원자로 사고시 핵연료의 거동

Behavior of nuclear fuel during a reactor accident

이 페이지는 이산화 우라늄 핵연료가 정상적인 원자로 운전 중과열과 같은 원자로 사고 조건 하에서 어떻게 작용하는지를 설명한다. 이 분야의 작업은 종종 수행하는데 매우 비용이 많이 들고, 따라서 대개 경제협력개발기구(CSNI)의 원자력 설치 안전 위원회(CSNI)의 보호 아래 국가 그룹 간의 협력적 기반에서 수행되는 경우가 많다.

이것은 PHEB의 일부로 증기에 의해 분해된 18개의 조사 연료봉(23GWd/tU 평균 연소율)의 묶음(FPT1)의 잘못된 색상 단층촬영이다.미국의 일련의 실험. 검정색과 파란색은 밀도가 낮은 지역을 위한 것이고 빨간색은 밀도가 높은 지역을 위한 것이다. 연료가 기계적으로 고장나 보따리 밑바닥 근처에 웅덩이를 형성했음을 알 수 있다. 보따리 밑바닥이 녹지 않았다.

붓기

클래딩

연료와 피복재는 모두 부풀 수 있다. 클래딩은 연료 핀을 형성하기 위해 연료를 덮고 변형될 수 있다. 연료와 피복재 사이의 열 접촉을 개선하기 위해 연료와 피복재 사이의 간격을 헬륨 가스로 채우는 것이 일반적이다. 사용 중 핵분열 과정에 의한 고귀한 가스(크립톤과 제논)의 형성으로 인해 연료 핀 내부의 가스량이 증가할 수 있다. 냉각재상실사고(LOCA)의 경우(예: 3마일 섬) 또는 반응도 개시 사고(RIA)(예: 체르노빌 또는 SL-1)가 발생하면 이 가스의 온도가 상승할 수 있다. 연료 핀이 밀봉되면 가스의 압력이 증가하며(PV = nRT) 피복재를 변형 및 파열시킬 수 있다. 부식 및 조사 모두 피복재로 흔히 사용되는 지르코늄 합금의 성질을 변화시켜 부서지기 쉽다는 것이 주목되었다. 결과적으로, 비방사성 지르코늄 합금 튜브를 사용한 실험은 오해의 소지가 있다.

한 논문에[1] 따르면 사용하지 않은 연료와 사용한 연료의 피복재 파괴 모드 간에는 다음과 같은 차이가 나타났다.

비방사성 연료봉은 가압된 후 일본 원자력안전연구용 원자로(NSRR)의 특수 원자로에 배치되어 모의 RIA 과도현상을 받았다. 이들 로드는 피복재 온도가 높았던 과도기에 뒤늦게 풍선을 피운 뒤 고장 났다. 이러한 시험에서 피복재의 실패는 연성이었고, 그것은 터진 구멍이었다.

사용된 연료(61GW/우라늄 톤)는 과도기 초기에 종방향 균열인 깨지기 쉬운 골절로 고장 났다.

수분이 많은 지르코늄관은 약하고 파열압력은 낮은 것으로 조사됐다.[2]

수냉식 원자로에서 연료의 일반적인 고장 과정은 증기 내 지르코늄 피복재의 비등과 그에 따른 발화 과정이다. 강한 뜨거운 수소 반응 제품이 연료 알갱이와 사이드바 그림에 잘 나타나 있는 번들 벽면에 미치는 영향.

연료

핵연료는 사용 중 팽창할 수 있는데, 이는 연료 내 핵분열 가스 형성 및 고체의 격자에 발생하는 손상 등의 영향 때문이다. 핵분열 가스는 연소량이 증가함에 따라 연료 펠릿 중앙에 형성되는 공극에 축적된다. 공허함이 형성되면서 한때 실렸던 펠릿은 산산조각이 난다. 연료 펠릿이 부풀어 오르면 피복관 내부로 열적으로 팽창할 때 펠릿-피복재 상호작용이 발생할 수 있다. 연료 펠릿이 부풀어 오르면 피복재에 기계적 응력이 가해진다. 연료의 부기를 주제로 한 문서는 NASA 웹사이트에서 다운로드 받을 수 있다.[3]

