Поведение ядерного топлива во время аварии реактора

На этой странице описывается, как из диоксида урана ядерное топливо ведет себя как во время нормальной работы ядерного реактора реактора , так и в условиях аварии , например, при перегреве. Проведение работ в этой области часто обходится очень дорого, поэтому они часто выполняются на основе сотрудничества между группами стран, обычно под эгидой Комитета Организации экономического сотрудничества и развития по безопасности ядерных установок (CSNI). .

Это изображение томографии в ложных цветах пучка (FPT1) из 18 облученных топливных стержней (среднее выгорание 23 ГВт/тU), разложившихся под воздействием пара в рамках серии экспериментов PHEBUS. Черный и синий предназначены для областей с низкой плотностью, а красный — для областей с высокой плотностью. Видно, что топливо вышло из строя механически и образовало лужу в нижней части связки. Нижняя часть связки не расплавилась.

Припухлость

Облицовка

И топливо, и оболочка могут разбухнуть. Оболочка покрывает топливо, образуя твэл, и может деформироваться. обычно заполняется Зазор между топливом и оболочкой газообразным гелием , чтобы обеспечить лучший тепловой контакт между топливом и оболочкой. Во время использования количество газа внутри твэла может увеличиться из-за образования благородных газов ( криптона и ксенона ) в процессе деления. Если произойдет авария с потерей теплоносителя (LOCA) (например, на острове Три-Майл ) или авария, вызванная реактивностью (RIA) (например, Чернобыль или SL-1 ), то температура этого газа может повыситься. Когда твэл загерметизирован, давление газа увеличится (PV = nRT), и оболочка может деформироваться и лопнуть. Было замечено, что как коррозия , так и облучение могут изменить свойства циркониевого сплава, обычно используемого в качестве плакировки, делая его хрупким . В результате эксперименты с использованием трубок из необлученного циркониевого сплава могут ввести в заблуждение.

По данным одной статьи видна следующая разница между характером разрушения оболочек неиспользованного и отработанного топлива.

Необлученные топливные стержни находились под давлением перед помещением в специальный реактор Японского исследовательского реактора ядерной безопасности (NSRR), где они подвергались моделированию переходного процесса RIA. Эти стержни вышли из строя из-за раздутия в конце переходного процесса, когда температура оболочки была высокой. Разрушение оболочки в этих испытаниях было пластичным , и это было разрывное отверстие.

Использованное топливо (61 ГВт-сутки/ тонна урана) вышло из строя на ранних стадиях переходного периода с хрупким разрушением , которое представляло собой продольную трещину.

Установлено, что трубка из гидридированного циркония слабее и давление разрыва ниже.

Обычным процессом разрушения топлива в водоохлаждаемых реакторах является переход к пленочному кипению и последующее воспламенение циркониевой оболочки в паре. Влияние интенсивного потока продуктов реакции горячего водорода на топливные таблетки и стенки пучка хорошо представлено на рисунке сбоку.

Топливо

Ядерное топливо может набухать во время использования из-за таких эффектов, как образование газов деления в топливе и повреждение решетки твердого тела. Газы деления накапливаются в пустоте, которая образуется в центре топливной таблетки по мере увеличения выгорания. По мере образования пустот некогда цилиндрическая гранула распадается на куски. Набухание топливной таблетки может вызвать взаимодействие таблетки с оболочкой, когда она термически расширяется внутрь трубки оболочки. Набухшая топливная таблетка создает механические напряжения на оболочке. Документ на тему разбухания топлива можно скачать с веб-сайта НАСА .

Выброс газа деления

По мере разложения или нагревания топлива более летучие продукты деления, попавшие в диоксид урана, могут выйти на свободу. Например, см.

