Kärnbränslebeteende under en reaktorolycka

Den här sidan beskriver hur urandioxidkärnbränsle beter sig under både normal drift av kärnreaktorer och under reaktorolycksförhållanden, såsom överhettning . Arbete inom detta område är ofta mycket dyrt att utföra och har därför ofta utförts i samarbete mellan grupper av länder, vanligtvis under överinseende av Organisationen för ekonomiskt samarbete och utvecklings kommitté för säkerhet vid kärntekniska anläggningar (CSNI). .

Detta är en falsk färgtomografibild av ett knippe (FPT1) av 18 bestrålade bränslestavar (23 GWd/tU medelutbränning) som bryts ned under ånga som en del av PHEBUS-experimentuppsättningen. Det svarta och blåa är för områden med låg densitet medan rött är ett område med hög densitet. Det kan ses att bränslet har misslyckats mekaniskt och har bildat en pool nära botten av bunten. Buntens botten smälte inte.

Svullnad

Beklädnad

Både bränslet och beklädnaden kan svälla. Beklädnad täcker bränslet för att bilda en bränslestift och kan deformeras. Det är normalt att fylla gapet mellan bränslet och kapslingen med heliumgas för att möjliggöra bättre termisk kontakt mellan bränslet och kapslingen. Under användning kan mängden gas inuti bränslestiftet öka på grund av bildandet av ädelgaser ( krypton och xenon ) vid fissionsprocessen. Om en olycka med förlust av kylvätska (LOCA) (t.ex. Three Mile Island ) eller en reaktivitetsinitierad olycka (RIA) (t.ex. Tjernobyl eller SL-1 ) inträffar, kan temperaturen på denna gas öka. När bränslestiftet tätas tryck att öka (PV = nRT) och det är möjligt att deformera och spränga kapslingen. Det har noterats att både korrosion och bestrålning kan förändra egenskaperna hos den zirkoniumlegering som vanligtvis används som beklädnad, vilket gör den spröd . Som ett resultat kan experimenten med obestrålade rör av zirkoniumlegeringar vara missvisande.

Enligt en artikel sågs följande skillnad mellan kapslingsfelet hos oanvänt och använt bränsle.

Obestrålade bränslestavar trycksattes innan de placerades i en speciell reaktor vid den japanska kärnsäkerhetsforskningsreaktorn ( NSRR) där de utsattes för en simulerad RIA-transient. Dessa stavar misslyckades efter att ha sprungit i luften sent i transienten när beklädnadstemperaturen var hög. Felet i beklädnaden i dessa tester var formbart och det var en sprängöppning.

Det använda bränslet (61 GW dagar/ ton uran) misslyckades tidigt i transienten med en spröd spricka som var en längsgående spricka.

Det visade sig att hydriderat zirkoniumrör är svagare och sprängtrycket är lägre.

Den vanliga felprocessen för bränsle i de vattenkylda reaktorerna är en övergång till filmkokning och efterföljande antändning av zirkoniumbeklädnad i ångan. Effekterna av det intensiva heta vätereaktionsproduktflödet på bränslepelletarna och på buntens vägg väl representerade på sidofältsbilden.

Bränsle

Kärnbränslet kan svälla under användning, detta beror på effekter som klyvgasbildning i bränslet och skadan som uppstår på det fasta gittret . Klyvgaserna ackumuleras i tomrummet som bildas i mitten av en bränslepellet när utbränningen ökar. När tomrummet bildas bryts den en gång cylindriska pelleten ned i bitar. Svällningen av bränslepelleten kan orsaka interaktion mellan pellets-kapseln när den termiskt expanderar till insidan av kapslingsröret. Den svällda bränslepelleten utövar mekaniska påfrestningar på kapslingen. Ett dokument om bränslets svällning kan laddas ner från NASA:s webbplats.

Utsläpp av fissionsgas

När bränslet bryts ned eller värms upp kan de mer flyktiga fissionsprodukterna som fångas i urandioxiden bli fria. Se till exempel.

