Поведение ядерного топлива во время аварии реактора
Как ведет себя ядерное топливо во время аварии реактора

На этой странице описывается, как ведет себя ядерное топливо на основе диоксида урана как при нормальной работе ядерного реактора , так и в условиях аварии реактора , например, при перегреве. Работа в этой области часто очень дорогая в проведении, поэтому она часто выполняется на основе сотрудничества между группами стран, обычно под эгидой Комитета по безопасности ядерных установок (CSNI) Организации экономического сотрудничества и развития .

Это ложноцветное томографическое изображение пучка (FPT1) из 18 облученных топливных стержней (среднее выгорание 23 ГВт·д/тU), деградировавших под действием пара в рамках серии экспериментов PHEBUS. Черный и синий цвета обозначают области низкой плотности, а красный — области высокой плотности. Видно, что топливо механически разрушилось и образовало лужу около дна пучка. Дно пучка не расплавилось.

Припухлость

Облицовка

И топливо, и оболочка могут разбухать. Оболочка покрывает топливо, образуя топливный стержень, и может деформироваться. Нормально заполнять зазор между топливом и оболочкой гелием , чтобы обеспечить лучший тепловой контакт между топливом и оболочкой. Во время использования количество газа внутри топливного стержня может увеличиваться из-за образования благородных газов ( криптона и ксенона ) в процессе деления. Если происходит авария с потерей теплоносителя (LOCA) (например, Три-Майл-Айленд ) или авария, вызванная реактивностью (RIA) (например, Чернобыль или SL-1 ), то температура этого газа может увеличиться. Поскольку топливный стержень герметизирован, давление газа будет увеличиваться (PV = nRT), и возможно деформировать и разорвать оболочку. Было замечено, что как коррозия , так и облучение могут изменить свойства циркониевого сплава, обычно используемого в качестве оболочки, делая его хрупким . В результате эксперименты с использованием необлученных трубок из циркониевого сплава могут ввести в заблуждение.

Согласно одной из работ [1] была обнаружена следующая разница между режимом разрушения оболочки неиспользованного и использованного топлива.

Необлученные топливные стержни были подвергнуты давлению перед тем, как быть помещенными в специальный реактор на японском ядерном исследовательском реакторе безопасности (NSRR), где они были подвергнуты имитации переходного процесса RIA. Эти стержни вышли из строя после раздувания 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·день/ тонна урана) разрушилось на ранней стадии переходного процесса, образовав хрупкое разрушение , представлявшее собой продольную трещину.

Было обнаружено, что трубка из гидрированного циркония слабее и разрывное давление у нее ниже. [2]

Распространенным процессом разрушения топлива в водоохлаждаемых реакторах является переход к пленочному кипению и последующее возгорание циркониевой оболочки в паре. Воздействие интенсивного потока горячих продуктов реакции водорода на топливные таблетки и на стенку пучка хорошо представлено на боковой панели рисунка.

Топливо

Ядерное топливо может разбухать во время использования, это происходит из-за таких эффектов, как образование газов деления в топливе и повреждение, которое происходит в решетке твердого тела. Газы деления накапливаются в пустоте, которая образуется в центре топливной таблетки по мере увеличения выгорания. По мере образования пустоты некогда цилиндрическая таблетка распадается на куски. Разбухание топливной таблетки может вызвать взаимодействие таблетки с оболочкой, когда она термически расширяется внутрь оболочки трубки. Разбухшая топливная таблетка создает механические напряжения на оболочке. Документ по теме разбухания топлива можно загрузить с веб-сайта NASA . [3]

Выделение газообразных продуктов деления

По мере того, как топливо деградирует или нагревается, более летучие продукты деления, которые удерживаются в диоксиде урана, могут стать свободными. Например, см. Colle et al . [4]

Был написан отчет о высвобождении 85 Kr, 106 Ru и 137 Cs из урана в присутствии воздуха. Было обнаружено, что диоксид урана был преобразован в U 3 O 8 между 300 и 500 °C на воздухе. Они сообщают, что этот процесс требует некоторого времени для начала, после индукционного времени образец набирает массу. Авторы сообщают, что слой U 3 O 7 присутствовал на поверхности диоксида урана в течение этого индукционного времени. Они сообщают, что было высвобождено от 3 до 8% криптона - 85, и что гораздо меньше рутения ( 0,5%) и цезия (2,6 x 10−3 % ) произошло во время окисления диоксида урана. [5]