Отчет о выходе ⁸⁵ Кр, ¹⁰⁶ Ру и ¹³⁷ Cs из урана в присутствии воздуха написано. Было обнаружено, что диоксид урана превращается в U ₃ O ₈ при температуре примерно от 300 до 500 °C на воздухе. Они сообщают, что для запуска этого процесса требуется некоторое время, после времени индукции образец набирает массу. слой U ₃ O ₇ Авторы сообщают, что в течение этого времени индукции на поверхности диоксида урана присутствовал от 3 до 8% криптона - . Они сообщают , что высвободилось 85 и гораздо меньше рутения (0,5%) и цезия (2,6 х 10 ⁻³ %) произошло при окислении диоксида урана.

Теплообмен между облицовкой и водой

В водоохлаждаемом энергетическом реакторе (или в водонаполненном бассейне выдержки отработавшего топлива , SFP), если в результате реактивной аварии возникает скачок мощности , необходимо понимание процесса передачи тепла от поверхности оболочки к оболочке. вода очень полезна. Во французском исследовании металлическая труба, погруженная в воду (как в типичных условиях PWR , так и в SFP), подвергалась электрическому нагреву, чтобы имитировать выделение тепла внутри твэла в результате ядерных процессов. Температура вода, поступающая в трубу большего размера (диаметром 14,2 мм), в которой трубы контролировалась с помощью термопар , и для испытаний, проводимых в условиях PWR, находится испытуемая металлическая труба (наружный диаметр 9,5 мм и длина 600 мм), имела температуру 280 °C и 15 МПа. Вода текла по внутренней трубе примерно за 4 мс. ⁻¹ а оболочка подвергалась нагреву от 2200 до 4900 °С с. ⁻¹ для моделирования RIA. Было обнаружено, что с увеличением температуры оболочки скорость теплоотдачи с поверхности оболочки сначала увеличивается по мере кипения воды в местах зародышеобразования . Когда тепловой поток превышает критический тепловой поток, возникает кризис кипения. Это происходит, когда температура поверхности оболочки твэла увеличивается настолько, что поверхность металла становится слишком горячей (поверхность высыхает) для нуклеационного кипения . При высыхании поверхности скорость теплоотдачи снижается , после дальнейшего повышения температуры поверхности металла кипение возобновляется, но уже пленочное .

Гидридирование и водная коррозия

По мере увеличения выгорания пучка ядерного топлива (времени нахождения в реакторе) радиация начинает изменять не только топливные таблетки внутри оболочки, но и сам материал оболочки. Цирконий химически реагирует на протекающую вокруг него воду в качестве теплоносителя, образуя на поверхности оболочки защитный оксид. Обычно в PWR пятая часть оболочки оболочки поглощается оксидом. В BWR толщина слоя коррозии меньше. Происходит химическая реакция:

Zr + 2 H ₂ O → ZrO ₂ + 2 H ₂ (г)

Гидрирование происходит, когда газообразный продукт (водород) выпадает в виде гидридов внутри циркония. Это приводит к тому, что оболочка становится хрупкой, а не пластичной. Гидридные полосы образуют кольца внутри оболочки. Поскольку оболочка испытывает кольцевое напряжение из-за растущего количества продуктов деления, кольцевое напряжение увеличивается. Материальные ограничения оболочки являются одним из аспектов, ограничивающих количество выгоревшего ядерного топлива, которое может накопиться в реакторе.

CRUD (неопознанные месторождения Чок-Ривер) были обнаружены лабораториями Чок-Ривер . Это происходит на внешней стороне оболочки по мере накопления выгорания.

Когда сборка ядерного топлива готовится к хранению на площадке, ее сушат и перемещают в контейнер для перевозки отработавшего ядерного топлива вместе с множеством других сборок. Затем он несколько лет лежит на бетонной площадке в ожидании промежуточного хранения или переработки. Транспортировать поврежденную радиацией облицовку сложно, поскольку она очень хрупкая. После удаления из реактора и охлаждения в бассейне отработавшего топлива гидриды внутри оболочки сборки переориентируются так, что они направлены радиально от топлива, а не по кругу в направлении окружного напряжения. Это ставит топливо в такое положение, что при его перемещении к месту окончательного удержания, если контейнер упадет, оболочка станет настолько слабой, что может сломаться и выпустить отработанные топливные таблетки внутрь контейнера.

