BEZPEČNOST PROVOZU JADERNÍCH ELEKTKÍRBN. II. část. Vladimír šváb Laboratoř radiologické doeiflietrie ČSAV

Výzkumná zpráva Ш > 5/73

BEZPEČNOST PROVOZU JADERNÍCH ELEKTKÍRBN II. č á s t

Vladimír šváb Laboratoř radiologické doeiflietrie ČSAV

Výzkumné zpráva LRD 5/73

BEZPEČNOST PROVOZU JAOEKNÝCH ELEKTRÁREN II. č é e t

Vladimír Šváb Laboratoř radiologické dosimetric ČSAV

OBSAH

ÚVOD

3

H*OBLEMA?IS& ť*J IV Л РШОСК&Щ H á t g t X l i J

I'aliva

5

Jak se chová palivo při oferování v tepelných reaktorecíi

5

Palivo v rychlých reaktorech

12

Karbidy a jiné drchy keramických paliv

23

Povlakové materiály Nerezová oceli

25

Zirkouové slitiny

33

KaJiační stálost abserbčíiícii materiálů

40

Jak se chovfc beton a jeho složky p*i neutronovém ozařováni

42

Vliv záření na moderátorové aateriály

45

ZAmímií

OKOLÍ JADERNÍCH

ŽILBKTKÍEEII

RADIOAKTIVITOU

Д, RIZIKO rao OBYVATELSTVO Chování redionuklidů vypou&téných do okolí

48

Vypouštění těkavých odpadu komínem

52

Srovnání zamoření okolí u jaderných a klasických elektráren

55

Panelová diskuse o 3tandaraech

57

Vliv vypouštění tepla ne ekologii rádních toků

59

Způsob uKlédání vysoce aktivních odpadu z jaderných elektrfiren

61

Doprava vyrtořelého paliva

64

ZjiStovéní porušených palivových Slánku

66

ZAVgi

72

LITERATURA.

73

- 3 -

ÚVOD Tato druhá část zprávy pojednává ještě o některých aspektech bezpečnosti jaderných elektráren, které byly před­ neseny na 4

ženevské konferenci. Je však doplněna důležitými

informacemi, které byly předloženy na mezinárodní konferenci MAAE v New Yorku ve dnech 10. - 14.8.1970 a na konferenci МААБ v traze ve dnech 22. - 26.1.1973. Jak jsme již upozornili v prvé části zprávy, nejvážněj­ ším problémem při využívání jaderné energie zůstává nahroma­ dění štěpných produktu v aktivní zóně reaktoru. Způsob manipul ice s touto aktivitou a její bezpečná likvidace je předmě­ tem řady studií a úvah výzkumných a projekčních pracovišt. Hlavní snahou konstrukce i provozu je zajistit, aby by­ la po celou dobu provozu, tj. od výroby až po přepracování vyhořelého paliva, zachována celistvost článku tak, aby bylo zabráněno úniku štěpných produktu do okolí. Ialším neméně důležitým požadavkem je zajištění ekono­ mických parametru elektrárny, tj. maximální využití paliva. К tomu, aby mohly být splnřny tyto dva protichůdné zájmy, je třeba znét co nejlépe vlastnosti paliva i povlaku a jejich chování při namáhání za vysokých teplot, tlaku a při působení záření. i-roto byla a je věnováno stále velká pozornost chování palivových materiálů а jejich povlaků běheai ozařování, za pro­ vozních podmínek, aby byly zjištěny co nejspolehlivěji procesy, které za těchto podmínek probíháji. Je třeba zjistit jakou zákonitosti se řídl, aby bylo možné již při konstrukci článku

-, . •••-.' i odiiink;./, k t e r - %• zijišíov:ji.y ca

nejspolehlivější

:";;о.;.-ч;цу cyi,> ;u. .;; Lii-.i:..;. p . ň : v . , o a kovovdho uranu pres •v; ' ••'•.•:.'-.-. :^y

- ' j i - - -vš.-.v, ,_•-•: . : : ' . ; r ; í

r : cu:-onú C-ÍIP:T.Z cky

obel

Д»'_ f --..:ťiť/. :;u"l:'i'.iy a k s r b o n i t r i d y .

>-..ч Ъ„л;

r

. / l c •z's.ou'ifr^,

/r. vvccií.ych teplot, a f l u e n c e

.jsíe se

o v a j í za tó-zhto podmínek

: ?P-;; •.i.^.-i^ci:;,', i b i o Í - ; : . Í : -

!.;•; -. o v ě ř o v á n o .,;?л -•y:v.iz

:vúro

v?.jich p i s o b e n í

s e Í:--II.-;I , .,;Í S t é p a é p l y n y a p o d .

J-ovri^li b y l / : к : и . - : : у г^л.п? -J ruh.y p o v l a k u , j a k s e .i:

•..:.-.; í i!-'ji

Obt^ny-ji

/ U r e ?ргь\-ё

na

:;:ÍE''.',Ť'. ,

'. t С-Г-í p&r.U.jí п а р Г .

chovají

při

рГО-

je ...oáiir. str-iíi-íý pří-hled o problematice

ii'.Ii'.c, t.:.-v2.řikit t-Lscrb'.-,í ci: ь ;;.r.c:or;ír.orov.ý?h m a t e r i á l ů . J e •,J. иг .,.<;огг.епо na nektor:.- problémy v.ypoučtčru odpadů z jaclerr./ :r. •:• iek.i ,-íiron > KroEé toho je

'/.Ú-J

i o t r u č n á i n f e r s o c e o prob—

• :;:••-sea clci.rDvy vyhcro "t Ktio ,.;•:!.:;,! •>. ::п*"'>ггаасе o k o n t r o l e p o ; •. i с':

..'ii i v с v ,y . Ь с I i. nk с ,

- ьPROBLEMATIKA PALIV A POMOCNÝCH

MATERIÁLB

Paliva Jak se chová palivo při ozařování v tepelných reaktorech Touto otázkou se zabývali angličtí autoři /1/ při studiu článku s U0 2 . plynem chlazených reaktorech (AGS). Zkoušky byly prováděny na palivovém článku se sloupcem paliva dlouhým 995 mm, který obsahoval 64 prstencových tab­ let z UO- o vnějším průměru 14,5 mm a e otvorem 5 mm. Pláno­ vané maximální vyhoření článku bylo 27 000 mVd/tU, ve špič­ kových tabletách 20 000 MWd/tU. Tablety byly uzavřeny v ne­ rezovém obalu se stěnami o tlouštce 0,38 mm. Jmenovitý maxi­ mální výkon při provozu byl 24 MVd/tU a teplota povlaku 760 °C, což vede к maximální teplotě ve středu článku 1450 °C a v časovém průměru к 1360 °C. P0užitý UOg měl počáteční hus­ totu 10,6í> kg/l a velikost zrn 5 * 10 um, mikropórů 0,1 pm v nitru zrn a stechiometrie byla menší než 2,003•

Rozměrové změny tablet a botnání UOg Praskání paliva Zvyšování výkonu в parabolickým gradientem teploty v pa­ livových tabletách způsobuje tepelné pnutí, které vede ke vzni­ ku trhlin v tabletách. Zkoušky paliva ve Windscale AOB ÍWAGB) prokázaly, že počet radiálních trhlin je zhruba proporcionální specifickému výkonu paliva. Na výkon api 2 MW/tU připadá asi jedna trhlina. Tyto trhliny ovlivňují počáteční rychlost smrštňní tablet pod vnějším zatížením a jsou významné pro uvolňo­ vaní štěpných plynu. Kromě příčných trhlin vytváří diferenciální

:..>• v privéii: úhlu к ose tab• •*.!y-.z i .dobrý pšeničnému sno-

c.lotech tr,t!.;í nehoře рорза. ^

rukropóry z výroby sintru-

::.\ «L.-ky, cvli-:Šte když teplete o a čo.jít к zmenšení jádra

•;p r ;h čj.árcícr. vy.jcutých г WAGR • л-z 0,3 -6 těáejch atomu, se průr..-:2-i"a cr^zi. cbaiem a palivec . .•'•;»:ce. způsobené radiačníns ^•i.

Spojifický pokus provedeny

» г'*.»;v саз ozafovan, v y j e

, zoě-

,-i;'.- prr.iýzal vsnik zhuštění při ťi&nolc 78hřÍ7aný miro reaktor Y::,/*'~ po ЛлЬи několika měsíců neгЛъ&~л r.ízaěrů, .jer. usavření me.ykaz&vsl. r-v/něž žádné mikro—

• •'-;- :',т.,vede с rycnlé cintra., • ,-'.;krabuje , dochází к úpj.né//' "'» eí jemní intergronulární - : .loupajícím ozňřov-.^ím se , • LO zjištěno, /offie-iičas-ívu

- 7 -

t/s a teplotou paliva T (°K), při které ее tvoří póry, je ten­ to vztah (R je plynová konat.):

t = 141 exp

21

hr )

Ve WAGR byly takové podmínky, že probíhal pouze souosý růst zrn, který probíhá při zřetelně nižších teplotách nel růst vyhoření*. Pečlivá metalurgická studia prokázala, že po­ čátek intergranulárnl poreaity souhlasí s velmi nízkou úrovni růstu zrn. Teoretické práce na tomto teatu prokázaly, že vypuzení štěpných plynu na hranici zrn může vésti ke vzniku po­ zorované hladiny poréznosti dříve, než nahromaděni Štěpných produktů na hranicích zrn sníží rychlost růstu zrna na nulu.

Účinek krípu Ve Velké Britanii měřily tři skupiny krlp U0 2 mimo reak­ tor za podmínek, kdy neprobíhá měřitelný růst zrna a stechiometrie je přesně definována. Výsledky byly srovány s uveřejně­ nými údaji pro U0 2 o stechioaetrickém poměru <2.003 • byl zjiStěn tento vztah pro rychlost krípu, vztaženou na 1 hodinu:

к s ?.3 • M » -* . e,p (D - 88) O 2

И?) **

řro

D = % hustoty

(94 < D 4 100)

G = velikost zrn (um)

(4(0

(2$)

б' = pnutí (MN/m2)

( 0 ( ^ ( 35)

T * teplota (°K)

(1675 4 T i 1773)

- 8 -

Změny ve složeni paliva během ozařováni v MK1I GCB oohou zrySovat rychlost tepelného krípu až pětkrát. řri srovnání s neozářenými vzorky se ukazuje, že při oza­ řovaní docr.ézí ic významnému sníženi krípové pevnosti. rychlost krípu v UOp byla zkoušena také v tlakovém krfj.ovein pokuse v resktoru, za pečlivě kontrolovaných podmínek teploty a tleku. Krípová deformace zde byla měřena jako funk­ ce aévky пн reaktorovém irikrometru. Významným rysem tohoto měření bylo, žo krípová rychlost je závislá na dávce a klesá z 3 . 10^ а"х

při 40 MWá/tU na 3 . 1 0 " 1 0 s - 1 ke konci tes-

*u (З-^О-О MWd/tU). Pozorovaná rychlost deformace souhlasí 8 nblfesy jiných autoru. V MKII GCB je vyvolaná rychlost krípu eKVivalentní rychlosti tepelného krípu nad 1100 °C.

botr.éiií paliva Při vyšších teplotách mají jemné intergranulární póry tenienci зе zvětšovat

na velikost 1 - 2

um. Vzájemné spojování prě-

r,ih« na hranicích i plochách. Celkový vzrůst objemu paliva, vzr Lítající z tohoto vývoje porovitosti spolu se vznikem jemrí mtergrqnulátní porovitosti, je způsoben štěpnými plyny. Rovněž vznife pevných ё+ěpných produktů vede ke zvětšení objeUij

paliva, ^mlosti individuálních příspěvku pevných a plyn-

nýcn štěpný2h produktů к botnání paliva byly získány při měře"ícfj prováděných ve WAGR. Konečná prohnutí každé tablety a prodlouženi sloupce paú v n je zpi.soío/áno píchnutím paliva pod oblastí styku, tj. poblíž oblasti paliva e nižší teplotou. Při vhodné volbě pod;?an«ik ozařování paUva je možné zajistit, aby vývoj intergrar.ulérní porovit.oťti probíhal jen v palivu pod prohnutou oblas­ tí, jotnán: píiljvfl vlivem pevných Štěpných produktů přispívá

- 9 -

с 3*-ět*o-ani pru^žrj '.ablet. Mad i.000 ""C způsobuji pevné štěp­ né produkty prodloužení sloupce paliva, přibližně o 0,5 * obj. na 1 % vyhořených atoaú. Botnání paliva, spojené a pre-ipitací inxergianulérních bublinek plynu je sávialá na roz­ sahu stlačení (restraint). To lse očekávat, jakmile objea, zaujímaný plynnými atomy štěpných produktu, které unikly * •řízky U0 2 do bublinek, by byl aenií, než odpovídá hydrostatickéau tlaku v bublinách. Vzrůstu bublin nelze zabrániti přldavkea dalších atomů plynu. Vliv na Makroskopické rozměry paliva je určován nehydrostatickými složkami stlačeni, jeli'ccž jsou to složky, které určuji směr, ve kterém bude botná­ ní probíhat.

Model chováni palivových tablet Byl učiněn pokus воdělovat podaínky průběhu botnání na počítači za podmínek vnějšího tlaku chladivá a srovnat získa­ né výsledky s výsledky experimentu.

Uvolňování plynných štěpných produktu Dutina к jímání plynných a těkavých produktu, unikajících z (J02, může být získána jen tehdy, když eloupee paliva je krat­ ší než reaktorový kanál. To znamená za cenu obětování přísluš­ ní h- objenrj paliva, e tedy za cenu ekonomických ztrát*

VÁzra*e v zrnech *race plynu v U02 vlivea záření je koaplikována mikro­ skopickou precipitacl malých bublinek štěpných plynů uvnitř zrn. Možno soudit, že počet bublin v 1 a 3 je 10 2 3 * 10 2 4 a je­ jich prumír je asi 3 ' m. V DIDO bylo pozorováno, jak se při vyoolré tcriotě takové bubliny vylučuji. Byly pozorovány rovněž

- 10 -

u vzorků vyjmutých z horkých částí aktivní zóny WAGR. Když je palivo zahříváno po ozařování, dochází 1c aglomeraci bublin. Jestliže jo však ozařováno při teplotě kolem 100 C, bubliny cizí. Ukazuje se, že při ozařování dochází к rozpouštění bubli­ nek štěpných plynu. Bylo měřeno, jaká je pravděpodobné doba, za kterou ve bublina rozpustí při výkonu 30 MW/tU a ta činí 3 . 10~*? sec. To je příliš velké hodnota, aby mohla být způ­ sobena přímou kolisí se štěpnými zbytky, a proto se předpo­ klad?', z i tato hodnota je způsobena rozprášením nebo srážka­ mi s odraženými atomy s nízkou energii. Je jasné, že růet bublin během ozařování je výsledkem rovnováhy mezi nukleací nových bublin a jejich zánikem vlivem rozpouštění. Nad 1000 °C snižují tyto inteA'grar.ulérní bubliny migra­ ci plynů zrny a skutečný difuzní koeficient přx procesu přes zachycovač úniků ("trap release") roste jen zvolna s teplo­ tou, neboť mé nízkou aktivační energii. Pod 1400

С je asi

o dva řády nižší než difuzní koeficient plynných atomů. Shro­ mažďování plynů do bublin může vč-at к jejich migraci, ^ení důkazů o zvýšené akumulaci plynů r.a hranicích zrn. Nadměrný pohyb bublin vznikal a mohl být pozorován přímo v elektrono­ vém mikroskopu při žíhání po ozáření.

