照射後検査

照射後検査（PIE）は、核燃料などの使用済み核物質の研究です。その目的はいくつかあります。使用済み燃料を検査することで、通常使用時に発生する破損モード（および事故発生時の燃料の挙動）を研究できることが知られています。さらに、燃料使用者がその品質を保証できる情報が得られ、新しい燃料の開発にも役立ちます。重大事故の後、炉心（または炉心の残骸）は通常、何が起こったのかを調べるためにPIEの対象となります。PIEが実施される場所の一つは、EUの高放射性物質研究センターであるITUです。

高放射線環境（原子炉など）にある材料は、膨潤^{[ 1 ]}や非熱クリープといった特異な挙動を示すことがあります。材料内部で核反応（燃料で起こるような反応）が起こると、化学量論も時間とともにゆっくりと変化します。これらの挙動は、新たな材料特性、割れ、核分裂ガスの放出につながる可能性があります。

核分裂ガスの放出

燃料が劣化したり加熱されたりするにつれて、二酸化ウラン内に閉じ込められていたより揮発性の高い核分裂生成物が自由になる可能性がある。^{[ 2 ]}

燃料分解

燃料は加熱により膨張しますが、ペレットの中心部は縁よりも大きく膨張するため、ひび割れが生じる可能性があります。このようにして生じた熱応力によって燃料にひび割れが生じ、ひび割れは中心から縁に向かって星型に広がる傾向があります。

材料におけるこれらの変化をより深く理解し、制御するために、これらの挙動が研究されています。[1] [2] [3] [4]。使用済み燃料は非常に放射能が高いため、これはホットセル内で行われます。非破壊検査と破壊検査を組み合わせたPIE法が一般的です。

放射線と核分裂生成物が物質に及ぼす影響に加えて、科学者は原子炉内の物質、特に燃料の温度も考慮する必要があります。燃料温度が高すぎると燃料が損傷する可能性があるため、核分裂連鎖反応を制御するためには温度を制御することが重要です。

燃料の温度は、中心から縁までの距離の関数として変化します。中心からの距離xにおける温度（T _x）は、ρが出力密度（W m ⁻³）、K _fが熱伝導率である式で表されます。

T _x = T_リム+ ρ (r_ペレット² - x ² ) (4 K _f ) ⁻¹

^これを説明するため、リム温度200℃（BWRの標準温度）で、直径の異なる250Wm⁻³の燃料ペレットを、上記の式を用いてモデル化しました。これらの燃料ペレットはかなり大きいことに注意してください。通常は直径約10mmの酸化物ペレットを使用します。

直径20mm、出力密度250W/立方メートルの燃料ペレットの温度プロファイル。燃料固体の種類によって中心温度が大きく異なることに注意してください。

立方メートルあたり250Wの電力密度を持つ直径26mmの燃料ペレットの温度プロファイル

立方メートルあたり250Wの電力密度を持つ直径32mmの燃料ペレットの温度プロファイル

直径20mmの燃料ペレット（出力密度500W/立方メートル）の温度プロファイル。二酸化ウランの融点は約3300Kであるため、酸化ウラン燃料は中心部で過熱していることがわかります。

直径20mmの燃料ペレットの温度プロファイル。出力密度は1立方メートルあたり1000W。二酸化ウラン以外の燃料は影響を受けません。

さらに読む

放射化学と核化学、G. Choppin、JO Liljenzin、J. Rydberg、第3版、2002年、Butterworth-Heinemann、ISBN 0-7506-7463-6

参考文献

1. Armin F. Lietzke,核燃料ピンの膨張の簡易解析, NASA TN D-5609, 1970
2. JY Colle、JP Hiernaut、D. Papaioannou、C . Ronchi、A.asahara、 Journal of Nuclear Materials、2006、348、229。

外部リンク

• IAEA（国際原子力機関） - 照射後検査施設データベース