핵분열 가스 방출

연료가 저하되거나 가열될수록 이산화 우라늄 안에 갇힌 휘발성 핵분열 생성물은 자유로워질 수 있다. 예를 들어, 다음을 참조하십시오.[4]

공기가 존재할 때 우라늄에서 Kr, Ru, Cs가 방출되는 것에 대한 보고서가 작성되었다. 이산화 우라늄이 대기 중 약 300~500℃에서 UO로38 변환된 것으로 밝혀졌다. 그들은 이 과정이 시작되려면 샘플이 질량을 얻는 유도 시간 이후 시간이 필요하다고 보고한다. 저자들은 이 유도 시간 동안 이산화 우라늄 표면에 UO37 층이 존재했다고 보고한다. 크립톤-85의 3~8%가 방출됐고, 이산화 우라늄 산화 과정에서 루테늄(0.5%), 세슘(2.6×10−3%)이 훨씬 덜 발생했다는 것이다.[5]

피복재와 물 사이의 열전달

수냉식 발전 원자로(또는 수냉식 사용후 핵연료 저장조, SFP)에서 반응도 개시 사고의 결과로 출력 서지가 발생할 경우 피복재 표면에서 물로 열 전달에 대한 이해는 매우 유용하다. 프랑스 연구에서는 물에 담근 금속 파이프(일반적인 PWR 및 SFP 조건 모두)를 전기적으로 가열하여 핵 프로세스에 의한 연료 핀 내의 열 발생을 시뮬레이션했다. 관의 온도는 열전대에 의해 모니터링되었고 PWR 조건에서 수행된 시험의 경우 시험 금속 파이프(외경 9.5 mm, 길이 600 mm)를 고정하는 대형 관(14.2 mm 직경)으로 들어가는 물은 280 °C와 15 MPa이었다. 물은 약 4ms의−1 속도로 내부 파이프를 지나 흐르고 있었고 피복재는 RIA를 시뮬레이션하기 위해 2200~4900°C의−1 난방을 받았다. 피복재 온도가 높아짐에 따라 처음에는 핵 현장에서 물이 끓으면서 피복재 표면으로부터의 열전달률이 증가한 것으로 나타났다. 열량이 임계 열량보다 클 때 끓는 위기가 발생한다. 이는 핵 비등 시 연료 피복재 표면의 온도가 증가하여 금속 표면이 너무 뜨거워(표면이 건조되어) 핵 비등 시 발생하는 현상이다. 표면이 건조하여 열 전달 속도가 감소하면 금속 표면의 온도가 더 상승하면 비등 현상이 다시 시작되지만 지금은 필름 비등 현상이 된다.[6]

원자로 내 부식 및 기타 물질의 변화

하이드라이딩 및 수변 부식

핵연료 다발이 연소 시간(원자로에서의 시간)이 증가함에 따라 피복재 내부의 연료 펠릿뿐만 아니라 피복재 자체도 방사능에 의해 변화하기 시작한다. 지르코늄은 그 주위를 흐르는 물과 화학적으로 냉각제로 반응하여 피복재 표면에 산화방지제를 형성한다. 일반적으로 피복벽의 1/5은 PWR의 산화물에 의해 소비된다. BWR에는 부식층 두께가 더 작다. 발생하는 화학적 반응은 다음과 같다.

Zr + 2 H2O → ZrO2 + 2 H2 (g)

하이드라이딩은 제품 가스(수소)가 지르코늄 내에서 하이드라이드로 침전될 때 발생한다. 이것은 피복재가 연성 대신 엠브릿지로 변하게 한다. 하이드라이드 밴드는 피복재 내에서 링을 형성한다. 피복재가 핵분열 생성물의 증가에 따른 후프 응력을 경험함에 따라 후프 응력이 증가한다. 피복재의 물질적 제한은 원자로에 축적될 수 있는 연소 핵연료의 양을 제한하는 한 측면이다.

CRUD(Chalk River Unified Reserve)는 Chuck River 연구소에 의해 발견되었다. 그것은 화력이 축적되면서 외피에서 발생한다.

