Loading article…
このページでは、原子炉事故条件下、特に冷却材喪失事故（LOCA）と反応度起因事故（RIA）において、二酸化ウラン核燃料とそのジルコニウム合金被覆管がどのように挙動するかについて説明します。また、被覆管の水素化、燃料の膨張、水側腐食など、原子炉の寿命を通じて累積的に発生する現象は、事故発生時に燃料がどのように反応するかを決定する主要因であるため、通常の原子炉運転中の関連する原子炉内挙動についても取り上げます。この分野の研究は実施に費用がかかることが多く、そのため、通常は経済協力開発機構（OECD）の原子力施設安全委員会（CSNI）の支援の下、国際的な共同研究として実施されてきました。
原子炉運転中、燃料と被覆材の両方が膨張する可能性がある。被覆材は燃料を包んで燃料ピンを形成し、機械的変形を受ける。燃料と被覆材の間の隙間は、通常、熱接触を改善するためにヘリウムガスで満たされている。照射中、核分裂生成物として希ガス（主にクリプトンとキセノン）が蓄積されるため、燃料ピン内のガス量が増加する。スリーマイル島事故のような冷却材喪失事故（LOCA）や、チェルノブイリ事故やSL-1のような反応度起因事故（RIA）が発生すると、閉じ込められたガスの温度が上昇する。燃料ピンは密閉されているため、圧力は理想気体の法則（ PV = nRT ）に従って上昇し、被覆材が変形して破裂する可能性がある。正確な破裂の瞬間とメカニズムを特定することは複雑であり、厳密な破裂基準では、熱クリープ、非等温相転移、急速な酸化を同時に考慮する必要がある。[ 1 ]
腐食と照射の両方が、被覆材として一般的に使用されるジルコニウム合金の特性を変化させ、徐々に脆くします。そのため、未照射のジルコニウム合金管で実施された実験は誤解を招く可能性があります。水側腐食による水素の吸収は、破壊メカニズムをさらに複雑にします。被覆材中の水素濃度が増加すると、ジルカロイ-4の破裂応力と破裂温度が系統的に低下し、従来の単一位置破裂モデルでは予測できない、LOCA条件下での新たな多位置破裂を引き起こす可能性があります。[ 2 ]被覆材の熱クリープ挙動も溶解水素に敏感です。固溶中の水素はクリープ速度を加速させ、析出した水素化物は転位の移動を阻害し、持続荷重下での被覆材の変形に複雑な非単調効果をもたらします。[ 3 ]
ある研究によると、[ 4 ]未使用燃料と使用済み燃料の被覆管の破損モードに次のような違いが見られた。未照射の燃料棒は、加圧され、日本の原子力安全研究炉（NSRR）の特殊原子炉で模擬RIA過渡現象にさらされると、被覆管温度が高いときに過渡現象の後期に延性膨張を起こして破裂した。対照的に、使用済み燃料（ウラン1トンあたり61 GW・日照射）は、過渡現象の初期に縦方向の亀裂という脆性破壊を起こして破損した。補完的なチューブ破裂試験により、水素化ジルコニウムチューブは強度が低く、より低い内部圧力で破裂することが確認された。[ 5 ]
水冷式原子炉における燃料被覆管の一般的な破損過程は、膜沸騰への移行に続いて、水蒸気中のジルコニウムの着火を伴う。その結果生じる高温の水素反応生成物の流れが燃料ペレットおよび燃料集合体壁に及ぼす影響は、添付の図に示されている。
核燃料ペレットは、使用中に核分裂ガスの生成と結晶格子への放射線損傷の結果として膨張します。核分裂ガスは、燃焼度が増加するにつれて徐々に発達する中心の空洞に蓄積されます。この空洞が形成されると、元々円筒形だったペレットは破片に砕けます。ペレットの外側への膨張は、ペレットと被覆管の相互作用を引き起こし、被覆管に内部から機械的応力を加えます。燃料ピンの膨張の解析に関するガイダンスは、NASAの技術レポートで入手できます。[ 6 ]
