Поведение ядерного топлива при аварии реактора - Behavior of nuclear fuel during a reactor accident

Эта страница описывает, как диоксид урана ядерное топливо ведет себя как во время нормального ядерный реактор работа и под реактором авария условия, такие как перегрев. Работа в этой области часто обходится очень дорого, и поэтому она часто выполняется на основе сотрудничества между группами стран, обычно под эгидой Организация экономического сотрудничества и развития Комитет по безопасности ядерных установок (CSNI).

Это изображение томографии в псевдоцвете связки (FPT1) из 18 облученных топливных стержней (среднее выгорание 23 ГВт · сут / тУ), деградировавших под действием пара в рамках серии экспериментов PHEBUS. Черный и синий - для областей с низкой плотностью, а красный - для областей с высокой плотностью. Видно, что топливо вышло из строя механически и образовало лужу около дна пучка. Дно связки не плавилось.

Припухлость

Облицовка

И топливо, и оболочка могут разбухать. Оболочка покрывает топливо, образуя топливный стержень, и может деформироваться. Заполнение промежутка между топливом и облицовка с гелий газ, чтобы обеспечить лучший тепловой контакт между топливом и оболочкой. Во время использования количество газа внутри твэла может увеличиваться из-за образования благородные газы (криптон и ксенон ) в процессе деления. Если Авария с потерей охлаждающей жидкости (LOCA) (например, Три Майл Айленд ) или Авария, вызванная реактивностью (RIA) (например, Чернобыль или же SL-1 ), тогда температура этого газа может повыситься. Поскольку топливный стержень запломбирован, давление газа увеличится (PV = nRT), и возможно деформирование и разрыв оболочки. Было замечено, что оба коррозия и облучение может изменить свойства циркониевый сплав обычно используется в качестве облицовки, что делает ее хрупкий. В результате эксперименты с необлученными трубками из циркониевого сплава могут вводить в заблуждение.

Согласно одной статье[1] Выявлена ​​следующая разница между режимом разрушения оболочки неиспользованного и отработанного топлива.

Необлученные твэлы были герметизированы перед помещением в специальный реактор в Японии. Исследовательский реактор ядерной безопасности (NSRR), где они были подвергнуты моделированию переходного процесса RIA. Эти стержни вышли из строя после раздува в конце переходного процесса, когда температура оболочки была высокой. Разрушение оболочки в этих испытаниях было пластичный, и это было взрывное открытие.

Использованное топливо (61 ГВт сут /тонна урана) не удалось в начале переходного процесса с хрупкое разрушение которая была продольной трещиной.

Было обнаружено, что гидридный циркониевая трубка более слабая, а разрывное давление ниже.[2]

Распространенный процесс отказа топлива в водоохлаждаемых реакторах - это переход к пленочному кипению и последующее воспламенение циркониевой оболочки в паре. Влияние интенсивного потока продуктов реакции горячего водорода на топливные таблетки и на стенку пучка хорошо представлено на боковой панели.

Топливо

В ядерное топливо может опухать во время использования это происходит из-за таких эффектов, как образование газа 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 пустоты некогда цилиндрическая гранула распадается на куски. Набухание топливной таблетки может вызвать взаимодействие таблетки с оболочкой, когда она термически расширяется внутрь трубы оболочки. Набухшая топливная таблетка создает механические нагрузки на оболочку. Документ о разбухании топлива можно скачать на НАСА интернет сайт.[3]

Выпуск газа деления

По мере разложения или нагрева топлива более летучие продукты деления задерживаются внутри диоксид урана может стать бесплатным. Например, см.[4]

Отчет о выпуске 85Kr, 106Ru и 137Было записано Cs из урана при наличии воздуха. Было обнаружено, что диоксид урана превращается в U3О8 от 300 до 500 ° C на воздухе. Они сообщают, что для запуска этого процесса требуется некоторое время, после времени индукции образец набирает массу. Авторы сообщают, что слой U3О7 присутствовал на поверхности диоксида урана в течение этого времени индукции. Они сообщают, что от 3 до 8% криптон -85 было выпущено, и тем более рутений (0,5%) и цезий (2,6 х 10−3%) происходило при окислении диоксида урана.[5]

