Кориум, также называемый топливосодержащий материал (ТСМ) или лавоподобный топливосодержащий материал (ЛТСМ), является лавоподобным материалом, образующимся в активной зоне ядерного реактора во время тяжёлой аварии с расплавлением активной зоны.
Термин «кориум» представляет собой неологизм, образованный от core (англ. — ядро — активная зона ядерного реактора) и суффикса -ium, присутствующего в латинском названии многих элементов периодической системы.
Кориум состоит из смеси ядерного топлива, продуктов деления, фрагментов управляющих стержней, конструкционных материалов из повреждённых частей реактора, продуктов их химической реакции с воздухом, водой и паром, а в случае разрушения корпуса реактора — с расплавленным бетоном подреакторной шахты.
Из-за своего состава кориум является крайне радиоактивным, нахождение рядом с ним может привести к лучевой болезни.
Состав и формирование Тепло, приводящее к плавлению активной зоны ядерного реактора, может выделяться в результате ядерной цепной реакции, но прежде всего связано с остаточным тепловыделением продуктов деления, содержащихся в топливных стержнях. Существенным дополнительным источником тепла может быть химическая реакция горячих металлов с кислородом воздуха или паром.
Гипотетически, температура кориума зависит от его внутренней динамики тепловыделения: количества и типа изотопов, производящих тепло распада, разбавления другими расплавленными материалами, а также тепловыми потерями в охлаждаемые конструкционные элементы реактора и в окружающую среду. Объёмная масса кориума будет терять меньше тепла, чем тонкий его слой. Кориум достаточной температуры может расплавить бетон. При этом затвердевшая масса кориума может снова расплавиться, если его тепловые потери упадут из-за теплоизолирующего дебриса, или если испарится охлаждающая кориум вода.
На поверхности расплава кориума может образоваться теплоизолирующая корка препятствуя тепловым потерям. Кориум представляет собой систему двух несмешивающихся жидких фаз — оксидной и металлической. На распределение тепла в объёме кориума влияет различная теплопроводность этих расплавленных слоёв оксидов и металлов, а также перераспределение продуктов деления между ними. Конвекция в жидкой фазе значительно увеличивает теплопередачу.
Расплавленная активная зона реактора выделяет летучие элементы и соединения. Это могут быть газообразные вещества, такие как молекулярный йод или благородные газы, или частицы аэрозолей, сконденсированных после выхода из области высоких температур. Большая часть аэрозольных частиц состоит из компонентов стержней управления реактором. Газообразные соединения могут адсорбироваться на поверхности аэрозольных частиц.
Состав кориума и реакции Состав кориума зависит от конструкции реактора, а именно: от материалов, используемых в управляющих стержнях и твэлах, от теплоносителя, от материала корпуса реактора и от материалов внутриреакторных конструкций. Существуют различия между водо-водяными реакторами (ВВЭР и PWR) и реакторами с кипящей водой (BWR).
При контакте с водой горячий карбид бора из управляющих стержней реактора BWR образует сначала оксид бора и метан, а затем борную кислоту. Бор может также продолжать способствовать реакциям борной кислоты в аварийной охлаждающей жидкости.
Цирконий из циркалоя вместе с другими металлами вступает в реакцию с водой и образует диоксид циркония и водород. Генерация водорода представляет собой серьёзную опасность при авариях на реакторах. Баланс между окисляющими и восстанавливающими химическими средами и соотношением воды и водорода влияет на образование химических соединений. Изменение в летучести материалов стержней и твэлов влияют на соотношение высвобождаемых элементов к связанным элементам. Например, в инертной атмосфере серебро-индий-кадмиевый сплав контрольных стержней выделяет почти только один кадмий. В присутствии воды индий образует летучие оксид индия(I) и гидроксид индия(I), которые могут испаряться и образовывать аэрозоль оксида индия(III). Окисление индия ингибируется атмосферой, обогащённой водородом, что приводит к снижению выбросов индия. Цезий и йод из продуктов деления могут реагировать с образованием летучего йодида цезия, который конденсируется в виде аэрозоля.
Во время расплавления температура твэлов увеличивается, и они могут деформироваться, в случае оболочки из циркалоя при температуре выше 700—800 °С. Если давление в реакторе пониженное, давление внутри топливных стержней разрывает оболочку. В условиях высокого давления, наоборот, оболочка давит на топливные таблетки, способствуя образованию эвтектики диоксида урана с цирконием с температурой плавления 1200—1400 °С. Происходит экзотермическая реакция между паром и цирконием, которая может производить достаточно тепла, чтобы самоподдерживаться без участия тепла радиоактивного распада. Водород выделяется в количестве около 0,5 м3 водорода (приведено к нормальной температуре/давлению) на 1 кг окисленного циркалоя. В реакторных материалах также может происходить водородное охрупчивание, в результате чего летучие продукты деления могут выделяться из повреждённых топливных стержней. Между 1300 и 1500 °С сплав управляющих стержней серебро-индий-кадмий плавится вместе с испарением оболочки управляющего стержня. При 1800 °С оксидное покрытие плавится и начинает течь. При 2700—2800 °С плавятся топливные элементы из диоксида урана, структура и геометрия активной зоны реактора разрушается. Это может происходить при более низких температурах, если образуется эвтектическая смесь диоксид урана — цирконий. В этот момент по причине высокой температуры в кориуме практически отсутствуют летучие химически не связанные компоненты, что приводит к уменьшению тепловыделения (примерно на 25 %) из-за ухода летучих изотопов.