Plyny na hranicích zrn Jaou-li pjynové bubliny rm hranicích zrn malé a jejich tlak je urtová". povrchovým napétín, množství plynů na hrani­ cích může stoupat. *•',. к bodu, kdy bubliny pokrývají asi polo­ vinu hraniční plochy йгпа. Pak probíhá spojování a únik plynu. V tomto okan.žiku je obsah plynů asi 1,4 . 10 m

atomů na

pro malé bubliny, u nichž hodnota povrchového napětí pře­

važuje. Pro velké bubliny může být hodnota hydrostatického

- 11 -

tlaku pětkrát větší,. Záklocmí model výpočtu úniků plynu Na základě dříve uvedených fyzikálních procesů byl vypra­ cován program pro počítač, označený jako SUFATEICE 3 pro trans­ port plynů na exponovaný povrch zrn, na jejich hranice, kde jsou dočasně zachycovány do bublr.n. Unik z intergranulárních bublin lze očekávat i prasklinami způsobenými změnami výkonu. Tyto trhliny podél hranic některých zrn uvolňují některé bub­ liny я spojují je. Uvolněné plyny unikají do dutin článku. ZatíiL nelze tento program použít к předpovědi, nebot není zná!na řada parametrů, které určují proces uvolňování plynů v slo­ žitém mechanismu. Až bude získáno více vědomostí, lze očeká­ vat, že tento nebo modifikovaný program může být hlavním ná­ strojem pro extrapolované uvolňování plynů, pro nové podmín­ ky cyklování nebo vývoj nových palivových článků. ťro podmínky v našem reaktoru A-l není jistě bez zajíma­ vosti zpr;'va J.E.Harrise a kol. (2), kteří se ve své zprávě zabývají výsledky prověrek palivových článku z MKI GCE (Magnox )» Jednají o botnání ursnových tyčí a zjistili, že při průměrném vyhoření v kanále 3500 MWd/t (maximální bod vyho­ ření 5400 MWd/t) vykazuje palivo zbotnání o 1 % na 1000 MWd/t. ^a rozdíl od předchozích údajů bylo zjištěno, že botnání, vedoucí к přetrženi ("pre~breakway") je tepelně závislé, s maximální rychlostí v oblasti 430 + 20 °C. byly prováděny pokusy s hlubokým vyhořením, při průměr­ ném vyhoření v kanále 5000 MWd/t. Při velmi vysokém vyhoření bylo pozorováno botnání s přetržením a to při maximu 43C -20 °C, hozryzáním tyčí v těchto místech se ukázalo, že vznikají prstence o vysoké po'rovitosti ve všech tyčích. To svédčí o tom, že vnéjří podmínky nostačí zabránit růstu velkých dutin.

* 12 «

Mířeni hustoty eekcí tyftí po postupném jtjloh odřiaání na stroji prokázalo rmřnu ewtllingu podél pruřtiu» Srovnáni tlohto výsledku $9 etředem povrchového teplotního profilu potvr­ dilo, že pretence e největSí poréznoetí ее vyekytují v dřívt definovaném paamu teplot» V tisíci kt.nálech tylo zkoušeno vyhořeni na 3600 až 5000 MWd/t. Při dlouhodobých pokusech se prokázalo, že žádný článek ее nepřetrhl vlivem swellingu. Přesto, než bude moci být celé náplň podrobena znatelně vySšímu vyhoření, musí být studováno a pinč vyjasněno ozařování; vyjímání při zatížení a dolší manipulace s velkým množstvím zbotnatých článků a mu­ sí být získány postupně provozní zkušenosti.

Palivo v rychlých reaktorech Jiní britští autoři / 3 / při studiu prototypu rychlého reaktoru (PFB) došli к závěrům, že konstrukce palivových člán­ ků musí vyhovovat těmto základním kritériím: a) deformace j.ovlaku, způsobená tlakem štěpných plynů a tepel­ ným pnutím, nemá během jrovozu článku překročit 0,1 %\ b) je nutno vytvořit prostor pro rozpínání paliva tak, aby bylo sníženo pnutí v povlaku. První požadavek vyvolává potřebu volného prostoru v pa­ livovém článku, který umožní snížení vnitřního napětí na úro­ veň, která odpovídá krípovým vlastnostem povlaku. Druhý po­ žadavek je uspokojován určením zdánlivé hustoty paliva na úro­ veň 80 % teoretické. Není zatím definitivně určena forma pali­ va, zda vitraíné zhuštěné nebo prstencové tablety.

- 13

Pokusné výsledky V daunrayakém rychlém reaktoru (DFR) bylo ozařováno 800 kysličníkových a 50 karbidových palivových Slánku e v MTR a; 100 jiných. Maximální vyhoření v DFR bylo kolem 10 % těžkých atomů v kysličníkových a 8 % v karbido/ých článcích. V MTK bylo vyhoření 20 %, resp. 15 % pro karbidy.

Uvolňování štěpných plynů Uvolňování štěpných plynů je z počátku rychlé a stoupá s pokračujícím vyhořívéním. Uvolněný podíl plynu P. u vibrač­ ně zhuštěného paliva (U,15 % Pu) vztažený к průměrnému vyho­ ření В lze vyjádřit tímto vztahem: R = 1 - i!/3 exp №/6) Uvolňování plynů do výkonu 300 * 450 W/cm a při zdánlivé hus­ totě 78 - 83 % teoretické hustoty aení citlivé na změny te­ pelného výkonu. Zvyšuje se však při dalSím zvýšení lineární­ ho výkonu na 550 W/cm, při snížení obsahu Pu a při snížení teoretické hustoty (TH) na 70 - 73 %. Prstencové tablety vy­ kazují asi o 30 % nižší hodnotu uvolňování než vibračně zhuš­ těné palivo. Závisí to však na vodivosti mezery mezi palivem a povlakem. Např. zvětšením mezery z 50 lim na 150 pm se zvýt>< podíl plynů z cca 40 % na 50 %. Karbidové palivové články (fcO % TH) vykazují nepatrné uvolňování plynů, menší než 1 %, f:í do průměrného vyhoření 5 %» Snížení hustoty paliva nebo zvětšení průměru

palivového článku zvyšuje uvolňování plynu»

Při vysokr hteplotách článku ее uvolnilo až 40 % plynů (li­ neární výkon 1000 W/cm)»

- 14 -

Migrace štěpných pvoduktů Jak v tabletách tak i ve vibračně zhuštěném palivu byly pozorovány příčné migrace Cs к vnějšímu okraji a migrace Pu podél tepelného gradientu uvnitř sloupkovitých zrn. Eovněž bylo pozorováno vylučování Ru, Mo, Pd, Тс а Nb na povrchu zrn. Překvapivě malá osové migrace byla pozorována u článků o prů­ měru 5,85 mm. Teprve po překročení lineárního výkonu přes 600 W/cm nestává hromadný přesun zvláště Ru ze středu к okra­ ji článku, jak bylo zjištěno rovněž gamaskaningem. U karbi­ dových článku о průměru 5,85 mm nebyly pozorována zřetelná migrace a teprve při výkonu 1000 W/cm nastává nepatrná migra­ ce. Při vysoké teplotě článku (lineární výkon okolo 1200 W/cm) je zřejmý pohyb Ru/Rh a jejich koncentrace na vnější hrani­ ci sloupkovítých zrn.

Interakce palivo - povlak Asi 30 % oxidových článků vykazuje sporadicky intergranulární korozi povlaku do hloubky 25 - 50 pm, tj. »si do hloubky zrna. Tato koroze se objevuje při teplotách vyšších než 500 °C, ale pod ní se nezvětšuje. U karbidových článku při nízkých tep­ lotách nevznikla interakce, ale možnost je zde více závislá na teplotě než и oyidu.

Změny rozměrů palivových článků Změny průměrů и většiny článků se pohybují mezi 0 až 1,5 * průměru, ale byly pozorovány změny 3 * 4 % . Oeové prodloužení bývá obvykle menší než 0,7 %• Změny rozměrů jeou ovlivňovány tě­ mito faktory: vyhořením, typem povlaku a jeho teplotou, typem paliva a jeho hustotou. íroblémy povlaku budou projednány v ji­ né kapitole.

- 15 -

Vliv vyhoření Na počátku vyhořivání je určitá perioda indukční, během níž ье nevyskytuje zřetelná deformace průřezu. Pak roste de­ formace zhruba lineárně a ttyhořením, avšak nebylo pozorováno přerušení neb.T boa лесу cení.

Vliv druhu paliva Karbidové palivo vykazuje sníženou indukční periodu,asi 1 % proti 3 %, a rychlejší vzrůst deformace s vyhoříváním, 0,3 % ve srovnání 3 0,2 % na 1 % vyhoření u kysličníků. Zdá se, že stoupající obsah Tu v kysličnících působí proti bot­ nání. Změny ve stechiometrickém složení oxidů nemají zřetel­ ný vliv na botnání. Nadstechiometrický karbid je však stá­ le J3Í pror.i botnání než stechiometrický.

Vliv hustoty paliva Snížení hustoty paliva z 80 % Tli snižuje změny rozměrů joÁ- u oxidů, tak i u karbidů, kde-žto zvýšení na 85 - 90 % tyčuje postupně deformaci a snižuje možnost vyhořeni bez poruchy» Ku podivu se vibračně zhuštěné palivo a prstencové tablety e 80 % TH chovají stejné, pokud jde o botnání.

Strukturní změny Prstencové tablety vykazují souosý růst a vývoj pórovitosti směrem к otvoru tablety. Překročí-li lineární výkon 400 W/cm je možné pozorovat vznik sloupcovitých zrn» Že se kysličníky stávají plastickými, lze dedukovat z toho, že se snižuje pórovistost m^zi částicemi a že se zmenšuje mezera mezi obalem a tabletami během botnání. Tento typ změny etruk-

-• lo -

tury probíhá nepřetržitě, při lineárním výkonu až do 600 W/cm» Iři vyfiším výkonu dosáhnou aioupcovitá zrna

prakticky povrchu

paliva a je vidět pohyb paliva provázený malým poklesem obje­ mu. V karbidových článcích nebyly pozorovány změny až do při»* b.ližrS- 1200 °C„ ll&d t. r.t.-• -ifep"'ov>>; bylo pozorováno částečné sintrování, růrt zrn a porá ь kol-'ÍÍ 1/00 ^C byle vidět vznik sloupcovitých zrn. Vibračně zhuát- .*• karbidové palivo při te­ pelném výkonu asi 1200 W/cm se onde i oxidovému při výkonu 300 W/cm. Články a tabletami plněné Не vykazují rychlé uzavře­ ní sežer mezi palivem a povlakem. Tři vysokém vyhoření dochá­ zí к uzavření střední <.'.utiny, malému vývoji póru a malému eddělovéní štěpných produktu. Bylo zjiňtěno, že GO výkonu 1300 W/cm nedochází к růstu zrn. Rovněž němečtí auv.oři se zabývají vlastnostmi palivových článku pro rychlé reaktory a jejich složkami. V Karlsruhe se studuje chování palivových článků pří ozařování, a to jak oxicových, tak v poslední

době i karbidových a nitridových

/A/»

Podle uvedených autorů musí palivoví články vyhovovat těmto požadavkům: - teplota paliva na nejteplejším místě ("hor. spot") musí být vždy pod teplotou bodu tání paliva; - osový posuv paliva a chemický rozklad palivových složek, Který ty ovlivnil roaděler.í teplí?ty a podmínky reaktivity, je přípustný jen ve velmi xalúin

rozsahu;

- povlak musí zabránit úniku Stejných produktů; - vnéjší rozměry článku - dálka, průměr, přímost - musí zůstat v úzkých tolerancích. Tato kritéria vedou к tornu, že so při ozařování musí u paliva především sledovat;

- 17 -

kríp, botnání, uvolňování plynných štěpných produktu, migrace pórů, chemické změny a změny v příčném a podélném směru.

Chování paliva Jeden z nejdůležitějších aspektu je chování v krípu při ozařování. V oblasti nízkých teplot (pro kysličníky pod 1200 °C) jsou vlastnosti v krípu závislé na rychlosti štěpení. řři vy­ sokých teplotách provazuje tepelná aktivace. Proto jsou poku­ sy mimo reaktor při vysokých teplotách použitelné pro krípový mechanismus v reaktorech. Teoretické ocenění krípové rychlosti vyvolané ozářením, spočívající na modifikovaném modelu Naborro— -Herringově, udává hodnoty mezi 6 . 10 rychlost štěpení 1 . 10

f/cm

/h a

8 . 10**5/h pro

a napětí 2 kp/mm . Zdá se, že

krípové rychlost je proporcionální rychlosti štěpení a napětí. Vede к svazkům mřížkových defektu, které se tvoří v soused­ ství stop štěpných zlomků. Tyto jsou vysoce zahřáté vlivem ionisace a tvoří tzv. tepelné pruty. Aby byl přezkoušen vliv te­ pelných prutů, které jsou jen málo závislé na teplotě, byly provedeny reaktorové pokusy s UOp při teplotě paliva mezi 300 - 700 °C. Do speciálního pouzdra na Články, které bylo vy­ vinuto pro tonto účel, byly pneumaticky zasunovány vzorky а byla nepřetržitě měřena jejich délka. Vzorky sestávaly ze sloup­ ce střídavě UOp a molybdenových prstenců, které zajištovaly malé

rozdíly v teplotě a malou citlivost к trhlinám. Так byl

měřen zářením vyvolaný kríp ve vzorcích s 96 % TH, při štěpí­ cí rychlosti cca 1 . 10 * f/сиг* a vyhoření do 2 %. Při nízkých napětích deformační rychlost mění znaménko a přechází na bot­ nání paliva* Tento výsledek ukazuje proporcionalitu mezi rych­ lostí krípu a napětím* Ze všech dosavadních pokusů s U0 2 v reak­ toru lze usuzovat, že tepelná závislost krípové rychlosti,

- 18 -

indukovaná zářením mezi 700 -Í 10C0 G C , je nejisté a že bude třeba provádět další „okusy. Soude z teoretických úvah a některých předběžných pokusu, je krípove rychlost u karbidu a nitridu mnohem menší než u uxidú, vzhledem к velmi účin­ nému rozptylu energie ne stop ztepilých transientů vodivými elektrony. Krípové testy při vysokých t plutách mimo reaktor byly provedeny při napětí ao 2 kp/mm , což odpovídá napětí v pa­ livovém článku. Vzorky aestévalv ae slabě hypostechiometriciých kysličníků s 20 % Pu, což představuje stav paliva v prvé části jeho života, nktivační energie stoupá se zvyšu­ jícím se pnutím a teplotou к hodnotám 175 ke "/mol. Při nízkých napétích a teplotách byla nalezena aktivační ener­ gie rovná 115 к cd/mol. Za použití Nortonova zákona o závis­ losti hodnoty itrípu na napětí směřuje exponent napětí к 1 a u vysokých napětí к 4,5. Při vysokých hodnotách' teploty a napětí je závislost na napětí mnohem výraznější než při nízkých teplotách a napětí, v oblasti nízkých napětí muže být aplikován mechanismus deformaci na hranicích 7,rn. Při vysokých pnutích je deformace výsledkem vzrůstu dislokací. Z měření autorů s UO2 vychází rychlost botnání 0,8 % při 500

С a vyhoření 1 •» d %. Jiné experimenty vedou к dílčí

rychlosti botnání vlivem pevných štěpných produktu 0,7 % na 1 % vyhoření a 1 % u karbidových faliv* Botnání kysličníků vlivem plynných štěpných produktu silně závisí na provozních jodmínkéch paliva (vyhoření, pórovitoat, teplotní profil). Iři nízkých teplotách в nízkém vyhoření paliva (pod 700 °C a j %) ótěpné plyny bez pochyby přispívají více к botnání, než odpovídá jejich ětěpnému vý­ těžku. Při vysokých teplotách se naopak r./chlost, botnání

19 -

etupnovitě zvyšuje к maximu, které pravděpodobně probíhá me­ zi 1^00 * 1700 °C. Tato tepelná závislost je dána jen celko­ vě v dob's známé změně objemu palivových tablet a článků při ozařování. Pro výpaJet »„a:onu palivových Článku musí být data o krípu a botnání kombinována s údaji o migraci pórů. Z teo­ retických určení, stejně jako z výsledků ozařovácích testů, jsme se poučili, že v kysličníkovém palivu můžeme očekávat migraci pórů к centrálnímu kanálu teprve v tepelné oblasti kolem 1700 °C. V přechodné oblasti mezi 1500 + 1700 °C zůstá­ vá migrace pórů uvnitř oblasti, aniž dochází к nějakému zhuš­ tění. Výsledky ozařování u oxidů svědčí, že časový růst cent­ rálního kanálu, je způsoben částečným spotřebováním pórů v te­ pelné oblasti kolem 1700 °C. Z toho plynou tyto hlavní závě­ ry: - žádný dodatečný přesun dutin к centrálnímu kanálu nevzniká, jestliže počáteční mezera mezi palivem a povlakem není iirSl než 100 um, takže objem mezery může převzít kripové pro­ cesy ve vnější zóně paliva; - jestliže počáteční teplota ve středu článku nepřekročí bod tání, je v oblasti teplot kolem 1700 °C transferováno 50 % původní poro'zity do centrálního kanálu po 200 + 700 hodi­ nách a okolo 90 % porc-ity po více jak 2000 hodinách; - tento jev, jek se zdá, není závislý na počáteční hustdti pa­ liva, zvláště není rozdílu mezi tabletami a vibračně zhuš­ těným palivem.