Теплообмен между облицовкой и водой

В энергетическом реакторе с водяным охлаждением (или в водонаполненном бассейн отработавшего топлива, SFP), если скачок напряжения происходит в результате авария, вызванная реактивностью, понимание передачи тепла от поверхности облицовки к воде очень полезно. Согласно французскому исследованию, металлическая труба, погруженная в воду (как PWR и условия SFP), был электрически нагрет, чтобы моделировать тепловыделение внутри топливного стержня в результате ядерных процессов. В температура трубы контролировал термопары и для испытаний, проведенных под PWR Условия: вода, поступающая в большую трубу (диаметр 14,2 мм), удерживающую испытательную металлическую трубу (внешний диаметр 9,5 мм и длина 600 мм), была при 280 ° C и давлении 15 МПа. Вода текла по внутренней трубе на около 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 от поверхности оболочки сначала увеличивалась, когда вода закипала при температуре зарождение места. Когда тепловой поток больше, чем критический тепловой поток наступает кризис кипения. Это происходит, когда температура поверхности оболочки твэлов увеличивается настолько, что поверхность металла становится слишком горячей (поверхность высыхает) для нуклеационное кипение. Когда поверхность высохнет, скорость теплопередача снижается, после дальнейшего повышения температуры поверхности металла кипение возобновляется, но теперь оно пленочное кипячение.[6]

Коррозия и другие изменения материалов в реакторе

Гидрирование и водная коррозия

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

Zr + 2 H2О -> ZrO2 + 2 часа2(газ)

Гидрирование происходит, когда газообразный продукт (водород) осаждается в виде гидридов внутри циркония. Это приводит к тому, что оболочка становится хрупкой, а не пластичной. Гидридные полосы образуют кольца внутри оболочки. По мере того как оболочка испытывает кольцевое напряжение от растущего количества продуктов деления, кольцевое напряжение увеличивается. Материальные ограничения оболочки являются одним из аспектов, ограничивающих количество выгорания ядерного топлива, которое может накапливаться в реакторе.

CRUD (Неопознанные месторождения меловой реки) были обнаружены Лаборатории Чок-Ривер. Это происходит на внешней стороне оболочки по мере накопления выгорания.

Когда тепловыделяющая сборка подготовлена ​​к хранению на площадке, ее сушат и перемещают в контейнер для отработанного ядерного топлива с десятками других сборок. Затем он несколько лет находится на бетонной площадке в ожидании промежуточного хранилища или переработки. Транспортировать поврежденную радиацией оболочку сложно, потому что она очень хрупкая. После извлечения из реактора и охлаждения в бассейне с отработавшим топливом гидриды внутри оболочки сборки переориентируются таким образом, что они направлены радиально из топлива, а не по кругу в направлении кольцевого напряжения. Это ставит топливо в такое положение, при котором, когда его перемещают в место окончательного упокоения, в случае падения контейнера оболочка будет настолько слабой, что может сломаться и высвободить отработавшие топливные таблетки внутри контейнера.

Коррозия внутри облицовки

Цирконий сплавы могут подвергаться коррозионное растрескивание под напряжением при воздействии йода,[7] то йод формируется как продукт деления которые, в зависимости от вида топлива, могут улетучиваться из гранул.[8] Было показано, что йод вызывает скорость растрескивания в герметичных циркалой -4 трубки для увеличения.[9]

Реакторы с графитовым замедлителем

В случаях углекислый газ охлажденный графит модерируется реакторы, такие как магнокс и AGR энергетические реакторы важны коррозия реакция - это реакция молекула из углекислый газ с графитом (углерод ) с образованием двух молекул монооксид углерода. Это один из процессов, ограничивающих срок службы реакторов этого типа.

Реакторы с водяным охлаждением

Коррозия

В водоохлаждаемом реакторе действие радиация на воде (радиолиз ) формы пероксид водорода и кислород. Это может вызвать коррозионное растрескивание под напряжением металлических частей, которые включают топливо облицовка и другие трубопроводы. Чтобы смягчить это гидразин и водород вводятся в BWR или же PWR первый контур охлаждения как ингибиторы коррозии отрегулировать редокс свойства системы. Опубликован обзор последних событий по этой теме.[10]

Термические напряжения при закалке

В авария с потерей теплоносителя (LOCA) считается, что поверхность оболочки может нагреваться до температуры от 800 до 1400 K, а оболочка будет подвергаться воздействию пар в течение некоторого времени перед повторным вводом воды в реактор для охлаждения топлива. В течение этого времени, когда горячая облицовка подвергается воздействию пара, происходит некоторое окисление цирконий произойдет, чтобы сформировать оксид 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 будет. Одним из критериев пластичности является сжатие кольца по диаметру (с постоянной скоростью смещения, в данном случае 2 мм мин.−1) до появления первой трещины, кольцо начнет выходить из строя. Удлинение, которое происходит между моментом приложения максимальной силы и снижением механической нагрузки до 80% нагрузки, необходимой для возникновения первой трещины, называется L0.8 значение в мм. Чем пластичнее образец, тем больше L0.8 значение будет.