핵연료 조립체가 현장 보관을 위해 준비되면 건조되어 수십 개의 다른 조립품이 있는 사용후핵연료 운송통으로 이동된다. 그리고 나서 그것은 콘크리트 패드에 몇 년 동안 앉아 중간 저장 시설이나 재처리를 기다리고 있다. 방사능 피해를 입은 피복재의 운송은 매우 취약하기 때문에 까다롭다. 원자로에서 제거되고 사용후 핵연료 저장조에서 냉각된 후, 조립체의 피복재 내의 하이드라이드는 후프 응력 방향으로 원형이 아니라 방사상으로 연료로부터 가리키도록 방향을 바꾸었다. 이렇게 되면 연료가 최종 안식처로 옮겨질 때 통이 떨어질 경우 피복재가 약해져 통 안에 있던 사용후 핵연료 알갱이가 깨져 배출될 수 있다.

피복재 내부 부식

지르코늄 합금은 요오드에 노출되었을 때 응력 부식 균열을 겪을 수 있다;[7] 요오드는 연료의 특성에 따라 펠릿에서 빠져나올 수 있는 핵분열 생성물로 형성된다.[8] 옥소드가 가압된 지르칼로이-4 튜브의 균열률을 증가시키는 것으로 나타났다.[9]

흑연감속로

마그녹스, AGR 발전로와 같은 이산화탄소 냉각 흑연 감속 원자로의 경우 중요한 부식 반응은 일산화탄소의 두 분자를 형성하기 위해 흑연(탄소)과 이산화탄소 분자의 반응이다. 이것은 이러한 유형의 원자로의 작동 수명을 제한하는 공정 중 하나이다.

수냉식원자로

부식

수냉식 원자로에서 물에서 방사선의 작용(방사선분해)은 과산화수소와 산소를 형성한다. 이는 연료 피복재 및 기타 파이프 구조를 포함하는 금속 부품의 응력 부식 균열을 유발할 수 있다. 이 히드라진과 수소를 BWR 또는 PWR 1차 냉각 회로에 부식 억제제로 주입하여 시스템의 리독스 특성을 조정한다. 이 주제에 대한 최근의 전개에 대한 검토가 발표되었다.[10]

취소에 따른 열응력

냉각재상실사고(LOCA)에서는 피복재의 표면이 800~1400K의 온도에 도달할 수 있으며, 피복재는 원자로에 다시 물이 유입되어 연료를 냉각하기 전에 한동안 증기에 노출될 것으로 생각된다. 이 시기에 뜨거운 피복재가 증기에 노출되면 지르코늄의 산화 작용이 일어나 지르코니아보다 지르코늄이 더 풍부한 지르코늄 산화물이 형성될 것이다. 이 Zr(O) 위상은 α 위상이며, 추가 산화는 지르코니아를 형성한다. 피복재가 증기에 오래 노출될수록 연성도 낮아진다. 연성의 한 가지 척도는 지름(이 경우 일정한 변위 속도로 2 mm 분−1)을 따라 첫 번째 균열이 발생할 때까지 링을 압축한 다음 링이 고장나기 시작한다. 최대 하중이 가해지는 시점과 기계적 하중이 첫 번째 균열을 유도하는 데 필요한 하중의 80%로 감소하는 시점 사이에 발생하는 연장은 mm 단위의0.8 L 값이다. 표본이 연성이 많을수록 이 L 값은0.8 커진다.

한 실험에서 지르코늄은 증기로 1473 K까지 가열되고, 샘플은 증기로 서서히 냉각되어 1173 K까지 물에 담그게 된다. 1473 K에서의 가열 시간이 증가함에 따라 지르코늄은 더욱 취약해지고 L 값은0.8 감소한다.[11]

강철의 노화

조사법은 강철의 성질이 더 나빠지게 한다. 예를 들어 SS316은 연성이 덜하고 덜 단단해진다. 또한 크리프와 응력 부식 균열은 더 심해진다. 이 효과에 관한 논문들이 계속 발표되고 있다.[12]

연료의 균열 및 과열

이는 연료가 가열로 팽창하면서 펠릿의 핵이 림보다 더 크게 팽창하기 때문이다. 열 응력 때문에 연료 균열이 형성되었기 때문에, 균열은 별 모양의 패턴으로 중심에서 가장자리까지 가는 경향이 있다. 스톡홀름 왕립공과대학(스웨덴)의 한 학생이 이 주제에 대한 박사논문을 발표했다[13].

연료의 균열은 사고 조건 하에서뿐만 아니라 사용후연료가 최종처분 형태로 사용될 때 연료로부터의 방사능 방출에 영향을 미친다. 그 균열은 핵분열 생성물이 연료를 떠날 수 있는 속도를 증가시키는 연료의 표면적을 증가시킨다.

