КОРИУМНЫҢ ЕСКІРУ ПРОЦЕСТЕРІН ЗЕРТТЕУ ӘДІСТЕМЕСІ

Бүгінгі таңда кориумды зерттеу ядролық қауіпсіздікті арттыру аясындағы басты мәселелердің бірі болып табылады және АЭС-тегі белсенді аймақты балқытумен апаттың салдарын жоюдың табысты рәсімін жүргізу міндеттерінің бірі болып табылады. АЭС-тегі аварияның салдарларын жою рәсімі үшін маңызды міндеттердің бірі оны контайменттен алу және онымен одан әрі жұмыс істеу жөнінде шешімдер қабылдау үшін авариялық реактордың (кориумның) белсенді аймағы балқымасының физикалық жай-күйін түсіну болып табылады. Кориумның құрылымы мен қасиеттерін бағалаудың күрделілігі, оны сумен салқындату және ерітіндінің контайментінде немесе тұзағында ұзақ уақыт ұстау нәтижесінде өзгеріске ұшырайды (кориумның «ескіру» процессі), оның жоғары радиоактивтілігіне байланысты.

Кориум өзіне белсенді аймақтың элементтерін (уран отыны, цирконий қабығы), металл конструкциялардың, конструкциялық материалдардың, бетонның және т.б. элементтерін қамтиды. Кориумның пайда болуымен жобадан тыс авариялардың бес жағдайы белгілі: «Three Mile Island-2» АЭС реакторында (АҚШ, 1979 ж.), Чернобыль АЭС-інде (Украина, 1986 ж.) және «Fukushima-1» АЭС-дағы (Жапония, 2011 ж.) авария кезінде кориумның қалыптасуының үш жағдайы байқалды. Бұл оқыс оқиғалардың барлығы ядролық қондырғылардағы қауіпсіздік жүйелерін жетілдірудің өзектілігін де, онымен жұмыс жүргізу үшін кориумның қасиеттерін зерделеу қажеттігін де көрсетті.

Жоғары радиациялық қауіптілікке байланысты кориумның қасиеттерін зерттеу модельдік үлгілерде жүргізіледі. ҚР ҰЯО РМК «Атом энергиясы институты» филиалындағы модельдік кориум зертханалық жағдайларда да, институттың эксперименттік стенділерінде де алынуы мүмкін. Кориумның қасиеттері әртүрлі және шихтаның бастапқы құрамына (белсенді аймақты және конструкциялық материалдарды үлгілейтін компоненттерге) және жобадан тыс аварияны үлгілеу жағдайларына (балқу температурасы, балқыманы салқындату принципі, қалдық энергия бөлудің болуы, балқыманы ұстап тұру тәсілі және т.б.) байланысты болады.

Мақалада кориумды зерттеу саласындағы қазіргі заманғы жетістіктерді талдау нәтижелері, сондай-ақ шетелдік мамандардың тәжірибесі (Жапония, Ресей Федерациясы) [1–4] және ҚР ҰЯО РМК Атом энергиясы институты филиалы мамандарының өздерінің көп жылдық әзірлемелері негізінде қалыптасқан кориумның ескіру процестерін зерттеудің әдістемелік ұсынымдары келтіріледі.

Осы мақалада келтірілген әдістемелік ұсынымдар әртүрлі жағдайларда кориум қасиеттерінің өзгеру процесін тікелей зерттеу үшін, сондай-ақ оны реакторлық қондырғы контайментінде немесе балқыманың реакторлық тұзағында ұстау мерзімінде ескіру процесін болжау үшін пайдаланылуы мүмкін. 

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.