Передача тепла между оболочкой и водой

В водоохлаждаемом энергетическом реакторе (или в заполненном водой бассейне выдержки отработанного топлива , SFP), если в результате аварии, вызванной реактивностью, происходит скачок мощности, понимание передачи тепла от поверхности оболочки к воде очень полезно. Во французском исследовании металлическая труба, погруженная в воду (как в типичных условиях PWR , так и SFP), нагревалась электрически для имитации генерации тепла внутри топливного стержня ядерными процессами. Температура трубы контролировалась термопарами , и для испытаний, проводимых в условиях PWR, вода, поступающая в большую трубу (диаметром 14,2 мм), удерживающую испытательную металлическую трубу (наружным диаметром 9,5 мм и длиной 600 мм), имела температуру 280 °C и давление 15 МПа. Вода протекала мимо внутренней трубы со скоростью около 4 мс −1 , а оболочка подвергалась нагреву при температуре от 2200 до 4900 °C −1 для имитации RIA. Было обнаружено, что по мере повышения температуры оболочки скорость теплопередачи с поверхности оболочки сначала увеличивается, так как вода кипит в местах зародышеобразования . Когда тепловой поток больше критического теплового потока, наступает кризис кипения. Это происходит, когда температура поверхности оболочки твэла увеличивается настолько, что поверхность металла становится слишком горячей (поверхность высыхает) для зародышеобразования. Когда поверхность высыхает, скорость теплопередачи уменьшается , после дальнейшего повышения температуры поверхности металла кипение возобновляется, но теперь это пленочное кипение . [6]

Гидрирование и коррозия со стороны воды

По мере увеличения выгорания ядерного топливного пучка (времени в реакторе) излучение начинает изменять не только топливные таблетки внутри оболочки, но и сам материал оболочки. Цирконий химически реагирует с водой, протекающей вокруг него в качестве охладителя, образуя защитный оксид на поверхности оболочки. Обычно пятая часть стенки оболочки будет потреблена оксидом в PWR. В BWR толщина слоя коррозии меньше. Химическая реакция, которая происходит, выглядит следующим образом:

Zr + 2 H 2 O → ZrO 2 + 2 H 2 (г)

Гидридизация происходит, когда продукт-газ (водород) выделяется 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 от растущего количества продуктов деления, кольцевое напряжение увеличивается. Ограничения по материалу оболочки являются одним из аспектов, ограничивающих количество выгоревшего ядерного топлива, которое может накапливаться в реакторе.

CRUD (неопознанные отложения Чок-Ривер) были обнаружены лабораториями Чок-Ривер . Они возникают на внешней стороне оболочки по мере накопления выгорания.

Когда ядерная топливная сборка готовится к хранению на месте, ее сушат и перемещают в контейнер для транспортировки отработанного ядерного топлива вместе с десятками других сборок. Затем она находится на бетонной площадке в течение нескольких лет в ожидании промежуточного хранилища или переработки. Транспортировка поврежденной радиацией оболочки сложна, поскольку она очень хрупкая. После извлечения из реактора и охлаждения в бассейне с отработанным топливом гидриды внутри оболочки сборки переориентируются таким образом, что они радиально направлены от топлива, а не по кругу в направлении кольцевого напряжения. Это ставит топливо в ситуацию, когда при его перемещении в место окончательного упокоения, если контейнер упадет, оболочка будет настолько слабой, что может сломаться и высвободить отработанные топливные таблетки внутри контейнера.

Коррозия на внутренней стороне облицовки

Циркониевые сплавы могут подвергаться коррозионному растрескиванию под напряжением при воздействии йода; [7] йод образуется как продукт деления , который в зависимости от природы топлива может выходить из таблетки. [8] Было показано, что йод вызывает увеличение скорости растрескивания в трубках из циркалоя-4 под давлением . [ 9 ]

Реакторы с графитовым замедлителем

В случае реакторов с графитовым замедлителем и охлаждением углекислым газом , таких как реакторы Magnox и AGR, важной реакцией коррозии является реакция молекулы углекислого газа с графитом ( углеродом ) с образованием двух молекул оксида углерода . Это один из процессов, который ограничивает срок службы этого типа реактора.

Реакторы с водяным охлаждением

Коррозия

В водоохлаждаемом реакторе воздействие радиации на воду ( радиолиз ) образует перекись водорода и кислород . Они могут вызвать коррозионное растрескивание под напряжением металлических деталей, включая оболочки твэлов и другие трубопроводы. Для смягчения этого гидразин и водород вводятся в первичный контур охлаждения BWR или PWR в качестве ингибиторов коррозии для регулировки окислительно-восстановительных свойств системы. Обзор последних разработок по этой теме был опубликован. [10]

Термические напряжения при закалке

При аварии с потерей теплоносителя (LOCA) считается, что 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 топлива. В это время, когда горячая оболочка подвергается воздействию пара, произойдет некоторое окисление циркония с образованием оксида циркония , который более богат цирконием, чем цирконий . Эта фаза Zr(O) является α-фазой, дальнейшее окисление образует цирконий. Чем дольше оболочка подвергается воздействию пара, тем менее пластичной она будет. Одним из показателей пластичности является сжатие кольца по диаметру (с постоянной скоростью смещения, в данном случае 2 мм мин −1 ) до тех пор, пока не появится первая трещина, затем кольцо начнет разрушаться. Удлинение, которое происходит между моментом приложения максимальной силы и моментом снижения механической нагрузки до 80% от нагрузки, необходимой для возникновения первой трещины, — это значение L 0,8 в мм. Чем пластичнее образец, тем больше будет это значение L 0,8 .