연료의 온도는 중심에서 림까지의 거리의 함수에 따라 달라진다. 중심으로부터의 거리 x에서 온도(Tx)는 ρ은 출력 밀도(W m−3)이고 K는f 열전도율인 방정식으로 설명된다.

Tx = TRim + ρ (r²pellet – x²) (4Kf)−1

직경이 다른 200 °C(BWR의 경우 전형적으로)의 림 온도와 250 Wm의−3 출력 밀도로 사용되는 일련의 연료 공에 대해 이 점을 설명하기 위해 위의 방정식을 사용하여 모델링했다. 이 연료 알갱이는 상당히 크다. 직경이 10mm 정도 되는 산화 알갱이를 사용하는 것이 보통이다.

  • 입방 미터당 250 W의 출력 밀도를 갖는 20 mm 직경의 연료 펠릿에 대한 온도 프로필. 중앙 온도는 연료 고형물에 따라 매우 다르다.

  • 출력 밀도가 세제곱 미터당 250 W인 26mm 직경의 연료 펠릿에 대한 온도 프로필.

  • 출력 밀도가 입방 미터당 250 W인 32mm 직경의 연료 펠릿에 대한 온도 프로필.

중심선 온도에 대한 다른 전력 밀도의 영향을 보여주기 위해 서로 다른 전력 수준에서 20 mm 공에 대한 두 개의 그래프를 아래에 나타낸다. 모든 펠릿(그리고 대부분의 이산화 우라늄)에 대해 주어진 크기의 펠릿에 대해 전력 밀도에 제한을 두어야 한다는 것은 분명하다. 이러한 계산에 사용되는 산술은 전기 퓨즈가 어떻게 기능하는지 설명하기 위해 사용될 가능성이 높고 또한 열이 실린더 모양의 물체 전체에 걸쳐 방출되는 시스템의 중심선 온도를 예측하는 데 사용될 수 있다.[14]

  • 출력 밀도가 입방 미터당 500 W인 20 mm 직경의 연료 펠릿에 대한 온도 프로필. 이산화 우라늄의 용해점은 약 3300K이므로 우라늄 산화 연료가 중심에서 과열되고 있는 것은 분명하다.

  • 입방 미터당 1000 W의 출력 밀도를 갖는 20 mm 직경의 연료 펠릿에 대한 온도 프로필. 이산화 우라늄 이외의 연료는 손상되지 않는다.

펠릿에서 발생하는 휘발성 핵분열 생성물 손실

펠릿의 가열은 펠릿 중심부에서 핵분열 생성물의 일부를 잃게 할 수 있다. 제논이 펠릿을 빠르게 벗어날 수 있는 경우 피복재와 연료 사이의 간격에 존재하는 C와 C의 양이 증가한다. 그 결과, 펠릿을 고정하는 지르칼로이 관이 파손되면 연료로부터 방사성 세슘이 더 많이 방출될 것이다. C와 C는 서로 다른 방식으로 형성되며, 따라서 두 개의 세슘 동위원소는 연료 핀의 다른 부분에서 발견될 수 있다는 것을 이해하는 것이 중요하다.

휘발성 요오드와 제논 동위원소는 펠릿에서 연료와 피복재 사이의 틈새로 확산될 수 있는 분량을 가지고 있다는 것은 분명하다. 여기서 제논은 오래 산 세슘 동위원소까지 썩는다.

Cs 창세기

전구체에서 Cs 형성
요소 동위원소 붕괴 모드 반평생 직접 핵분열 산출량
Sn 137 β 매우 짧다 (<1s 0.00%
SB 137 β 매우 짧다 (<1s 0.03%
Te 137 β 2.5초 0.19%
I 137 β 24.5초 1.40%
세 137 β 3.8분 1.44%
Cs 137 β 30년 0.08%

이러한 핵분열 수율은 핵종 차트 데이터를 사용하여 열 중성자(0.0253 eV)를 가정하는 U에 대해 계산되었다.[15]

Cs 창세기

Cs의 경우 이 동위원소의 전구체는 안정적인 Cs로 훨씬 더 오래 생존한 제논과 요오드 동위원소의 붕괴에 의해 형성된다. Xe는 안정적인 동위원소인 만큼 중성자 활성화 없이 No Cs가 형성된다. 이러한 다른 형성 모드의 결과로 Cs의 물리적 위치는 Cs의 물리적 위치와 다를 수 있다.