燃料が劣化または加熱されると、二酸化ウランマトリックス内に閉じ込められた揮発性の核分裂生成物が放出される可能性があります。空気の存在下でウランから85 Kr、106 Ru、および137 Csが放出されることに関する報告が書かれています。たとえば、Colleら[ 7 ]を参照してください。
その研究では、二酸化ウランが空気中で約300 ～500℃でU3O8に変化することがわかった。変化はすぐには始まらず、初期の誘導期間中に二酸化ウランの表面にU3O7層が観察され、その後、酸化が進むにつれて試料の質量が増加した。酸化中にクリプトン-85が約3～8%放出され、ルテニウム（0.5%）とセシウム（2.6×10−3 %）ははるかに少ない割合で放出された。[ 8 ]
水冷式原子炉、または水で満たされた使用済み燃料プール（SFP）では、被覆管表面から周囲の水への熱伝達を理解することが、反応度起因事故の解析に重要です。フランスで行われた研究では、代表的なPWRおよびSFP条件下で水に浸された金属パイプを電気的に加熱し、燃料ピン内の核発熱をシミュレートし、熱電対でパイプの温度を監視しました。シミュレートされたPWR条件下では、280℃、15MPaの水が環状試験部（外径14.2mmのパイプ、内径9.5mm、長さ600mmの試験パイプ）に約4m·s −1の速度で流入し、被覆管は2,200～4,900℃·s −1の加熱速度にさらされました。
被覆材の温度が上昇すると、表面での核沸騰により熱伝達は最初は増加した。熱流束が臨界熱流束を超えると、沸騰危機が発生した。被覆材は持続的な核沸騰には熱くなりすぎ、表面が乾燥し、熱伝達速度が低下した。その後のさらなる加熱により沸騰は回復したが、今度は膜沸騰状態となった。[ 9 ]
核燃料集合体が燃焼度を増すにつれて、放射線は燃料ペレットだけでなく被覆材自体にも変化をもたらします。ジルコニウムは周囲の冷却水と化学反応を起こし、被覆材の外側に保護酸化層を形成します。加圧水型原子炉（PWR）では、この酸化層は通常、被覆壁厚の約5分の1を占めます。沸騰水型原子炉（BWR）では、腐食層はより薄くなります。支配的な反応は次のとおりです。
水素化は、この反応で生成された水素がジルコニウム内部で水素化物相として析出し、被覆管を脆化するときに発生します。これらの水素化物バンドは、被覆管壁を貫通する円周リング状に形成されます。核分裂生成物の増加に伴い被覆管に周方向応力が加わると、水素化物バンドによって被覆管が破壊せずにひずみを吸収する能力が低下します。この水素吸収は、LOCA 時の被覆管の破壊メカニズムを根本的に変化させ、破裂応力閾値を大幅に低下させ、従来の単一破裂モデルが予測するよりも早く燃料バリアを損なう可能性のある新たな多箇所破裂を引き起こします。[ 10 ]対称的な管の変形を仮定し、方位角方向の温度勾配や混合 α+β 相領域を考慮できない従来の破裂基準モデルの限界を克服するために、深層ニューラルネットワークを使用したデータ駆動型アプローチが適用され、解析的破裂基準と比較して、破裂温度、破裂応力、および破裂ひずみの予測誤差が大幅に低いことが実証されています。[ 11 ]
水素化によって生じる物質的な制約は、原子炉における核燃料の燃焼度を制限する要因の一つである。チョークリバー研究所で初めて確認されたCRUD（チョークリバー未確認堆積物）は、燃焼度が増加するにつれて被覆管の外側に蓄積する。
核燃料集合体が敷地内での乾式貯蔵のために準備される際、乾燥処理が施され、他の多数の集合体とともに使用済み核燃料輸送キャスクに収容されます。原子炉から取り出され、使用済み燃料プールで冷却された後、被覆管内の水素化物は、周方向応力の方向に沿った円周方向の配置から、燃料ピンから外側を向いた放射状の配置へと再配向します。この再配向により被覆管は脆弱な状態となり、輸送中にキャスクが落下した場合、弱くなった被覆管が破損し、使用済み燃料ペレットがキャスク内部に放出される可能性があります。