В одном эксперименте цирконий нагревают в паре до 1473 К, образец медленно охлаждают в паре до 1173 К перед закалкой в ​​воде. По мере увеличения времени нагрева при 1473 К цирконий становится более хрупким, а значение L 0,8 снижается. [11]

Старение сталей

Облучение ухудшает свойства сталей, например, SS316 становится менее пластичным и менее прочным . Также ухудшаются ползучесть и коррозионное растрескивание под напряжением . Статьи об этом эффекте продолжают публиковаться. [12]

Растрескивание и перегрев топлива

Это связано с тем, что при расширении топлива при нагревании сердцевина пеллеты расширяется больше, чем ее края. Из-за термического напряжения, которое таким образом образует трещины в топливе, трещины имеют тенденцию идти от центра к краю в форме звезды. Кандидатская диссертация на эту тему была опубликована [13] студентом Королевского технологического института в Стокгольме ( Швеция ).

Растрескивание топлива влияет на выброс радиоактивности из топлива как в аварийных условиях, так и при использовании отработанного топлива в качестве окончательной формы утилизации. Растрескивание увеличивает площадь поверхности топлива, что увеличивает скорость, с которой продукты деления могут покидать топливо.

Температура топлива изменяется 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 ), а K f — теплопроводность .

T x = T Rim + ρ (r пеллета ² – x ²) (4 K f ) −1

Чтобы объяснить это, для ряда топливных таблеток, используемых с температурой обода 200 °C (типичная для BWR ) с различными диаметрами и плотностью мощности 250 Вт м −3, было проведено моделирование с использованием приведенного выше уравнения. Эти топливные таблетки довольно большие; обычно используются оксидные таблетки диаметром около 10 мм.

  • Профиль температуры для топливной таблетки диаметром 20 мм с плотностью мощности 250 Вт на кубический метр. Центральная температура сильно отличается для различных видов твердого топлива.
    Профиль температуры для топливной таблетки диаметром 20 мм с плотностью мощности 250 Вт на кубический метр. Центральная температура сильно отличается для различных видов твердого топлива.
  • Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 26 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.
    Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 26 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.
  • Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 32 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.
    Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 32 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.

Чтобы показать влияние различных плотностей мощности на температуру центральной линии, ниже показаны два графика для 20-миллиметровых гранул при различных уровнях мощности. Очевидно, что для всех гранул (и наиболее верно для диоксида урана) для гранулы заданного размера необходимо установить предел плотности мощности . Вероятно, что математика, используемая для этих расчетов, будет использоваться для объяснения того, как функционируют электрические предохранители , а также ее можно использовать для прогнозирования температуры центральной линии в любой системе, где тепло выделяется через цилиндрический объект. [14]

  • Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм с плотностью мощности 500 Вт на кубический метр. Поскольку температура плавления диоксида урана составляет около 3300 К, очевидно, что топливо из оксида урана перегревается в центре.
    Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм с плотностью мощности 500 Вт на кубический метр. Поскольку температура плавления диоксида урана составляет около 3300 К, очевидно, что топливо из оксида урана перегревается в центре.
  • Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм с плотностью мощности 1000 Вт на кубический метр. Топливо, отличное от диоксида урана, не подвергается риску.
    Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм с плотностью мощности 1000 Вт на кубический метр. Топливо, отличное от диоксида урана, не подвергается риску.

Потеря летучих продуктов деления из таблеток

Нагрев таблеток может привести к потере некоторых продуктов деления из ядра таблетки. Если ксенон может быстро покинуть таблетку, то количество 134 Cs и 137 Cs, присутствующее в зазоре между оболочкой и топливом, увеличится. В результате, если циркалоевые трубки, удерживающие таблетку, будут разрушены, то произойдет больший выброс радиоактивного цезия из топлива. 134 Cs и 137 Cs образуются разными способами, и, следовательно, в результате два изотопа цезия могут быть обнаружены в разных частях топливного стержня.

Очевидно, что летучие изотопы йода и ксенона имеют минуты, в течение которых они могут диффундировать из таблетки в зазор между топливом и оболочкой. Здесь ксенон может распасться на долгоживущий изотоп цезия.

Генезис137Сс

Образование 137 Cs из его предшественников
ЭлементИзотопрежим распадапериод полураспадапрямой выход деления
Сн137βочень короткий (<1 с)0.00%
Сб137βочень короткий (<1 с)0,03%
Те137β2,5 секунды0,19%
я137β24,5 секунды1,40%
Хе137β3,8 минуты1,44%
Сс137β30 лет0,08%

Эти выходы деления были рассчитаны для 235 U, предполагая тепловые нейтроны (0,0253 эВ), используя данные из таблицы нуклидов. [15]

Генезис134Сс

В случае 134 Cs предшественником этого изотопа является стабильный 133 Cs, который образуется при распаде гораздо более долгоживущих изотопов ксенона и йода. 134 Cs не образуется без нейтронной активации , поскольку 134 Xe является стабильным изотопом. В результате этого различного способа образования физическое расположение 134 Cs может отличаться от расположения 137 Cs.

