área, el corium marrón fluyó a través de los canales de distribución de vapor hacia las piscinas de despresurización en el nivel +3 y el nivel 0, formando allí formaciones porosas y similares a escoria. El flujo 2 consistió en lava negra y fluyó hacia el otro lado del corredor de distribución de vapor. La Corriente 3, también compuesta de lavas negras, fluyó hacia otras áreas debajo del reactor. La conocida estructura de "pata de elefante" está compuesta por dos toneladas de lava negra, formando una estructura de varias capas similar a la corteza de un árbol. Se supone que está enterrado en hormigón a una profundidad de 2 m El material es altamente radiactivo y en los primeros años después del accidente tenía una resistencia muy alta. El uso de sistemas controlados a distancia para estudiar esta estructura no fue posible debido a la fuerte radiación que interfiere con el funcionamiento de la electrónica [33] .
El fundido de Chernobyl era un fundido de silicato que contenía inclusiones de fases Zr / U , acero fundido y silicato de uranio-zirconio ("Chernobylite", un mineral tecnogénico negro y amarillo). El flujo de lava consistió en varios tipos de material: se encontraron lava marrón y material cerámico poroso. La proporción de uranio y circonio en diferentes partes del sólido varía mucho. La lava marrón tiene una fase rica en uranio con una relación U:Zr que oscila entre 19:3 y aproximadamente 19:5. La fase baja en uranio en la lava marrón tiene una relación U:Zr de alrededor de 1:10 [34] . El estudio de las fases que contienen Zr/U permite determinar la historia térmica de la mezcla. Se puede demostrar que antes de la explosión la temperatura de parte del núcleo estaba por encima de los 2000°C, y en algunas áreas la temperatura excedía los 2400-2600°C.
| Tipo de | SiO2 _ | U 3 O 8 | MgO | Al2O3 _ _ _ | PbO | Fe2O3 _ _ _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| como escoria | 60 | 13 | 9 | 12 | 0 | 7 |
| vidrioso | 70 | ocho | 13 | 2 | 0.6 | 5 |
| pómez | 61 | once | 12 | 7 | 0 | cuatro |
El corium está sufriendo degradación. La pata de elefante, dura y fuerte inmediatamente después de su formación, ahora está lo suficientemente destruida como para que el tampón tratado con adhesivo separe fácilmente la capa superior de 1 a 2 cm de espesor. La forma de la estructura en sí cambia según el recorrido y la posición del corion. escombros. La temperatura del corium ahora no difiere mucho de la temperatura ambiente, por lo que el material está sujeto tanto a ciclos diarios de temperatura como a los efectos del agua. La naturaleza heterogénea del corium y los diferentes coeficientes de expansión térmica de los componentes hacen que el material se descomponga durante el ciclo térmico. Durante el curado, debido a la velocidad de enfriamiento descontrolada, se crearon muchas tensiones residuales en el material . El agua, al penetrar en los poros y las microfisuras, se congelaba en ellos y, como los baches en las carreteras, aceleraba el agrietamiento [29] .
El corio (así como el combustible de uranio altamente irradiado) tiene la propiedad de la formación espontánea de polvo o la pulverización superficial espontánea. La desintegración alfa de los isótopos dentro de la estructura vítrea provoca explosiones de Coulomb, destruyendo el material y liberando partículas submicrónicas de su superficie [36] . Sin embargo, el nivel de radiactividad es tal que dentro de 100 años la auto-irradiación de la lava ( 2⋅10 16 α-desintegra por 1 g y de 2 a 5⋅10 5 Gy de β o γ) se retrasará respecto al nivel requerido para cambiar significativamente las propiedades del vidrio (10 18 α-desintegraciones por 1 g y de 10 8 a 10 9 Gy β o γ). Además, la velocidad de disolución de la lava en agua es muy baja (10 −7 g cm −2 día −1 ), es decir, no hay que temer que la lava se disuelva en agua [37] .
No está claro cuánto tiempo retrasará el molde cerámico la liberación de radiactividad. De 1997 a 2002, se publicó una serie de artículos en los que se suponía que cuando la lava se autoirradiaba, las 1200 toneladas se convertirían en partículas submicrónicas y polvo móvil en unas pocas semanas [38] . Otros documentos han informado que es probable que la degradación de la lava sea un proceso lento y gradual en lugar de uno repentino y rápido [37] . El mismo artículo establece que la pérdida de uranio del reactor destruido es de solo 10 kilogramos (22 libras) por año. Este bajo nivel de lixiviación de uranio sugiere que la lava es bastante resistente al medio ambiente. El documento también establece que a medida que se mejora la cobertura, la tasa de lixiviación de lava disminuirá.