En rapport om utsläpp av ⁸⁵ Kr, ¹⁰⁶ Ru och ¹³⁷ Cs från uran när luft är närvarande har skrivits. Man fann att urandioxid omvandlades till U ₃ O ₈ mellan cirka 300 och 500 °C i luft. De rapporterar att denna process tar lite tid att starta, efter induktionstiden ökar provet massa. Författarna rapporterar att ett lager av U ₃ O ₇ fanns på urandioxidytan under denna induktionstid. De rapporterar att 3 till 8 % av krypton -85 frigjordes, och att mycket mindre av rutenium (0,5 %) och cesium (2,6 x 10 ⁻³ %) inträffade under oxidationen av urandioxiden.

Värmeöverföring mellan beklädnaden och vattnet

I en vattenkyld kraftreaktor (eller i en vattenfylld pool för använt bränsle, SFP), om en strömstörning inträffar som ett resultat av en reaktivitetsinitierad olycka, en förståelse för överföringen av värme från ytan av kapslingen till vatten är mycket användbart. I en fransk studie värmdes metallrör nedsänkt i vatten (både under typiska PWR- och SFP-förhållanden) elektriskt för att simulera genereringen av värme i ett bränslestift genom kärnprocesser. Temperaturen på röret övervakades med termoelement och för testerna som utfördes under PWR - förhållanden var vattnet som kom in i det större röret (14,2 mm diameter) som höll testmetallröret (9,5 mm ytterdiameter och 600 mm långt) vid 280 °C och 15 MPa. Vattnet strömmade förbi innerröret vid cirka 4 ms ⁻¹ och beklädnaden utsattes för uppvärmning vid 2200 till 4900 °C s ⁻¹ för att simulera en RIA. Det visade sig att när temperaturen på kapslingen ökade ökade värmeöverföringshastigheten från kapslingens yta först när vattnet kokade vid kärnbildningsställena . När värmeflödet är större än det kritiska värmeflödet uppstår en kokkris. Detta inträffar när temperaturen på bränslekapslingens yta ökar så att ytan på metallen var för varm (ytan torkar ut) för kärnbildningskokning. När ytan torkar ut värmeöverföringshastigheten , efter ytterligare ökning av temperaturen på metallytan återupptas kokningen men det är nu filmkokning .

Hydriding och korrosion vid vattnet

När ett kärnbränsleknippe ökar i utbränning (tid i reaktorn), börjar strålningen att förändra inte bara bränslepelletarna inuti kapslingen utan själva kapslingsmaterialet. Zirkoniumet reagerar kemiskt på vattnet som strömmar runt det som kylvätska och bildar en skyddande oxid på beklädnadens yta. Vanligtvis kommer en femtedel av beklädnadsväggen att förbrukas av oxid i PWR. Det finns en mindre korrosionsskikttjocklek i BWR. Den kemiska reaktionen som äger rum är:

Zr + 2 H2O _→ ZrO2 ₊ 2 H2 ₍ g)

Hydriding inträffar när produktgasen (väte) fälls ut som hydrider i zirkoniumet. Detta gör att beklädnaden blir spröd, istället för seg. Hydridbanden bildas i ringar inuti beklädnaden. När beklädnaden utsätts för ringspänning från den växande mängden fissionsprodukter, ökar ringspänningen. Kapslingens materialbegränsningar är en aspekt som begränsar mängden utbränt kärnbränsle som kan ackumuleras i en reaktor.

CRUD (Chalk River Unidentified Deposits) upptäcktes av Chalk River Laboratories . Det inträffar på utsidan av beklädnaden när utbrändhet ackumuleras.

När en kärnbränslepatron förbereds för lagring på plats, torkas den och flyttas till en transportbehållare för använt kärnbränsle med mängder av andra aggregat. Sedan står den på en betongdyna i ett antal år i väntan på ett mellanlager eller upparbetning. Transporten av strålskadad beklädnad är knepig, eftersom den är så ömtålig. Efter att ha avlägsnats från reaktorn och svalnat i använt bränslebassängen, omorienterar hydriderna inom beklädnaden av en enhet sig så att de radiellt pekar ut från bränslet, snarare än cirkulärt i riktningen för ringspänningen. Detta försätter bränslet i en situation så att när det flyttas till sin sista viloplats, om behållaren skulle falla, skulle kapslingen vara så svag att den skulle kunna gå sönder och släppa ut de använda bränslekutsarna inuti behållaren.

Korrosion på insidan av beklädnaden

Zirkoniumlegeringar kan genomgå spänningskorrosionssprickor när de utsätts för jod; jodet bildas som en klyvningsprodukt som beroende på bränslets beskaffenhet kan strömma ut från pelleten. Det har visats att jod gör att sprickhastigheten i trycksatta zircaloy -4-rör ökar.