В одном эксперименте цирконий нагревают паром до 1473 К, образец медленно охлаждают паром до 1173 К перед закалкой в ​​воде. По мере увеличения времени нагрева при 1473 K цирконий становится более хрупким и L0.8 стоимость снижается.[11]

Старение сталей

Облучение приводит к ухудшению свойств стали, например SS316 становится меньше пластичный и менее жесткий. Также слизняк и коррозионное растрескивание под напряжением становятся хуже. Статьи по этому поводу продолжают публиковаться.[12]

Растрескивание и перегрев топлива

Это связано с тем, что в качестве топлива расширяется при нагревании, сердцевина гранулы расширяется больше, чем край. Из-за тепловая нагрузка при образовании топливных трещин трещины имеют тенденцию переходить от центра к краю в виде звезды. А Кандидатская диссертация по теме опубликовано[13] студентом Королевский технологический институт в Стокгольм (Швеция ).

Крекинг топлива влияет на высвобождение радиоактивности из топлива как в аварийных условиях, так и при использовании отработавшего топлива в качестве формы для окончательного захоронения. 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 обода. На расстоянии Икс от центра температура (TИкс) описывается уравнение где ρ - плотность мощности (Вт · м−3) и Kж это теплопроводность.

ТИкс = TОбод + ρ (rгранула² – Икс²) (4 Кж)−1

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

  • Температурный профиль топливной таблетки диаметром 20 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр. Центральная температура сильно различается для разных твердых частиц топлива.

  • Температурный профиль топливной таблетки диаметром 26 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.

  • Температурный профиль топливной таблетки диаметром 32 мм с удельной мощностью 250 Вт на кубический метр.

Чтобы показать влияние различной плотности мощности на среднюю температуру, ниже показаны два графика для гранул диаметром 20 мм при разных уровнях мощности. Ясно, что для всех таблеток (и в первую очередь для диоксида урана), что для таблеток заданного размера должен быть установлен предел удельная мощность. Вероятно, что математические расчеты, использованные для этих расчетов, будут использоваться для объяснения того, как электрические предохранители функция, а также его можно использовать для прогнозирования температуры по средней линии в любой системе, где тепло выделяется через объект цилиндрической формы.[14]

  • Температурный профиль топливной таблетки диаметром 20 мм с удельной мощностью 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 топливной таблетки диаметром 20 мм с удельной мощностью 1000 Вт на кубический метр. Другие виды топлива, кроме диоксида урана, не подвергаются риску.

Потеря летучих продуктов деления из таблеток

Нагрев пеллет может привести к продукты деления теряется из ядра гранулы. Если ксенон может быстро покинуть гранулу, то количество 134CS и 137Cs, присутствующий в промежутке между облицовка и топливо увеличится. В результате, если циркалой трубы, удерживающие таблетку, сломаны, тогда произойдет больший выброс радиоактивного цезия из топлива. Важно понимать, что 134CS и 137Cs образуются по-разному, и, следовательно, в результате два изотопа цезия могут быть обнаружены в разных частях топливного стержня.

Понятно, что летучие йод и ксенон у изотопов есть минуты, за которые они могут диффундировать из таблетки в зазор между топливом и оболочкой. Здесь ксенон может распадаться на долгоживущий изотоп цезия.

Генезис 137CS

Формирование 137Cs от его предшественников
ЭлементИзотопрежим распадапериод полураспадавыход прямого деления
Sn137βочень короткий (<1 с)0.00%
Sb137βочень короткий (<1 с)0.03%
Te137β2,5 секунды0.19%
я137β24,5 секунды1.40%
Xe137β3,8 мин.1.44%
CS137β30 лет0.08%

Эти выходы деления были рассчитаны для 235U с учетом тепловых нейтронов (0,0253 эВ) с использованием данных из диаграммы нуклидов.[15]

Генезис 134CS

В случае 134CS предшественник этого изотопа стабильный 133Cs, который образуется при распаде гораздо более долгоживущих изотопов ксенона и йода. Нет 134Cs образуется без нейтронная активация в качестве 134Xe - стабильный изотоп. В результате этого другого способа образования физическое местоположение 134Cs может отличаться от 137Cs.