Коррозия на внутренней стороне обшивки

Циркониевые сплавы могут подвергаться коррозионному растрескиванию под напряжением под воздействием йода; йод , образуется в виде продукта деления который в зависимости от природы топлива может выделяться из таблетки. Было показано, что йод из циркалоя -4, находящихся под давлением. увеличивает скорость растрескивания трубок

Реакторы с графитовым замедлителем

В случае диоксидом углерода , охлаждаемых реакторов с графитовым замедлителем , таких как энергетические реакторы Magnox и AGR, важной реакцией коррозии является реакция молекулы диоксида с углерода графитом ( углеродом ) с образованием двух молекул монооксида углерода . Это один из процессов, ограничивающих срок службы реактора этого типа.

Реакторы с водяным охлаждением

Коррозия

В водоохлаждаемом реакторе при действии радиации на воду ( радиолиз ) образуются перекись водорода и кислород . Это может вызвать коррозионное растрескивание под напряжением металлических деталей, включая оболочку топливного бака и другие трубопроводы. Чтобы смягчить это явление, гидразин и водород вводятся в BWR или PWR первый контур охлаждения в качестве ингибиторов коррозии для регулирования окислительно-восстановительных свойств системы. Опубликован обзор последних событий по этой теме.

Термические напряжения при закалке

при аварии с потерей теплоносителя Считается, что (LOCA) поверхность оболочки может достичь температуры от 800 до 1400 К, и оболочка будет подвергаться воздействию пара в течение некоторого времени, прежде чем вода будет повторно введена в реактор для охлаждения. топливо. В течение этого времени, когда горячая плакировка подвергается воздействию пара, некоторое окисление циркония произойдет с образованием оксида циркония , который более богат цирконием, чем цирконий . Эта фаза Zr(O) является α-фазой, при дальнейшем окислении образуется диоксид циркония. Чем дольше облицовка подвергается воздействию пара, тем менее пластичной она становится. Одним из показателей пластичности является сжатие кольца по диаметру (с постоянной скоростью смещения, в данном случае 2 мм мин.). ⁻¹ ) пока не появится первая трещина, тогда кольцо начнет проваливаться. Удлинение, которое возникает между моментом приложения максимальной силы и снижением механической нагрузки до 80% от нагрузки, необходимой для образования первой трещины, равно значению L _0,8 в мм. Чем пластичнее образец, тем больше _{L 0,8} будет значение .

В одном эксперименте цирконий нагревается в паре до 1473 К, образец медленно охлаждается в паре до 1173 К перед закалкой в ​​воде. С увеличением времени нагрева при 1473 К цирконий становится более хрупким и значение L _0,8 снижается.

Старение сталей

Облучение приводит к ухудшению свойств сталей, например, SS316 становится менее пластичным и менее вязким . Также ползучесть и коррозионное растрескивание под напряжением усиливается . Работы по этому эффекту продолжают публиковаться.

Растрескивание и перегрев топлива

Это связано с тем, что по мере расширения топлива при нагревании сердцевина гранулы расширяется больше, чем ободок. Из-за термического напряжения, образовавшегося таким образом в топливе, трещины имеют тенденцию идти от центра к краям в форме звезды. теме . Опубликована кандидатская диссертация по этой студентом Королевского технологического института в Стокгольме ( Швеция ).

Крекинг топлива влияет на выброс радиоактивности из топлива как в аварийных условиях, так и при использовании отработавшего топлива в качестве формы окончательного захоронения. Крекинг увеличивает площадь поверхности топлива, что увеличивает скорость, с которой продукты деления могут покинуть топливо.

Температура топлива меняется в зависимости от расстояния от центра до края. На расстоянии x от центра температура (T _x ) описывается уравнением где ρ – плотность мощности (Вт·м ⁻³ ) и K _f – теплопроводность .

