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U 和 Zr 在核燃料与包层之間的相互扩散

Nuclear fuel and cladding
国际 VERDON-ISTP 计划旨在研究并降低发生严重核事故时放射性产品排放到环境中的风险。其中几项测试包括将燃料芯块加热至非常高的温度,以此监测裂变产物的释放情况。可以将有关最终气氛(氧化或还原)中核燃料的微观结构和化学成分之实验数据整合到场景代码中,以便更好地预测发生事故时的情况。

屏蔽式 EPMA 为操作和分析放射性样品提供了一个安全的环境,同时还以极高的精度和准确性提供了亚微米区域的成分信息,是表征裂变产物在不同阶段的分布与化学成分之首选工具。
在这一系列的特定测试中,该工具用于观察核燃料与包层材料之间发生的相互作用。如上所示,在氧化条件下,燃料和包层之间的交界面会发生 U 和 Zr 的相互扩散。有关该区域产生的定量分布图表明相互扩散距离超过了约 70 µm。

屏蔽式 EPMA 还用于精确分析还原性气氛下渗透到颗粒裂纹中的熔融区(U、Pu、Zr)O2,并研究气氛对形成裂变产物(由金属 Mo、Ru、Rh、Pd 和 Tc 组成的「白色夹杂物」)的影响。

上述数据由法国 CEA Cadarache(CEA/DEN/DEC/SA3E)提供
Le Gall 等人,Journal of Nuclear Materials 530 (2020) 151948
Le Gall 等人,Journal of Nuclear Materials 531 (2020) 152015