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、通常使用中に発生する故障モード (および事故時の燃料の挙動) を研究できることがわかっています。さらに、燃料のユーザーが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。大事故の後、何が起こったのかを調べるために、通常、炉心 (または炉心の残骸) が PIE の対象となります。PIE が行われる場所の 1 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、膨張^[1]や非熱クリープなどの特異な挙動を示すことがあります。材料内で核反応が起こると（燃料内で起こるような）、化学量論も時間の経過とともにゆっくりと変化します。これらの挙動は、新しい材料特性、亀裂、核分裂ガスの放出につながる可能性があります。

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]

燃料は加熱により膨張するため、ペレットの中心部は縁よりも膨張し、ひび割れの原因となる場合があります。このようにして生じた熱応力により燃料にひびが入り、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。

材料のこうした変化をよりよく理解し、制御するために、これらの挙動を研究します。[1][2][3][4]。使用済み燃料の放射能が非常に高いため、これはホットセルで行われます。PIEの非破壊的および破壊的方法の組み合わせが一般的です。

放射線と核分裂生成物が物質に与える影響に加えて、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。燃料の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 ) は次の}式で表されます。ここで、ρ は電力密度 (W m ⁻³ )、K _{f は}熱伝導率です。

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に、縁温度 200 °C ( BWRの標準) で、直径が異なり、出力密度が 250 Wm ⁻³である一連の燃料ペレットを上記の式を使用し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。直径約 10 mm の酸化物ペレットを使用するのが一般的です。

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

• IAEA (国際原子力機関) - 照射後検査施設データベース