T _x = T _Rim + ρ (r _{гранулы} ² – x ²) (4 K _f ) ⁻¹

Чтобы объяснить это для серии топливных таблеток, используемых с температурой обода 200 °C (типично для BWR ) с разными диаметрами и плотностью мощности 250 Вт. ⁻³ были смоделированы с использованием приведенного выше уравнения. Эти топливные таблетки довольно крупные; Обычно используются оксидные гранулы диаметром около 10 мм.

• 
  Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм и удельной мощностью 250 Вт на кубический метр. Центральная температура очень различна для разных твердых топлив.
• 
  Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 26 мм и удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.
• 
  Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 32 мм и удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.

Чтобы продемонстрировать влияние различной плотности мощности на температуру центральной линии, ниже показаны два графика для 20-миллиметровых гранул при разных уровнях мощности. Понятно, что для всех гранул (и особенно для диоксида урана) для гранул данного размера необходимо установить ограничение на плотность мощности . Вполне вероятно, что математические расчеты, используемые для этих расчетов, будут использоваться для объяснения того, как работают электрические предохранители , а также их можно будет использовать для прогнозирования средней температуры в любой системе, где тепло выделяется по всему объекту цилиндрической формы.

• 
  Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм и удельной мощностью 500 Вт на кубический метр. Поскольку температура плавления диоксида урана составляет около 3300 К, очевидно, что оксид уранового топлива перегревается в центре.
• 
  Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм и удельной мощностью 1000 Вт на кубический метр. Другие виды топлива, кроме диоксида урана, не подвергаются риску.

Потери летучих продуктов деления из пеллет

Нагревание таблеток может привести к потере части продуктов деления из ядра таблетки. Если ксенон может быстро покинуть таблетку, то количество ¹³⁴ Cs и ¹³⁷ Cs, который присутствует в зазоре между оболочкой и топливом, увеличится. В результате, если циркалоевые трубки, удерживающие таблетку, сломаются, произойдет больший выброс радиоактивного цезия из топлива. ¹³⁴ Cs и ¹³⁷ Cs образуется по-разному, и, следовательно, в результате два изотопа цезия могут быть обнаружены в разных частях твэла.

Понятно, что у летучих изотопов йода и ксенона есть минуты, в течение которых они могут диффундировать из таблетки в зазор между топливом и оболочкой. Здесь ксенон может распасться на долгоживущий изотоп цезия.

Генезис ¹³⁷ Cs

Формирование ¹³⁷ Cs от его предшественников

Элемент	Изотоп	режим распада	период полураспада	выход прямого деления
Сн	137	б	очень короткий (<1 с)	0.00%
Сб	137	б	очень короткий (<1 с)	0.03%
Te	137	б	2,5 секунды	0.19%
я	137	б	24,5 секунды	1.40%
Машина	137	б	3,8 минуты	1.44%
Cs	137	б	30 лет	0.08%

Эти выходы деления были рассчитаны для ²³⁵ U предполагая тепловые нейтроны (0,0253 эВ) с использованием данных карты нуклидов.

Генезис ¹³⁴ Cs

В случае ¹³⁴ Cs предшественник этого изотопа стабилен. ¹³³ Cs, который образуется в результате распада гораздо более долгоживущих изотопов ксенона и йода. Нет ¹³⁴ Cs образуется без нейтронной активации как ¹³⁴ Xe — стабильный изотоп. В результате такого различного способа формирования физическое расположение ¹³⁴ Cs может отличаться от ¹³⁷ Кс.

Формирование ¹³⁴ Cs и продукты его распада (дочерние)

Элемент	Изотоп	режим распада	период полураспада	выход прямого деления
В	133	б	0,18 секунды	0.00%
Сн	133	б	1,45 секунды	0.07%
Сб	133	б	2,5 минуты	1.11%
Te	133 м	б (82,5%)	55,4 минуты	0.49%
Te	133	б	12,5 минут	0.15%
я	133	б	20,8 часов	1.22%
Машина	133	б	5,2 дня	0.00%
Cs	133	–	стабильный (подвергается нейтронной активации в активной зоне)	0.00%
Cs	134	б	2,1 года	6,4 х 10 −6 %

Эти выходы деления были рассчитаны для ²³⁵ U предполагая тепловые нейтроны (0,0253 эВ) с использованием данных карты нуклидов.