Poslední údaje o Štěpných plynech u a tejných druhů člán­ ků a při stejných podmínkách ozařování ukazují, že přes to, že celkové uvolňování je pro celé články podobné, jednotlivé

- 20 -

cukce člúbku aohou uil.v; kolíbal vt. :>vém obsahu plynu. To pla­ tí především pro ští-pné plyny zachycené ve velkých pórech, icúe зе csťiže obsah ; lynu liaxt >JŽ dvojnásobně v sousedních + ůbl:.-xbch. většina íiyi . .

... .,.. i

a a u a xenonu je zachycena ve vslkých t

...и ^i-..^. - uv^žec .paliva,

huzne cíiovca.ij. i ryp 4.01.1.: и ^er^i.u t - úniia je způsobeno vel­ kým редёгео zadržené . Vakce Xe/Kr ri*oti malé části uvolněné­ ho plynu-

V xon paliva Yei*.ý pučet «Li áLi/cíi jea»r byl ozařován v pouzdrech se sodíb>ni -? tepolném &ptívri.t reaktoru FR II. Byly vyrobeny z U 0 2 ii^bc- aú BÍ_U ,;,.ýc.i oxitlú . пег^г-с/еа povlaku (maximální teplota ve středu byla 530 C C) a při jed.iotlivých zkouškách se pohy­ bovaly vyrvaní hodnoty a provoř-гЛ podmínky asi takto: hustota 85 t 90 H ТЫ, g.oDttrit; ttblet - prohloubené nebo broušené, lineární zatížení 350 * 650 W/cm a vyhoření až do 90 MWd/kg kovu. Iři těchto pokusech nedocházelo к poruchám článku,vyjma několik případů seZhíní pouzdrft. iři zkouškách po očarování byla věnována zvláštní pozor­ nost chování paxiva. Byly pozorovány nové jevy, pokud jde o mechanismus uzavírání mezer, točéteční excentrické umístěn .'. tablet v obalu je zřejmě zachyceno béhem startu vytvořením širokého meniajcu, který

se vytvoř- poa nebo nad stykem tab­

let. Zmcna struktury béheai ozaio 'wu neodstraní tuto mezeru, ale povrch tabl'-.ty ве zvrásní. Je li ubráněno přechodu tepla, posune зе tepelné centrum Článku a vytvoří se vypoukliny v cen­ trální dutině. Tento ..zjev byl pozorován při vyhořeni kol

- 21 -

40 IWd/kg. Tavení ve středu bylo pozorováno v některých Člán­ cích při středním vyhoření. Ačkoliv roztavené palivo dosahova­ lo trhlinami až к povlaku, nebyla pozorována interakce a po­ vlakem. Při nízkých vyhořeních, když stále ještě existuje ше:«;•« mezi palivem а .с.^океы, roztavené palivo úplně vyplní mezeru a vytvoří plást na obvodu v délce několika milimetru. Ani tady nebyla zjištěna interakce mezi povlakem a palivem. Chování palivových článků při vysokém lineárním zatíže­ ní 8 rozsáhlým tavením ve středu bylo studováno na dvou sé­ riích krátkodobých ozáření. 56 krátkých kysličníkových člán­ ku bylo ozařováno v heliové smyčce Ж II. Následující betatronovou radiografií bylo zjištěno, že vytvoření dutin nad sloup­ cem paliv* závisí od doby ozařování. Pravidelné dutiny в ku­ želovým dnsm se tvoří jen tehdy, trvá-li ozařování déle než hodinu. Je-}i ozařování kratší, mají nepravidelný tvar. Při cyklickém ozařování bylo vidět, že se rozsah tavení zmenšuje v důsledku zvyšující se tepelné vodivosti zhuštěného paliva. Ve zkušební smyčce reaktoru v Xahlu VAK bylo zkoušeno 12 člán­ ku s oxidem. Bélka aktivní části byla 1190 mm. Provoz probíndi. za normálních podmínek výroby páry (vstup 70 kp/cm /286 výstup 65 kp/cmV500

C,

C ) . Zvláštním předmětem těchto pokusu

bylo prokázat použitelnost konceptu, že volně stojící článek je sto během období krípového kolapsu skýtat informace o chováví

paliva a povlaku z Inconelu-625 o Incoloy-800 při hlubo­

kém vyhoření a zvláště o teplotc horkého mleta (hot-spot) povla­ ku. Všechny palivová články ozařované v pěti zkušebních kase­ tách tyly opatřeny drátěnými žebry, při lineárním zatížení ty­ čí mezi 200 * 450 MW/cm byla zjištěna maximální teplota povla­ ku 670 °C. Došlo ke dvěma poruchám. Jeden článek, plněný

- 22 -

prážkovitýo oxidem s Inconelem-625, ее porušil při 78 Mld/kg a jeden s tabletami ze smíšených oxidů a Incov yea-800 ее poru­ šil při 65 Hid/kg vlivem chemické reakce mezi palivem a povla­ kem. Zdá se, že chemická reakce mezi palivem, štěpnými produk­ ty a povlakem při vysokých teplotách je kritický problém. Sestava obsahující tři články se smíšenými oxidy byly oza­ řována v toku rychlých neutronu v DFR až do vyhoření 55 IWd/kg. ťostupné zkoušky článků prokázaly jejich uspokojivý v
C.

Eadiografické zkoušky prokázaly, že se sloupec paliva také rozšířil o 0,5 *, tento jev je vSak poněkud zastíněn slabým smrčtěnÍQ obalu. A.I.Leipunsky ve své zprávě /5/ o vývoji palivového člán­ ku pro reaktor B0R-6C se zabývá otázkou skutečné hustoty pali­ va v článku. Považuje ji za důležitý parametr, nebot určuje: úroveň provozní teploty v aktivní zóně, volný prostor pone­ chaný v článku pro zněny objemu jádra

vlivem botnání (volný

prostor je objem mezery mezi palivem a povlakem, póry v sintrovaných tabletách a centrální dutina v palivu) a množství množivého materiálu (U 238 a Th 232) v aktivní délce palivové­ ho článku. Volný prostor musí být dostatečný pro změny jádra a přírůstek 100 kg štěpných

zlomku na 1 t paliva. Běhen» celé

doby provozu r.esmí dojít к axiálnímu posunu paliva v člán'.u vlivem deformací jádra při provozních teplotách článku. Poku­ sy ukezují, že průměrný stupeň botnání u U0 2 a U0 ? • Pu0 9 je

- <í3 -

1,2

% na 1 % vyhoření. Vytvorcr.i centrální dutiny v palivu

umožňuje příčný pohyb hmoty v důsledku změn teploty paliva* Po určité počáteční periodě provozu poslesne značně teplota paliva, tři výpočtu jádra je třeba y.nát průměr dutiny, které эе vytváří -t>ú raii.• <.:. .a: po=uná hmoty. Autoři udávají rovnice, podle nichž lze tento prumer určit. SmrSténí centrální duti­ ny je výsledek namáhání povlaku .Ji vysokém vyhoření. V počá­ tečním stadiu ozařování teplota pctiesne, což se vysvětluje rozšířením centrální dutiny v jádru paliva vlivem radiálního posunu hmoty. Daláí zvyšování teploty vede ke kontrakci cent­ rální dutiny. Činí-ii skutečná hustota 85 % TH, teplota v ma­ ximální oblasti judre (hot spots) vede к tavení při 8 • 9 % vynoření (bereme-li v úvahu že se teplota tání sníží o 100 * 150 w C vlivem nahromaděných štěpných produktu). Proto byl zvolen horní limit skutečné hustoty pro články v BOR-60 rovný 82,5 % TH UOp. V tomto případě nepřekročila jmenovitá hodnota 73,5 % TH. Zvolená hodnota roskytuje na jedné straně dostatečně volný prostor v článku změnám jádra, vyvolaným štěpnými pro­ dukty do 100 kg/t, které au nahromadí v palivu, a na druhé straně je tím zajištěna požadovaná úroveň provozní teploty jádra.

."?ar.*?íáY. A jiné.jdiuhy ko.'amicicyoh paliv T.S. Menšíkova /ó/ se spolupracovníky se zabývá studiem vlastností a chování karbidů, nitridů, karbonitridú, sulfidu a fosfidů ur^nu.

-

'J/

•j . >;:•"! i..-.h\i '.lobé je včnovrtno mnoho p o z o r n o s t i s t u d i u i,..-., j . y ' 1 " ; ; Í '

'•'•'•'

neiň

- ':j-f;:'l;lí -i

mají nek* f-.ré v l a s t n o s t i VJ ČÍ*. VO 5 1 ,

h U l i t С í.^

l e p ň í «vru k y í H i č -

apOd.)«

l

'"У?. 4 t 1' "> к-ПТЬ 1 ! •-

v"'o .iioi.'i." z k r a t 4 ' : dobu т".тп ifini' и r y c h l ý c h \. • r. .,.

reaktorech.,

;•'.'. o vr' • !" •••'•>• •. ' ' »•••>' r,..'J' ;'".' ^.íe.iíriV и т я -

i - ; ..l.'.)'.;••'j. j a k - /ji'-'ii n i t r i í ^ .

f,

o.sí*:dy s u l f i d y

» knrboni-

i j.y.. v ЗП:.;н p r a c u j ? v BK-ti> akt 4 .v \ zón& s k a r b i d y ' j^i-k^:n

karbi-

?e u k á z a l o , že k ^ r b i d o - í

; и М ' Х má pxi

uranu. vyěSíťh

/'; -:'•;•'". U ; i X ' '"Cj vě;.ží b o t n ó n í než k y e l i Č n í k o v é a z p u s o b u ; • •'•••L-';r :- ••. :;л.;. p o v l a k u .

Je tedy t.vtíba vhodně u p r a v i t

koustnik-

."..••..•-v.«;•• _ : Í.;TJкÍ•, poicccí v h c d r é h o v o d i v é h o n r o s t ř e ď í ... ... p r r . n c d

t e p l a гч povlsi; s l á n k u a t í m s n í ž i t

(N*^

teplotu

..<-.:: ОЛЙ ika. i r o t o ž e však s o d / к p ř e n á š í u h l í k z p a l i v a o t í m •'.'i ..'•?•-.:

:'•••.•"••••'к <• ? b o r ř u j c ;

ТРЬ^ v l o n t ^ n s t . i

?

ie t ř"«ba h l e -

•. - i^';b .r.^ tcrr.u /.abr-énit. a t.o* v

V..'..'/о .<».-•>, .Ji!

.. i'
.\ ;'.'*''.' i 't,/

•:••• , - ; : - ' , . v i ď kOVyf

liter.':

'. •''

. .V;~'•''.''•

, . . " > : . :.';•.

'. J ,

' ;•.,.!, Uf l i í ,.

:•; -д r. !,.'.t p:>- Iv:.; povlakům, '.-,,.,'. :•: 'Mií.tr.o, Kí.orý z t ě c h t o z p u s o o u , z v l ó ě t ě pod v l i v e m

. :• • i i T i •.'» ,. и г i [. ч vn,ý с.: - a i о а с & n t n U а 1 и ;...•,• "i.; ;Í>. л)г*г:Г'.у r ů z n ě metody г-г^ггауу těchť*. í j n ^ o n i n .

r,ř

i-

• ••<.'''.& ;.r..,j..? • > :.t)ó f.-ňoííy j)ř; ]'.r-*r'í' ' ' c h t o s]ouře;vi.n z d i o x i 1

r

•',.. jťn i..''•; i / * i.- nyi". ?,tudovánfc h e t e r o g e n n í k a r b r . r i z o o c а '.':: --t .J'Í:I:ÍÍO r o z p t ý l e n é h o kovu nebo j e h o h y d r i d u

propenem

bo uucíkea.:. T a t o xoT.uda ,je z a j í m a v á z h l e d i eka 7 ipdr-.od^fíeTVÍ

—

d^i

-

aparatury, snížení provozních teplot, možnosti mechanizace a automatizace výroby paliva. Tak např. byla studována přípra­ va monokarbidu plutoniu hydro^enací kovového plutonia a jeho karburizuce uhlít.eiu irscv-.i 4OO + 800

С. levná sloučenina

UV- raO byla \ г. pruvonti smíšením složek a sintrováním při 1200 t 1600 °C. Sirníky a foiiiidy byly připravovány podobným způsobem. Byly určeny některé mechanické a tepelně fyzikální vlast­ nosti v rozsahu teplot 20 * 2000 °C připravených sloučenin. Eyly to zejména: tepelná vodivout /X /

elektrický odpor / / ? / ,

tepelná kapacita /C /, tense par uranu /Pu/, stlačitelnost / (5^/, tvrdost /H, /, modul pružnosti / E / a koeficient lineár­ ní roztaživosti / ^ /. Výsledky jsou uvedeny v diagramech v ci­ tované práci.

Povlakové materiály niavní íunkcí povlaků palivových článků je zabránit úni­ ku štěpných produktů и aktivní zóny. Největší pozornost se v ios">ední do oč eouetřeouje u rychlých reaktoru no nerezové oce­ li a u tepelných reoktorů na zirkonové slitiny.

Nerezové oceli Austcnit. i CCLÓ nerezové oceli a chromniklové slitiny jsou r.yní považovány za hlavní materiály pro palivové články v rych­ lých rucicturc-ch, Avóak křohnutí při ozařování ~a vysokých teplot a rust du­ tin při tepiotých re ť; г i 40c л уио "С mohou omezit použití materiálu

- 26 -

•••л: t: ť i u c n c i n e u t r o n u 1 0

n/cm

.

/-..'•-4 •; •;? v š a k z ř e j m é z o z a ř o v a c í c h pokusů .-•г

:. :>io;:í a vhodnýai t e p e l n ý m a i

.::JL*:;

TI;

dosti

• '.'•'"•• „V:'íní

značně o v l i v n i t

žo u c r w o i -

ti^cln^-víri-i^arkým

křehnutí

při

v.ysockýc

Z^l**4" i С . "I

i'V'/r.lene

'-_>" ;..VÍO ^í^kár.o lepší pochopení těchto •-. i..-*'• b;/> zr.o-

;';...IÍ : i. itóho í í l c S e n í a S T u k t u r y , /Ui^ru) r i k l u v n e r e z o c e l í c h a s l i t i n á c h ь ivf.: •*•

p ř i vysokých

tendence

teplotách;

ř. '•iikoít oMroiu-manganovích o u s t e n l * i c o c h

ocelí;

.<:•;'sad ř/io , Nb a 3 ; •?I-Ú;VO1../

-•

kovu.

'..ко'''-ť.n v l i v s t r u k t u r y na mechaniriktí vln*: lr.C3ti •c/ii

3 s l i t i n p ř i vysokých t e p l o t á c h ,

typu k r y s t a l o v é f

é. ve

сг

r

a-:^
mříže;

feze;

;!;V-5MÍC:

zrn

niklu;

... .iii.Oot.i ^;rn u Ch20N80 s l i t i n a

. .1 jv; ; r.;/ s t r u k t u r á l n í

OCPÍÍ

změny v o c e l í c h

э slitinách

r--:!it.:"r,nuj) a t o r •••:.; f.fJÍ

'i.'-.i a t . r á n u t í ;

/г.'. rt-í'i na (.ocmí.nk.y

pnuti;

' • v ř . u r j o c e l i OCH18N10T; ••••!.,; •;..'-. i r. v o c e l í c h ; H<j an n l j h k o a t

p ř i vysokých

1СН1^М2УГ'К

Uip.i ovárr, .