Grafitmodererade reaktorer

När det gäller koldioxidkylda grafitmodererade reaktorer såsom magnox och AGR kraftreaktorer är en viktig korrosionsreaktion reaktionen mellan en molekyl av koldioxid med grafit ( kol ) för att bilda två molekyler av kolmonoxid . Detta är en av de processer som begränsar livslängden för denna typ av reaktorer.

Vattenkylda reaktorer

Korrosion

I en vattenkyld reaktor bildar strålningens inverkan på vattnet ( radiolys ) väteperoxid och syre . Dessa kan orsaka spänningskorrosionssprickor i metalldelar som inkluderar bränslekapsling och andra rörsystem. För att mildra detta injiceras hydrazin och väte i en BWR eller PWR primär kylkrets som korrosionsinhibitorer för att justera systemets redoxegenskaper . En översikt över den senaste utvecklingen i detta ämne har publicerats.

Termiska spänningar vid härdning

Vid en olycka med förlust av kylvätska (LOCA) tror man att kapslingens yta kan nå en temperatur mellan 800 och 1400 K, och kapslingen kommer att utsättas för ånga under en tid innan vatten återinförs i reaktorn för att svalna bränslet. Under denna tid när den varma beklädnaden utsätts för ånga kommer en viss oxidation av zirkoniumet att ske för att bilda en zirkoniumoxid som är mer zirkoniumrik än zirkoniumoxid . Denna Zr(O)-fas är a-fasen, ytterligare oxidation bildar zirkoniumoxid. Ju längre beklädnaden utsätts för ånga desto mindre seg blir den. Ett mått på duktiliteten är att komprimera en ring längs en diameter (med en konstant förskjutningshastighet, i detta fall 2 mm min ⁻¹ ) tills den första sprickan uppstår, då börjar ringen att gå sönder. Den förlängning som uppstår mellan när den maximala kraften appliceras och när den mekaniska belastningen minskas till 80 % av den belastning som krävs för att inducera den första sprickan är L _0,8 -värdet i mm. Ju mer duktilt ett prov är desto större blir detta L _{0,8- värde.}

I ett experiment värms zirkoniumet i ånga till 1473 K, provet kyls långsamt i ånga till 1173 K innan det släcks i vatten. När uppvärmningstiden vid 1473 K ökas blir zirkoniumet sprödare och L _0,8 -värdet sjunker.

Åldring av stål

Bestrålning gör att stålens egenskaper blir sämre, till exempel blir SS316 mindre seg och mindre seg . Även kryp- och spänningskorrosionssprickor blir värre. Uppsatser om denna effekt fortsätter att publiceras.

Sprickbildning och överhettning av bränslet

Detta beror på det faktum att när bränslet expanderar vid uppvärmning , expanderar kärnan av pelleten mer än kanten. På grund av den termiska spänningen som sålunda bildas bränslesprickorna, tenderar sprickorna att gå från mitten till kanten i ett stjärnformat mönster. En doktorsavhandling i ämnet har publicerats av en student vid Kungliga Tekniska Högskolan i Stockholm ( Sverige ).

Sprickbildningen av bränslet har en effekt på frigörandet av radioaktivitet från bränslet både under olycksförhållanden och även när det använda bränslet används som slutförvaringsform. Sprickningen ökar bränslets yta vilket ökar hastigheten med vilken klyvningsprodukter kan lämna bränslet.

Bränslets temperatur varierar som en funktion av avståndet från centrum till fälgen. På avstånd x från centrum beskrivs temperaturen (T _{x ) av} ekvationen där ρ är effekttätheten (W m ⁻³ ) och K _f är värmeledningsförmågan .

T _x = T _Rim + ρ (r _pellet ² – x ²) (4 K _f ) ⁻¹

För att förklara detta för en serie bränslepellets som används med en fälgtemperatur på 200 °C (typiskt för en BWR ) med olika diametrar och effekttätheter på 250 Wm ⁻³ har modellerats med hjälp av ovanstående ekvation. Dessa bränslepellets är ganska stora; det är normalt att använda oxidpellets som är ca 10 mm i diameter.