Формирование 134Cs и продукты его распада (дочери)
ЭлементИзотопрежим распадапериод полураспадавыход прямого деления
В133β0,18 секунды0.00%
Sn133β1,45 секунды0.07%
Sb133β2,5 минуты1.11%
Te133 кв.м.β (82,5%)55,4 мин.0.49%
Te133β12,5 мин.0.15%
я133β20,8 часов1.22%
Xe133β5.2 дней0.00%
CS133–стабильный (претерпевает активацию нейтронами в активной зоне)0.00%
CS134β2,1 года6,4 х 10−6%

Эти выходы деления были рассчитаны для 235Вы предполагаете тепловые нейтроны (0,0253 эВ) с использованием данных карты нуклидов.[15]

Пример недавнего исследования PIE

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

Топливо различается по способности удерживать деление. ксенон; первое из трех видов топлива сохранило 97% 133Xe, второе топливо сохранило 94%, в то время как последнее топливо сохранило только 76% этого изотопа ксенона. В 133Xe - это долгоживущий радиоактивный изотоп, который может медленно диффундировать из гранулы, прежде чем быть нейтрон активирован формировать 134CS. Более недолговечный 137Xe меньше вымывается из гранул; 99%, 98% и 95% 137Хе оставался внутри гранул. Также было обнаружено, что 137CS концентрация в сердцевине гранулы была намного ниже, чем концентрация в ободке гранулы, в то время как менее летучие 106RU был распределен по гранулам более равномерно.[16]

Следующее топливо - это частицы Твердый раствор урании в оксид циркония, стабилизированный оксидом иттрия рассредоточены в глинозем который имел сгорел до 105 ГВт-сут на куб.м.[17] В растровый электронный микроскоп (SEM) - это граница раздела между оксидом алюминия и топливной частицей. Видно, что продукты деления хорошо удерживаются в топливе, мало продуктов деления попало в матрицу оксида алюминия. В неодим равномерно распределяется по топливу, а цезий почти равномерно распределяется по топливу. Концентрация цезия немного выше в двух точках, где присутствуют пузырьки ксенона. Большая часть ксенона находится в пузырьках, в то время как почти весь рутений присутствует в виде наночастицы. Наночастицы рутения не всегда располагаются вместе с пузырьками ксенона.

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

В Три Майл Айленд недавно SCRAMed в активной зоне не хватало охлаждающей воды в результате спад тепла активная зона высохла, и топливо было повреждено. Были предприняты попытки повторно охладить активную зону водой. Согласно Международное агентство по атомной энергии на 3000 МВт (т) PWR Нормальные уровни радиоактивности теплоносителя показаны ниже в таблице, а активности теплоносителя для реакторов, которым было позволено высохнуть (и перегреться) перед восстановлением водой. При выбросе зазора активность в зазоре между топливом и оболочкой была высвобождена, в то время как при выделении расплава активной зоны активная зона была расплавлена ​​перед восстановлением водой.[18]

Уровни радиоактивности теплоносителя типичного PWR в различных условиях (МБк л−1)
ИзотопНормальныйВыпуск с разрывом> 20%> 10% расплав сердечника
131я2200000700000
134CS0.31000060000
137CS0.3600030000
140Ба0.5–100000

Чернобыльский выпуск

Выделение радиоактивности из использованного топлива в значительной степени контролируется летучестью элементов. В Чернобыль большая часть ксенон и йод был выпущен, в то время как гораздо меньше цирконий был выпущен. Тот факт, что с легкостью выделяются только более летучие продукты деления, значительно замедляет выделение радиоактивности в случае аварии, которая вызывает серьезное повреждение активной зоны. Используя два источника данных, можно увидеть, что элементы, которые были в виде газов, летучих соединений или полулетучих соединений (например, CsI), были выброшены в Чернобыле, в то время как менее летучие элементы, которые образуют твердые растворы с топливом, остались. внутри реакторного топлива.

Согласно ОЭСР Отчет АЯЭ о Чернобыле (десять лет спустя),[19] были выпущены следующие доли основного инвентаря. В физический и химический формы выпуска включены газы, аэрозоли и мелкодисперсное твердое топливо. Согласно некоторым исследованиям, рутений очень подвижен, когда ядерное топливо нагревается воздухом.[20] Эта мобильность была более очевидной при переработке с соответствующими выбросами рутения, самым последним из которых был Повышение уровня радиоактивности в воздухе в Европе осенью 2017 г., как и ионизирующего излучения среда отработанное топливо и наличие кислорода, радиолиз -реакции могут образовывать летучие соединения Оксид рутения (VIII), который имеет температуру кипения примерно 40 ° C (104 ° F) и является сильным окислителем, вступающим в реакцию практически с любым топливом /углеводород, которые используются в PUREX.