.

vli

--<£?-

l-i.ť. Agatova /'// ve své práci uzavírá: všechny tyto sku­ tečnosti způsobují řadu zmč-n ve struktuře a mechanických vlast­ nostech ozářených ocelí, což jsou složité rnnohsEložkové a mnohafázové systémy. h.iíjí.cii; i ic-kc C C J Í : a žáiu^-vne slitiny so vyznačují tím, ге vlivem inter^rcnalárních trhlin sají tendenci ke křehnutí za vyaokýcn teplot. Křehnutí není závislé na tor.., ::da austonitiracc- je způso­ bena niklem nebo manganem, Tendence ke křehnutí je urychlová­ na zvyšovaní^ obsahu niklu u chrom-niklových slitin. Některé pozorováni nasvědčují tomu, že křehnutí je v souladu s ten­ dencí к jKezikrystaiOVónu lomu bez ozáření. V tdto oouvidlosti lze soudit, že poměr pevnosti hranice zrna a vlastního zrna určuje v zásadě křehkost pří vysokých tep.lotííen. Luhovaní a čistota .;ovu mční tento ponřr a může zroteinč- z^čmt počat.eic a průbíih teploty křehnutí vlivem záxoní. begovóní ocelí o uložení železo-16*Crlb%Ki takovými prvsy jííko Mo, Nb, Б (ů,00j i 0,01 % váh) ukazuje, 2сл ovlivňuje :,ou^úvnatoGt při vysokých teplotách u ozařovaných ocelí a po. .*.'-jjc- iočiít.jk kř..hííutí do oblasti vysokých t eplot. Ocel •v,-^hiól'.15M3i- lyiíi teatovúna jako povlak článku v reaktoru, Uká­ zalo LÍJ, li; vííechny kazety z td + o oceli s karbidovou aktivní zónou reaktoru Bfc~í> zůfitely plyne těsné o bez poruch po prů::érTi-'ai vyhoření 4,3 :í Užkýcř atomů, bUii'.to u oc-ijli OCiilbí/ T t-yl>. 3c z >\ xazeí. poruúcno. íi.yní зе provádějí zkcucky з oce­ lí lc-ř-ovanoi: .'/io , Nb, b. vr.it i-r.i pnutí .iúže zvyáovat tendenci au3tcnit i ck.ých oce­ li x- ifřehnutí. Zavedení řie do ocelí, ozeřo vánic, no cykiotro*» nu, of io ne; fízi:ivý vliv п.ч plastičnost ocelí při zvýšených

- 28 -

teplotách. NŘmečtí autoři / 4 / zkoušeli stabilizované austenitické nerezoceli čís. 1.4978; 1.4981 a 1.4970 a o složení lb/13 CrN

Nb, 1 б Д б Cr/Ni Kb a 15/15 Cr/Ni Nb.

Ukázalo se, že mechanické vlastnosti těchto ocelí během •••;.:•• svtni

« po ozéřerí mohou být. ovlivněny ve značné míře

předchozím mechanickým a tepelným zpracováním. Vyšetření elektronickým mikroskopem ukazuje, že ozařová­ ní do 1,1.10

n/cm

při teplotách raezi 600 -ř 700 °C nezpůsobu­

je tvorbu dislokačních smyček nebo dutin, takže změny v krípové pevnosti jsou způsobovány jedině křehnutím při vysoké tep­ lotě, vyvolaným tvorbou helia 8 pravděpodobně i změnami v precii itaěním procesu. Ozařování neutrony vede nejen ke zkřehnu­ tí materiálu při vysokých teplotách, způsobuje i vznik swel­ l i n g H tvorbu dutin. Swelling závisí na hustotě toku neutro­ nu, na jejich fluenci, teplotě a mimo jiné i na materiálu. Změny rozmčrů, způaobené botnáním, skýtají vážné problémy pro konstrukci ektivní zo'ny. Nejnovější výsledky ukazují, že ocel 22

1,49bí3 SS do fluence 4,5.10

2

n/cm

vykazuje menší rychlost

swellingu než americké oceli 304 na 316. Je také zřejmé, že prumérná velikost děr v Nb stabilizované oceli 1,4988 SS je mf;neí než v ocelích 304 a 316. V posledních letech byly uva­ žovány jako možné povlaky vanadiové slitiny, vzhledem к je­ jich příznivým vlastnostem v neutronové fyzice a vysoké pev­ nosti při zvýšených '«plotech. První ozařovací pokusy s růz­ nými vanadiovými slitinami v Karlsruhe ukázaly, že do teplot 7ť0

С nevykazují zkřehnuti vlivem (n, *

) reakcí, řokusy při

mnohem včtší fluenci potvrdily tyto výsledky. Vanadiové sli­ tiny, pokud jde o pevnost a odolnost proti zářeni, oe tfkázaly lepší než nerez oceli. Angličtí autoři / 3 / prověřovali při

- гу avých pokusech hlavně tyto druhy ocelí typ M31ó (AIS.Í, 0,03 Ý C,C6 % C; 13,5 * Mi; 17 % Cr; 2. rj % Uo) FV548 (Firth Viewers, и,06 -» 0,09 tfc С; 11,0 * 12,0 % Hi; 16,0 * 17,0 % Cr; 1,0 v 1,7 » Mo) a Nimonic 1-Ы6 (Henry Wiggin, 0,05 t 0.10 % C; •;i, . •. 1b,0 :.í Г ; 1С, v vt Cr, Js'> Ý 4.0 £ Mc; 2,

t ^6 ib Ti a A I ) .

Více aež csO л» povlaku, cylo z oceli za studené zpracované a zby­ tek z homor-enizované oceli.

Charakteristika poruch článků Zkoušení porušených článků z i/FR ukazuje, že jsou tři dru­ hy mechanických poruch: b) prasknutí povlaku vlivem vyčerpáni houževnatosti materiá­ lu, vyvolaného normálnímsuřellingem paliva a povlaku; г) aústnín: přehfetí.ii, vyvolaným zachycením plynové bubliny z ctludiva na povrchu článku; c) VSeobecnýci přehřátím, způsobeným neúměrným tokem chladivá. Chyby ve způsobu chlazení jsou jen zřídka příčinou poruch, ale ve troch případech překročila teplota o 200

С určený li-

.Л-., Vrniklíi г o ruchá článku vlivem pnutí čtěpných p3.ynu. i'orucnL byle charakterisovéna velkou deformací, a to jak u M316 tak i ul 16. Vi.echny poruchy v článcích kazet a včtšina vňech loruch vůbec je výsledkem sekundárních porucha Tyto poruchy vy­ kazují trhliny obklopené barevnou skvrnou, označující oblnst přemétí. 1-robíhají jen v místech, kde je maximální teplota v rozmezí 2t>0 * 4S>0 °C, povlak byl zpočátku jen nedostatečné jinačen ctilř-idivem a je citlivéj&í

к zachycování bublin, lá-

rové barevné trhliny, tj. trhliny ve stejné úrovni na soused-

- зо nich článcích, byly pozorovány; to značí, že přehřátí soused­ ních článků jednou plynovou bublinou není neobvyklé. Je zajímavé, že porucha 22 článku v jedné kazetě způso­ bila jen nepatrnou ztrátu paliva a neměla zřetelný vliv na "..uítorové přístroje nebo průběh provozu a byla signalisovéne jen únikem radonu do krycího plynu, který byl za tímto úče­ lem do článku přidán. V důsledku toho pracovala kazeta po zjiš­ tění poruchy,ještě asi 18 až 30 hodin. Na kazetě nebyly jiné poruchy než prasklý povlak, a proto se nevyvinula riziková si­ tuace. Iiva a porušených palivových článků byly ozařovány dé­ le po dobu 5í> dní a bylo zjištěno jen malé prodloužení a rozóíroní trhliny. Г-ři zajištění podmínek provozní bezpečnosti by­ lo tedy rozhodnuto pokračovat v ozařováni kazety přes zjiště­ nou poruchu až do skončení normálního běhu reaktoru. Poruchy v kysličníkových článcích, vzniklé vyčerpáním houževnatosti materiálu, jsou řídku. Bylo zjištěno 5 * 10 pří­ padů. Z toho byla většina při relativně vysokém vyhoření W í r.Q než 8,!? %) nebo při variantách konstrukce s vysokou husto­ tou paliva. Takové poruchy počínají na spodním konci článku, jsou Sfojcny a trvalým vývojem deformace povlaku o nevykazu­ jí kolem trhliny změny vyvolané vlivem výkyvu teploty. V sou­ sedství byly zjištěny v povlaku intergranulární trhliny, kte­ ré povlakem nepronikly. Praskliny jsou obvykle připisovány pnu­ li vlivem swellingu. Jakmile intergranulární trhliny proniknou ctěnou, trhlina se vlivem swellingu déle otvírá. Odolnost v Houževnatém lomu proti trhlinám, při vysokých teplotách se od­ haduje na 1 * 4 % v závislosti na stavu povlaku a neutronové dávce. Trhliny na chladném konci článku vyvolané horkým maximem (hot spot ) , ukazují ne nepatrnou houževnatost (pznačující

- 31 -

koncentraci napětí). I neporušené ělánfcy vyká zu/jí v xi-cnio ачstech až 1 ъ deformace. Churakterietiky poruch na iQlb i KVý48 jsou cell;;-'; • .j.Lne. FV!>4ó snad vykazuje méně houževnatosti v leču. Trhliny v v.i • '-nixovych slitinách jsou celkové delší než trhliny '• :\zvuz ocelích, u nichž činí 1 * 2,5 cm» Protože 1'Eló T-V.;Í r..íří charakteristiky deformace, je u i ich obtížné určit počínají­ cí poruchu, a proto je obtížné předpovědět limit vyhoření. Trhliny v karbidových článcích se chovají \ odobně .jako •/ oxidových, ele mají tendenci tv.iřit se v oblasti ne.jvStííha vyhoření a snahu růst podél článku. Lokalizované tepelné maviiiiuiu způsobuje poruchy vlivec chemické reakce paliva з po­ vlakem, což se projevuje vznikem polokulovitých prohlubní, v nichž vznikají jemné trhlinky, nebo v celkovém roztavení povlaku га napadeném cistě. Kychlost poruch je v karbidových článcích vetší než u kysličníků vzhledem к rozdílné charak­ teristice botnání paliva. iiCipunsky /;>/ při určování použitelnosti a doby iíivota pa­ livových článků udává, že při teplotě ozařování 450 ~ ót>0 °C odolávají povíaky z ocele OCH16N15M3B pravidelně

dvoupro--

centnímdeformacím bez poruch. Proto považují autoři

2írá

deformaci za kritérium spolehlivé služby článku v částech, kde je teplota pod 6Ь0

С

loužitelncst členku nad touto tep­

lotou byla určena z velikosti aeformace povlaku běhen oooy pro~ YOZU.

Určení i oužitelno3ti v místech, kde byla teplot.:, ;. ovlsku ЬЬ'о

С nebo vyšáí, bylo zjičtovčno pnutím a zněneici podmínek

pnutí bfchem provozu. V těchto místech bylo použito Cr:lrú

3n£mé

hypotézy o lineárním sčítání poškození, pyl zaveden koeficient

- 32 -

míry napětí, který ukazuje jak rychle stoupá napětí vedouc к předčasnému porušení povlaku. Koeficient napětí byl používán v této formě:

C.06

к* (t) =

4k

sj *t (t*)« «•. kde 6^

je ekvivalent napětí,

C,d jsou experimentální koeficienty určené při dlouhoo:.bých testech ocelí.

Bylo posouzeno napětí plynnými Štěpnými produkty, ktex : roste s vyhořením, pnutí vyvolané teplotou, které se běhen, do­ by uvolňuje, a pnutí vyvolané mechanickým působením botna.xcího jádra na povlak. Bylo zjištěno, že nejvíce je deformována spodní část pa­ livového článku. Zde je nejnižší teplota paliva a jeho tvávnotjt je malá.

lv

eálná doba provozu článku je závislé v nemalém

rozsahu na vzniku a rozsahu interakce mezi palivem a povlakem. Zkoušky s pokusnými články v SM2 reaktoru ukazují, že při teplotách povlaku 600 •» 650 °C nebyla pozorována interakce mezi U0 2 a ocelí 0CH16N15M3B až do průměrného vyhoření % %, Při vyšším vyhoření docházelo к malé interakci. Tak při 12 ..úa vyhoření (0 po sekcích) dosáhla intereagující vrstva tlouct;:у 'fo • 7t> {im. Vrstva byla volná a místy se odlupovo.a. Ozáření neutrony značně ovlivňuje takové vlastnosti, jako je dlouh :obá pevnost, houževnatost a rychlost krípu. К posouzení viivu změn vlastností článku těhem provozu byly provedeny výpoHy o poklesu dlouhodobé pevnosti povlaku a zvýšení krípové rych­ losti U4X,. Vzhledem к nedostatku spolehlivých údajů o uvedených

- 33 -

vlastnostech vlivem ozařování byly provedeny odhady i с:nich limitu. Bylo usouzeno, že doba potřebná к porušení О С Ш о М ^ К З В oceli se vlivem ozařování zkrátí lOOkrét ve srovnání s ú.ir.ji získanými při dlouhodobém te tu standardních vzorků s кřípová ryjhlost UCLvzrosto íj.icrát,, třes toto stonásobné snížen:' je koeficient r:et- •:- ; :.ypěti větší než jedna. Zvýšení krípové rychlosti u UO, i urobí příznivě na použitelnost článku. Byl rovněž určen vli- ;="/<:• i Lingu povlakového materiálu.

Zirkonové slitiny Na povlakové materiály v tepelných reaktorech se všeobec­ ně ujato používání zirkonových slitin vzhledem к jejich saje abcobci neutronů a poměrně výhodným tepelně mechanickýr.-. vífialnostem. A.D.Amaev / 8 / upozorňuje, že v některých případech зе u zircaloye -2 při použití ve vroucí vodě vyskytly případy ko­ rozí a vodíkového křehnutí. íožadavky no zvýšenou ekonomickou účinnost jaderných elektráren, a 6 tím spojené zvýšení chlazení a hlubší vyhoření, vedly к intenzivnějšímu studiu zirkonových slitin, zvló^tě га neutronového záření. Bylo zkoušeno 6 zirkonových elitin v PVC smyčce !vroucí vodo) v reaktoru MK a v autoklávu za statických j-odmínek,

4zor~

*У byly zkouSeny ve tvaru prstenců v pokusném prostoru ÍK-;I 1/2 m nad aktivní zónou. JakDchlndivo byl i použit 280

směs vody э cca 21 % p;írv , při

; a 80 atm. Průměrná hustoto toku neutronů byla ЗЛО 1 -* n/cm «s

(BJř 0, ?MeV). Slitiny byly testovány ve smyčce 3S>00 h, '<'.* tuto dobu obdržely fluenci 3,7.10

n/cm .