Образование 134Cs и продуктов его распада (дочерних)
ЭлементИзотопрежим распадапериод полураспадапрямой выход деления
В133β0,18 секунды0.00%
Сн133β1,45 секунды0,07%
Сб133β2,5 минуты1,11%
Те133мβ (82,5%)55,4 минут0,49%
Те133β12,5 минут0,15%
я133β20,8 часов1,22%
Хе133β5.2 дня0.00%
Сс133–стабильный (подвергается нейтронной активации в ядре)0.00%
Сс134β2.1 года6,4 х 10−6 %

Эти выходы деления были рассчитаны для 235 U, предполагая тепловые нейтроны (0,0253 эВ), используя данные из таблицы нуклидов. [15]

Пример недавнего исследования PIE

В недавнем исследовании был изучен использованный 20%-ный обогащенный уран, диспергированный в различных матрицах, с целью определения физического расположения различных изотопов и химических элементов.

Топливо различалось по своей способности удерживать ксенон деления ; первое из трех видов топлива удерживало 97% 133 Xe , второе удерживало 94%, в то время как последнее топливо удерживало только 76% этого изотопа ксенона. 133 Xe является долгоживущим радиоактивным изотопом, который может медленно диффундировать из гранулы, прежде чем активироваться нейтронами с образованием 134 Cs . Более короткоживущий 137 Xe имел меньшую способность выщелачиваться из гранул; 99%, 98% и 95% 137 Xe удерживалось внутри гранул. Было также обнаружено, что концентрация 137 Cs в ядре гранулы была намного ниже, чем концентрация по краю гранулы, в то время как менее летучий 106 Ru был распределен более равномерно по гранулам. [16]

Следующее топливо представляет собой частицы твердого раствора урана в стабилизированном иттрием цирконии, диспергированные в оксиде алюминия , который сгорел до 105 ГВт-дней на кубический метр. [17] Сканирующий электронный микроскоп (СЭМ) показывает интерфейс между оксидом алюминия и топливной частицей. Видно, что продукты деления хорошо удерживаются внутри топлива, мало продуктов деления попало в матрицу оксида алюминия. Неодим равномерно распределен по всему топливу, в то время как цезий почти однородно распределен по всему топливу. Концентрация цезия немного выше в двух точках, где присутствуют пузырьки ксенона. Большая часть ксенона присутствует в пузырьках, в то время как почти весь рутений присутствует в форме наночастиц . Наночастицы рутения не всегда совмещены с пузырьками ксенона.

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

На АЭС Три-Майл-Айленд недавно аварийно остановленная активная зона испытывала нехватку охлаждающей воды, в результате остаточного тепла активная зона высохла, а топливо было повреждено. Были предприняты попытки повторно охладить активную зону с помощью воды. По данным Международного агентства по атомной энергии для реактора PWR мощностью 3000 МВт (т) нормальные уровни радиоактивности теплоносителя показаны ниже в таблице, а также активность теплоносителя для реакторов, которым дали высохнуть (и перегреться) перед тем, как их восстановили водой. При выбросе зазора активность в зазоре между топливом и оболочкой была выброшена, в то время как при выбросе расплава активной зоны активная зона была расплавлена ​​перед тем, как ее восстановила вода. [18]

Уровни радиоактивности в теплоносителе типичного реактора PWR при различных условиях (МБк л −1 )
ИзотопНормальный>20% разрыв выпуска>10% расплава ядра
131 Я2200000700000
134 Сс0.31000060000
137С​0.3600030000
140 Ба0,5–100000

Чернобыльский релиз

Выброс радиоактивности из отработанного топлива в значительной степени контролируется летучестью элементов. В Чернобыле было выброшено много ксенона и йода , тогда как циркония было выброшено гораздо меньше. Тот факт, что только более летучие продукты деления выбрасываются с легкостью, значительно замедлит выброс радиоактивности в случае аварии, которая приведет к серьезному повреждению активной зоны. Используя два источника данных, можно увидеть, что элементы, которые были 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 топлива реактора.

Согласно отчету OECD NEA по Чернобылю (десять лет спустя), [19] были выброшены следующие пропорции инвентаря активной зоны. Физические и химические формы выброса включали газы , аэрозоли и мелкодисперсное твердое топливо. Согласно некоторым исследованиям, рутений очень подвижен, когда ядерное топливо нагревается воздухом. [20] Эта подвижность была более очевидна при переработке, с соответствующими выбросами рутения, самым последним из которых было увеличение радиоактивности воздуха в Европе осенью 2017 года , так как в среде ионизирующего излучения отработанного топлива и в присутствии кислорода реакции радиолиза могут генерировать летучее соединение оксид рутения (VIII) , который имеет температуру кипения приблизительно 40 °C (104 °F) и является сильным окислителем, реагирующим практически с любым топливом/ углеводородом , которые используются в PUREX .