ジルコニウム合金は、核分裂生成物として生成されるヨウ素に曝されると応力腐食割れを起こしやすい。[ 12 ]ヨウ素は燃料の組成によっては、ペレットからペレット被覆管の隙間に漏れ出すことがある。 [ 13 ]加圧されたジルカロイ-4チューブの実験では、ヨウ素が応力腐食割れの発生と伝播速度を著しく加速することが確認されている。[ 14 ]
マグノックス炉やAGR炉などの二酸化炭素冷却・黒鉛減速炉では、二酸化炭素と黒鉛の間で大きな腐食反応が起こり、CO₂分子1個あたり一酸化炭素分子が2個生成される。
この反応は、こうした原子炉の運転寿命を制限する要因の一つである。
水冷式原子炉では、放射線による冷却材の放射線分解により過酸化水素と酸素が生成され、燃料被覆管や構造配管などの金属部品に応力腐食割れを引き起こす可能性があります。これを軽減するために、BWRとPWRの一次冷却回路には腐食抑制剤としてヒドラジンと水素が注入され、システムの酸化還元化学が調整されます。 [ 15 ]
冷却材喪失事故（LOCA）発生時、被覆管表面温度は800～1400Kに達することがある。緊急冷却水が再導入される前に、高温の被覆管は蒸気にさらされ、その間にジルコニウムは徐々に酸化される。最初の酸化生成物は酸素濃縮α相Zr(O)であり、酸化が進むとジルコニア（ZrO₂ ）が生成される。被覆管が高温の蒸気中に長時間留まるほど、脆くなる。
延性は、被覆リングを一定の変位速度（2 mm・分⁻¹）で直径方向に圧縮し、最初の亀裂が発生するまで圧縮するリング圧縮試験によって定量化されます。最大荷重点から荷重が亀裂発生荷重の80%まで低下した点までの伸びをL₀.₈（mm）として記録します。L₀.₈の値が大きいほど、サンプルの延性が高いことを示します。
ジルコニウムを蒸気で 1,473 K まで加熱し、その後 1,173 K までゆっくり冷却してから水で急冷する実験では、1,473 K での保持時間を長くすると L 0.8 の値が徐々に減少し、長時間の蒸気暴露による脆化効果が確認されています。[ 16 ]原子炉設計固有の予測モデルは、与えられた加熱速度に対する正確な破裂温度とひずみを計算するために不可欠です。たとえば、インドの加圧重水炉 (PHWR) で使用される燃料被覆管専用の破裂基準が開発されています。[ 17 ]
照射は、原子炉部品に使用される構造用鋼の機械的特性を劣化させる。例えば、SS316は照射によって延性や靭性が低下し、クリープや応力腐食割れに対する感受性が増加する。[ 18 ]
燃料ペレットが加熱されると、放射状の温度勾配により中心部が外縁部よりも大きく膨張します。その結果生じる熱応力により、ペレットは中心から外縁部に向かって星形に亀裂が生じます。この亀裂によって燃料の表面積が増加し、事故時だけでなく使用済み燃料の長期保管時にも核分裂生成物の放出が加速されます。
ペレットの中心からの距離xの関数としての燃料の温度は次のとおりです。
ここで、ρは電力密度（W·m −3）、K fは燃料の熱伝導率である。この主題に関する博士論文は、ストックホルムの王立工科大学の学生によって発表されている。[ 19 ]
この式を用いたモデル計算結果を以下に示す。BWRのリム温度を200℃、出力密度を250W・m⁻³と仮定し、直径の異なる3種類のペレットについて計算した。実際には、酸化物燃料ペレットの直径は通常約10mmである。
電力密度が中心線温度に及ぼす影響を、20 mm ペレットの 2 つの高電力レベルで以下に示します。すべてのペレットサイズ、特に熱伝導率が比較的低い二酸化ウランの場合、中心線の溶融を防ぐために電力密度に制限を設ける必要があります。二酸化ウランの融点は約 3,300 K です。[ 20 ]