Cs의 형성과 그 부패 제품(딸)
요소 동위원소 붕괴 모드 반평생 직접 핵분열 산출량
인 133 β 0.18초 0.00%
Sn 133 β 1.45초 0.07%
SB 133 β 2.5분 1.11%
Te 133m β (82.5%) 55.4분 0.49%
Te 133 β 12.5분 0.15%
I 133 β 20.8시간 1.22%
세 133 β 5.2일 0.00%
Cs 133 – 안정적(핵심 내 중성자 활성화 감소) 0.00%
Cs 134 β 2.1년 6.4 x 10−6%

이러한 핵분열 수율은 핵종 차트 데이터를 사용하여 열 중성자(0.0253 eV)를 가정하는 U에 대해 계산되었다.[15]

최근 PIE 연구의 예

최근 연구에서 다양한 매트릭스 범위에 산재된 20% 농축 우라늄을 검사하여 서로 다른 동위원소와 화학 원소의 물리적 위치를 결정했다.

연료는 핵분열 제논을 유지하는 능력에 따라 다양했다. 세 가지 연료 중 첫 번째 연료는 Xe의 97%를 유지했고, 두 번째 연료는 94%를 유지한 반면 마지막 연료는 이 제논 동위원소의 76%만 유지했다. Xe는 C를 형성하기 위해 중성자가 활성화되기 전에 펠릿 밖으로 천천히 확산될 수 있는 장수 방사성 동위원소다. 수명이 짧을수록 Xe는 펠릿에서 빠져나올 수 없었다. Xe의 99%, 98%, 95%는 펠릿 안에 있었다. 또한 펠릿 중심부의 Cs 농도는 펠릿의 테두리에 있는 농도보다 훨씬 낮은 반면 휘발성이 적은 루는 펠릿 전체에 더 고르게 퍼져 있는 것으로 밝혀졌다.[16]

다음 연료는 알루미나에 산재해 있는 이트리아 안정화 지르코니아에 있는 천왕성의 고체 용액 입자로, 입방 미터당 105 GW-days까지 연소되었다.[17] 스캐닝 전자현미경(SEM)은 알루미나(alumina)와 연료 입자 사이의 인터페이스다. 핵분열 생성물이 연료 내에 잘 국한되어 있음을 알 수 있는데, 핵분열 생성물 중 알루미나 행렬에 들어간 것은 거의 없다. 네오디뮴은 연료 전체에 균일하게 퍼져있는 반면 세슘은 연료 전체에 거의 균일하게 퍼져있다. 세슘 농도는 제논 거품이 존재하는 두 지점에서 약간 높다. 제논의 상당수는 거품 속에 존재하는 반면, 루테늄의 거의 대부분은 나노입자의 형태로 존재한다. 루테늄 나노입자가 항상 제논 거품과 함께 있는 것은 아니다.

스리마일 아일랜드형 사고에서 냉각수로의 핵분열 생성물 방출

스리마일 섬에서는 최근 SCRAM으로 처리된 노심이 냉각수로 인해 냉각수가 부족하여 노심이 건조되고 연료가 손상되었다. 물을 이용하여 코어를 재조립하려는 시도가 있었다. 국제원자력기구(IAEA)의 3,000MW(t) PWR에 따르면 정상 냉각수 방사능 수준은 아래 표와 물로 복구하기 전에 건조(과열)할 수 있는 원자로의 냉각수 활동은 다음과 같다. 갭 릴리즈에서는 연료/장착 갭에서의 활동이 해제된 반면 코어 용융 릴리즈에서는 코어를 녹인 후 물에 의해 회수되었다.[18]

다른 조건에서 일반적인 PWR 냉각수의−1 방사능 수준(MBq L)
동위원소 정상 >20% 갭 해제 >10% 코어 용해
131I 2 200000 700000
134Cs 0.3 10000 60000
137Cs 0.3 6000 30000
140BA 0.5 – 100000