Temperaturprofil för en bränslepellet med en diameter på 20 mm med en effekttäthet på 250 W per kubikmeter. Centraltemperaturen är mycket olika för de olika fasta bränslena.
Temperaturprofil för en bränslepellet med en diameter på 26 mm med en effekttäthet på 250 W per kubikmeter.
Temperaturprofil för en 32 mm diameter bränslepellet med en effekttäthet på 250 W per kubikmeter.

För att visa effekterna av olika effekttätheter på centrumlinjetemperaturerna visas två grafer för 20 mm pellets vid olika effektnivåer nedan. Det är tydligt att för alla pellets (och mest sant för urandioxid) att för en given storlek pellets måste en gräns ställas på effekttätheten . Det är troligt att den matematik som används för dessa beräkningar skulle användas för att förklara hur elektriska säkringar fungerar och den skulle också kunna användas för att förutsäga centrumlinjetemperaturen i alla system där värme frigörs genom ett cylinderformat föremål.

Temperaturprofil för en bränslepellet med en diameter på 20 mm med en effekttäthet på 500 W per kubikmeter. Eftersom smältpunkten för urandioxid är cirka 3300 K är det tydligt att uranoxidbränslet överhettas i centrum.
Temperaturprofil för en bränslepellet med en diameter på 20 mm med en effekttäthet på 1000 W per kubikmeter. Andra bränslen än urandioxid äventyras inte.

Förlust av flyktiga fissionsprodukter från pellets

Uppvärmningen av pellets kan resultera i att en del av klyvningsprodukterna går förlorade från pelletsens kärna. Om xenonet snabbt kan lämna pelleten kommer mängden ¹³⁴ Cs och ¹³⁷ Cs som finns i gapet mellan kapslingen och bränslet att öka. Som ett resultat, om zirkaloyrören som håller pelleten bryts sönder kommer en större frisättning av radioaktivt cesium från bränslet att ske. Det är viktigt att förstå att ¹³⁴ Cs och ¹³⁷ Cs bildas på olika sätt, och därför kan de två cesiumisotoperna hittas på olika delar av en bränslestift.

Det är tydligt att de flyktiga jod- och xenonisotoperna har minuter under vilka de kan diffundera ut ur pelleten och in i gapet mellan bränslet och kapslingen. Här kan xenonet sönderfalla till den långlivade cesiumisotopen.

Genesis av ¹³⁷ Cs

Bildning av ¹³⁷ Cs från dess föregångare
Element	Isotop	sönderfallsläge	halva livet	direkt fissionsutbyte
Sn	137	β	mycket kort (<1 s)	0,00 %
Sb	137	β	mycket kort (<1 s)	0,03 %
Te	137	β	2,5 sekunder	0,19 %
jag	137	β	24,5 sekunder	1,40 %
Xe	137	β	3,8 minuter	1,44 %
Cs	137	β	30 år	0,08 %

Dessa fissionsutbyten beräknades för ²³⁵ U under antagande av termiska neutroner (0,0253 eV) med hjälp av data från diagrammet över nuklider.

Genesis of ¹³⁴ Cs

I fallet med ¹³⁴ Cs är prekursorn till denna isotop stabil ¹³³ Cs som bildas genom sönderfallet av mycket längre livslängd xenon- och jodisotoper. Ingen ¹³⁴ Cs bildas utan neutronaktivering eftersom ¹³⁴ Xe är en stabil isotop. Som ett resultat av detta annorlunda bildningssätt kan den fysiska platsen för ¹³⁴ Cs skilja sig från den för ¹³⁷ Cs.

Bildning av ¹³⁴ Cs och dess sönderfallsprodukter (döttrar)
Element	Isotop	sönderfallsläge	halva livet	direkt fissionsutbyte
I	133	β	0,18 sekunder	0,00 %
Sn	133	β	1,45 sekunder	0,07 %
Sb	133	β	2,5 minuter	1,11 %
Te	133m	β (82,5 %)	55,4 minuter	0,49 %
Te	133	β	12,5 minuter	0,15 %
jag	133	β	20,8 timmar	1,22 %
Xe	133	β	5,2 dagar	0,00 %
Cs	133	–	stabil (genomgår neutronaktivering i kärnan)	0,00 %
Cs	134	β	2,1 år	6,4 x 10 ⁻⁶ %

Dessa fissionsutbyten beräknades för ²³⁵ U under antagande av termiska neutroner (0,0253 eV) med hjälp av data från diagrammet över nuklider.