燃料ペレットの加熱により、揮発性の核分裂生成物がペレット中心部から被覆管と燃料の間の隙間へと移動する。キセノンがペレットから急速に放出されると、隙間内のセシウム134とセシウム137の濃度が上昇する。その後、ジルカロイ被覆管が破損すると、放射性セシウムの放出量が増加する。これら2つのセシウム同位体は異なる崩壊系列から生成されるため、燃料ピン内の異なる場所に存在する。
揮発性のヨウ素およびキセノン同位体は、数分という時間スケールでペレットから拡散し、ペレットと被覆材の間の隙間に蓄積する可能性があり、その隙間に到達する前または後に、キセノンは長寿命のセシウム同位体に崩壊する可能性がある。
核種チャートのデータを使用して、熱中性子（0.0253 eV）による235 U の核分裂収率を計算した。 [ 21 ]
137Csとは異なり、134Csは核分裂によって直接生成されることはありません。その前駆体は安定同位体である133Csであり、これは寿命の長いキセノンおよびヨウ素同位体の崩壊によって生じます。133Csは原子炉炉心内で中性子放射化を受けて134Csを形成します。134Xeは安定同位体であるため、 134Xeの崩壊による直接的な生成は不可能です。このような生成経路の違いにより、燃料ピン内の134Csの物理的分布は137Csとは異なります。
核種チャートのデータを使用して、熱中性子（0.0253 eV）による235 U の核分裂収率を計算した。 [ 21 ]
代表的な照射後検査（PIE）研究では、3種類の異なる不活性マトリックスに分散させた20％濃縮ウランを検査し、様々な核分裂生成物同位体および化学元素の物理的な位置を特定した。
3種類の燃料は、核分裂キセノンの保持率に違いが見られた。YSZ固溶体は133Xeの97%を保持し、 YSZ/スピネル複合材は94%、YSZ/アルミナ複合材はわずか76%しか保持しなかった。寿命の長い133Xeはペレットからゆっくりと拡散し、中性子放射化を受ける前に拡散した場合、 134Csには変換されない。対照的に、寿命の短い137Xeはより強く保持され、3種類の燃料でそれぞれ99%、98%、95%であった。137Cs濃度はペレット中心部で最も低く、縁部で最も高かったが、これはキセノン前駆体の外側への移動を反映している。揮発性の低い106Ruはペレット全体に均一に分布していた。[ 22 ]
105 GW·d·m −3に照射されたアルミナ中に分散したウラン酸化物-YSZ粒子に関するその後の研究[ 23 ]では、アルミナ-燃料粒子界面のSEMイメージングを使用して、核分裂生成物が燃料内にしっかりと閉じ込められ、周囲のアルミナマトリックスへの移動がほとんどないことが示されました。ネオジムは燃料全体に均一に分布していました。セシウムはほぼ均一でしたが、キセノン気泡サイトの近くでわずかに濃度が高くなっていました。キセノンの大部分は気泡内に存在していましたが、ルテニウムはナノ粒子として濃縮されており、キセノン気泡と一貫して同じ場所に存在していませんでした。
スリーマイル島では、最近スクラムされた炉心に冷却水が供給されなくなり、その結果生じた崩壊熱により炉心が乾燥し、燃料が損傷しました。その後、水による炉心冷却の回復が試みられました。国際原子力機関によると、3,000 MW(t) PWRの場合、通常の冷却材放射能レベルと、2種類の事故による燃料損傷（ギャップ解放（ペレット被覆管ギャップからの放射能放出）と炉心溶融（燃料の大幅な溶融とその後の水の回収）の後に予想されるレベルは次のとおりです。[ 24 ]
