МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ СТАРЕНИЯ КОРИУМА

На сегодняшний день исследования кориума представляют собой один из главных вопросов в рамках повышения ядерной безопасности и является одной из задач проведения успешной процедуры устранения последствий аварии с расплавлением активной зоны на АЭС. Одной из важных задач для процедуры устранения последствий аварии на АЭС является понимание физического состояния расплава активной зоны аварийного реактора (кориума) для принятия решений по его извлечению из контаймента и дальнейшему обращению с ним. Сложность оценки структуры и свойств кориума, которые претерпевают изменения в результате охлаждения водой и длительной выдержки в контайменте или ловушке расплава (процесса «старения» кориума), заключается в его высокой радиоактивности.

Кориум включает в себя элементы активной зоны (урановое топливо, циркониевая оболочка), элементы металлических конструкций, конструкционных материалов, бетона и прочее. Известно пять случаев запроектных аварий с образованием кориума: на реакторе АЭС «Three Mile Island-2» (США, 1979 г.), на Чернобыльской АЭС (Украина, 1986 г.) и три случая формирования кориума наблюдалось при аварии на АЭС «Fukushima -1» (Япония, 2011 г.). Все эти инциденты показали актуальность как усовершенствования систем безопасности на ядерных установках, так и необходимость изучения свойств кориума для проведения работы с ним.

Ввиду высокой радиационной опасности, исследования свойств кориума проводятся на модельных образцах. Модельный кориум в филиале «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК может быть получен как в лабораторных условиях, так и на экспериментальных стендах института. Свойства кориума различны и зависят от исходного состава шихты (компонентов, моделирующих активную зону и конструкционные материалы) и условий моделирования запроектной аварии (температуры плавления, принципа охлаждения расплава, наличия остаточного энерговыделения, способа удержания расплава и т.д.).

В статье приводятся результаты анализа современных достижений в области исследования кориума, а также методические рекомендации исследования процессов старения кориума, сформированные на основании опыта зарубежных специалистов (Япония, Российская Федерация) [1–4] и собственных многолетних наработок специалистов филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК.

Методические рекомендации, приведенные в данной статье, могут быть использованы непосредственно для исследования процесса изменения свойств кориума в различных условиях, а также для прогнозирования процесса старения на заданный срок выдержки его в контайменте реакторной установки или подреакторной ловушке расплава. 

1. J.R. Wolf, J.L. Rempe. TMI-2 Vessel Investigation Project Integration Report. Idaho National Engineering Laboratory, TMI V(93)EG10, October 1993.

2. Asmolov V.G. et al. RASPLAV Final Report. Attachment С Properties Studies: Methodology and Results // OECD RASPLAV Project, Russian Research Centre “Kurchatov Institute”, Moscow, 2000.

3. Barachin M. Thermodynamics of Corium: Phase diagrams, Databases // EUROCOURSE 2003, Corium: Severe Accident R&D and Nuclear Power Plant Safety, Aix en Provence, France, January 27–31, 2003.

4. Nakahara, Y. Technical development on burn-up credit for spent LWR fuels JAERITECH 2000-071 / Y. Nakahara, K. Suyama, T. Suzaki. – Ibaraki: Japan Atomic Energy Research Institute, 2000. – 394 p.

5. Рыжов С.Н., Богданова Е.В., Рыжков А.А., Пугачев П.А., Тихомиров Г.В., Терновых М.Ю., Алеева Т.Б. Анализ методов и технологий оценки состава кориума, образовавшегося в результате аварии на АЭС «Fukushima Daiichi» // Глобальная Ядерная Безопасность. – 2022. – № 3. – C. 5–21. https://doi.org/10.26583/gns-2022-03-01

6. Российские учёные завершили проект по прогнозированию свойств кориума АЭС «Fukushima Daiichi» // Научно-деловой портал «Атомная энергия 2.0». URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2021/08/02/116094 (дата обращения: 20.07.2024).