Были опубликованы некоторые работы по топливу TRISO, нагреваемому на воздухе, с соответствующей инкапсуляцией нуклидов. [21]

Таблица химических данных

Химические формы продуктов деления в диоксиде урана, [22] процент выброса в Чернобыле и температуры по Колле и др., необходимые для высвобождения 10% элемента из неокисленного или окисленного топлива. Когда данные одного элемента предполагаются применимыми к другому элементу, энергия выделяется курсивом .
ЭлементГазМеталлОкисьТвердый растворРадиоизотопыВыброс в Чернобыле [19]T требуется для 10% высвобождения из UO 2T требуется для 10% выброса из U 3 O 8
БрДа–––––––
КрДа–––85 Кр100%––
Руб.Да–Да–––––
Ср––ДаДа89 -й и 90-й годы4–6%1950 К–
И–––Да–3,5%––
Зр––ДаДа93 Зр и 95 Зр3,5%2600 К–
Кол-во––Да–––––
Мо–ДаДа–99 Мо>3,5%–1200 К
Тс–Да––99 Тс––1300 К
Ру–Да––103 Ру и 106 Ру>3,5%––
резус-фактор–Да––––––
Пд–Да––––––
Аг–Да––––––
Кд–Да––––––
В–Да––––––
Сн–Да––––––
Сб–Да––––––
ТеДаДаДаДа132 Те25–60%1400 К1200 К
яДа–––131 Я50–60%1300 К1100 К
ХеДа–––133 Хе100%1450 К–
СсДа–Да–134Cs и 137Cs​20–40%1300 К1200-1300 К
Ба––ДаДа140 Ба4–6%1850 К1300 К
Ла–––Да–3,5%2300 К–
Се–––Да141 Ce и 144 Ce3,5%2300 К–
Пр–––Да–3,5%2300 К–
нд–––Да–3,5%2300 К–
ПМ–––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 отработанного топлива BWR , выгорание составило 65 ГВт·д·т −1 ), который нагревался в ячейке Кнудсена, были повторены. [4] Топливо нагревалось в ячейке Кнудсена как с предварительным окислением, так и без него в кислороде при температуре около  650 К. Было обнаружено, что даже для благородных газов требуется высокая температура для их освобождения от твердого оксида урана. Для неокисленного топлива требовалось 2300 К для высвобождения 10% урана, тогда как для окисленного топлива требовалось всего 1700 К для высвобождения 10% урана.

Согласно отчету по Чернобылю, использованному в приведенной выше таблице, в активной зоне было выброшено 3,5% следующих изотопов: 239 Np, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu и 242 Cm.

Деградация всего топливного элемента

Вода и цирконий могут бурно реагировать при температуре 1200 °C, при той же температуре циркалоевая оболочка может реагировать с диоксидом урана с образованием оксида циркония и расплава сплава урана/циркония . [23]

ФЕБУС

Во Франции существует установка, в которой можно вызвать инцидент с плавлением топлива в строго контролируемых условиях. [24] [25] В исследовательской программе PHEBUS топливу позволили нагреться до температур, превышающих нормальные рабочие температуры, рассматриваемое топливо находится в специальном канале, который находится в тороидальном ядерном реакторе. Ядерный реактор используется в качестве драйвера для облучения испытательного топлива. В то время как реактор охлаждается как обычно собственной системой охлаждения, испытательное топливо имеет свою собственную систему охлаждения, которая оснащена фильтрами и оборудованием для изучения выброса радиоактивности из поврежденного топлива. Уже был изучен выброс радиоизотопов из топлива при различных условиях. После того, как топливо было использовано в эксперименте, оно подвергается детальному исследованию (PIE ) . В ежегодном отчете МСЭ за 2004 год некоторые результаты PIE по топливу PHEBUS (FPT2) приведены в разделе 3.6. [26] [27]

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 Айдахской национальной лаборатории и по сути представляла собой масштабную модель коммерческого PWR . («Масштабирование мощности/объема» использовалось между моделью LOFT с активной зоной 50 МВт и коммерческой установкой 3000 МВт).

Первоначальное намерение (1963–1975) состояло в том, чтобы изучить только одну или две крупные (большие разрывы) LOCA , поскольку они были основной заботой слушаний по «нормотворчеству» в США в конце 1960-х и начале 1970-х годов. Эти правила были сосредоточены вокруг довольно стилизованной аварии с большими разрывами и набора критериев (например, степени окисления оболочки топлива), изложенных в «Приложении K» 10CFR50 (Свод федеральных правил). После аварии на Три-Майл-Айленде , детальное моделирование гораздо меньших LOCA стало столь же важным.