Пример недавнего исследования PIE

В недавнем исследовании использованный 20% обогащенный уран, диспергированный в ряде различных матриц, был исследован для определения физического расположения различных изотопов и химических элементов.

• Твердый раствор урана . в стабилизированном иттрием диоксиде циркония (YSZ) (соотношение атомов Y:Zr 1:4)
• Частицы урана в инертной матрице, образованной смесью YSZ и шпинели (MgAl ₂ O ₄ ).
• Частицы урана диспергированы в инертной матрице, образованной смесью YSZ и оксида алюминия .

Топлива различались по своей способности удерживать ксенон деления ; первый из трех видов топлива сохранил 97% ¹³³ Xe , второй сохранил 94%, в то время как последнее топливо сохранило только 76% этого изотопа ксенона. ¹³³ Xe — это долгоживущий радиоактивный изотоп, который может медленно диффундировать из гранулы, прежде чем активируется нейтронами с образованием ¹³⁴ Сс . Чем более недолговечен ¹³⁷ Xe был менее способен выщелачиваться из гранул; 99%, 98% и 95% ¹³⁷ Xe сохранялся внутри таблеток. Также было обнаружено, что ¹³⁷ Концентрация Cs в ядре таблетки была значительно ниже, чем концентрация в ободке таблетки, а менее летучий ¹⁰⁶ Ru распределялся по гранулам более равномерно.

Следующее топливо — частицы твердого раствора урана в иттрий-стабилизированном диоксиде циркония, диспергированные в глиноземе , сгоревшие до 105 ГВт-сут на кубический метр. Сканирующий электронный микроскоп (СЭМ) исследует границу раздела между оксидом алюминия и частицей топлива. Видно, что продукты деления хорошо удерживаются внутри топлива, небольшая часть продуктов деления попала в матрицу оксида алюминия. Неодим цезий распределен по топливу равномерно, тогда как распределен по всему топливу почти однородно. Концентрация цезия немного выше в двух точках, где присутствуют пузырьки ксенона. Большая часть ксенона присутствует в пузырьках, тогда как почти весь рутений присутствует в форме наночастиц . Наночастицы рутения не всегда располагаются рядом с пузырьками ксенона.

Выброс продуктов деления в охлаждающую воду в результате аварии типа Три-Майл-Айленда

На Три-Майл-Айленде в активной зоне , недавно подвергшейся аварийному останову , не хватало охлаждающей воды, в результате остаточного тепла активная зона высохла, а топливо было повреждено. Были предприняты попытки переохладить активную зону с помощью воды. По данным Международного агентства по атомной энергии мощностью 3000 МВт (т), для PWR нормальные уровни радиоактивности теплоносителя показаны ниже в таблице, а активность теплоносителя для реакторов, которым позволили высохнуть (и перегреться) перед восстановлением водой. . При выбросе из зазора активность в зазоре топливо/оболочка высвобождалась, тогда как при выпуске из расплава активная зона расплавлялась перед тем, как ее восстановили водой.

Уровни радиоактивности в теплоносителе типичного PWR в разных условиях (МБк л ⁻¹ )

Изотоп	Нормальный	Релиз >20% разрыва	>10% расплав сердечника
131 я	2	200000	700000
134 Cs	0.3	10000	60000
137 Cs	0.3	6000	30000
140 Нет	0.5	–	100000

Чернобыльский выпуск

Выброс радиоактивности из использованного топлива в значительной степени контролируется летучестью элементов. В Чернобыле было выброшено большое количество ксенона и йода , гораздо меньше а циркония — . Тот факт, что с легкостью высвобождаются только наиболее летучие продукты деления, значительно задержит выброс радиоактивности в случае аварии, которая приведет к серьезному повреждению активной зоны. Используя два источника данных, можно увидеть, что элементы, которые находились в форме газов, летучих соединений или полулетучих соединений (таких как CsI ), были выброшены в Чернобыле, в то время как менее летучие элементы, которые образуют твердые растворы с топливом, остались. внутри реакторного топлива.

