Examen posterior a la irradiación


El examen posterior a la irradiación (PIE) es el estudio de materiales nucleares usados , como el combustible nuclear . Tiene varios propósitos. Se sabe que mediante el examen del combustible usado se pueden estudiar los modos de falla que ocurren durante el uso normal (y la manera en que se comportará el combustible durante un accidente). Además, se obtiene información que permite a los usuarios de combustible asegurarse de su calidad y también ayuda en el desarrollo de nuevos combustibles. Después de accidentes graves, el núcleo (o lo que queda de él) normalmente está sujeto a PIE para averiguar qué sucedió. Un sitio donde se realiza PIE es la UIT, que es el centro de la UE para el estudio de sustancias altamente radiactivas materiales.

Los materiales en un entorno de alta radiación (como un reactor) pueden sufrir comportamientos únicos como hinchamiento [1] y fluencia no térmica. Si hay reacciones nucleares dentro del material (como lo que sucede en el combustible), la estequiometría también cambiará lentamente con el tiempo. Estos comportamientos pueden conducir a nuevas propiedades del material, agrietamiento y liberación de gas de fisión:

A medida que el combustible se degrada o se calienta, los productos de fisión más volátiles que quedan atrapados en el dióxido de uranio pueden liberarse. [2]

A medida que el combustible se expande al calentarse, el núcleo del gránulo se expande más que el borde, lo que puede provocar grietas. Debido a la tensión térmica así formada las grietas del combustible, las grietas tienden a ir desde el centro hacia el borde en un patrón en forma de estrella.

Para comprender y controlar mejor estos cambios en los materiales, se estudian estos comportamientos. [1] [2] [3] [4] . Debido a la naturaleza intensamente radiactiva del combustible usado, esto se hace en una celda caliente . Es común una combinación de métodos destructivos y no destructivos de PIE.

Además de los efectos de la radiación y los productos de fisión en los materiales, los científicos también deben considerar la temperatura de los materiales en un reactor y, en particular, el combustible. Las temperaturas del combustible demasiado altas pueden comprometer el combustible y, por lo tanto, es importante controlar la temperatura para controlar la reacción en cadena de fisión.


Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 250 W por metro cúbico. Tenga en cuenta que la temperatura central es muy diferente para los diferentes combustibles sólidos.
Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 26 mm de diámetro con una densidad de potencia de 250 W por metro cúbico.
Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 32 mm de diámetro con una densidad de potencia de 250 W por metro cúbico.
Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 500 W por metro cúbico. Debido a que el punto de fusión del dióxido de uranio es de aproximadamente 3300 K, está claro que el combustible de óxido de uranio se está sobrecalentando en el centro.
Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 1000 W por metro cúbico. Los combustibles distintos del dióxido de uranio no se ven comprometidos.