В конечном итоге было проведено 38 тестов LOFT, и их область применения была расширена для изучения широкого спектра размеров пробоев. Эти тесты использовались для проверки серии компьютерных кодов (таких как RELAP-4, RELAP-5 и TRAC), которые затем разрабатывались для расчета термогидравлики LOCA.

Смотрите также

Контакт расплавленного топлива с водой и бетоном

Вода

Обширная работа была проведена с 1970 по 1990 год по возможности парового взрыва или FCI при контакте расплавленного « кориума » с водой. Многие эксперименты предполагали довольно низкое преобразование тепловой энергии в механическую, тогда как имеющиеся теоретические модели, по-видимому, предполагали возможность гораздо более высокой эффективности. Отчет NEA / OECD был написан по этому вопросу в 2000 году, в котором говорится, что паровой взрыв, вызванный контактом кориума с водой, имеет четыре стадии. [28]

  • Предварительное смешивание
    • Когда струя кориума попадает в воду, она распадается на капли. На этом этапе тепловой контакт между кориумом и водой не очень хороший, поскольку паровая пленка окружает капли кориума, и это изолирует их друг от друга. Это метастабильное состояние может погаснуть без взрыва или может сработать на следующем этапе
  • Запуск
    • Внешнее или внутреннее воздействие (например, волна давления ) вызывает разрушение паровой пленки между кориумом и водой.
  • Распространение
    • Локальное увеличение давления из-за повышенного нагрева воды может привести к усилению теплопередачи (обычно за счет быстрого дробления горячей жидкости внутри более холодной и летучей) и более сильной волне давления; этот процесс может быть самоподдерживающимся. (Механика этой стадии тогда будет аналогична механике классической волны детонации ZND ).
  • Расширение
    • Этот процесс приводит к тому, что вся вода внезапно нагревается до кипения. Это вызывает повышение давления (говоря простым языком, взрыв), что может привести к повреждению установки.

Недавние работы

Работа в Японии в 2003 году расплавила диоксид урана и диоксид циркония в тигле перед добавлением воды. Фрагментация топлива, которая получается в результате, описана в журнале Ядерной науки и технологий . [29]

Конкретный

Обзор этой темы можно прочитать в [30], а работа над ней продолжается и по сей день; в Германии в FZK была проведена некоторая работа по воздействию термита на бетон , это моделирование эффекта расплавленного ядра реактора, прорывающегося через дно корпуса высокого давления в здание защитной оболочки . [31] [32] [33]

Из кориума течет лава

Кориум (расплавленное ядро) со временем остынет и превратится в твердое тело. Считается, что твердое тело со временем выветривается. Твердое тело можно описать как топливосодержащую массу , это смесь песка , циркония и диоксида урана , которая нагревалась при очень высокой температуре [34] до тех пор, пока не расплавилась. Химическая природа этого FCM была предметом некоторых исследований. [35] Было рассмотрено количество топлива, оставшегося в этой форме на заводе. [36] Для фиксации загрязнения использовался силиконовый полимер .

Чернобыльский расплав был силикатным расплавом, 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. Уран к цирконию для разных частей твердого тела сильно различается, в коричневой лаве обнаружена богатая ураном фаза с соотношением U:Zr от 19:3 до примерно 38:10. Бедная ураном фаза в коричневой лаве имеет соотношение U:Zr около 1:10. [23] Изучив фазы Zr/U, можно узнать термическую историю смеси. Можно показать, что до взрыва в части ядра температура была выше 2000 °C, в то время как в некоторых областях температура была выше 2400–2600 °C.

Уровни радиоактивности различных изотопов в ТСМ, которые были рассчитаны российскими специалистами по состоянию на апрель 1986 года, следует отметить, что к настоящему времени уровни радиоактивности значительно снизились.

Коррозия отработанного топлива

Пленки диоксида урана

Пленки диоксида урана могут быть нанесены реактивным распылением с использованием смеси аргона и кислорода при низком давлении . Это было использовано для создания слоя оксида урана на поверхности золота , который затем был изучен с помощью спектроскопии импеданса переменного тока . [37]

Наночастицы благородных металлов и водород

Согласно работе электрохимика- коррозиониста Шузмита [ 38], наночастицы Mo - Tc - Ru - Pd оказывают сильное влияние на коррозию топлива из диоксида урана . Например, его работа предполагает, что при высокой концентрации водорода (H 2 ) (из - за анаэробной коррозии стальной банки отходов) окисление водорода на наночастицах будет оказывать защитное действие на диоксид урана. Этот эффект можно рассматривать как пример защиты жертвенным анодом , где вместо металлического анода, реагирующего и растворяющегося, потребляется газообразный водород.