Согласно отчету АЯЭ ОЭСР по Чернобылю (десять лет спустя), были выпущены следующие доли основного запаса. Физико химические - формы выброса включали газы , аэрозоли и мелкофрагментированное твердое топливо. По данным некоторых исследований, рутений очень подвижен при нагревании ядерного топлива на воздухе. Эта мобильность была более очевидна при переработке с сопутствующими выбросами рутения, самым последним из которых стало увеличение радиоактивности воздуха в Европе осенью 2017 года , поскольку в условиях радиации ионизирующей отработавшего топлива и присутствия кислорода реакции радиолиза могут привести к летучее соединение оксид рутения(VIII) , который имеет температуру кипения около 40 °C (104 °F) и является сильным окислителем, реагирующим практически с любым топливом/ углеводородом , которые используются в PUREX .

Опубликованы некоторые работы по нагреву топлива TRISO на воздухе с соответствующей инкапсуляцией нуклидов.

Таблица химических данных

Химические формы продуктов деления в диоксиде урана, процент выбросов в Чернобыле и температуры по Колле и др. требуется для выделения 10% элемента из неокисленного или окисленного топлива. Когда предполагается, что данные из одного элемента применимы к другому элементу, энергия выделяется курсивом .

Элемент	Газ	Металл	Окись	Твердый раствор	Радиоизотопы	Освобождение в Чернобыле	T требуется для выделения 10% из UO 2	Т, необходимая для выделения 10% из U 3 O 8
Бр	Да	–	–	–	–	–	–	–
НОК	Да	–	–	–	85 НОК	100%	–	–
руб.	Да	–	Да	–	–	–	–	–
старший	–	–	Да	Да	89 старший и 90 старший	4–6%	1950 К	–
И	–	–	–	Да	–	3.5%	–	–
Зр	–	–	Да	Да	93 Зр и 95 Зр	3.5%	2600 К	–
Нб	–	–	Да	–	–	–	–	–
Мо	–	Да	Да	–	99 Мо	>3,5%	–	1200 К
Тс	–	Да	–	–	99 Тс	–	–	1300 К
Ру	–	Да	–	–	103 Ру и 106 Ру	>3,5%	–	–
резус	–	Да	–	–	–	–	–	–
ПД	–	Да	–	–	–	–	–	–
В	–	Да	–	–	–	–	–	–
компакт-диск	–	Да	–	–	–	–	–	–
В	–	Да	–	–	–	–	–	–
Сн	–	Да	–	–	–	–	–	–
Сб	–	Да	–	–	–	–	–	–
	Да	Да	Да	Да	132 Te	25–60%	1400 К	1200 К
я	Да	–	–	–	131 я	50–60%	1300 К	1100 К
Машина	Да	–	–	–	133 Машина	100%	1450 К	–
Cs	Да	–	Да	–	134 Cs и 137 Cs	20–40%	1300 К	от 1200 до 1300К
Нет	–	–	Да	Да	140 Нет	4–6%	1850 К	1300 К
	–	–	–	Да	–	3.5%	2300 К	–
Этот	–	–	–	Да	141 Се и 144 Этот	3.5%	2300 К	–
Пр	–	–	–	Да	–	3.5%	2300 К	–
Нд	–	–	–	Да	–	3.5%	2300 К	–
вечера	–	–	–	Да	–	3.5%	2300 К	–
см	–	–	–	Да	–	3.5%	2300 К	–
Евросоюз	–	–	–	Да	–	3.5%	2300 К	–

Выбросы продуктов деления и урана из диоксида урана (из отработавшего BWR топлива , выгорание составило 65 ГВтсут т) ⁻¹ ), который нагревали в ячейке Кнудсена , повторяли. Топливо нагревали в ячейке Кнудсена как с предварительным окислением в кислороде, так и без него при температуре около 650 К. Было обнаружено, что даже для благородных газов необходима высокая температура для их освобождения от твердого оксида урана. Для неокисленного топлива требовалось 2300 К для выделения 10% урана, тогда как для окисленного топлива требовалось всего 1700 К для выделения 10% урана.