Ett exempel på en nyligen genomförd PIE-studie

I en nyligen genomförd studie undersöktes använt 20 % anrikat uran dispergerat i en rad olika matriser för att bestämma de fysiska platserna för olika isotoper och kemiska element.

En fast lösning av urania i yttriumoxidstabiliserad zirkoniumoxid (YSZ) (Y:Zr-atomförhållande 1:4).
Uraniapartiklar i en inert matris bildad av en blandning av YSZ och spinell (MgAl ₂ O ₄ ).
Uraniapartiklar dispergerade i den inerta matrisen som bildas av en blandning av YSZ och aluminiumoxid .

Bränslen varierade i deras förmåga att behålla klyvningsxenonet ; det första av de tre bränslena behöll 97 % av ¹³³ Xe , det andra behöll 94 % medan det sista bränslet endast behöll 76 % av denna xenonisotop. ^{133 Xe är} en långlivad radioaktiv isotop som långsamt kan diffundera ut ur pelleten innan den neutronaktiveras för att bilda ¹³⁴ Cs . Den mer kortlivade ¹³⁷ Xe var mindre i stånd att laka ut ur pelletsen; 99 %, 98 % och 95 % av ¹³⁷ Xe hölls kvar i pelletsen. Det visade sig också att ¹³⁷ Cs -koncentrationen i kärnan av pelleten var mycket lägre än koncentrationen i pelletens kant, medan den mindre flyktiga ¹⁰⁶ Ru spreds mer jämnt över hela pelleten.

Följande bränsle är partiklar av fast lösning av urania i yttriumoxidstabiliserad zirkoniumoxid dispergerad i aluminiumoxid som hade bränt upp till 105 GW-dagar per kubikmeter. Svepelektronmikroskopet (SEM) är gränssnittet mellan aluminiumoxiden och en bränslepartikel . Det kan ses att fissionsprodukterna är väl begränsade till bränslet, lite av fissionsprodukterna har kommit in i aluminiumoxidmatrisen. Neodymiumet sprids i bränslet på ett enhetligt sätt, medan cesiumet är nästan homogent utspritt i bränslet . Cesiumkoncentrationen är något högre vid två punkter där xenonbubblor finns. Mycket av xenonet finns i bubblor, medan nästan allt rutenium finns i form av nanopartiklar . Rutheniumnanopartiklarna är inte alltid samlokaliserade med xenonbubblorna.

Utsläpp av klyvningsprodukter i kylvatten vid en olycka av typen Three Mile Island

På Three Mile Island svaltades en nyligen SCRAMerad kärna på kylvatten, som ett resultat av sönderfallsvärmen torkade kärnan ut och bränslet skadades. Försök gjordes att kyla tillbaka kärnan med vatten. Enligt Internationella atomenergiorganet för en 3 000 MW (t) PWR visas de normala kylvätskeradioaktivitetsnivåerna nedan i tabellen, och kylvätskeaktiviteterna för reaktorer som har fått torka ut (och överhettas) innan de återvinns med vatten . I ett spaltutsläpp har aktiviteten i bränsle/kapslingsspalten släppts, medan kärnsmältutsläppet smältes innan den återvanns av vatten.

*Nivåerna av radioaktivitet i kylvätskan i en typisk PWR under olika förhållanden (MBq L ⁻¹* )
Isotop	Vanligt	> 20 % Gap release	>10 % kärnsmälta
¹³¹ I	2	200 000	700 000
¹³⁴ Cs	0,3	10 000	60 000
¹³⁷ Cs	0,3	6000	30 000
¹⁴⁰ Ba	0,5	–	100 000

Tjernobyl release

Frigörandet av radioaktivitet från det använda bränslet styrs i hög grad av grundämnenas flyktighet. I Tjernobyl frigjordes mycket av xenonet och jodet medan mycket mindre av zirkoniumet frigjordes. Det faktum att endast de mer flyktiga klyvningsprodukterna frigörs med lätthet kommer avsevärt att fördröja frisättningen av radioaktivitet vid en olycka som orsakar allvarliga skador på kärnan. Med hjälp av två datakällor är det möjligt att se att de grundämnen som var i form av gaser, flyktiga föreningar eller halvflyktiga föreningar (som CsI) släpptes ut i Tjernobyl medan de mindre flyktiga grundämnena som bildar fasta lösningar med bränslet blev kvar inuti reaktorbränslet.