체르노빌 방출

사용후연료로부터의 방사능 방출은 원소의 변동성에 의해 크게 제어된다. 체르노빌에서는 제논과 요오드가 많이 방출되었고 지르코늄은 훨씬 적게 방출되었다. 휘발성이 강한 핵분열 생성물만 쉽게 방출된다는 사실은 핵에 심각한 손상을 주는 사고 발생 시 방사능의 방출을 크게 지연시킬 것이다. 두 가지 데이터 소스를 사용하면, 기체, 휘발성 화합물 또는 (CsI와 같은) 반휘발성 화합물 형태의 원소가 체르노빌에서 방출된 반면, 연료와 함께 고체 용액을 형성하는 덜 휘발성 원소는 원자로 연료 내부에 남아 있었다는 것을 알 수 있다.

체르노빌(10년 이상)에 관한 OECD NEA 보고서에 따르면, 다음과 같은 핵심 재고 비율이 발표되었다.[19] 방출의 물리적, 화학적 형태에는 가스, 에어로졸 및 미세하게 조각난 고체 연료가 포함되어 있었다. 일부 연구에 따르면 루테늄은 핵연료가 공기로 가열될 때 매우 유동적이다.[20] 이러한 이동성은 재처리 시 더욱 뚜렷하게 나타나며, 사용후연료의 전리방사선 환경과 산소의 유무와 마찬가지로 2017년 가을 유럽에서 공기중 방사능 증가가 가장 최근인 루테늄의 관련 방출로 인해 방사성분해반응은 휘발성 화합물 루테늄(VIII) 산소를 발생시킬 수 있다. 약 40 °C(104 °F)의 비등점으로, PUREX에 사용되는 거의 모든 연료/탄소와 반응하는 강한 산화제다.

각각의 핵종 캡슐화를 통해 공기 중에 가열된 TRISO 연료에 대한 연구가 발표되었다.[21]

화학 데이터 표

이산화 우라늄에서 핵분열 생성물의 화학적 형태,[22] 체르노빌에서 방출되는 비율 및 콜레 외 온도에 따른 온도는 원소의 10%를 비산화 또는 산화 연료에서 방출해야 했다.
요소 가스 금속 산화물 고체 용액 방사성 동위원소 체르노빌에서[19] 석방 UO에서2 10%를 해제하려면 T가 필요함 UO에서38 10%를 해제하려면 T가 필요함
BR 네 – – – – – – –
크르. 네 – – – 85크르 100% – –
Rb 네 – 네 – – – – –
SR – – 네 네 89Sr 및 Sr 4–6% 1950년 K –
Y – – – 네 – 3.5% – –
Zr – – 네 네 93Zr과 Zr 3.5% 2600 K –
Nb – – 네 – – – – –
모 – 네 네 – 99모 >3.5% – 1200K
TC – 네 – – 99TC – – 1300 K
루 – 네 – – 103루와 루 >3.5% – –
RH – 네 – – – – – –
피디 – 네 – – – – – –
AG – 네 – – – – – –
cd – 네 – – – – – –
인 – 네 – – – – – –
Sn – 네 – – – – – –
SB – 네 – – – – – –
Te 네 네 네 네 132Te 25–60% 1400 K 1200K
I 네 – – – 131I 50–60% 1300 K 1100 K
세 네 – – – 133세 100% 1450 K –
Cs 네 – 네 – 134Cs와 Cs 20–40% 1300 K 1200~1300K
BA – – 네 네 140BA 4–6% 1850 K 1300 K
라 – – – 네 – 3.5% 2300 K –
CE – – – 네 141세와 세 3.5% 2300 K –
PR – – – 네 – 3.5% 2300 K –
ND – – – 네 – 3.5% 2300 K –
PM – – – 네 – 3.5% 2300 K –
sm – – – 네 – 3.5% 2300 K –
Eu – – – 네 – 3.5% 2300 K –

Knudsen 세포에서 가열된 이산화 우라늄(사용후 BWR 연료로부터, 연소량은 65 GWd t−1)의 핵분열 생성물과 우라늄 방출이 반복되어 왔다.[23] 연료는 K 650 K에서 산소에 전산화(preoxidation)가 있는 경우와 없는 경우 모두 Knudsen 세포에서 가열되었다. 고귀한 기체에도 높은 온도가 산화 우라늄으로부터 방출해야 한다는 사실이 발견되었다. 비산화 연료 2300 K는 우라늄의 10%를 방출하는 데 필요한 반면 산화 연료는 우라늄의 10%를 방출하는 데만 1700 K가 필요하다.