Согласно отчету о Чернобыле, использованному в приведенной выше таблице, в активной зоне было выброшено 3,5% следующих изотопов: ²³⁹ Например, ²³⁸ Мог, ²³⁹ Мог, ²⁴⁰ Мог, ²⁴¹ Пу и ²⁴² См.

Деградация всего топливного элемента

Вода и цирконий могут бурно реагировать при температуре 1200 °C, при той же температуре из циркалоя оболочка может реагировать с диоксидом урана с образованием оксида циркония урана/циркония и расплава сплава .

ФЕБ

Во Франции существует объект, на котором можно организовать инцидент с плавлением топлива в строго контролируемых условиях. В исследовательской программе PHEBUS топливам разрешалось нагреваться до температур, превышающих нормальные рабочие температуры, рассматриваемое топливо находится в специальном канале, который находится в тороидальном ядерном реакторе. Ядерный реактор используется в качестве активной зоны для облучения испытательного топлива. В то время как реактор охлаждается в обычном режиме собственной системой охлаждения, испытательное топливо имеет собственную систему охлаждения, оснащенную фильтрами и оборудованием для изучения выброса радиоактивности из поврежденного топлива. Уже изучено выделение радиоизотопов из топлива в различных условиях. После того, как топливо было использовано в эксперименте, оно подлежит детальному исследованию ( PIE ). В ежегодном отчете ITU за 2004 год некоторые результаты PIE по топливу PHEBUS (FPT2) представлены в разделе 3.6.

ЛОФТ

Испытания на потерю жидкости (LOFT) были ранней попыткой оценить реакцию реального ядерного топлива на условия аварии с потерей теплоносителя , финансируемой USNRC . Установка была построена в Национальной лаборатории Айдахо и, по сути, представляла собой масштабную модель коммерческого реактора PWR . («Масштабирование мощности/объема» использовалось между моделью LOFT с активной зоной мощностью 50 МВт и коммерческой электростанцией мощностью 3000 МВт).

Первоначальное намерение (1963–1975 гг.) заключалось в изучении только одного или двух крупных (больших прорывов) LOCA , поскольку они были основной темой слушаний по «нормотворчеству» в США в конце 1960-х и начале 1970-х годов. Эти правила были сосредоточены на довольно стилизованной аварии с крупной аварией и наборе критериев (например, степени окисления оболочки топлива), изложенных в «Приложении K» к 10CFR50 (Своду федеральных правил). После аварии на Три-Майл-Айленде не меньшую озабоченность вызвало детальное моделирование гораздо меньшей LOCA.

В конечном итоге было проведено 38 тестов LOFT, и их объем был расширен для изучения широкого спектра размеров нарушений. Эти тесты использовались для проверки ряда компьютерных кодов (таких как RELAP-4, RELAP-5 и TRAC), которые затем разрабатывались для расчета теплогидравлики LOCA.

См. также

• НУРЭГ-1150
• Атомная энергетика

Контакт расплавленного топлива с водой и бетоном

Вода

С 1970 по 1990 годы была проведена обширная работа по изучению возможности парового взрыва или FCI при контакте расплавленного « кориума » с водой. Многие эксперименты показали довольно низкое преобразование тепловой энергии в механическую, тогда как доступные теоретические модели, по-видимому, предполагали, что возможен гораздо более высокий КПД. В 2000 году по этому вопросу был написан отчет АЯЭ в / ОЭСР, котором говорится, что паровой взрыв, вызванный контактом кориума с водой, имеет четыре стадии.