Enligt OECD NEA-rapporten om Tjernobyl (tio år senare) släpptes följande andelar av kärninventeringen. De fysiska och kemiska formerna av utsläppet inkluderade gaser , aerosoler och fint fragmenterat fast bränsle. Enligt viss forskning rutenium mycket rörligt när kärnbränslet värms upp med luft. Denna rörlighet har varit mer påtaglig vid upparbetning, med relaterade utsläpp av rutenium, den senaste är den luftburna radioaktivitetsökningen i Europa hösten 2017, eftersom med joniserande strålningsmiljön av använt bränsle och närvaron av syre, kan radiolysreaktioner generera flyktig förening rutenium(VIII)oxid , som har en kokpunkt på cirka 40 °C (104 °F) och är ett starkt oxidationsmedel som reagerar med praktiskt taget vilket bränsle/ kolväte som helst som används i PUREX .

Vissa arbeten om TRISO-bränsle uppvärmt i luft, med respektive inkapsling av nuklider, har publicerats.

Tabell över kemiska data

Kemiska former av klyvningsprodukter i urandioxid, den procentuella frisättningen i Tjernobyl och temperaturerna enligt Colle *et al.* krävs för att frigöra 10 % av ett grundämne från antingen ooxiderat eller oxiderat bränsle. När data från ett element antas gälla ett annat element är energin i *kursiv stil* .
Element	Gas	Metall	Oxid	Fast lösning	Radioisotoper	Släpps i Tjernobyl	T krävs för 10 % frisättning från UO ₂	T krävs för 10 % frisättning från U ₃ O ₈
Br	Ja	–	–	–	–	–	–	–
Kr	Ja	–	–	–	⁸⁵ kr	100 %	–	–
Rb	Ja	–	Ja	–	–	–	–	–
Sr	–	–	Ja	Ja	⁸⁹ Sr och ⁹⁰ Sr	4–6 %	1950 K	–
Y	–	–	–	Ja	–	3,5 %	–	–
Zr	–	–	Ja	Ja	⁹³ Zr och ⁹⁵ Zr	3,5 %	2600 K	–
Obs	–	–	Ja	–	–	–	–	–
Mo	–	Ja	Ja	–	⁹⁹ mån	>3,5 %	–	1200 K
Tc	–	Ja	–	–	⁹⁹ Tc	–	–	1300 K
Ru	–	Ja	–	–	¹⁰³ Ru och ¹⁰⁶ Ru	>3,5 %	–	–
Rh	–	Ja	–	–	–	–	–	–
Pd	–	Ja	–	–	–	–	–	–
Ag	–	Ja	–	–	–	–	–	–
CD	–	Ja	–	–	–	–	–	–
I	–	Ja	–	–	–	–	–	–
Sn	–	Ja	–	–	–	–	–	–
Sb	–	Ja	–	–	–	–	–	–
Te	Ja	Ja	Ja	Ja	¹³² Te	25–60 %	1400 K	1200 K
jag	Ja	–	–	–	¹³¹ I	50–60 %	1300 K	1100 K
Xe	Ja	–	–	–	¹³³ Xe	100 %	1450 K	–
Cs	Ja	–	Ja	–	¹³⁴ Cs och ¹³⁷ Cs	20–40 %	1300 K	1200 till 1300 K
Ba	–	–	Ja	Ja	¹⁴⁰ Ba	4–6 %	1850 K	1300 K
La	–	–	–	Ja	–	3,5 %	2300 K	–
Ce	–	–	–	Ja	¹⁴¹ Ce och ¹⁴⁴ Ce	3,5 %	2300 K	–
Pr	–	–	–	Ja	–	3,5 %	2300 K	–
Nd	–	–	–	Ja	–	3,5 %	2300 K	–
Pm	–	–	–	Ja	–	3,5 %	2300 K	–
Sm	–	–	–	Ja	–	3,5 %	2300 K	–
Eu	–	–	–	Ja	–	3,5 %	2300 K	–

Utsläppen av klyvningsprodukter och uran från urandioxid (från använt BWR- bränsle, utbränning var 65 GWd t ⁻¹ ) som värmdes upp i en Knudsen -cell har upprepats. Bränsle värmdes i Knudsencellen både med och utan föroxidation i syre vid c 650 K. Det visade sig även för ädelgaserna att det krävdes en hög temperatur för att frigöra dem från det fasta uranoxidmaterialet. För ooxiderat bränsle krävdes 2300 K för att frigöra 10 % av uranet medan oxiderat bränsle bara kräver 1700 K för att släppa ut 10 % av uranet.