Ссылки

  1. ^ T. Nakamura; T. Fuketa; T. Sugiyama; H. Sasajima (2004). "Пороги отказа топливных стержней BWR с высоким выгоранием в условиях RIA". Журнал ядерной науки и технологий . 41 (1): 37. doi : 10.3327/jnst.41.37 .
  2. ^ F. Nagase & T. Fuketa (2005). «Исследование влияния гидридного обода на разрушение оболочки из циркалоя-4 с помощью испытания на разрыв трубки». Журнал ядерной науки и технологий . 42 : 58–65 . doi : 10.3327/jnst.42.58 .
  3. ^ Упрощенный анализ распухания ядерного топливного стержня. (PDF) . Получено 2011-03-17.
  4. ^ ab JY Colle; J.-P. Hiernaut; D. Papaioannou; C. Ronchi; A. Sasahara (2006). "Выделение продуктов деления в высоковыгоревшем UO2, окисленном до U3O8". Journal of Nuclear Materials . 348 (3): 229– 242. Bibcode :2006JNuM..348..229C. doi :10.1016/j.jnucmat.2005.09.024.
  5. ^ P. Wood и GH Bannister, отчет CEGB Архивировано 13 июня 2006 г. на Wayback Machine
  6. ^ V. Bessiron (2007). «Моделирование теплопередачи от оболочки к охладителю для приложений RIA». Журнал ядерной науки и технологий . 44 (2): 211– 221. doi : 10.3327/jnst.44.211 .
  7. ^ Гладков, ВП; Петров, В.И.; Светлов А.В.; Смирнов Е.А.; Тенишев, В.И.; Бибилашвили, Ю. К.; Новиков, В.В. (1993). «Диффузия йода в альфа-фазе сплава Zr-1% Nb». Атомная энергия . 75 (2): 606–612 . doi : 10.1007/BF00738998. S2CID  93818169.
  8. ^ База данных энергетических ссылок (ECD) – Документ № 4681711. Osti.gov (1971-07-01). Получено 17.03.2011.
  9. ^ SY Park; JH Kim; MH Lee; YH Jeong (2007). «Зарождение и распространение трещин под напряжением в оболочке из циркалоя-4 в среде йода». Журнал ядерных материалов . 372 ( 2–3 ): 293. Bibcode : 2008JNuM..372..293P. doi : 10.1016/j.jnucmat.2007.03.258.
  10. ^ K. Ishida; Y. Wada; M. Tachibana; M. Aizawa; M. Fuse; E. Kadoi (2006). «Совместная инъекция гидразина и водорода для смягчения коррозионного растрескивания под напряжением конструкционных материалов в кипящих реакторах, (I) Температурная зависимость реакций гидразина». Журнал ядерной науки и технологий . 43 (1): 65–76 . doi :10.3327/jnst.43.65.
  11. ^ Y. Udagawa; F. Nagase & T. Fuketa (2006). «Влияние истории охлаждения на пластичность оболочки в условиях LOCA». Журнал ядерной науки и технологий . 43 (8): 844. doi : 10.3327/jnst.43.844 .
  12. ^ K. Fukuya; K. Fujii; H. Nishioka; Y. Kitsunai (2006). «Эволюция микроструктуры и микрохимии в холоднодеформированных нержавеющих сталях 316 под облучением реактором PWR». Журнал ядерной науки и технологий . 43 (2): 159– 173. doi : 10.3327/jnst.43.159 .
  13. ^ Microsoft Word – fuelReport.doc. (PDF). Получено 2011-03-17.
  14. ^ Радиохимия и ядерная химия , G. Choppin, JO Liljenzin и J. Rydberg, 3-е изд., 2002, Butterworth-Heinemann, ISBN 0-7506-7463-6 
  15. ^ ab Таблица нуклидов. Atom.kaeri.re.kr. Получено 17.03.2011.
  16. ^ N. Nitani; K. Kuramoto; T. Yamashita; K. Ichise; K. Ono; Y. Nihei (2006). "Пост-облученное исследование оксидного топлива, содержащего частицы, диспергированные в скале". Journal of Nuclear Materials . 352 ( 1–3 ): 365–371 . Bibcode : 2006JNuM..352..365N. doi : 10.1016/j.jnucmat.2006.03.002.
  17. ^ N. Nitani; K. Kuramoto; T. Yamashita; Y. Nihel; Y. Kimura (2003). «Внутриреакционное облучение оксидного топлива, похожего на камень». Journal of Nuclear Materials . 319 : 102–107 . Bibcode : 2003JNuM..319..102N. doi : 10.1016/S0022-3115(03)00140-5.
  18. ^ Общие процедуры оценки для определения защитных действий во время аварии реактора, технический документ Международного агентства по атомной энергии 955, опубликованный в Австрии в августе 1997 г. ISSN 1011-4289, стр. 60
  19. ^ ab Чернобыль 10 лет спустя – Оценка Комитета по радиационной защите и общественному здоровью АЯЭ, ноябрь 1995 г. Архивировано 19 января 2007 г. на Wayback Machine . Nea.fr. Получено 17 марта 2011 г.