위의 표에 사용된 체르노빌에 대한 보고서에 따르면, 코어에서 다음 동위원소의 3.5%가 Np, Pu, Pu, Pu, Pu, Cm으로 방출되었다.

전체 연료 소자의 열화

물과 지르코늄은 1200 °C에서 격렬하게 반응할 수 있으며, 같은 온도에서 지르칼로이 피복재는 이산화 우라늄과 반응하여 산화 지르코늄을 형성하고 우라늄/지르코늄 합금이 녹을 수 있다.[24]

PHEBUS

프랑스에는 엄격히 통제된 조건에서 연료 용해 사고가 발생할 수 있는 시설이 존재한다.[25][26] PHEBUS 연구 프로그램에서 연료는 정상 작동 온도를 초과하는 온도까지 가열할 수 있도록 허용되었다. 문제의 연료는 토로이드 원자로에 있는 특수 채널에 있다. 원자로는 시험연료를 조사하기 위한 운전자 코어로 사용된다. 원자로가 자체 냉각 시스템에 의해 정상적으로 냉각되는 동안, 시험 연료는 자체 냉각 시스템을 가지고 있으며, 이는 손상된 연료로부터의 방사능 방출을 연구하기 위한 필터와 장비를 갖추고 있다. 이미 다른 조건에서 연료로부터 방사성 동위원소의 방출이 연구되었다. 실험에 연료를 사용한 후에는 상세한 검사(PIE)를 받아야 한다. ITU의 2004년 연례 보고서에서 PHEBUS(FPT2) 연료에 대한 PIE의 일부 결과는 섹션 3.6에 보고된다.[27][28]

로프트

LOFT(Loss of Fluid Tests, Loss of Fluid Tests)는 USNRC가 자금을 지원하여 냉각재상실사고 시 조건에 대한 실제 핵연료의 반응을 조사하기 위한 초기 시도였다. 이 설비는 아이다호 국립 연구소에 지어졌으며, 본질적으로 상업용 PWR의 스케일 모델이었다. ('전원/볼륨 스케일링'은 50MWth 코어와 3000MWth 상업용 공장 사이에 사용되었다.)

1960년대 후반과 1970년대 초 미국의 '규칙 제정' 청문회의 주요 관심사였기 때문에, 원래 의도(1963–1975)는 LOCA 한두 개만을 연구하는 것이었다. 이 규칙은 다소 양식화된 대형 브레이크 사고와 10CFR50(Code of Federal Regulations)의 '부록 K'에 명시된 일련의 기준(예: 연료 차폐 산화 범위)에 초점을 맞추었다. 스리마일 섬에서의 사고 이후, 훨씬 더 작은 LOCA의 상세한 모델링은 동등한 관심사가 되었다.

38 LOFT 시험이 결국 수행되었고 그 범위는 넓은 범위의 균열 크기를 연구하기 위해 넓어졌다. 이러한 테스트는 일련의 컴퓨터 코드(RELAP-4, RELAP-5, TRAC 등)를 검증한 후 LOCA의 열유압 계산을 위해 개발되었다.

참고 항목

용해된 연료와 물과 콘크리트의 접촉

물

1970년부터 1990년까지 용해된 '코륨'이 물과 접촉했을 때 증기 폭발이나 FCI의 가능성에 대한 광범위한 작업이 이루어졌다. 많은 실험에서 열 에너지로의 변환이 상당히 낮다는 것을 시사한 반면, 이용할 수 있는 이론적 모델은 훨씬 더 높은 효율성이 가능하다는 것을 시사하는 것으로 나타났다. NEA/OECD 보고서는 2000년에 코륨과 물이 접촉하여 발생한 증기 폭발은 4단계로 되어 있다는 내용을 담고 있다.[29]