Algunas de las superficies de los flujos de lava comenzaron a cubrirse con nuevos minerales de uranio, como UO 3 2H 2 O ( eliantinita ), (UO 2 )O 2 4H 2 O ( stuttita ), carbonato de uranilo ( rutherfordina ), Na 4 ( UO 2 )( CO 3 ) 3 ( cheikaite ) [39] y compuesto Na 3 U(CO 3 ) 2 2H 2 O [29] . Son solubles en agua, lo que permite movilizar y transportar el uranio [40] . Los minerales aparecen como manchas de color amarillo blanquecino en la superficie del corium endurecido [41] . Estos minerales secundarios muestran concentraciones de plutonio varios cientos de veces más bajas y concentraciones de uranio varias veces más altas que la lava misma.
El 11 de marzo de 2011, el terremoto y el tsunami en Japón provocaron la pérdida de todas las fuentes de electricidad en la planta de energía nuclear Fukushima Daiichi y, en consecuencia, la inoperancia de los sistemas de refrigeración de emergencia. Como resultado de esto, el combustible nuclear en las unidades de potencia No. 1-No. 3 se fundió y quemó a través de las vasijas del reactor, ingresando a las salas de contención . En 2015-2017, las unidades de potencia n.° 1 a n.° 3 se examinaron mediante radiografía de dispersión de muones [42] . Como resultado, se encontró que prácticamente no hay materiales combustibles dentro de los reactores de las unidades No. 1 y No. 3, mientras que un volumen significativo de material fundido solidificado permaneció en la vasija de presión del reactor de la unidad de potencia No. 2. La presencia de residuos de combustible nuclear en las salas del subreactor de las tres unidades se confirmó visualmente durante el examen realizado por robots controlados a distancia [43] . Está previsto que el trabajo de extracción de la masa fundida que contiene combustible y fragmentos de elementos combustibles de las vasijas del reactor destruidas y las salas debajo del reactor comience desde la unidad de potencia n.° 2 en 2021 [44] .
Muchos trabajos en esta área se centran en el estudio a alta temperatura del hormigón [45] , otros materiales de reactores [46] , y especialmente en las propiedades termofísicas del corio [47] [48] [49] y elementos individuales [50] de los materiales que los componen (incluyendo circonio [51] , dióxido de uranio [52] y varias aleaciones que contienen uranio (por ejemplo, U-Fe y U-Ga) [53] ).
Se han estudiado muchas propiedades: viscosidad [54] y reología de los metales fundidos (el proceso de enfriamiento y cristalización [55] , densidad, emisividad, conductividad térmica, temperatura de activación, radioactividad, capacidad erosiva, evaporación, calores de transición de fase [56] , etc).).
Para crear y verificar modelos confiables, se realizó un estudio del comportamiento reológico de basaltos (de varias composiciones con la adición de hasta un 18% en peso de UO 2 ), así como de varias composiciones (principalmente UO 2 , ZrO 2 , F x O y y Fe para escenarios de accidentes severos a bordo, así como SiO 2 y CaO para escenarios fuera del casco) [57] .
Los estudios han demostrado que la viscosidad del corium no se puede describir mediante modelos convencionales, como las suspensiones basadas en partículas esféricas que no interactúan [57] . Se propuso una dependencia de Arrhenius [58] n = exp(2.5Cφ) [57] , donde C está entre 4 y 8 (a bajas velocidades de corte y enfriamiento).
Los estudios de Corium se han realizado y se realizan habitualmente bajo los auspicios de las organizaciones internacionales OIEA y OCDE, en Europa con el apoyo de la Comisión Europea y en Rusia con el apoyo del Centro Internacional de Ciencia y Tecnología, por ejemplo:
Se han desarrollado códigos de cálculo y software especial (por ejemplo, el código CRUST desarrollado en CEA para modelar el comportamiento mecánico de la costra formada en la superficie del corium, que impide su movimiento y enfriamiento; el código integral de accidentes severos SOKRAT desarrollado en IBRAE RAS , etc).
Para evitar la exposición a los riesgos y peligros que pueden surgir en un accidente severo real, los estudios experimentales de accidentes severos utilizan un simulador de corium (el llamado "corium prototipo"), un sustituto, cuyas características se suponen bastante cercanas a los verdaderos. En el caso de un prototipo químico de corium, los estudios para probar varios escenarios de accidentes severos (asociados con la fusión del núcleo del reactor) se consideran los más confiables. Este trabajo se lleva a cabo, en particular, en Francia por el Centro CEA en Cadarache en cooperación con EDF, IRSN, Framatome, en Rusia en el RRC KI , NITI , RI , en Corea del Sur en KAERI, KHNP, en Japón en JAEA, CLADS y en otros países y organizaciones.
Químicamente, el corium prototipo tiene una densidad y propiedades reológicas cercanas a las del corium real; otras propiedades físicas y químicas también son comparables en gran medida. Sin embargo, difiere termodinámicamente (no es una fuente autocatalítica de calor autosostenible por decaimiento radiactivo) y tiene una composición isotópica diferente, ya que consiste en uranio empobrecido o uranio natural en lugar de uranio enriquecido, y también, en algunos experimentos, fisión. Simulantes de productos basados en composición isotópica natural. Esto hace que el corium prototipo sea mucho menos peligroso que el corium verdadero [69] .
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