- 34 -

Vzorky v autoklóvu byly zkouaon.y rovněž 3t>00 n. tri zkouškách za konstantních pcdaínek v autскlávu vykazovaly všechny vzorky odolnost proti korozi, з tv--'Vju pevného tmavého filmu kysličnísu. Chování zirkonových slitin . ,VJÍ «c.->rozi b.>lo ;: = vislé na prvcích, kterými byly legovány. Korozní chování zirkonových rslitin při ozařování ve vrou­ cím neutrálním chladivu je závisíc Lřfdev&ím r.a jejich chemic­ kém složení. Kovněž předběžné aachsnické a tepelné zpracování mí' důležitý vliv no korozi. Důležitý vliv má i snižování obsahu kyslíku v chladivu. Slitiny, které neobsahují Kb, nejsou citlivé r.a obsah kys» líku v chladivu, ale při ozařování vykazují rychlejší korozi. Slitina Zr-l$Sn-0,l.>%Fe, která se blíží běžně používané slitině oircaloy 2 byla Široce studována. Hlavní závčr je, že tato sli­ tina je málo citlivé ke koncentraci kyslíku v chladivu při zkouškách mimo reaktor. Naopak» při ozařování je zřejmá oxyda"э, které stoupá se stoupající koncentrací kyslíku. nejlepší odolnost vůči korozi za všech podmínek vykazova­ la mnoho3ložkove elitina Zr-l%Sn-l%Nb-0,5Fe, kde Fe a Sn sni­ žovaly citlivost vůči koncentraci kyslíku v chladivu a Kb i otlačoval vliv neutronového záření. Vžechr.y studované slitiny vykazovaly cialou absorbci vodí­ ku při oznřování, takže nebyly prakticky ovlivněny pevnosti materiálů. Přes tyto výsledky je třeba, aby material, který iiá být použit na poviuky, byl nejprve přezkoušen га odpovída­ jících podmínek v reaktoru. Otázkami koroze zircaloyových tlakových • rub pod vlivem záření v reaktorech SGHWR se zabýval rovněž Nichois /9/. Při

-

2 J

-

vy ve j i ^Gďtfl b y l o i íeCa v žne v at v e l k o u p o z o r n o s t u r č e n í k o ­ r o z n í c h v l a s t n o s t í za s t u d e n a v á l c o v a n ý c h z i r c a l e y o v ý c h

tla­

kových t r u b . —Druzi z L u s o c u j e na v n i t ř n í s t r a n ě voda s p á r o u e na v n ě j š í . .:: i . i t

s t r a n - j CO - К

t c r o z i v z n i k á v o d í k , k t e r ý může

ZKŤíh:v.i*.L T . Í ' c r i á l v .

sobuje

Ьс-vněž o z a ř o v á n í n e u t r o n y

způ­

a-rehnutíi

Při ozařování

o y l pozorová;: d ů l e ž i t ý e f e k t ,

leyovýori s l i t 3 n k i e s a ctefe r e c c e z p ů s o b e n é

že U z i r c a -

krípest.

Zkoiioc-ní v z o r k y t y l y p ř e d o x y d o v á n y p ř e d e x p o z i c í v p á ř e D ,0 z a h ř í v á n i г а >v_i 400

u

c po dobu 3 dnu nebo 3 d n í p ř i 330 ° C .

T e n t o po £ t u p v-?:? L ; o > á t c InítiU p ř í r ů s t k u h m o t n o s t i l ó * 25 nebo 10 -t 13 nifi/dni'". b y l o p o u ž i t o t č ž k d v o d y , aby b y l o

zabrá-

n í n o z v y ď : i ; í p o o á t ť č r i í n o o b s a h u v o d í k u . Vzorky b y l y z k o u š e n y f.o o z a ř o v á n í 64 ;iebo 183 dnů., p ř i č e m ž maximum h u s t o t y v» -.>

toku

b.yio 2 , 7 IQ "" n.Ciii " . s (EMMeV). Jemně z r n i t é o p ř e d o x i d o v a n é vzerky p r i

3.30 °C v y k a z o v a l y menší k o r o z n í r y c h l o s t n e ž

hru-

bozrnr.ý a u t o r i ó l гзпоЬо n o t o r i a l p ř e d o x i d o v a n ý p ř i 400 ° C . T y \r. r o z d í . l y E Í ' : Í po i b 3 p r o v o d n í c h d n e c h , a v š a k m a t e r i á l ox i do váný p ř i 4CO 'JC v y k a z u j e s t á l e v y š š í k o r o z n í \ýzla

any

ukazuji,

S'JhWP. j ' j .< e r o z n í z:.'/dzi

pro t l a k o v é t r u b k y mezi 0 , 1 8 a 0 , 3 3

, což je ekvivalentní

:iioch-

; . I-idu

•

7

r.r.i 1

z t r á t ě kovu mezi 0 , 0 6 6 a 0 , 1 2 mm

hodin,

V./..': •. l'-:y z a c h y c e n í v •'rv ch

v o d í k u b y l y významné j e n po 64 p r o -

} : i i r^l •; : ' T ; fkých odhadech dcchází.-ке к p ř e d '.?-'J ppm po ;:0C-0CG h o d i n á c h . L/o k o n c e n t r a c e

40G ppm n e o v l i v ň u j e - t s t o h o d n o t a

křehnutí.

V ply..n'.ra CO., r> £Í $ vody č i n í p ř i 2B0 0 , 3 у/йтг

rychlosti.

že pro p ř e d p o k l á d a n ý maxitr.ální t o k v

r.yďiost

zft <^00»u00 p r o v o z n í c h

prec­

С korozní

ztráty

•, рге
\.:;?.r.'.>r- : . , . . ! ! . .

r

ok i'-, (i '.o rovr.'. <í n o n í

problem.

- 36 -

Icstupné zvětšování průměru za studena válcovaných, tla­ kových zircaloyových trub vlivem krípu, nejsou-li ozařovány, jtí malé. Za předpokladu, že vnitřní tlak je v mezích projek­ tu. Provozní podmínky musí být voleny tak, aby kríp způsobeí.ý vli\'tí!n sončasnéhc působení pnutí, teploty a záření ne­ překročil projektované něze. К tomu je třeba znát krípovou rychlost za danných podmínek, ccž nelze jinak než rozsáhlými zkouškami v reaktoru. Tyto zkoušky prokázaly, že by mohly být tolerovány deformace až do > í bez nebezpečí prasknutí* Přesto Wšak, vzhledem к některým nejasnostem, je povolená krípové с•_>formace 3 %, což je velmi konzervativní základ. Výsledky získané měřením na SGHWE potvrzují celkem dobrou shodu s hod­ notami vypočítanými. Velmi důkladnou puzOřiiOši veiiOVůli švédští autoři /10, II, \
Úřinek tepelné roztoživoct.i je přibližné úmčrný výkonu ь uplatňuje зе od samého začátku. Botnání je stoupající funk­ ce vyhoření a stává зе významnější ke konci doby ozařování, l-ředpoklédóme-li neozéřený přílivový článek, který byl právě vystsven pinč energii, jaou jeho tablety přesné válce. Budou ne tepelně roztahovat, deformovat, a tvořit tělesa s konci

- 37 -

vyklenutými jako r.r.dir.ová sklíčka, ^epelné pásové pnutí způ3Cbí ji2 při nízkých energiích příčné trhliny, které se tak :-OIC^P:U,

že tfibie-v -h-jhu.';: ťcy

refegují s povlakem. Velikost

resru.jících sil ic / . • lé na konstrukčních parametrech rapř. :V: /eli'Crti F--^--r

> :i i_, , : <:: 5 povlakem. Zvětšuje se i

ti..nitka telle*. ÍÍ л-rt-; :>i L ,£. -ují vzhůru směrem к obalu. Tření působí proti tonuto posuvu л způsobuje napětí v povla­ ku. Jestliže se zvi-t^u.iw výkon, г ••-, sují se i reagující síly a vznikó mnoho -říír^/cf- i pekelných trhlin v palivu. Toto po­ střené praskání jr n^f < ÍT-o-'j nevratný. Chování palivových iiinků na joiétru w.: ?_icc liří od pozdějšího chování, když jrou tablety ji?, ros;, гаекепу na fedu malých kousků. Jak bylo J I Ž ferino, většina reagujících sil působí ;::'. i Lili iiř; c k i i i j l

?

. b ^ . l j ; , v . vol.í v ó j í u í

m í ó t i i í kufiCťúLióCč пере—

tí. Jednotlivá pr.utí ,!3ou slabá, ble sčítají se a způsobuji pro+ažer.í Ó rozšířen; průcitri povlaku (baubusové hřebeny) pro*; "tyku ViMet- J'.stiile je výkon udržov.'- trvale na maxi.TU . nevzr.it^ již ci5i i pnuti tepelným roztánovánic, alo průmír paliv.3 ac jocír... iostupr-.- zvětšovat vlivem botnání o dei '.rasuje p:via«. iři toa vóftk ouaou reagující síly také s tla­ če vet čiňne* *sk, :>'. ;-«i^t oojecu, které se ztišila vlivem botXÍ-UÍ,

DuJe v r.or*-

.:. ti 'iónku vlivem plastického tečení opět

3tlnčena. Jostliží: je všs< :.s'.. . průběh výkonu značně nepravidelr..-, рв^ ; nu+ í vvv-,i'j.-< ',:>'r-> -. л ее přidá к tepelné roztoživosíi

ipičiovóno v./kori'.i. rot > (.nutí se uplatní ve větší nebo men-

ái uíře v závislosti nv, velikosti bctnéní při přecchozím špič­ kovém výkonu. VfcliíOót .nutí je také závislá na rychlosti, ít.orOU jf; ZVyŠOVÍÍr VýkOT. ,

- 38 -

V^šky hřebenů na bambusovitém rozSíření na Slánku byly určeny po jejich vyjmutí z reaktoru. Z těchto měření byly učiněny tyto závěry: - velikost mezery nemá vliv na výšku hřebenu; - ciiakovitě ukončené tablety tvoří dvakrát větši hřebeny než tablety e plochým koncem; - tablety dlouhé 14, 20, 30 mm dávají stejně vysoké hřebeny, ale 7 mm tablety jen poloviční.

Tyto výsledky jsou důležité pro konstrukci článku, které by měly malé hřebeny a malé počáteční napětí. °estliže je článek provozován tak, že je povlak namáhán ke konci své ozařovací doby, např. exkursí energie, pak je risiko poruchy dosti značné. To je způsobeno tím, že se vlivem bombardování neutrony a vlivem chemického působení snížila hou­ ževnatost povlaku natolik, že není již schopen se přispůeobit i mírnému zvýSení napětí, které na začátku ozařovací periody by nebylo nebezpečné. Změny houževnatého lomu povlaku 8 vyhořívéním a botnáním vyvolávají změny průměrů článků. Jsou to nejdůležitější zrněny ovlivňující mechanismus reakčních poruch. Změny v houževnatosti povlaku vlivem ozařování Obecný účinek ozařování neutrony na vlastnosti zircaloye je: - zvýšení meze kluzu a pevnosti; - pokles tažnosti a zvláště stejnoměrného rvodloužení při

pře­

tržení; - pokles schopnosti tváření za studena* Z těchto úvah vyplývají pak tyto závěry: ZvySovéní úrovně výkonu palivových llánků nad rovnovážný

- 39 -

.\ti»v ciuie vetst ktí vaniku trhlin v pcvlaku. kritická velikost vzrůstu jo závislé ne konstrukci člán­ ku a na pBvozních podmínkách. Z konstrukčních parametrů se ukázala jako důležitá meze.. :-. ii-jzi

palivem ь [:.w-lakeoi. VčLší muzera je výhodněji» i' i*-.--

v o'-ní mezeře ne časem zmenšuje а 1:.ш no snižuje isohiCat ^ vý­ šení výkonu. Z provozních faktore je důležitá rychlost, s níž je provedeno zvýšení výkonu. Jestliže je tak velká, '•-• nemů­ že dojít к relaxaci, tak je zvýšení výkonu nižší, než když může relaxace probíhat. Relaxace se také dosáhne, jestliže Článek pracuje dosti dlouhou dobu při dostatečně vysoké úrov­ ni výkonu. Trhliny v povlaku se nejdříve tvoří na hřebenech, které koincidují s lícujícími trhlinami v sousedících tabletách UO.. .Počáteční trhlina v povlaku je, jak SG zdá, způsobena křehkostí, vyvolanou vysokým stupněm koncentrace napětí. Tato pozorování ukazují, že koncentrace napětí je hlavní mechanismus ponížení. V některých případech je tomu skutečně tak. V jiných případech je větší část houževnatosti vyčerpána celkovým namáháním a soustředění napětí pak přispívá к urče­ ní místo trhliny. Poruchu není snadné předpovědět, jestliže je její příčinou koncentrace napětí nad otevřenou trhlinou UO^ jdjs.0 hlavní aechaniemue. Jestliže celkové zatížení spotře­ buj-.; vétauiu houževnaté pevnosti a hodnota houževnatého lorou je známu, může být povolené zvýécní výkonu předpověseno např. použitím empirických vztahů mezi tepelným zatížením

a napě­

tím povlaku, jak je autoři uvádějí v citovaném referátu. К zabránění poruch vlivem interakcí rachou být uvcdovány dvá mete(iv;

- 40

1. vyvinout materiál, který bude mít dostatečnou houževnatost i při vysokém vyhoření; <2. konstruovat a provoze vat palivové články tak, aby bylo »abrénřno interakci při vysokém vyhoření. Frvní metoda se zdá být nejvhodnější, ale velký počet roaictoru pracuje s povlaky ze zircaloye 2 nebo 4 a je otázka, zda se dé očekávat velké zlepšení těchto slitin. Zatím je rov­ něž těžké předpokládat, že se najde jiná vhodnějSÍ slitina, než zircaloy. Zbývá tedy jen druhá metoda. Provozovati čin­ nost reaktoru tak, aby bylo zabráněno nadměrná interakci při vysokém vyhoření. Aby bylo zabráněno poruchám, je třeba za­ jistit rovnoměrné rozdělení výkonu po celé aktivní zóně. Vy­ hoření každého článku musí být sledováno počítačem. Tyto infor­ mace musí být použity pro denní provoz reaktoru a pro prograa manipulace s články a musí dávat pokyn operátorovi, jak zatě­ žovat Články, zasunovat články a manipulovat s kontrolními tyčemi, aby bylo zabráněno nadměrné interakci u paliva s hlu­ bokým vyhořením. Snížená provozní pružnost v důsledku limitu poruch z inter­ akce vyvolá zvýšení nákladu ne palivový cyklus. Bude-li vSak použitý limit správně optimalizován s ohledem na pravděpodob­ nost poruch a stoupnutí nákladu, pak může snížený počet po­ ruch a zlep&ené využití reaktoru kompenzovat zvýšené náklady a zlepšovat celkovou ekonomii provozu.

Kadiační stálost absorpčních materiálu Zvýšené výkony elektráren a prodlouženi provozní doby aktivní zóny kladou zvýěené požadavky na bezpečnost reaktoru

- 41 -

a tj ье i .'.4; jevj je i v požadavcích na absorbční aatsr i.'i у. Jeden 2 rslavníih požadavků je, aby tyto mateři;-.!'.-- -;a- v .,; ^r-l;i$

citlivé i: racizačníci-j poškození, t j . aby s,- v. ::.--:h

".-.i\ ro теч- /Víiiy ne priori \'«5 asér.y tvaru, rozměrů, struktur/ г; . ;•. .'. i'*.••:..с • . ..h i i.ci.-hs.-iictých vlssřncsti.. U a£ti.!iit.lú o tsťtia jících t*.r- гávisí velikost •;•:.

J;,Í..:Í

; io

í-oškození f,a koncentraci helia e iitia, které vznikej'! jaderпои reakcí

r, •*- "VB — ^

->li • «6 * ..s7yMeV, a na jejieíi stavu

v materiálu. V absorbčních materiálech obsahujících vsácné ze­ miny docnáxí к reakcím ( ** , fi ) a tudíž nevznikají íádrté flynné produkty jako u nisteriálujkteré obsahují bor. V.Í-.Golčev / 1 3 / dosel při svých studiích к t5mto aavóeům: byla zjiňtována hodnota radiační stálosti pro řadu пза с o m á l u , absorbují cích podle rovnice \n, < 0 nebo ( n , ^ 1 ) , po ocarer.í v reaktoru SiA - ', neutronovou fluencí cca i?.10

n/em^.