Температура кориума может достигать 2400 °С в первые часы после расплавления, потенциально достигая более 2800 °С при дальнейшем развитии тяжёлой аварии. Большое количество тепла может выделяться при реакции с водой металлов (особенно циркония), содержащихся в кориуме. Затопление массы кориума водой или падение массы расплавленного кориума в водный бассейн может привести к скачку температуры и образованию большого количества водорода, что может привести к скачку давления в защитной оболочке. Взрыв пара в результате такого внезапного контакта воды с кориумом может привести к образованию дисперсной массы и сформировать фрагменты-снаряды, которые могут повредить защитную оболочку при ударе. Последующие скачки давления могут быть вызваны сгоранием выделившегося водорода. Риск детонации может быть уменьшен путём использования каталитических рекомбинаторов водорода.
Кратковременное возникновение повторной критичности (возобновление деления, вызванного нейтронами) в кориуме является теоретически возможным, но маловероятным событием при использовании коммерческого реакторного топлива из-за его низкого обогащения, а также из-за потери замедлителя, что не верно для исследовательских реакторов и реакторов-наработчиков с высокообогащённым топливом (с обогащением от 20-ти процентов и выше). Это явление может быть обнаружено по присутствию короткоживущих продуктов деления в течение длительного времени после плавления, в количествах, которые слишком велики, чтобы оставаться в расплавленной активной зоне или вследствие самопроизвольного деления минорных актиноидов, синтезированных в реакторе.
Повреждение корпуса реактора При отсутствии достаточного охлаждения материалы внутри корпуса реактора перегреваются и деформируются по мере того, как они подвергаются тепловому расширению, и конструкция реактора разрушается, когда температура достигает температуры плавления или даже предела ползучести элементов его конструкции. После чего на днище корпуса реактора начинает формироваться ванна расплава кориума. В случае обеспечения охлаждения кориума он может затвердеть и повреждение ограничивается самим реактором. Однако, кориум может проплавить корпус реактора и вытечь или выброситься в виде расплавленного потока под давлением внутри корпуса реактора. Отказ корпуса реактора может быть вызван нагревом днища его корпуса кориумом, что вначале приводит к ползучести, а затем к разрушению корпуса. Охлаждение водой над слоем кориума в достаточном количестве может привести к тепловому равновесию ниже температуры ползучести металла без разрушения корпуса реактора.
Если корпус достаточно охлаждается, между расплавом кориума и стенкой реактора может образоваться корка. Слой расплавленной стали в верхней части кориума может создавать зону повышенной теплопередачи к стенке реактора; это состояние, известное как «тепловой нож» или «фокусирующий эффект», увеличивает вероятность образования локализованного ослабления боковой стенки корпуса реактора и последующей протечки кориума через разрушенную стенку.
В случае высокого давления внутри корпуса реактора нарушение его днища может привести к выбросу массы кориума под высоким давлением. На первом этапе выбрасывается только сам расплав; позже над центром отверстия может образоваться углубление, и газ будет выходить вместе с расплавом с быстрым снижением давления внутри корпуса реактора. Высокая температура расплава также вызывает быструю эрозию и увеличение разрыва корпуса реактора. Если отверстие находится в центре днища, то может вытечь практически весь кориум. Отверстие в боковой части корпуса может привести только к частичному выбросу кориума, при этом оставшаяся часть остаётся внутри корпуса реактора. Плавление корпуса реактора может занимать от нескольких десятков минут до нескольких часов.
После разрушения корпуса реактора условия в подреакторном объёме (подреакторной шахте) определяют последующее газообразование. Если в нём есть вода, то образуются пар и водород; сухой бетон приводит к образованию углекислого газа и меньшего количества пара.
Взаимодействие кориум-бетон В результате термического разложения бетона образуются водяной пар и диоксид углерода, которые могут дополнительно реагировать с металлами в расплаве, окисляя металлы и восстанавливая газы до водорода и оксида углерода. Разложение бетона и улетучивание его щелочных компонентов является эндотермическим процессом. Аэрозоли, выделяемые на этом этапе, в основном основаны на соединениях кремния, образующих бетон; в противном случае летучие элементы, например цезий, могут быть связаны в нелетучие нерастворимые силикаты