個々の元素の揮発性は、深刻な原子力事故の際に放出される放射性物質の割合を大きく左右します。チェルノブイリでは、炉心のキセノンとヨウ素のほぼすべてが放出されましたが、ジルコニウムなどの難揮発性元素はごくわずかしか放出されませんでした。放出された物質の物理的および化学的形態には、ガス、エアロゾル、および細かく砕かれた固体燃料が含まれます。OECD NEA のチェルノブイリの 10 年評価によると、 [ 25 ]ガス、揮発性化合物、または半揮発性化合物 ( CsIなど) の形態の元素は容易に放出されましたが、燃料と固溶体を形成する揮発性の低い元素は、大部分が原子炉内に残りました。ルテニウムは、核燃料が空気中で加熱されると特に移動性があります。[ 26 ]使用済み燃料の電離放射線環境下で酸素が存在すると、放射線分解により揮発性のルテニウム(VIII)酸化物（沸点約40 ℃（104 °F） ）が生成され、これは強力な酸化剤であり、存在するほぼすべての炭化水素と反応します。この移動性はPUREX再処理において懸念されており、最近では2017年秋のヨーロッパにおける大気中放射能増加の文脈で問題となっています。
空気中で加熱されたTRISO燃料に関する研究もいくつか発表されている。[ 27 ]
クヌーセンセルで加熱された二酸化ウラン（使用済みBWR燃料、燃焼度65 GWd t −1 ）からの核分裂生成物とウランの放出が繰り返された。[ 7 ]燃料は、約650 Kの酸素中で前酸化した場合と前酸化しない場合の両方でクヌーセンセルで加熱された。希ガスでさえ、ウラン酸化物固体から放出するには高温が必要であることがわかった。酸化されていない燃料では、ウランの10%を放出するのに2300 Kが必要であったのに対し、酸化された燃料では、ウランの10%を放出するのに1700 Kしか必要なかった。
上記の表で使用されているチェルノブイリに関する報告書によると、炉心内の以下の同位体の3.5%が放出された。239Np、238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Cm。
水とジルコニウムは 1200 ℃で激しく反応する可能性があり、同じ温度でジルカロイ被覆材は二酸化ウランと反応して酸化ジルコニウムとウラン/ジルコニウム合金溶融物を形成する可能性がある。[ 29 ]
フランスには、厳密に管理された条件下で燃料溶融事故を起こせる施設が存在する。[ 30 ] [ 31 ] PHEBUS研究プログラムでは、燃料を通常の運転温度を超える温度まで加熱することが許可されており、問題の燃料はトロイダル型原子炉内の特別なチャンネルにある。原子炉は、試験燃料を照射するための駆動炉として使用される。原子炉は通常どおり独自の冷却システムによって冷却されるが、試験燃料には独自の冷却システムがあり、損傷した燃料からの放射能放出を研究するためのフィルターと装置が取り付けられている。すでに、さまざまな条件下での燃料からの放射性同位体の放出が研究されている。実験で燃料が使用された後、詳細な検査（PIE ）が行われる。ITUの2004年年次報告書では、PHEBUS（FPT2）燃料のPIEの結果の一部がセクション3.6で報告されている。[ 32 ] [ 33 ]
LOFT（ Loss of Fluid Tests）は、米国原子力規制委員会（ USNRC）の資金提供を受けて、冷却材喪失事故時の実際の核燃料の反応を調査する初期の試みでした。この施設はアイダホ国立研究所に建設され、基本的には商用加圧水型原子炉（PWR ）の縮尺模型でした。（炉心出力50MWthのLOFT模型と、3000MWthの商用プラントの間で「出力／体積スケーリング」が用いられました。）
当初の意図（1963年～1975年）は、1960年代後半から1970年代初頭にかけての米国の「規則制定」公聴会で主な関心事となっていた大規模な（大破断）LOCAを1つか2つだけ研究することであった。これらの規則は、かなり様式化された大破断事故と、10CFR50（連邦規則集）の「付録K」に規定された一連の基準（例えば、燃料被覆管の酸化の程度など）を中心に策定されていた。スリーマイル島原発事故以降、はるかに小規模なLOCAの詳細なモデリングも同様に重要視されるようになった。