  20. ↑ Золтан Хозер, Лайош Матус, Олег Прокопьев, Балинт Альфельди и г-жа Анна Чордас-Тот сбегают с рутением с помощью высокотемпературного воздуха. Архивировано 9 июля 2011 г. в Wayback Machine , Научно-исследовательский институт атомной энергии KFKI, ноябрь 2002 г.
  21. ^ [1] Архивировано 13 июня 2006 г. на Wayback Machine.
  22. ^ Кристофер Р. Станек Глава 3. Растворение продуктов деления в UO2 Архивировано 10 сентября 2008 г. в Wayback Machine , докторская диссертация «Беспорядок атомного масштаба во флюорите и родственных флюориту оксидах», кафедра материалов, Имперский колледж науки, технологии и медицины, август 2003 г.
  23. ^ ab SV Ushakov; BE Burakov; SI Shabalev; EB Anderson (1997). "Взаимодействие UO2 и Zircaloy во время аварии на Чернобыльской АЭС". Mater. Res. Soc. Symp. Proc . 465 : 1313– 1318. doi :10.1557/PROC-465-1313.
  24. ↑ [2] Архивировано 13 июня 2006 г. на Wayback Machine.
  25. ^ "IRSN - PHEBUS FP: крупная международная исследовательская программа в области ядерной безопасности". Архивировано из оригинала 21 ноября 2008 г.
  26. ^ "ITU04_Vorspann_end Архивировано 20 ноября 2006 г. на Wayback Machine . (PDF). Получено 17 марта 2011 г.
  27. ^ Темы архивированы 2006-11-20 в Wayback Machine . Itu.jrc.ec.europa.eu. Получено 17-03-2011.
  28. ^ ТЕХНИЧЕСКОЕ МНЕНИЕ О ВЗАИМОДЕЙСТВИИ ТОПЛИВА И ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ, КОМИТЕТ ПО БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК АГЕНТСТВА ПО ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ, ноябрь 1999 г.
  29. ^ Сонг, Джин Хо; Хонг, Сон Ван; Ким, Чон Хван; Чанг, Ён Джо; Шин, Ён Сын; Мин, Беонг Тэ; Ким, Хи Дон; и др. (2003). «Выводы из недавних экспериментов по паровому взрыву в TROI». Журнал ядерной науки и технологий . 40 (10): 783– 795. doi :10.3327/jnst.40.783.
  30. ^ Отчет целевой группы по термогидравлическим взаимодействиям кориума/бетона вне корпуса и распределению горючих газов в больших сухих защитных оболочках, 1987.. (PDF). Получено 17.03.2011.
  31. ^ Эппингер, Б.; Феллмозер, Ф.; Файг, Г.; Массье, Х.; Штерн, Г. (март 2000 г.). Эксперименты по эрозии бетона расплавом кориума в полости реактора EPR: KAPOOL 6-8. Карлсруэ. doi :10.5445/IR/270047361 . Получено 8 июля 2006 г.
  32. ^ Б. Эппингер и др. Эксперименты по эрозии бетона расплавом кориума в полости реактора EPR: KAPOOL 6–8, Университет Карлсруэ
  33. ^ Г. Альбрехт и др. Эксперименты KAJET по струям расплава, приводимым в движение давлением, и их струям, FZKA-Bericht 7002. Universität Karlsruhe, февраль 2005 г. (PDF) . Проверено 17 марта 2011 г.
  34. ↑ [3] Архивировано 26 сентября 2006 г. на Wayback Machine.
  35. ^ Тетерин, Ю. А.; Нефедов, ВИ; Ронно, К.; Никитин, АС; Ванбегин, Ж.; Кара, Ж.; Уткин, И. О.; Дементьев, А. П.; Тетерин, А. Ю.; Иванов, К. Э.; Вукчевич, Л.; Бек-Узаров, Г. (2001). "Рентгеновское фотоэлектронное спектроскопическое исследование горячих частиц, содержащих U и Sr, приготовленных в лабораторных условиях, с учетом параметров линий электронов U5f" (PDF) . Радиохимия . 43 (6): 596. doi :10.1023/A:1014859909712. S2CID  91808810. Архивировано из оригинала (PDF) 2006-11-16.
  36. ^ База данных энергетических ссылок (ECD) – Документ № 226794. Osti.gov. Получено 17.03.2011.
  37. ^ F. Miserque; T. Gouder; DH Wegen; PDW Bottomley (2001). «Использование пленок UO2 для электрохимических исследований». Journal of Nuclear Materials . 298 (3): 280– 290. Bibcode : 2001JNuM..298..280M. doi : 10.1016/S0022-3115(01)00650-X.
  38. ^ Faculty-Shoesmith Архивировано 14.05.2008 на Wayback Machine . Uwo.ca. Получено 17.03.2011.
Тесты LOFT
  • Новости INEL 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, проведенное Национальной инженерной лабораторией Айдахо, февраль 1980 г.
  • [4] [5] [6] [7] [8] [9] [10]
Взято с "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Поведение_ядерного_топлива_во_время_аварии_реактора&oldid=1257871471"