Enligt rapporten om Tjernobyl som används i tabellen ovan släpptes 3,5 % av följande isotoper i kärnan ²³⁹ Np, ²³⁸ Pu, ²³⁹ Pu, ²⁴⁰ Pu, ²⁴¹ Pu och ²⁴² Cm.

Nedbrytning av hela bränsleelementet

Vatten och zirkonium kan reagera häftigt vid 1200 ° C, vid samma temperatur kan zirkaloybeklädnaden reagera med urandioxid för att bilda zirkoniumoxid och en uran/ zirkoniumlegeringssmälta .

PHEBUS

I Frankrike finns en anläggning där en bränslesmältningsincident kan ske under strikt kontrollerade förhållanden. Inom forskningsprogrammet PHEBUS har bränslen tillåtits värmas upp till temperaturer som överstiger de normala driftstemperaturerna, bränslet i fråga finns i en speciell kanal som finns i en toroidformad kärnreaktor. Kärnreaktorn används som drivkärna för att bestråla testbränslet. Medan reaktorn kyls som vanligt av sitt eget kylsystem har testbränslet ett eget kylsystem, som är försett med filter och utrustning för att studera utsläpp av radioaktivitet från det skadade bränslet. Redan frigörandet av radioisotoper från bränsle under olika förhållanden har studerats. Efter att bränslet har använts i experimentet är det föremål för en detaljerad undersökning ( PIE ), I 2004 års årsrapport från ITU redovisas några resultat av PIE på PHEBUS (FPT2) bränsle i avsnitt 3.6.

LOFT

Loss of Fluid Tests (LOFT) var ett tidigt försök att kartlägga svaret från verkligt kärnbränsle på förhållanden under en olycka med förlust av kylvätska, finansierat av USNRC . Anläggningen byggdes vid Idaho National Laboratory och var i huvudsak en skalenlig modell av en kommersiell PWR . ('Power/volym scaling' användes mellan LOFT-modellen, med en 50MWth kärna, och en kommersiell anläggning på 3000MWth).

Den ursprungliga avsikten (1963–1975) var att studera endast en eller två stora (stora avbrott) LOCA , eftersom dessa hade varit huvudproblemet för USA:s "reglerskapande" utfrågningar i slutet av 1960-talet och början av 1970-talet. Dessa regler hade fokuserat på en ganska stiliserad olycka med stora haverier och en uppsättning kriterier (t.ex. för omfattningen av bränsleklädd oxidation) som anges i 'Appendix K' i 10CFR50 (Code of Federal Regulations). Efter olyckan på Three Mile Island blev detaljerad modellering av mycket mindre LOCA lika oroande.

38 LOFT-tester utfördes så småningom och deras omfattning breddades för att studera ett brett spektrum av överträdelser. Dessa tester användes för att validera en serie datorkoder (som RELAP-4, RELAP-5 och TRAC) som sedan utvecklades för att beräkna den termiska hydrauliken hos LOCA.

Se även

Smält bränsle i kontakt med vatten och betong

Vatten

Omfattande arbete gjordes från 1970 till 1990 på möjligheten av en ångexplosion eller FCI när smält ' corium ' kom i kontakt med vatten. Många experiment antydde ganska låg omvandling av termisk till mekanisk energi, medan de tillgängliga teoretiska modellerna tycktes antyda att mycket högre verkningsgrader var möjliga. En NEA / OECD -rapport skrevs i ämnet 2000 som säger att en ångexplosion orsakad av kontakt av korium med vatten har fyra steg.