最終的に38回のLOFT試験が実施され、その範囲は広範囲の破断サイズを研究するために拡大されました。これらの試験は、当時LOCAの熱水力学を計算するために開発されていた一連のコンピュータコード（RELAP-4、RELAP-5、TRACなど）の検証に役立てられました。データは国際的なパートナーシップを通じて他の組織と共有され、フランスのコードCATHARE [ 34 ]や韓国のコードSPACE [ 35 ]などの他のコードの検証に使用されています。
1970年から1990年にかけて、溶融した「コリウム」が水と接触した際の蒸気爆発またはFCIの可能性について広範な研究が行われた。多くの実験では、熱エネルギーから機械エネルギーへの変換がかなり低いことが示唆されたが、利用可能な理論モデルでは、はるかに高い効率が可能であることが示唆されているようだった。2000年にこのテーマに関するNEA / OECDレポートが作成され、コリウムと水の接触によって引き起こされる蒸気爆発には4つの段階があると述べられている。[ 36 ]
2003年に日本で行われた研究では、ウラン二酸化物とジルコニウム二酸化物をるつぼで溶かしてから水に加えた。その結果生じた燃料の断片化は、Journal of Nuclear Science and Technologyに報告されている。[ 37 ]
この主題に関するレビューは[ 38 ]で読むことができ、この主題に関する研究は今日まで続けられています。ドイツのFZKでは、テルミットがコンクリートに及ぼす影響に関する研究が行われており、これは原子炉の溶融炉心が圧力容器の底を突き破って格納容器に侵入する影響のシミュレーションです。[ 39 ] [ 40 ] [ 41 ]
コリウム（溶融核）は時間とともに冷えて固体に変化します。この固体は時間とともに風化していると考えられています。この固体は燃料含有物質と表現でき、砂、ジルコニウム、二酸化ウランの混合物で、非常に高い温度で加熱されて溶融したものです[ 42 ] 。このFCMの化学的性質については、いくつかの研究が行われています[ 43 ] 。プラント内にこの形で残っている燃料の量も考慮されています[ 44 ] 。シリコーンポリマーは汚染を固定するために使用されています。
チェルノブイリの溶融物は、 Zr / U相、溶融鋼、高ウランジルコニウムケイ酸塩の包有物を含むケイ酸塩溶融物であった。溶岩流は複数の種類の物質から構成されており、褐色の溶岩と多孔質のセラミック物質が発見されている。固体のさまざまな部分におけるウランとジルコニウムの比率は大きく異なり、褐色の溶岩では、U:Zr比が19:3から約38:10のウランに富む相が発見されている。褐色の溶岩中のウランに乏しい相のU:Zr比は約1:10である。[ 29 ] Zr/U相の調査から、混合物の熱履歴を知ることができる。爆発前には、炉心の一部で温度が2000 ℃を超えていたこと、また一部の領域では温度が2400～2600 ℃を超えていたことが示される。
二酸化ウラン膜は、低圧のアルゴンと酸素の混合物を用いた反応性スパッタリングによって成膜することができる。この方法を用いて金表面上に酸化ウラン層を作製し、交流インピーダンス分光法で研究した。[ 45 ]
腐食電気化学者のShoesmith氏[ 46 ]の研究によると、Mo - Tc - Ru - Pdナノ粒子は二酸化ウラン燃料の腐食に強い影響を与える。例えば、同氏の研究では、水素（H2）濃度が高い場合（鋼製廃棄物容器の嫌気性腐食による）、ナノ粒子での水素の酸化が二酸化ウランに対して保護効果を発揮すると示唆している。この効果は、金属陽極が反応して溶解する代わりに水素ガスが消費される犠牲陽極による保護の一例と考えることができる。