Опубликованы некоторые работы по топливу TRISO, нагретому на воздухе, с соответствующим инкапсулированием нуклидов.[21]

Таблица химических данных

Химические формы продуктов деления в диоксиде урана,[22] процент выбросов в Чернобыле и температуры согласно Колле и другие. требуется для высвобождения 10% элемента из неокисленного или окисленного топлива. Когда предполагается, что данные от одного элемента применяются к другому элементу, энергия находится в Курсив.
ЭлементГазМеталлОкисьТвердый растворРадиоизотопыВыпуск в Чернобыле[19]T требуется для 10% выпуска из UO2T требуется для 10% выхода из U3О8
Brда–––––––
Krда–––85Kr100%––
Руб.да–да–––––
Sr––дада89Sr и 90Sr4–6%1950 К–
Y–––да–3.5%––
Zr––дада93Zr и 95Zr3.5%2600 К–
Nb––да–––––
Пн–дада–99Пн>3.5%–1200 К
Tc–да––99Tc––1300 К
RU–да––103Ru и 106RU>3.5%––
Rh–да––––––
Pd–да––––––
Ag–да––––––
CD–да––––––
В–да––––––
Sn–да––––––
Sb–да––––––
Teдададада132Te25–60%1400 К1200 К
яда–––131я50–60%1300 К1100 К
Xeда–––133Xe100%1450 К–
CSда–да–134CS и 137CS20–40%1300 КОт 1200 до 1300 К
Ба––дада140Ба4–6%1850 К1300 К
Ла–––да–3.5%2300 К–
Ce–––да141Ce и 144Ce3.5%2300 К–
Pr–––да–3.5%2300 К–
Nd–––да–3.5%2300 К–
Вечера–––да–3.5%2300 К–
См–––да–3.5%2300 К–
Европа–––да–3.5%2300 К–

Релизы продукты деления и уран из диоксида урана (из отработанного BWR топливо, сжечь составила 65 ГВт · сут т−1), который нагревается в Knudsen ячейка была повторена.[23] Топливо нагревали в ячейке Кнудсена как с предварительным окислением, так и без него в кислород в c 650 К. Нашли даже для благородные газы что для их освобождения от твердого оксида урана требуется высокая температура. Для неокисленного топлива требовалось 2300 К для высвобождения 10% урана, в то время как окисленному топливу требовалось всего 1700 К для высвобождения 10% урана.

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

Разрушение всего топливного элемента

Вода и цирконий может бурно реагировать при 1200 ° C, при той же температуре циркалой облицовка может реагировать с диоксидом урана с образованием оксид циркония и уран / цирконий сплав таять.[24]

ФЕБУС

Во Франции существует установка, на которой может происходить плавление топлива в строго контролируемых условиях.[25][26] В исследовательской программе PHEBUS топливам было разрешено нагреваться до температур, превышающих нормальные рабочие температуры, при этом рассматриваемое топливо находится в специальном канале, который находится в тороидальном ядерном реакторе. Ядерный реактор используется как ядро драйвера для облучения тестового топлива. В то время как реактор охлаждается в обычном режиме с помощью собственной системы охлаждения, тестовое топливо имеет собственную систему охлаждения, которая оснащена фильтрами и оборудованием для изучения выделения радиоактивности из поврежденного топлива. Уже изучено выделение радиоизотопов из топлива в различных условиях. После использования топлива в эксперименте оно подлежит детальному обследованию (ПИРОГ ), В годовом отчете за 2004 г. ITU некоторые результаты PIE на топливе PHEBUS (FPT2) представлены в разделе 3.6.[27][28]

ЛОФТ

В Тесты на потерю жидкости (LOFT) были ранней попыткой оценить реакцию реального ядерного топлива на условия в авария с потерей теплоносителя, финансируется USNRC. Объект построен в г. Национальная лаборатория Айдахо, и по сути представлял собой масштабную модель рекламного PWR. («Масштабирование мощности / объема» использовалось между моделью LOFT с активной зоной 50 МВт и коммерческой установкой с мощностью 3000 МВт).

Первоначальное намерение (1963–1975) состояло в том, чтобы изучить только один или два основных (больших перерыва) LOCA, поскольку они были главной заботой слушаний по «нормотворчеству» в США в конце 1960-х - начале 1970-х годов. Эти правила были сосредоточены вокруг довольно стилизованной аварии с большим разрывом и набора критериев (например, для степени окисления топливной оболочки), изложенных в «Приложении K» 10CFR50 (Свод федеральных правил). После аварии на Три Майл Айленд, подробное моделирование гораздо меньших LOCA стало равной проблемой.

В конечном итоге было проведено 38 испытаний 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 теплогидравлических характеристик LOCA.