Förblandning
- När strålen av corium kommer in i vattnet bryts den upp i droppar. Under detta skede är den termiska kontakten mellan corium och vattnet inte bra eftersom en ångfilm omger dropparna av corium och detta isolerar de två från varandra. Det är möjligt för detta meta -stabila tillstånd att släcka utan en explosion eller så kan det utlösas i nästa steg
Triggning
- En externt eller internt genererad trigger (som en tryckvåg ) orsakar en kollaps av ångfilmen mellan corium och vattnet.
Utbredning
- Den lokala tryckökningen på grund av den ökade uppvärmningen av vattnet kan generera förbättrad värmeöverföring (vanligtvis på grund av snabb fragmentering av den heta vätskan i den kallare och mer flyktiga) och en större tryckvåg, denna process kan vara självförsörjande. (Mekaniken i detta steg skulle då vara liknande den i en klassisk ZND-detonationsvåg ).
Expansion
- Denna process leder till att hela vattnet plötsligt värms upp till kokning. Detta orsakar en ökning av trycket (i lekmannaspråk, en explosion), vilket kan resultera i skador på anläggningen.

Senaste arbetet

Arbete i Japan 2003 smälte urandioxid och zirkoniumdioxid i en degel innan de sattes till vatten. Den fragmentering av bränslet som resulterar rapporteras i Journal of Nuclear Science and Technology .

Betong

En genomgång av ämnet finns att läsa på och arbetet med ämnet fortsätter än i dag; i Tyskland vid FZK har en del arbete utförts på effekten av termit på betong , detta är en simulering av effekten av att den smälta kärnan i en reaktor bryter igenom botten av tryckkärlet in i inneslutningsbyggnaden .

Lava rinner från corium

Corium (smält kärna) kommer att svalna och ändras till en fast substans med tiden . Man tror att det fasta ämnet vittrar med tiden. Fastämnet kan beskrivas som Fuel Containing Mass , det är en blandning av sand , zirkonium och urandioxid som hade värmts upp vid en mycket hög temperatur tills den har smält. Den kemiska naturen hos denna FCM har varit föremål för en del forskning. Mängden bränsle som finns kvar i denna form i anläggningen har övervägts. En silikonpolymer har använts för att fixera föroreningen.

Tjernobylsmältan var en silikatsmälta som innehöll inneslutningar av Zr / U -faser, smält stål och zirkoniumsilikat med hög uranhalt . Lavaflödet består av mer än en typ av material — en brun lava och ett poröst keramiskt material har hittats. Uran till zirkonium för olika delar av det fasta ämnet skiljer sig mycket åt, i den bruna lavan finns en uranrik fas med ett U:Zr-förhållande på 19:3 till ca 38:10. Den uranfattiga fasen i den bruna lavan har ett U:Zr-förhållande på cirka 1:10. Det är möjligt från undersökningen av Zr/U-faserna att känna till blandningens termiska historia. Det kan visas att före explosionen var temperaturen i en del av kärnan högre än 2000 °C, medan temperaturen i vissa områden var över 2400–2600 °C.

Radioaktivitetsnivåerna för olika isotoper i FCM, detta har beräknats tillbaka av ryska arbetare till april 1986, notera att nivåerna av radioaktivitet har sjunkit en hel del vid det här laget

Korrosion av använt bränsle

Urandioxidfilmer

Urandioxidfilmer kan avsättas genom reaktiv sputtering med hjälp av en argon- och syreblandning vid lågt tryck . Detta har använts för att göra ett lager av uranoxiden på en guldyta som sedan studerades med AC-impedansspektroskopi .

Ädelmetallnanopartiklar och väte

Enligt arbetet av korrosionselektrokemisten Shoesmith har nanopartiklarna av Mo - Tc - Ru - Pd en stark effekt på korrosionen av urandioxidbränsle . Till exempel antyder hans arbete att när vätekoncentrationen (H ₂ ) är hög (på grund av den anaeroba korrosionen av stålavfallsburken ) kommer oxidationen av väte vid nanopartiklarna att utöva en skyddande effekt på urandioxiden. Denna effekt kan ses som ett exempel på skydd av en offeranod där det istället för att en metallanod reagerar och löser upp är vätgasen som förbrukas.

externa länkar

LOFT tester

INEL News Idaho National Engineering Laboratory, 4 december 1979
LOFT L2-3-test genomfördes framgångsrikt , Idaho National Engineering Laboratory, juni 1979
Andra test för förlust av vätska med små avbrott genomfördes, Idaho National Engineering Laboratory, februari 1980
[4] [5] [ 6] [7 ] [8] [9] [10]