  • 프리믹싱
    • 코륨의 분출이 물속으로 들어가면서, 그것은 물방울로 갈라진다. 이 단계에서 코륨과 물의 열적 접촉은 좋지 않다. 왜냐하면 증기막은 코륨의 방울을 둘러싸고 있고 이것은 두 개의 코륨을 서로 절연하기 때문이다. 이 메타 안정 상태는 폭발 없이 수축하거나 다음 단계에서 트리거할 수 있다.
  • 트리거링
    • 외부 또는 내부에서 발생한 트리거(압력파 등)는 코륨과 물 사이에 증기막의 붕괴를 일으킨다.
  • 전파
    • 물의 가열 증가로 인한 국소적인 압력 증가는 열 전달을 증가시킬 수 있으며(보통 더 추운 것 안에서 뜨거운 액의 빠른 분쇄로 인해), 더 큰 압력 파동으로 인해 이 과정을 자급자족할 수 있다. (그러면 이 단계의 역학은 고전적인 ZND 폭발 파동에 있는 역학과 유사할 것이다.)
  • 팽창
    • 이 과정에서 갑자기 온 물이 끓어오르게 된다. 이로 인해 압력 상승(일반인 기준으로는 폭발)이 일어나 발전소가 손상될 수 있다.

최근 작업

2003년 일본에서의 작업은 물에 첨가되기 전에 이산화 우라늄과 이산화 지르코늄을 도가니에 녹였다. 그 결과는 핵 과학 기술 저널에 보고되었다.[30]

콘크리트

이 주제에 대한 검토는 오늘날까지 계속될 수 있다. FZK의 독일에서는 콘크리트에 대한 써마이트의 영향에 대한 일부 연구가 진행되었는데, 이는 원자로 용융된 노심이 압력 용기의 바닥을 뚫고 격납 건물로 들어가는 영향에 대한 시뮬레이션이다.[32][33][34]

용암은 코륨에서 흐른다.

코륨(몰리움 코어)은 냉각되어 시간이 흐르면 고체로 변할 것이다. 고체는 시간이 흐르면서 풍화한다고 생각된다. 고체는 질량을 포함한 연료로 묘사될 수 있는데, 그것은 모래, 지르코늄, 그리고 이산화 우라늄이 녹을 때까지 매우 높은 온도에서[35] 가열된 혼합물이다. 이 FCM의 화학적 성질은 일부 연구의 대상이 되어 왔다.[36] 발전소 내 이 형태로 남아 있는 연료의 양을 고려했다.[37] 실리콘 중합체가 오염을 고치는 데 사용되어 왔다.

체르노빌 용해는 Zr/U 단계, 용융된 강철 및 높은 우라늄 지르코늄 규산염을 포함하는 규산염 용해였다. 용암 흐름은 두 가지 이상의 물질로 구성되어 있는데, 즉 갈색 용암과 다공성 세라믹 물질이 발견되었다. 고체의 각 부분에 대한 우라늄 대 지르코늄의 차이가 매우 크며, 갈색 용암에서는 19:3 대 38:10의 우라늄 농후한 단계가 발견된다. 갈색 용암의 우라늄 부진은 U:Zr의 비율이 약 1:10이다.[24] Zr/U 단계를 검사하여 혼합물의 열 이력을 알 수 있다. 폭발 전에는 코어의 일부 온도가 2000 °C보다 높았던 반면, 일부 지역에서는 2400–2600 °C 이상이었다는 것을 알 수 있다.

FCM에 있는 여러 동위원소의 방사능 수치는 1986년 4월까지 러시아 근로자들이 계산한 것이다. 현재 방사능 수치는 상당히 부패했다.

사용후연료 부식

이산화우라늄필름

이산화 우라늄 필름은 아르곤과 산소 혼합물을 낮은 압력으로 사용한 반응성 스푸터링에 의해 침전될 수 있다. 이것은 금 표면에 산화우라늄 층을 만드는 데 사용되었고, 이는 AC 임피던스 분광법으로 연구되었다.[38]

노블 메탈 나노입자와 수소

부식 전기 화학자 슈즈미스의[39] 연구에 따르면, Mo-Tc-Ru-Pd의 나노입자는 이산화 우라늄 연료의 부식에 강한 영향을 미친다. 예를 들어 그의 연구는 (철제2 폐기물 캔의 혐기성 부식으로 인해) 수소(H) 농도가 높을 때 나노입자의 수소의 산화가 이산화 우라늄에 보호 효과를 발휘한다는 것을 시사한다. 이 효과는 금속 양극이 반응하고 분해하는 대신 소비되는 수소 가스인 희생 양극에 의한 보호의 예로 생각할 수 있다.

참조

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외부 링크

LOFT 테스트