Смотрите также

Контакт расплавленного топлива с водой и бетоном

Вода

С 1970 по 1990 год была проведена обширная работа над возможностью паровой взрыв или FCI в расплавленном состоянии 'кориум контактировал с водой. Многие эксперименты предполагали довольно низкое преобразование тепловой энергии в механическую, в то время как имеющиеся теоретические модели, по-видимому, предполагали, что возможен гораздо более высокий КПД. А NEA /ОЭСР Отчет был написан на эту тему в 2000 году, в котором говорится, что паровой взрыв, вызванный контактом кориума с водой, имеет четыре стадии.[29]

  • Предварительное смешивание
    • Когда струя кориума попадает в воду, она распадается на капли. На этой стадии тепловой контакт между кориумом и водой не очень хороший, потому что паровая пленка окружает капли кориума и изолирует их друг от друга. Это возможно мета-стабильное состояние для гашения без взрыва или может сработать на следующем шаге
  • Срабатывание
    • Триггер, созданный извне или внутри (например, волна давления ) вызывает схлопывание паровой пленки между кориумом и водой.
  • Распространение
    • Локальное повышение давления из-за повышенного нагрева воды может привести к увеличению теплопередача (обычно из-за быстрой фрагментации горячей жидкости внутри более холодной и летучей) и большей волны давления этот процесс может быть самоподдерживающимся. (Механика этого этапа будет аналогична механике классической Детонационная волна ЗНД ).
  • Расширение
    • Этот процесс приводит к тому, что вся вода внезапно нагревается до кипения. Это вызывает повышение давления (проще говоря, взрыв), что может привести к повреждению установки.

Недавняя работа

Работа в Японии в 2003 году растаяла диоксид урана и диоксид циркония в тигель перед добавлением в воду. Осколки топлива, в результате которых сообщается в Журнал ядерной науки и технологий.[30]

Конкретный

Обзор по теме можно прочитать на [31] и работа над этой темой продолжается по сей день; в Германия на ФЗК некоторая работа была проделана по эффекту термит на конкретный, это моделирование эффекта прорыва расплавленной активной зоны реактора через дно сосуд под давлением в здание содержания.[32][33][34]

Лава течет из кориума

В кориум (расплавленная сердцевина) остынет и со временем превратится в твердое вещество. Считается, что твердое тело со временем выветривается. Твердое тело можно описать как Топливо, содержащая массу, это смесь песок, цирконий и диоксид урана который был нагрет до очень высокой температуры[35] пока он не растает. Химическая природа этого FCM был предметом некоторых исследований.[36] Было учтено количество топлива, оставшегося в этой форме на заводе.[37] А силикон полимер был использован для устранения загрязнения.

Чернобыльский расплав был силикат расплав, который действительно содержал включения Zr /U фазы, расплав стали и высокий уран силикат циркония. Поток лавы состоит из более чем одного типа материала - были обнаружены коричневая лава и пористый керамический материал. Отношение урана к цирконию для разных частей твердого тела сильно различается, в коричневой лаве - фаза, богатая ураном с U: Найдено соотношение Zr от 19: 3 до примерно 38:10. Фаза с низким содержанием урана в коричневой лаве имеет соотношение U: Zr примерно 1:10.[24] Из исследования фаз Zr / U можно узнать термическую историю смеси. Можно показать, что до взрыва в части активной зоны температура была выше 2000 ° C, а в некоторых областях температура была выше 2400–2600 ° C.

Уровни радиоактивности различных изотопов в ТСМ, рассчитанные российскими рабочими обратно к апрелю 1986 года, отметим, что к настоящему времени уровни радиоактивности сильно снизились.

Коррозия отработавшего топлива

Пленки из диоксида урана

Диоксид урана пленки могут быть депонированы реактивное распыление используя аргон и кислород смесь на низком уровне давление. Это было использовано для создания слоя оксида урана на золото поверхность, которую затем исследовали с помощью Импедансная спектроскопия переменного тока.[38]

Наночастицы благородных металлов и водород

Согласно работе коррозия электрохимик Кузнец[39] то наночастицы из Пн -Tc -RU -Pd оказывают сильное влияние на коррозию диоксид урана топливо. Например, его работа предполагает, что когда водород (H2) концентрация высокая (из-за анаэробный коррозия стали мусорный бак) окисление водорода наночастицами окажет защитный эффект на диоксид урана. Этот эффект можно рассматривать как пример защиты с помощью жертвенный анод где вместо металла анод реагируя и растворяя его, расходуется газообразный водород.

