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Esame post-irradiazione

Post Irradiation Examination (PIE) è lo studio di materiali nucleari usati come combustibile nucleare. Ha diversi scopi. È noto che, esaminando il combustibile usato, si possono studiare le modalità di guasto che si verificano durante l'uso normale (e il modo in cui il combustibile si comporterà durante un incidente). Inoltre, vengono acquisite informazioni che consentono agli utenti di carburanti di assicurarsi della propria qualità e contribuiscono allo sviluppo di nuovi carburanti. Dopo incidenti gravi, il nucleo (o ciò che ne rimane) è normalmente soggetto a PIE per scoprire cosa è successo. Un sito in cui viene realizzato PIE è l'ITU che è il centro dell'UE per lo studio di materiali altamente radioattivi.

I materiali in un ambiente ad alta radiazione (come un reattore) possono subire comportamenti unici come gonfiore e scorrimento non termico. Se ci sono reazioni nucleari all'interno del materiale (come ciò che accade nel carburante), anche la stechiometria cambierà lentamente nel tempo. Questi comportamenti possono portare a nuove proprietà del materiale, al cracking e al rilascio di gas di fissione:

Rilascio di gas di fissione

Man mano che il combustibile viene degradato o riscaldato, i prodotti di fissione più volatili intrappolati nel biossido di uranio possono liberarsi.

Cracking del carburante

Man mano che il combustibile si espande al riscaldamento, il nucleo del pellet si espande più del bordo, il che può causare incrinature. A causa dello stress termico così formato le crepe del carburante, le crepe tendono ad andare dal centro verso il bordo in un motivo a forma di stella.

Al fine di comprendere e controllare meglio questi cambiamenti nei materiali, questi comportamenti vengono studiati. . A causa della natura intensamente radioattiva del combustibile usato, questo viene fatto in una cella calda. Una combinazione di metodi non distruttivi e distruttivi di Torta è comune.

Oltre agli effetti delle radiazioni e dei prodotti di fissione sui materiali, gli scienziati devono anche considerare la temperatura dei materiali in un reattore, e in particolare il combustibile. Temperature del carburante troppo elevate possono compromettere il carburante, quindi è importante controllare la temperatura per controllare la reazione della catena di fissione.

La temperatura del carburante varia in funzione della distanza dal centro al cerchione. A distanza x dal centro la temperatura (Tx) è descritta dall'equazione in cui ρ è la densità di potenza (W m − 3) e Kf è la conducibilità termica.

Tx = TRim + ρ (rpellet2 - x2) (4 Kf) −1

Per spiegare questo per una serie di pellet di carburante utilizzati con una temperatura del cerchio di 200 oC (tipica per un BWR) con diametri e densità di potenza di 250 Wm-3 diversi sono stati modellati utilizzando l'equazione di cui sopra. Si noti che questi pellet di carburante sono piuttosto grandi; è normale utilizzare pellet di ossido di circa 10 mm di diametro.


Profilo di temperatura per un pellet di 20 mm di diametro con una densità di potenza di 250 W per metro cubo. Si noti che la temperatura centrale è molto diversa per i diversi solidi del carburante.
Profilo di temperatura per un pellet di diametro 26 mm con una densità di potenza di 250 W per metro cubo.
Profilo di temperatura per un pellet da 32 mm di diametro con una densità di potenza di 250 W per metro cubo.
Profilo di temperatura per un pellet di 20 mm di diametro con una densità di potenza di 500 W per metro cubo. Poiché il punto di fusione del biossido di uranio è di circa 3300 K, è chiaro che il combustibile all'ossido di uranio si sta surriscaldando al centro.
Profilo di temperatura per un pellet di 20 mm di diametro con una densità di potenza di 1000 W per metro cubo. I carburanti diversi dal biossido di uranio non sono compromessi.

Ulteriori letture

Radiochimica e chimica nucleare, G. Choppin, JO Liljenzin e J. Rydberg, 3a edizione, 2002, Butterworth-Heinemann, ISBN 0-7506-7463-6

link esterno

  • AIEA (International Atomic Energy Agency) - Database degli esami post irradiazione