• Предварительное смешивание
  • Попадая в воду, струя кориума распадается на капли. На этом этапе тепловой контакт между кориумом и водой не очень хороший, поскольку капли кориума окружает паровая пленка, изолирующая их друг от друга. состояние может Это метастабильное загаситься без взрыва или оно может сработать на следующем этапе.
• Запуск
  • Внешний или внутренний триггер (например, волна давления ) вызывает коллапс паровой пленки между кориумом и водой.
• Распространение
  • Локальное повышение давления из-за повышенного нагрева воды может привести к усилению теплоотдачи (обычно из-за быстрого дробления горячей жидкости внутри более холодной, более летучей) и большей волне давления, этот процесс может быть самоподдерживающимся. (Механика этой стадии тогда будет аналогична механике классической детонационной волны ЗНД ).
• Расширение
  • Этот процесс приводит к тому, что вся вода внезапно нагревается до кипения. Это вызывает повышение давления (по-простому — взрыв), что может привести к повреждению установки.

Недавняя работа

В Японии в 2003 году диоксид урана и диоксид циркония плавили в тигле перед добавлением в воду. О результате фрагментации топлива сообщается в Журнале ядерной науки и технологий .

Конкретный

Обзор темы можно прочитать на сайте и работа над этой темой продолжается и по сей день; в Германии на ФЗК проведены работы по воздействию термита на бетон , это моделирование эффекта прорыва расплавленной активной зоны реактора через дно корпуса высокого давления в здание защитной оболочки .

Смывка течет из кожи

Кориум (расплавленное ядро) со временем остынет и превратится в твердое вещество. Считается, что твердое вещество со временем выветривается. Твердое вещество можно назвать топливно-содержащей массой . Это смесь песка , циркония и диоксида урана , нагретая до очень высокой температуры. пока оно не расплавилось. Химическая природа этого FCM была предметом некоторых исследований. Учтено количество топлива, оставшегося в таком виде на станции. . Для устранения загрязнения был использован силиконовый полимер

Чернобыльский расплав представлял собой силикатный расплав, который содержал включения фаз Zr / U , расплавленной стали и силиката циркония с высоким содержанием урана . Поток лавы состоит из более чем одного типа материала: были обнаружены коричневая лава и пористый керамический материал.Соотношение урана и циркония в разных частях твердого тела сильно различается: в коричневой лаве обнаруживается богатая ураном фаза с соотношением U:Zr от 19:3 до примерно 38:10. Фаза с низким содержанием урана в коричневой лаве имеет соотношение U:Zr примерно 1:10. Изучив фазы Zr/U, можно узнать термическую историю смеси. Можно показать, что перед взрывом в части активной зоны температура была выше 2000 °С, а в некоторых областях температура превышала 2400–2600 °С.

Уровни радиоактивности различных изотопов в ТСМ. Это было рассчитано российскими исследователями по состоянию на апрель 1986 года. Обратите внимание, что уровни радиоактивности к настоящему времени значительно снизились.

Коррозия отработанного топлива

Пленки диоксида урана

Пленки диоксида урана можно наносить методом реактивного распыления смесью аргона и кислорода при низком давлении . Это было использовано для создания слоя оксида урана на поверхности золота , который затем был изучен с помощью импедансной спектроскопии переменного тока .

Наночастицы благородных металлов и водород

По данным работы коррозионного электрохимика Шусмита наночастицы Mo Tc - - Pd - Ru оказывают сильное воздействие диоксида на коррозию урана . Например, его работа предполагает, что когда концентрация водорода (H ₂ ) высока (из-за анаэробной коррозии стальных отходов), окисление водорода в наночастицах будет оказывать защитное действие на диоксид урана. Этот эффект можно рассматривать как пример защиты с помощью жертвенного анода , где вместо металлического анода, вступающего в реакцию и растворяющего его, потребляется газообразный водород.

Внешние ссылки

ЛОФТ-тесты

• INEL News Национальная инженерная лаборатория Айдахо, 4 декабря 1979 г.
• Испытания LOFT L2-3 успешно завершены , Национальная инженерная лаборатория Айдахо, июнь 1979 г.
• Второе испытание на небольшую потерю жидкости проведено в Национальной инженерной лаборатории Айдахо, февраль 1980 г.
• [4] [5] [6] [7] [8] [9] [10]