Diboridy přechodových kovů Ú jejich slitiny vyká;:-.: jí dobrou zádrž plynu o přiměřenou rozměrovou stálost. Hexaboridy kovu a jejich směsi vykazují značná uvolno-Já­ ni piynu a nízkou strukturální i roamčrovou stálosti Základní materiály s boridy jako C r B 2 , T a 3 2 , S:yB,.-,

Soh-

mohou byt použity i>ro kontrolní tyče v rychlých reaktorech, í-ro neuzavřené tyče wůže být použito i základních каг f,r i ú '.'• 8 5шВ, а 2IuL?t, о Ь Do ''ouou moderovaných a vodou chlazených гсактлг" f.y;-i WAfc, může být jako absorberů použito vyheřívsjících t;v\ í ;.;e 3j.itmami AI -'- CcB,,, A1B.C a Zr+ZrB^,. Uvolňovaní helia z karbidu bo'ru závisí pi'edevuia, .;& г.из-toti materiálu, Juogovaníffl s prvky IV a V Л fí skupiny I;ÍO o o cílit snížení úniku helia*

~v U.yUí tbjiftteno* ŽQ eiibnými materiály pro k-ontrolní tySt nohou uýt k-erftwick^ matoriály ( n , ^ ) » Глгеа ос v i u *.' % В Ъий obalu mufc» být o úepechom poulit* i.fo к .-nTrolni tyo«i * reaktoru až do fluence 4.10 /i/

С

V

MinfcoVú

n/cm

při

Vt.JO,

i ii mnúni vzorku tutové огегеье oceli bylo zjiSttoo: o) Lotnini oaóí4nó oceli 0 bórvm počíná nad 600 C; h) všechna izotcrmální

žínaní ozářených nerez ocelí a bórem,

vedou při teplot.óch překračujících 600 °C k poměrně stálé hodnotě betnání, které je do ее ho véna po době asi lCraec.

Jak se chová beton а jeho složky při neutronovém ozařování řožadavky na výstavbu jaderných elektráren o stéle vět­ řím vý.ronu vedou k tomu, ie se nyní ve stále větším měřítku využívá betonu nejen jako stínícího materiálu, ale i jako raateriólu Konstrukčního. 3 technickým rozvojem a vzrustem výkonu jaderných reakto­ rů se stéle zvyšuje expozice neutronovým zářením a teplotou. -roto ее DtiWč veimi důležitou studie, jak se chovají tyto diateriály při kombinovaném působení tepla a záření. M.E.Elle., h. /14/' uveřejnil poslední výsledky oznřovacích testu provede­ ných v C-Ji.N., Saclay. Byly гкоийепу změny fyzikálních a mechanických vlastností betonu ;,л fluenci 10 4!? WC

t 10^ n/cm

rychlých neutronu a při

V první oérii testů byl studován vliv záření na různé

čisté cementové malty (dva hlinité cementy Superaecar Fondu Leťorrjo, jeden metalurgický puzzolánový cement Fouilloux CPMP íío. 2) a dvojí kamenivo (serpentin a eteatit).

- 43 -

V d r u h é £>.5rii t e s t ů b y l o a o ř o v ó n s e r p e n t i n o v ý b e t o n в h l i n i t ý m cementem i-ondu p r i i rume m é t e p l o t ě tOO С 19 20 ti ci neutronů 10 • 10 i*, c a a e n e r g i í / n e ž 1 MeV,

M ě ř i c i

шt

a fluen-

t o d у

Aby mohl být určen ucL.-.ek na beton a jeho složky, byly u viorků měřeny: zsiéna hmotnosti, rozměru a mechanických vlast­ ností (modul pružnosti, pevnost v ohybu a v tlaku). Byly zkou­ šeny hranolové vzorky 2,í> . 2,5

. 10 cm в 2,5 • 2,5 . 5 cm ve

třech skupinách, írvní byla ozařována, druhé obsahovala re­ ferenční vzorky, které byly udržovány při 20

С а 60 % rela­

tivní vlhkosti, a ve třetí skupině byly vzorky udržovány v pe­ ci při téže teplotě jako ozařované vzorky. Změna hmotnosti byla určována vážením. Změny délky byly určovány i.omparátorem v rozsahu mikronů. Modul pružnosti (íounguv modul) byl počítán z rychlosti šíření ultrazvukových vln, procházejících po aéJce vzorku. Zkouška pevnosti v ohy­ bu byla íruváděna na S T O jich Michaellisova typu se vzorky 2,^

. 2, -j , 10 ca. Zkoužica pevnosti v tlaku byle prováděna

se vzorky b cm dlouhými nebo s polovičními vzorky z předchá­ zejících zkoušek. Vzoiky

byly drceny mezi deskami hydraulické-

no lieu. Tepelná vodivost byla zjiětována za přechodových pod­ mínek "dotykovou" metodou.

О г ь r o í a ; í

u

ř í z e n i

Vzorky byly ottor-ovó.i./ v kontě neru, který byl umístěn v reaktoru na núote pole viny jalivových článku» Teplota vzorku

- 44

byla dosahována pouze jaderným ohřevem. Regulace teploty by­ la docilována měněním obsahu dusíku a helia v atmosféře kon­ tejneru a změnou tlaku (od 0,8 do 2 barů). Podélný gradient teploty, který sledoval rozdělení toku, byl kompenzován zvětšující se izolací mezi koncem vzorků a stěnou. Všechny kontejnery byly vyrobeny z nerez oceli a obsaho­ valy vzorky 25 . 25 . 100 mm a 25 . 25 . 50 mm, uspořádané ve dvou sloupcích, a vzorky 25 . 25 . 20 mm, "vyrobené ze stejné­ ho materiálu, ale opatřené termočlánky. Do každého sloupce v-orkú byla dána hliníková vložka rozměru 25 . 25 . 10 mm, kte­ rá obsahovala dozimetr (mě3 nebo nikl pokryté karbidem bóru, v závislosti na době ozařování).

Z á v ě r y

:

Ozařování různých druhů betonů, zvláště betonů zhotovených ze serpentinů a hlinitého cementu Fondu, etejnS jako ozařová­ ní jednotlivých složek při integrální fluenci ueutronů 5 - 1 0 1 8 >» 2 . 1 0 2 0 n/cm2 в energií větáí ne* 1 MeV a při tep­ lotě okolo 200 °C způsobuje významné změny fyzikálních a mecha­ nických vlastností betonů a jejich složek, stejně jako u cemen­ tové malty. Záření způsobuje zřetelné botnání serpentinového betonu, 20 2 které dosahuje hodnoty 7000 ju/m při fluenci 10 n/cm . Tento swei]ing je způsobován hlavně botnáním serpentinového kameni­ va při ozcřovéní a asi také vznikem mikrotrhlin, které vzni­ kají nestejnou deformací složek serpentinu a cementové malty. Cementová malta vykazuje smrštění, které je asi stejně veli­ ké jako sorSténí způsobené zahříváním na 200 °C. Při ozařování

- 4b -

neutrony so rovněž mění i mechanické vlastnosti betonu* V závislosti na dávce klesá pevnost v ohybu a podobně to mění i modul pružnosti. Iři ťluenci řádu 3 • n/cm v-iijiká největší poškození na počátku ozařování. to^nost v tlaku bu3 slabě poklesne, a nebo zachovává stejné hounoty, jaké byly naměřeny u neozářených vzorku pro termální cyklování. Dosahuje hodnot řádu 400 baru, což pro 8tinící betony postačí. Na druhé straně se nemění obsah pevně vázané vody ve slož­ kách serpentinu a steatitu. Ozařováním při teplotě 200

С je

ztráta hmotnosti způsobena jen dehydratací cementové malty. Mechanické vlastnosti složek steatitu a serpentinu se rov­ něž značně změní. Výsledky těchto i jiných ozařování prokazují, že ozařo­ vání neutrony způsobuje změny rozměru studovaných materiálu* Obecně řečeno vyvolává swelling vzorku.

Vliv zářeni na moderátorové materiály R.A, Anrievskij /15/ se zabývá vlivem zářeni na grafit, b o m i u m , berilium oxid a hydrid zirkonu. PřL posuzování doby života grafitových součástí v reakto­ ru ,je třřjbo brát v úvahu váechny fyzikální a mechanické vlast­ nosti grafitu. Vztah mezi rychlostí vzniku vnitřního pnuti a rychlostí relaxace, způsobené radiačním krípem, jeou hlav­ ni činitelé zodpovědní za celistvost součástí* Jeou v podsta­ tě dva typy destrukcí grafitových součásti v provozu reaktoru. tf prvém případě vzniká porucha tehdy, když suma pnutí způsobe­ ného vlivem teploty a radiace překročí pevnoet v tahu a v.niknt

- 46 -

lom. V druhém případe vznikne určitá úroveň pnuti pod mezí pevnosti a grafit ae deformuje, až úplni zkřehne. Maximální pnutí vzniká v oblasti teplot kolem 300 °C, kdy je rychlost krípu nejmenší, a dosahuje hodnoty eei 70 kg/om . Zdá se,ie pro grafitové součástky je optimální teplota v oblasti 600 800 °C. Vedle radiačního poškození je důležitá poeoudit stupeň oxidace na životnost grafitových součásti. Touto otázkou ее zabývá především J. Wright /16/. V Anglii byl eledoyán vliv plynného chladivá na chemii grafitu • plynem chlazených te­ pelných reaktorech, to

osmi letech provozu prototypu MKII OCE

ve Windscale /WAGR/ je možné srovnávat provozní zkušenosti s předpověďmi v otázkách grafitu a chemie chladfea. Abychom mohli odhadovat životnoet grafitového moderáto­ ru a chladivá С0~> musíme znát: a) rychlost radiologického rozkladu grafitu; b) rychlost radiologického rozkladu metanu (který se přidává do chladivá pro snížení rozkladu grafitu).

V některých chladících směsích se tvoři uvnitř grafitu uhlíkatá usazeniny a je tedy třeba rozliěovat čistou ztrátu uhlíku od ztráty

strukturálního uhlíku grafitu. Musí být

proto dělány korekce na: c) tvorbu usazenin. bíttan se rozkládá radiolyticky při difúsí ? hlavního proudu chladivá do nejvnitrnějších pórů moderátoru. To určuje: d) korosní profil povrchu vo.lného plynu.

- 47

Ve WAGK byle zkoušena od roku 1963 Četná chladivá a nej­ důležitější z nich byly: 1. C02/0,4 % CO; 2. CO^/1 Ъ CO/ 0,09 % CH 4 / 0,01 % R,0 a 3. C02/1 % CO/0,07 CH4/0,06 * H 2 0.

1-го každé chladivo byla určena konstanta rychlosti ra­ diologické oxidace G <-C), jednak měřeníc změny hmotnosti gra­ fitových v zorku a jednak měřením vývoje

С sloučenin ze zna­

čeného grafitu. Fozkiod metanu probíhá podle rovnice: CH 4 (+C02)

—>

3,8 CO + 1,8 H 2 0 + 0,2 H 2

Podle měření ve WAGE jsou po osmi letech provozu ztráty uhlí­ ku kolen 1 % a snížení pevnosti je bezvýznamné. Použití berylia jako moderátoru v reaktorech je omezeno velkými zi: ěnami objemu a změnami mechanických vlastností, hlavně houževnatosti, vyvolané vlivem záření, hadiační poško­ zení je vyvoláno tvorbou plynných produktu, helia a tritia* berylia je možno využívat jen při poměrně nízkých teplotách a do fluence asi Ь . 10

п/сш , kdy je v něm helium pravdě­

podobně ve stavu qua3Í-rozpu£těném. Kovněž použití kysličníku berylnatého je omezené pro vel­ ice změny objemu a mechanických vlastností vlivem ozařování* Pro dlouhodobé použití je nejvhodnější oblast teplot 800 1000 °C, nižěí i vySSÍ teploty jsou nevýhodné.

- 48 -

ZAMOŘENÍ OKOLÍ JADEKNÍCH ELEKTRÁREN RADIOAKTIVITOU A RIZIKC PRO OBYVATELSTVO

Chování radionukliiiu , 'yoo-n>téných do okolí Aby uiohlo být posuzováno riziko, které vyplývá z úniku radioaktivity z jaderných zdrojů, je třeba správně chápat dy­ namické d.ování radionuklidů vypouštěných do okolí a jeho dů­ sledky. Tímto problémem se zabývá S.J. Auerbach /17/. Po do­ bu lb

let bylo studováno chování radionuklidů uvolněných do

vodních a pGzemních ekosystému v GhNL. Byly to tyto dva hlavní způsoby studia: 1. použití radionuklidů jako stopovačů v okolí - к vytýčení složitých ekologických procesu; '.. určov&r.í rychlosti procesu pomocí značených sloučenin- zís­ kání základních ekologických informací pro dynaaické mode­ ly přechodu radionuklidů к člověku. Bylo použito techniky syettoiovč analýzy к simulování chování radionuklidů v okolí. Trvalá unikání radionuklidů v malém množství do jezera '•"its Oak a do i eky Clincn umožnilo jedinečné studium chová­ ní četn./ch radionuklidů v okolí. Radionuklidy, vyskytující se pravidsiné у jezeře White Oak, se nacházely i v organismech, které tam žily, byly t,o -•Z\.}

y0

Sr,

•-"?,n. i г-.\-?л<.:\; к zi-cdčvi 90 1 1*7

Í -avideiné jen

7

Sr «

137

Ce,

60

Co a 3 H . Občas

106

Ru,

byly v řece Clinch z ji Sto vény

J

-'Ja. Spojování polních a laboratorních

výsledků \i V7or«nýoh radionuklidů v rybách, vodnía hmyzu, měk­ kýších s kirýfi: ch skytalo potřebné údaje pro dynaaické modely pc> \fCa ratíicniKi idu ve vodních uystémech.

- 49 -

Výzkum v pozemních systémech vyjasnil biochemickou cyklizaci štěpných produktu v lesn/ch pastvinách a úhořových eko60 a.Vdtémech. Byla sledována dynaoika radionuklidů ( óo, * W , 95

9:?

Nb, 1 C 6 Ru,

Zr,

137

Cs a

l44

Ce) v přírodním společenství

r itlin. 1-го zcény rostlin a stadium potravinového řetězce byla poarcbné sledována i ce3ta dalších radionuklidů jako 2t?

Na, 4 2 K , 4 ^Ca, 8 5 Sr,

86

Rb,

131

J,

137

C s . Výzkumy dovolily na­

hlédnout a
o pohybu radioaktivity v okolí. Iřesné měření výsledné

radiační dóvky a potřeby nové metodologie na toto předvídání se etóvi; naléhavou ae stoupající výrobou elektřiny v jader­ ných eieictr&rnL,cfi, nebot se stoupajícím počtem reaktoru, kte­ ré budou 3tívěny к sobě stále blíže, budou vzduch, voda i země stálo více zátěžová :'. Iři rozhodování, jaký výzicum okolí bychom potřebovali

- ьо pro budoucno, musíme posoudit, jak můžeme využít dosavadních informací. Během uplynulé dekády v USA i v jinýc.-. .^e^ích zjis­ tila řada výzkumných skupin mnoho údajů o chování гч-áionukiidu v okolí. Tyto údaje je třeba posoudit, jak dalece jsou po­ užitelné pro vypracování vývojových codelů, kter-í '• у zahrnova­ ly jat poaemní tak vodní systémy a které by mořily by* zákla­ dem systematického výpočtu očekávané dávky. Jsou-li požadovány jasné úxtaje o vlivu záření s nízkou úrovní, je třeba provádět dlouhodobá studia v odpovídající pokusné oblasti s jednotlivými radionuklidy. Oblastí se stejný* mi faktory, avšak fcez radiace nutno použít jako kontrolu. Při radiobiologických výzkumech je třeba četných ne ,331cciernějších laboratorních přístrojů a velkého množství zvířat pro asistová­ ní vlivu záření o nízké úrovni. Když je přísun do vodního prostředí (input) konstantní, jsou organisny celkem v rovnováze s vodou a výpočty, používají­ cí faktory koncentrace a měrné aktivity, jsou celkem spolehli­ vé. Většina údajů ukazuje, že koncentračnííaktory ?*J snižuji při vyšších úrovních ve vodním potravinovém řetězci. Proto­ že radionuklitíy uložené v různých kruzích mušle zemánky nemo­ hou být vyměňovány, jsou tyto mušle výborným integračním ma­ teriálem některých radionuklidú. К disposici je velte množství razných informací o koncentračních faktorech, je víak třeba, ьЬу byly shrnuty a interpretovány podle druhu a oblastních zá­ kladů. Iro pozerr.ní potravinový řetězce může probíhat koncentra­ ce nebo ifcdční radionuklidů v závislosti na izotopech, typu ekosystému a zvléátnostecn použitých organismu. Výikua> okolí o cyklování radioizotopů v áirokém měřítku jo jediný způsob,

j a s ocenit výsledky získané v l a b o r a t o ř i nebo v saléis. pclnitt pokuse ; |.rc4'dděfi,.-s s pruchcaec r a d i o e l e c e n t ú ruznyEi s l o ž k a _i í-icisjarc-ui.» Lymi-rc t í c í . t o údajů j e fodalrttou, j e k z í s k a t к<>'_1 icifenty pfecr«o-aj i ro [ i opravu aodelú pohybu r a d i o n u k l i Гс-г:..-:1к<-. „ . t u r e / o arei^'cy o k o l í , aplik•:\,ът,Л ne t y t o a o -.•siy a c:..;vř-.:n i-sdior.-ielidď, c t ý t é aiožncst p r e d v i d é n í , p o t ř e b r.uu pro rcsuimó r a d i o l o g i c k é oahady v jaderné e k o i i j s i i . i i o b i t E s t i k o u p ů j č e n í jaden.ých e i e k t r í r e r . n* okolí se ín-o^e ^'-Lývfclo meair.&rodni Konference, s v o l a n é MAAE do New Yorxu ve oněch 10- - 14- 8 . 1910. V t é t o zprévi

jsou zahrnu­

t y néítc-rč i t t , ] - - l s ž i t é j š í r e f e r á t y a zprávy z t u t o konference. S . J . Auertach / I S / uvt.dí n e j d ů l e ž i t ě j š í ekologické p r o c^éuv, t r t : 4 j e t i c b a ř e š i t p:4i umístovóní ласегпусп e l e k t r a -