Рекомендации

  1. ^ Т. Накамура; Т. Фукета; Т. Сугияма; Х. Сасадзима (2004). «Пороги отказа топливных стержней BWR с высоким уровнем выгорания в условиях RIA». Журнал ядерной науки и технологий. 41 (1): 37. Дои:10.3327 / jnst.41.37.
  2. ^ Ф. Нагасе и Т. Фукета (2005). «Исследование влияния гидридного ободка на разрушение оболочки из циркалоя-4 с помощью испытания на разрыв труб». Журнал ядерной науки и технологий. 42: 58–65. Дои:10.3327 / jnst.42.58.
  3. ^ Упрощенный анализ распухания стержня ядерного топлива. (PDF). Проверено 17 марта 2011.
  4. ^ J.Y. Колле; J.P. Hiernaut; Д. Папайоанну; К. Ронки; А. Сасахара (2006). «Выбросы продуктов деления при сильном выгорании UO2, окисленного до U3O8». Журнал ядерных материалов. 348 (3): 229. Bibcode:2006JNuM..348..229C. Дои:10.1016 / j.jnucmat.2005.09.024.
  5. ^ П. Вуд, Г. Х. Баннистер, отчет CEGB В архиве 2006-06-13 на Wayback Machine
  6. ^ В. Бессирон (2007). «Моделирование теплопередачи между оболочкой и охлаждающей жидкостью для приложений RIA». Журнал ядерной науки и технологий. 44 (2): 211–221. Дои:10.3327 / jnst.44.211.
  7. ^ Гладков, В.П .; 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. Дои:10.1007 / BF00738998.
  8. ^ База данных Energy Citations (ECD) - Документ № 4681711. Osti.gov (1971-07-01). Проверено 17 марта 2011.
  9. ^ С.Ю. Парк; J.H. Ким; M.H. Ли; Y.H. Чон (2007). «Возникновение и распространение коррозионных трещин в оболочке из циркалоя-4 в среде йода». Журнал ядерных материалов. 372 (2–3): 293. Bibcode:2008JNuM..372..293P. Дои:10.1016 / j.jnucmat.2007.03.258.
  10. ^ К. Исида; Y. Wada; М. Тачибана; М. Айзава; М. Фьюз; Э. Кадои (2006). «Совместная закачка гидразина и водорода для смягчения коррозионного растрескивания под напряжением конструкционных материалов в реакторах с кипящей водой, (I) Температурная зависимость реакций гидразина». Журнал ядерной науки и технологий. 43 (1): 65–76. Дои:10.3327 / jnst.43.65.
  11. ^ Ю. Удагава; Ф. Нагасе и Т. Фукета (2006). «Влияние истории охлаждения на пластичность оболочки в условиях LOCA». Журнал ядерной науки и технологий. 43 (8): 844. Дои:10.3327 / jnst.43.844.
  12. ^ К. Фукуя; К. Фуджи; Х. Нисиока; Ю. Кицунай (2006). «Эволюция микроструктуры и микрохимии холоднодеформированных нержавеющих сталей 316 при облучении PWR». Журнал ядерной науки и технологий. 43 (2): 159–173. Дои:10.3327 / jnst.43.159.
  13. ^ Microsoft Word - fuelReport.doc. (PDF). Проверено 17 марта 2011.
  14. ^ Радиохимия и ядерная химия, Г. Чоппин, Дж.О. Лильензин и Дж. Ридберг, 3-е изд., 2002 г., Баттерворт-Хайнеманн, ISBN  0-7506-7463-6
  15. ^ а б Таблица нуклидов. Atom.kaeri.re.kr. Проверено 17 марта 2011.
  16. ^ Н. Нитани; К. Курамото; Т. Ямасита; К. Ичисе; К. Оно; Ю. Нихей (2006). «Пострадиационное исследование дисперсного горно-оксидного топлива». Журнал ядерных материалов. 352 (1–3): 365–371. Bibcode:2006JNuM..352..365N. Дои:10.1016 / j.jnucmat.2006.03.002.
  17. ^ Н. Нитани; К. Курамото; Т. Ямасита; Ю. Нихель; Ю. Кимура (2003). «Внутриплотное облучение породообразных оксидных топлив». Журнал ядерных материалов. 319: 102–107. Bibcode:2003JNuM..319..102N. Дои:10.1016 / S0022-3115 (03) 00140-5.
  18. ^ Общие процедуры оценки для определения защитных действий во время аварии реактора, технический документ 955 Международного агентства по атомной энергии, опубликованный в Австрия Август 1997 ISSN 1011-4289, стр. 60
  19. ^ а б Чернобыль 10 лет спустя - Оценка Комитета АЯЭ по радиационной защите и общественному здравоохранению, ноябрь 1995 г.. Nea.fr. Проверено 17 марта 2011.