7. Нейтронно-физическое моделирование подкритической системы с частицами кориума и водой из международного бенчмарка / А.Д. Смирнов, Е.В. Богданова, П.А. Пугачев [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2020. – № 2. – С. 135– 145. https://doi.org/10.26583/npe.2020.2.12

8. Технологические и организационные аспекты обращения с радиоактивными отходами// IAEA-TCS-27, Вена, 2005.

9. Методические рекомендации «Исследования процессов старения криума». Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК, г. Курчатов. – 2024. – 19 с.

10. Rogovin, M. Three Mile Island. A report to the commissioners and to the public. Nuclear regulatory commission special inquiry group / Mitchell Rogovin. – University of Michigan Library. – 1980. – 488 p.

11. Akers, D.W. TMI-2 Examination Results from the OECD/CSNI program. / D.W. Akers, G. Bart, P. Botoomley, A. Brown, D.S. Cox, P. Hoffman, S.M. Jensen, H. Kleykamp, A.J. Manley, L.A. Neimark, M. Trotabas. – Idaho National Engineering Laboratory, Inc. – 1992. – 494 p.

12. Reactor core materials interaction at very high temperatures / P. Hofmann, S.J. Hagen, G. Schanz, A. Skokan // Nuclear Technology. – 1989. – Vol. 87, No. 1. – P. 146– 186.

13. Akers, D.W. Lower vessel Debris Examination result. – 1989. – 18 p.

14. TMI-2 core materials examination at CEA // International Atomic Energy Agency (IAEA) URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/21/040/21040489.pdf?r=1 (дата обращения: 20.07.2024).

15. Bottomley, D.W. Final report of the metallurgical examination of samples extracted from the damaged TMI-2 reactor core / D.W. Bottomley, M. Coqerelle. – Joint Research Centre. – 1990. – 16 p.

16. In-Vessel Retention of Molten Corium: Lessons Learned and Outstanding Issues / J.L. Rempe, K.Y. Suh, F.B. Cheung, S.B. Kim // Nuclear Technology. – 2017 – Vol. 161. – No. 3. – P. 210–267.

17. Benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS: Best-estimate case comparison / M. Pellegrini, K. Dolganov, L. E. Herranz [et al.] // Nuclear Technology. – 2016. – Vol. 196. – No. 2. – P. 198–210. – https://doi.org/10.13182/NT16-63

18. Nishihara, K. Estimation of fuel compositions in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant JAEA-Data/Code 2012018 / K. Nishihara, H. Iwamoto, K. Suyama. – Ibaraki: Japan Atomic Energy Agency, 2012. – 190 p.

19. Development of Molten Core Relocation Analysis Module MCRA in the Severe Accident Analysis Code SAMPSON / H. Ujita, N. Satoh, M. Naitoh, M. Hidaka, N. Shirakawa, M. Yamagishi // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2000. – Vol. 37. – No. 3. – P. 225–236 p.

20. TEPCO Report. Establishing permit application of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; unit 2. – Tokyo: TEPCO, 2003. – 509 p.

21. NEA OECD, Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Summary Report. NEA/CSNI/R(2015)18. – NEA OECD, 2015. – 53 p.

22. P. V. Slastikhina, A. S. Aloy, V. I. Almjashev, V. B. Khabensky, N. F. Karpovich, et al. (2022) Study of the Main Properties and Leach Behavior of Simulated MCCI Products. Enviro Sci Poll Res and Mang: ESPRM-120.

23. V.G. Rumynin, K.B. Rozov, A.M. Nikulenkov, L.N. Sindalovskiy, A.S. Aloy, N.F. Karpovich, P.V. Slastikhina, Analytical models for predicting the behavior of the Fukushima fuel debris during laboratory tests and longterm storage // Journal of Nuclear Materials. – 2022. – Vol. 568. – P. 153895. ISSN 0022-3115, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153895

24. ASTM C 1220 - 98 “Standard test method for static leaching of monolithic waste forms for disposal of radioactive waste” 10.07.1998. American sosiety for testing and materials. Reprinted from the Annual Book of ASTM Standarts. – 1998.