1

ÍÍ-U.Í.:Í;Í-:

jejicí

drinky >/o:ui réní radionuklid:'' do p r o s t ř e d í a

.-iiv nu udržení oicnlcgické rovnováhy;

'£. ->ci:d radionujclidů v p r o s t ř e d í , v č e t n ě jo.^ich dyr.naiky v pot: avi.-:.лга re-.t-zti. а j o i u š e n í některých ekologických hls:;^; .: ,

^C;'^.-Í< i iřt/

i

c e s t y , ктегушй xohou r a d i o r u k l i u y exponovat eku-

/jy v>it3Í3í v a ;

v l i v cap^-.nihc, t e p l a , rozptýleného do okolní vody. .••'; i •" ,'•• • r.'.-j!ri3ti <%<' •• I v i c k ý c h dčink.l. errorri ckýsh nízkýcn • ' . . < . к ' . . ' ; -...?.,:,r. v.:f.:k57. -,' reaktorových „-dead*. t "íi běžné

i.

*-'i i сг'.т, •? -> j r'.-4'oznírh zkušeností p r o k a z u j í , že se nedá-

'.'• .; , i : t

v

r, ; ík-. i ^ i . r y , Tento názor potvrrvjjí п а с э , doeod

:..t:^r.i', ,-i. ;.,,..•.-* i , ;'oti -^vi,.uvy ř e t ě z e c j e Mavr.i c e s t a z t :... ,n -^k li n*i s. c . o v ' ^ u , ťiicřc í o t o n c i á l n í exí^r.iofc ju úzce

- 52 -

spojena s průběhem ekologickýcn procesů. Zatíia js к dispozi­ ci jen omezeny počet údejá pro skutečné vniknutí а transport radionuklidu do okolních cyklů, majících vztah к lidské potra­ vě. Dostatečné množství takových údajů může tvořit zákldnu pro vývoj účelného modelu přenosu radionuklidu пч člověka. Přímé i nupříraé tepelné гше:\,у mohou 21.it velký výzr.na. při úva­ hách o umístění příštích jade^ých elektráren. К ekologickým problémům, které mohou vzniknout příaým vypouštěníra ohřáté vody, bude třeba studovat při nejmenším ještě tři další problé­ my, a to: 1. jipotřeba chladící vody v chladících věcích může vésti ke koncentraci chemikálií, včetně radionuklidu, ve vypouště­ né vodě; 2. jemné ekologické interakce, ovlivněné nepatrnými teplotní­ mi změnami a vedoucí к zániku populací bud* hubením nebo metabolickou aklimatizací v důsledku expanae jiných vodních populací; 3. zesílení interakce mezi obsahem živin ve vodě a obsahem radionulriidů; zvýěená teplota muže modifikovat podmínky vstu­ pu a koncentrace některých radionuklidu, a tím i ovlivnit transport v potravinovém řetězci.

Vypouštěni*těkavých odpadů komínem Problematikou vypouštění těkavých odpadů, komínem vyšáím než lí>0 m se veevém referátu zabývá L.E.Niemeyer /19/.

Zč

juiíiu'

země

uuisjhy

ÍÍ íiepuLŤiiói,"./

VeLx*U v a O C i

álrijGJ.

pOviCh

a ; J O dlouhovlným aárenim a chladne, trcudění topla

do v.: duchu pravě nad povrchem země vede к ochlazováni Plod­ ní bU;u_téry a v ..niku radiační inverze, hadiační inverze clifji.i ^.jr.h zt-:.!-:: px-.d .:blíiKer.i koui'e. Jestliže radiační inverze JLÍÍÍÍJL oblak i.ebo i5c spoji se zvedající se inver­ zi, ojpiij/ obnažené v oblaku se zvolna sřeáují nad uzavřenvci: i/r-:.-i! v-uiiu oddálenými od готе. to východu slunefi způsobuje teple, získané ohřatím zemské­ ho povrchu slunečním zářením, stoupavé proudy, které stří­ davě vyvíjejí aroíšené vrs-evy kolmé к povrchu. Ačkoliv hla­ va aj.aJtii IOate s časem, zvýšený podíl mraku je srážen к zenu, zac ho jpět zvednou smížené vrstvy, lodily mraku, které Ъу ;r;t.ly být nad směsnými vrstvami, jsou

jimi zachy­

covaný a 31 úženy к zeu.í a ve vzdálenosti lb - 35 km vzni­ ká výrazr.é ciaxicum koncentrace po dobu 30 - 40 minut. Jestliže v.!":.v e::. slunečního tepla vzniknou atoupavé atřídavé proucy coíHcteeně hluboké, vzniknou podmínky "normální­ ho aerri ho stavu". Za této situace je mrak promícháván při pohybu Jolu к základní rovině (zemi) i při vodorovném pohybu, t«.cže nevinikne významná koncentrace odpadů nikde na zorni. Vznikne-ii vrak inverse (vytvořená velkými tepel­ nými vír,> ) , objeví se naráz po krátkou dobu několik minut vyniká korut-ntrece při zemi, několik km od zdroje. •Je í--í 1. i го ;L vóak atme íéra dolních vrstev dostatečně stéI:;, - i ' í;;ínk.y ;odíe С nevzninou. CpíSe зе vytvářejí vrstvy stoupavých proudu omezeného rozsahu. Když se dostane oblak do :.ó'ítc -c-zených směrových vrstev, vzniká ve vzdálenosti

- 54 -

5 - 10 km od komíne maxinálni povrchové koncentrace a mů­ že trvat 2 - 4

hodiny.

USAEC vypracovala konservativní směrnice, které mohou být použity místo experimentálních údajů při povolování projek­ tu. Během projekce vSak oiusí být zítikány potřebné údaje o me­ teorologii uvažovaného místa, dovolování к umístění klasické elektrárny by měly být prováděna stejně. Standardy pro schvalování a posuzování znečištění vzdu­ chu spalovací elektrárnou by měly obsahovat: a) určení množství, typu a kvality meteorologick

.h dat, pot­

řebných pro chetakterištiku zvoleného místa; b) postup ocenění meteorologických podmínek v očekávané výšce komína, jestliže jsou podmínky větru a stabilit/ v ní jiné než při zemi; c) metody odhadování aerodynamických faktorů з ohledem na umístění, orientaci a konfiguraci elektrárny v nerovném te­ rénu. Problémy spodního tahu a spádu mohou negovat vSechny výhody pramenící z výšky komína, jestliže je elektrárna nevhodně umístěna v terénu- Je třeba také pečlivě volit umístění chladících věží s ohledem ke komínu. (*) definování etandardních meteorologických podmínek, při kte­ rých by měl být posuzován růst a rozptýlení oblaku. Je tře­ ba věnovat nozornoot statistické četnosti a trvalosti vybra­ ných kombinací atmosférické stability, erněru a rychlosti větru, směsným hloubkám (stoupa ých proudů). Je třeba také věnovat pozornost, výskytu speciálních ^ovetrnjctnich jevů, jako je piha, frekvence, intenzita n typ sráíet,

místní cir­

kulace větru a změny rychlosti a směru větru s výfikou.

- ťí> -

ZévercTi tiosno ř í c i , it- úkol d e f i n o v a l i

oblak :-. kcaiína a

c h l a d i c í c h vt-:ží e i c k t r é r u n e ohledem na meteorologicko э t e p o - r a ť i c k ú p-ocuí nfcy j e p r o s význasmé ú s i l í v u p l y n u l ý c h 10 l e ­ t e c h s t a l e j e ř t e nekompletní a p o t ř e b u j e d a l š í

intensivní

V ;' / j í U i l l .

Okol oďinuvat chemii a Ivr.iku tohoto cblabi v s tQiOoféie je ve velmi ruuimentálníia diadi-i vývoje. Znalost přenény v atu;o{.'í'r:re t1 osuti produktů v průběhu času J3 rozhodující fro ocenění účinku v měřítku mest, oblastí i v celkovou mčřítku. Je také naléhavé t řeba znát možné účinky původních i změně­ ných produktu. Stuaiun přírodního methan i sinu odstraňování kouřových ne­ čistot sotva začalo, iréce v této oblasti je třeba rozšířit. Jo f.reba dále kvantit, at i vně určit vztah kouřových nečis­ tu: к přírodním zdrojům, aby mohlo být zlepšováno určování dlouhodobých globálních účinků» Je též třeba zajistit vědeckou evidenci příspěvků elektrá­ renských exhalací v různém měřítku, zvláště vliv urychleného zvyšování výroby elektřiny. Je nutné spise posouzení ekono­ mických limitů pro 2.ebrár.éní vypouiHSní takových nečistot, než spoléhání na opatření, které je zaměřeno jen пэ snížení liiiVuiJ koncentrace (vysoký r-orcín) •..

í'>:\yiT\í.: i zaeuiéiovéní

vzduch.u elektrárnami na ťoBJjnx palivo

n ^jadernými elektrárnami Gchikarski /гО/

se pokusil vytvořit model pro kvantita­

tivní srovnaní znečistovóní vzduchu elektrárnaná n;i fooilní palivo a jod ornými elektrárnami. Vycházel při tor,; г podmínek v KSTi.

- 56 -

Eisenbud a řetrow /21/ první zjistili, že v odpadech elektráren na fosilní palivo uniká do vzduchu radioaktivita, která pochází z radia 226 a radia 228, má však proti jiný» neaktivním •ečistotám jen malý význam. Při srovnání potenciálního, relativního zamoření ovzduší elektrárnami na uhlí a jadernými elektrárnami dojdeme к těm­ to závěrům: a) jaderné elektrárny jsou v porovnání s uhelnými 180z lepší; b) jaderné systémy BWK a PVB jsou prakticky stejné, protože hlavni zamoření pramení ze závodu na přepracování paliva od

85

K r . řříspěvek

133

X e z БЯШ, vzhledem ke krátkému polo­

času, je proti tomu zanedbatelný; c) kdyby nebyl vypouštěn

^Kr při přepracování, pak by BWB

systém byl 60x lepší než uhlený a FWR 4.10^krát lepší; d) důležitou předností jaderných elektráren před uhlím, vzhle­ dem к zamořování vzduchu, je možnost kontroly a omezování vypouštění nečistot, jsou-li závody na přepracování umís­ těny daleko od hustě obydlených oblastí; e) podle této studie se zdá, že zlep&ování ve vypouštění vzác­ ných plynů z jaderných elektráren je v hustě obydleném kra­ ji méně významné, než přesunuti závodu na přepracováni pa­ liva.

Z toho mohou být odvozena některá doporučení: 1. je třeba řešit mechanismus odstraňování nečistot ze vzduchu; 2. je jen velni omezené množství informací o biologických a jiných účincích nečistot, jejich Siření apod.; jejich roz­ šíření by umožnilo získat další materiál pro vývoj dalších modtlů (vliv nemoci apod.);

- 57

3. měl by být prováděn výzkum, jak omezit"vypouStění kryptonu ze závodu na zpracováni paliva; 4. měl by být prováděn výzkum, jak zlepšit metody na sni So vá­ ní vypouštění SOo a prachu z uhelných elektráren» Náklady na sníženi obsahu S0 2 jsou řádu 0,2 Dpf/Klh* I kdyby se náklady na přepraco áni paliva v důsledku zachyco­ vání Kr zdvojnásobily, zvýšily by se celkové náklady na pali­ vový cyklus jen asi na 0,05 Dpf/llfh. V.P. Bond /22/ se zabývá dosti podrobně problematikou tri­ tia hlavně z hlediska jeho radiologického působení a proto od­ kazujeme na citovanou literaturu. M.M. Hendrickson /23/ ve svém referátu hodnotí1 dávkové úvazky obyvatelstva, které by mohly vzniknout z

'Kr vypouště­

ného z jaderných zařízeni v budoucnu.

Panelová diskuse o standardech K.Z. Morgan z USA, který byl předsedou panelové disku­ se, poukázal na problematiku standardů pro kortrolu radio­ aktivních úniků. Základním standardem je dávková rychlost (rem/r) povolená pro jednotlivce nebo kritickou skupinu oby­ vatelstva. К tomu, aby bylo možné spolehlivěji určit dávkovou rychlost je tfeba určit fadu faktoru; 1. množství (pC) každého radionuklidu uniklého ve větším množ­ ství do okolí; 2. jadernou charakteristiku radionuklidu; 3. způsob uniku; 4. fyzikální a chemickou ív.au radioisotopu;

5. ředící faktory-charakteristiky říčního toku a meteorologie; 6. potravinový řetězec, který muže mít jedno nebo několik spo­ jení se vzduchem nebo s vodou v zamořeném prostoru a vede к významné koncentraci activity při lidské spotřebě; 7v hustota obyvatelstva v ohroženém prostoru a povodí; 8. charakteristické působení radionuklidů na obyvatelstvo, podle věku, pohlaví, způsobu stravování, nemocnosti apod.; 9. proměnlivé citlivost к zéření u relativně homogenních skupin obyvatelstva; 10.dozor na dávky,jež obdrželo obyvatelstvo z těchto a jiných zdrojů.

A.D.Turkin ze SSSR upozornil na možnost kontroly kontami­ nace pomocí dvou ukazovatelů. Jeden provozní, zahrnuje určová­ ní Koncentrace radionuklidů ve vzduchu a v ostatních složkách okolí, druhý zahrnuje určení akumulace radionuklidů v lidském těle, za použití vhodných přístrojů. F.D. Sowby z ICKP upozornil, že cílem radiologické ochra­ ny je kontrola dávek v tělesném orgánu, koncentrační limity jsou určeny jen ke kontrole, že nebyl překročen dávkový limit* M. Saiky z Japonska poukázal na to, že úroveň aktivity, nebo koncentrace radionuklidů v odpadech se musí řídit podle podmínek okolí. Zdá se zbytečné přijmout konstantní úroveň vypouštěné aktivity v celostátním, nebo docela v celosvětovém méřítku. U jaderných zařízení, která vypouStějí větší množství radionuklidů je nutná individuelni kontrole. E.E. Pochin z Francie v diskusi o tom zda nynější hodno­ ta MřK pro vzduch a

-* iJ, při havarijních výpustních není u

děti příliš vysoké odpověděl, že kriteriem je 1/10 a v případě

- 59 -

dětská štítné žlázy 1/20, ročního dávkového úvazku pracovníku a ne 1/10 koncentrace ve vzduchu.