  20. ^ Золтан Хозер, Лайош Матус, Олег Прокопьев, Балинт Альфельди и г-жа Анна Чордас-Тот Избавьтесь от рутения с помощью высокотемпературного воздуха В архиве 2011-07-09 в Wayback Machine, Научно-исследовательский институт атомной энергии КФКИ, ноябрь 2002 г.
  21. ^ [1] В архиве 13 июня 2006 г. в г. Wayback Machine
  22. ^ Кристофер Р. Станек Глава 3. Растворение продуктов деления в UO2. В архиве 2008-09-10 на Wayback Machine, Кандидатская диссертация "Нарушение атомных масштабов в оксидах, связанных с флюоритом и флюоритом", Отдел материалов, Имперский колледж науки, технологии и медицины, август 2003 г.
  23. ^ J.Y. Колле; Ж.-П. Иернаут; Д. Папайоанну; К. Ронки; А. Сасахара (2006). «Выбросы продуктов деления при сильном выгорании UO2, окисленного до U3O8». Журнал ядерных материалов. 348 (3): 229–242. Bibcode:2006JNuM..348..229C. Дои:10.1016 / j.jnucmat.2005.09.024.
  24. ^ а б С.В. Ушаков; БЫТЬ. Бураков; С.И. Шабалев; Э. Андерсон (1997). «Взаимодействие UO2 и циркалоя во время Чернобыльской аварии». Mater. Res. Soc. Symp. Proc. 465: 1313–1318. Дои:10.1557 / PROC-465-1313.
  25. ^ [2] В архиве 13 июня 2006 г. в г. Wayback Machine
  26. ^ «IRSN - PHEBUS FP: Крупная международная исследовательская программа в области ядерной безопасности». Архивировано из оригинал 21 ноября 2008 г.
  27. ^ "ITU04_Vorspann_end В архиве 2006-11-20 на Wayback Machine. (PDF). Проверено 17 марта 2011.
  28. ^ Темы В архиве 2006-11-20 на Wayback Machine. Itu.jrc.ec.europa.eu. Проверено 17 марта 2011.
  29. ^ ДОКУМЕНТ ТЕХНИЧЕСКОГО МНЕНИЯ ПО ВЗАИМОДЕЙСТВИЮ ТОПЛИВА-ОХЛАЖДЕНИЕ, КОМИТЕТ АГЕНТСТВА ПО ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ ПО БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК, ноябрь 1999 г.
  30. ^ Сон, Джин Хо; Хонг, Сон Ван; Ким, Чон Хван; Чанг, Ён Джо; Шин, Ён Сын; Мин, Бонг Тэ; Ким, Хи Донг; и другие. (2003). «Выводы из недавних экспериментов с Steam Explosion в TROI». Журнал ядерной науки и технологий. 40 (10): 783–795. Дои:10.3327 / jnst.40.783.
  31. ^ Отчет целевой группы по термогидравлическому взаимодействию кориума с бетоном и распределению горючего газа в больших сухих контейнерах, 1987 г.. (PDF). Проверено 17 марта 2011.
  32. ^ Eppinger, B .; Fellmoser, F .; Fieg, G .; Massier, H .; Стерн, Г. (март 2000 г.). «Эксперименты по эрозии бетона расплавом кориума в полости реактора ЭПР: КАПООЛ 6-8». Дои:10.5445 / IR / 270047361. Получено 8 июля, 2006.
  33. ^ B. Eppinger et al.Опыты по эрозии бетона расплавом кориума в полости реактора ЭПР: КАПООЛ 6–8., Universität Karlsruhe
  34. ^ G. Albrecht et al. KAJET экспериментирует с управляемыми давлением струями расплава и их, FZKA-Bericht 7002. Universität Karlsruhe, февраль 2005 г. (PDF). Проверено 17 марта 2011.
  35. ^ [3] В архиве 26 сентября 2006 г. Wayback Machine
  36. ^ Тетерин, Ю. А .; Нефедов, В. И .; Ronneau, C .; Никитин, А. С .; Vanbegin, J .; Cara, J .; Уткин, И. О .; Дементьев, А.П .; Тетерин, А.Ю .; Иванов, К. Э .; Vukcevic, L .; Бек-Узаров, Г. (2001). «Рентгеновское фотоэлектронное спектроскопическое исследование горячих частиц, содержащих U и Sr, полученных в лабораторных условиях, с учетом параметров электронных линий U5f» (PDF). Радиохимия. 43 (6): 596. Дои:10.1023 / А: 1014859909712. Архивировано из оригинал (PDF) на 2006-11-16.
  37. ^ База данных Energy Citations (ECD) - Документ № 226794. Osti.gov. Проверено 17 марта 2011.
  38. ^ Ф. Мизерк; Т. Гудер; Д. Х. Веген; P.D.W. Боттомли (2001). «Использование пленок UO2 для электрохимических исследований». Журнал ядерных материалов. 298 (3): 280–290. Bibcode:2001JNuM..298..280M. Дои:10.1016 / S0022-3115 (01) 00650-X.
  39. ^ факультет-обувщик. Uwo.ca. Проверено 17 марта 2011.

внешняя ссылка

LOFT тесты