Vliv vvjcudtěni tep-ls na ekologii říčních toku Jut na tifcw-yoikské, tak i na ženevské konferenci bylo také pečlivé posuzováno, jaký ú m e k bude mít na ekologické systémy řek značné množství teple, vypouštěného jadernými ne­ bo tepelnými elektrárnami vůbec. B.F.Foster /24/ uvádí jednak fyzikální charakteristiky vypouštěni tepla do řek a jednak v.iv tepla na životní podmínky ryb v řekách Columbia, Tenneeee a Connecticut. Ve avó

zprávě dochází к těmto závěrům:

Zásoby ryb v uvedených třech velkých řekách USA nebyly ovlivněny vypouštěním tepla chladících vod z velkých elektrá­ ren s fosilním nebo jaderným palivem. Některé malé změny, kte?v £;nad vznikly, byly překryty přírodními nebo jinými faktory prostředí, které ovlivnily stav ryb. Byl pozorován nepříznivý vliv na zooplankton, bahenní •) >'anismy a stav ryb trvale Žijících ve výpustních kanálech a ve směrovacích

kanálech, když teplota dosáhla 35

C. Avšak

tyto zóny byly velmi nepatrné, ve srovnání s velikostí pro­ dukčních oblastí éelých řek. Nebylo pozorováno o.r&zení migra:j ani u dospílých ani u mladých ryb. Bude nutná trvalé kontrola řek s tepelnými elektrárnami pro zjištění, zůh nenastává dlouhodobý vzestupný posun teplo­ ty, který by způsobil vlivem slabého dlouhodobého účinku váz­ ne biologické Škody. F.E. Gartrell Ub/

referoval o problematice na řece Tenneeee.

- 60 -

Správa údolí Тепле» /TVA/, na základě svých padesátile­ tých zkušeností při kontrole provozu uhelných elektráren, vy­ pracovala integrovaný kontrolní systém к posouzeni účinku vel­ kých jaderných elektráren e několika reaktory na široké okolí. «Již dva roky před spuštěním jaderné elektrárny Browns-Ferry, která byla budována v Severní Alabamě, byla studována úroveň přirozené i umělé radioaktivity ve vzduchu, v půdě, rostlinách, vodě, vodní floře i faumě, aby byly získány základní údaje pro porovnání. Podobné studie byly provedeny ve Vheelerské nádrži к získání údajů o teplotě vody, o populaci ryb a ostatních vodních organismů před spuštěním elektrárny. Aby byly získá­ ny potřebné kvalitativní i kvantitativní údaje o možném vlivu ohřáté vody na život ve vodě, zřídily TVA a Federal Water Quality Administration specielní výzkumnou stanici při jader­ né elektrárně Brown-Ferry. Hlavním článkem této stanice je 8 kanálů širokých 14 stop a dlouhých 390 stop, к simulování sku­ tečných kanálů pro výpust teplé vody se zařízením pro udržová­ ní kontrolované teploty ve vodě, která jimi protéká. V referátu jsou popsány plánované operace v těchto kaná­ lech pro detailní studium vlivu tepla na tření ryb, oplodňo­ vání jiker, vývoj jiker a potěru a růst teplomilných ryb. Vlivem jaderné elektrárny Connecticut Yankee na život v řece Connecticut se zabývá referét D. Harrimana /27/. Jmenovaná elektrárna vypouští do řeky Connecticut 'гЪ9Ъ*1Хг l/sec ohřáté vody a zvýSÍ teplotu vody o 12,4 °C. Byly sledovány dlouhodobé i krátkodobé účinky ohřívání na život v řece. 1 když změny, které byly pozorovány, nejsou velké, dochází autor к závěru, že průmyslové ohřívání může vážně ovlivnit

- 61 -

ekosystém хеку- Zciá se však, že v případe dlouhé ře" у s příli­ vem, jajro je Connecticut, jsou nebezpečí, která byla dosud po. jrována vlivem ohřáti (napx*. odumírání dravých ryb), daleko ::evižena získaným užitkem.

.-:.,-j.bob ukiedaní tfyacce aktivních odpadů z jaderných elektráren Jeden -i i.fijvážnějšich problémů, jak zajistit bezpečný chod .jaciernýcL elektráren, je vypracovat metodu pro bezpečné a spo­ lehlivé ukládání уузосе aktivních zbytků z vyhořelého paliva. 7,>uto probleaatikou se zabývá referát K.J. Schneidera /28/, po..-jdnávající o stavu ztužování a ukládání vysoce aktivních od^ojj г jaderných elektráren v USA. ťí-evudení Kapelných odpadů o vysoké aktivitě na tuhé látk.y ja*o přechod pro ukládání byl vyvinut téměř ve všech ze­ ních, v nichž bude mít využití jaderná energie význam v blíz­ ce budoucnosti. Ztužování bylo vyvinuto proto tak široce, pro; >/(• je to jediná dosažitelná technika, které umožňuje zvýšení ^peúnosti při skladovaní a ukládání vysoce aktivních odpadů ,/. iHrných elektráren. Ckledování vysoce aktivních odpadu . pevné fázi je amohem bezpečnější než skladování ve otevu te•i'j^eai, nebot pevné odpady: nejsou pohyblivé, jsou málo rozpustné ve vodě, aaají podstatně aenňí objem, íyzÍKblnějsou mnohem pevnějíí než kapalné. ío ztužení musí být odpauy trvale pod stálým dohledem, .v.fií^nice pro toto skladování byly navrženy ve Federálním re­ gistru в určuj/, že všechny odpady e vysokou aktivitou ir.usí být

бг -

«tuženy búhem '> let po přepracování paliva a «tutané odpady B U ­ ŠÍ být dopraveny do federálního akladiltl do 10 lot po praprarovrtní ^aliva. Aai 99,9 % ж ěkavých Štěpných produktů jo ahromaiciováno •. 4.itních odpadech. Tyto odpady jsou skladovány v podzemních tancích, které jsou náchylné к poruchám а musí být každých 15 -40 let přečerpány, ťo ztužení

mohou být pevné odpady ulo­

ženy v solných kavernách* V USA byly vyvinuty čtyři způsoby ztužovéní pevných odpa­ dů v technickém měřítku. Jsou to: hrncové žíhaní, ztužení ruzstřikem, zatavení do fosfátového skla, žíhání ve fluidním loži. Ve všech procesech se používá teplot 400 - 1200 °C. řři těchto teplotách všechny těkavé podíly (hlavně voda a dusič­ nany) se vypudí. Zbývá pevný zbytek nebo tavenina, které ее ne­ chají vychladnout a ztuhnout. Vytvoření taveniny vyžaduje značnou změnu chemického sloi ní zbytku. Obecně musí být přidáno alespoň 70 % inertních chemikálií, aby mohly být zbytky inkorporovány do materiálu, který

by byl tavitelný při reálně nízkých teplotách, tj. pod

1000 °C. Byly vyvinuty taveniny, kde hlavním tavidlem jsou fos­ fáty, silikáty, boráty nebo jejich kombinace.

Charakteristiky ztužených zbytků Hlavní pohnutkou pro ztužování vysoce aktivních zbytku je možnost zlepšení isolace a bezpečnosti během tisíciletého uložení.

- 63 -

Nejvetfil starost je během prvních 10 let po stulení, kdy jsou největSí problémy s odvodea tepla, radioaktivitou a rychlosti změn teploty během dopravy na místo dlouhodobého uloženi. Aby byla zajištěna zvýšené bezpečnost, je zapotřebí, aby •uhle odpady měly hlavně tyto charakteristiky: dobrou tepelnou vodivost, nízkou loužitelnost, dobrou chemickou stabilitu a radiační stálost, mechanickou pevnost, nekorodovaly kontejner, minimální objem a minicální náklady.

Konečné uložení v soli Ideálním místem pro uložení vysoce aktivních odpadů, je mís to, které umožní úplnou izolaci a zabrání působení odpadu na biosféru člověka na několik set tisíc let, které by nevyžado­ valo údržbu nebo dohled po uložení a bylo při tom ekonomické. Nejslibnější metodou pro nejbližší budoucnost je ukládá/í do soli. Byly prováděny zkoušky na stabilitu rozměru v dar.é hloubce, tepelných problémů, odvádění tepla nebo jeho stá­ li at v přijatelných mezích. V posledních letech byl prováděn výzkum a vývoj, aby byla jiíténa vhodnost podzemních solných ložisek pro ukládání vy,.j-e aktivních odpadů. Výsledky těchto studií, prováděných GhNL, potvrdily, že tato ložiska jsou vhodná. Solná ložiska jsou jedinečné, protože jsou prakticky vždy suchá, nebyla spo­ jena s podzemními vodami po milio'ny let. Mohou zachovat svou celistvost, dalóí milióny let* Protože sůl je plastická, zlomy

- 6

-

se rychle uzavřou. Tía tvoří nepropustný kontejner pro uzavře­ ný aateriál. Folná ložiska jsou obvykle v oblastech 6 nízkou seismickou činností a značně oddělena od vodonosných vrstev, ^ak je zřejmé již ze samotné existence těchto ložisek. Sul mé : .;criu pevnost v tlaku, podobnou betonu, a dobrou tepelnou vodivost a tepelnou kapacitu. Mohou být vyhloubeny velké pro­ story i v hloubce 300 a, nuže byt odstraněna víc než polovina soli e dojde jen к malé deformaci nosných pilířů. závěrem tedy možno říci, že ztužovaní představuje jediný a prakticky upotřebitelný způsob ke zvýšení bezpečnosti při :3vl8dovéní a ukládání vysoce aktivních odpadů z jaderných elektráren. Tato metoda bude schválena USAEC. Většina výzkumů potřebných к určení způsobů přeměny na uzavřené pevné látky, je téměř skončena. jřo provedených technických a experimentálních studiích íze považovat kaverny v solných ložiskách za schopné izolo­ vat vysoce aktivní odpady na požadovaných sta tisíce let. Ná­ klady, spojené s manipulací s vysoce aktivními odpady, včetně i.tužení, v kombinaci se skladováním v tekutém stavu i v pev­ ném stavu a doprava ke konečnému uložení do solného ložiska, se odhadují na 37 - 45 •ills/NWhe nebo jen o něco málo vySěí než náklady na trvalé uložení v tekutém stavu.

Loprava ozářeného paliva Očekávaný rychlý rust výroby elektřiny z jaderných zdro­ jů a požadavek na ekonomické využívání paliva, spojený s je­ ho hlubokým vyhořením, vede к požadavku přepracování paliva v jednom závodě, do kterého by bylo vyhořené palivo z několika

- 65 -

elektráren sváženo. C.W.Smith ve svém referátu /29/ inforauje o problematice, s níž je tato doprava spojena v USA. be stoupající výrobou elektřiny stoupají rychle i požadavKy na přepravu paliva. 2 50 t v roce 1970 na přibližně W-JJ t v roce I9b0. todle toho, jakých bude použito dopravních prostředků, bude nutno volit i velikost dopravních nádob. To má velký vliv na počet potřebných transport!. Bude-li použito jen auto­ mobilové dopravy, bude počet jednorázových cest 5 * 15 tisíc ročně. Bude-li použito jen vagónové dopravy, bude počet cest jen 1 * 2

tisíce za rok.

^etím nejsou v USA vhodné dopravní nádoby. Hlavní důvod je ve velké zrněné paliva pro druhou generaci energetických reaktoru. 1alivo je o 3 • 4 stopy delSí než bylo dosavadní» Kromě toho se požaduje hlubší vyhoření paliva. Obohacený uran při frůffiěrnén vyhoření 35 000 MWd/t bude zdrojem emise a neutronů 10 n/sec/t a při použití regenerovaného Pu bude dá** at 10 • 2Ox více neutronů. Takže ochrana proti neutronůn neobyčejně komplikuje projekt transportních nádob. Je třeba složitých výpočtů na počítačích к určování stí­ nících vlastností různých materiálu. Jako vhodný materiál ke stínění se ukazuje i ochuzený uran. Autor předpokládá, že bude zapotřebí doby 2 * 3

let na

projekci a výrobu dopravních núdob a Že cena nádoby pro prů­ myslové peiivo bude asi 100 OGO •» 300 000 dolarů a u železnič­ ní nádoby irůie být až 1 000 000 dolarů. ťro dopravu 0,4 t paliva předpokládá autor nádobu o váze cca г!

600 kg a pro dopravu ť • 6 t paliva po železnici nádobu

o váze

90 000 kg. Upozorňuje, že je třeba při projekci reaktorů

66 -

važov.jT, {^1 v&bi.é p ^ o í t o r y a manipulační z a ř í z e n í . J e také xeba

očí t u t a nutným personálem na t u t o p r á c i a jeho oehra-

t

í\?i rjev.iriárcdni k o n f e r e n c i o p ř í s t r o j o v é m v y b a l e n í j a d e r íýuh e l e k t r á r e n e j e j i c h k o n t r o l e ve cínech 2 2 . - 26 • ledna Ly'/3 oyio uverejnůno teké n ě k o l i k p r a c í t ý k a j í c í c h se kontroly . o r u ž e n í 'j'oala palivových členku / 3 0 - 3 4 / » V p r á c i / 3 0 / byl d i s k u t o v á n výběr a s r o v n á n í n e u t r o n o ­ vých loti.ítorů» p o u ž i t e l n ý c h pro měření zpožděných neutronu. •AklíiíUj. í požadavky byly: c . \ ' i i v o 3 t i U:pelnýir: neutronům, i'lecitl ivo,3t ke .IÓÍ

T záření.

kriteria: v e l i k o s t Jb'^.a'.L r,a a s tím apojoná e l o ž i t o a t

elektronického

zařízení, doba živo t h d ir t o k-1 o r u, рсьй; t.eino...t i ř i pi'bci z;.. vyř.Sích

teplot.

л] ftiiíikci t ě c h t o /.ai ..nciníc!. i v e d l e j š í c h k r i t o r i í '". t u n .;..

/30.' pro s r c v r a n í

[•', '-, ..-í ". i O I - Í S ] л i

лi

c:.'ť.;

b)

j

, o Í*. í i.:; O

vybrali

ty--.'i cleteSftory: j

Yi.řný

líe

t .-. <;' 'i íi'jt>..t.-'i . o k r y t o u no p o v r c h u v r s t v o u i

:t-ir.nc' kouiory

p k;',ytc

ÍÍÍJ

íatodc

uranem.

boru

- 67 -

Největáí počet impulsu na dmou délku neutronového zdro­ je vykazoval proporcionální počítač 8 BIU ( B) a nejmenší štěpné komora a

y

U.

Avšak když byl zkoušen také vliv pozadí gama ukázalo ее, že ju vhodnějším detektorem štěpná komora. E.A. Žerebin /31/ uvodí, že v dnešní době se považuje za možné a ekonomicky výhodné využívat kazety 8 palivovými články s nepatrnými defekty povlaků a lze připustit, aby již 8 počátku, bylo několik desetin procenta palivových článku (z celkového počtu v aktivní zóně) a výrobními defekty. To ovšem pak vyžaduje větší kvalitPtivní kontrolu a vyřazování kaset v od3taveném reaktoru. Jaderné elektrárny musí být vy­ baveny aparaturou a metodou kontroly, která by umožnila nejen zjistit netětnost povlaku, ale podle možností i kvalitativní informace, které by dovolily posoudit velikost a charakter de­ fektu povlaku palivového článku. Způsob kontroly se dělí na dvě etapy: 1. z kontrolované kazety se odebere potřebný vzorek vody; 2 , změří se aktivita jednoho nebo několika vhodných

izotopů

štěpných produktu v tomto vzorku. V závislosti na konstrukčních zvláštnostech, technolo­ gických možnostech, zamoření chladivá a okruhů aktivními pro­ dukty

daného reaktoru může být první etapa kontroly různá,

}«k i/odle způsobu jejího provedení, tak i dle možnosti získá­ ní vzorku. V praxi oe používá tří způsobů získání vody: 1. odebrání vzorku z každč kazety bez vyjmutí kazety z aktivní aóny; L'. vy těsnění chladivá z kasety čistou vodou a následující odbčr této vody;

bo -

!, y/^~:utí сь::<:1у

л .-jktiv.'ji zcr,v, její u m í s t ě n í ve s p e c i á l ­

ním v.-jti*j"i- i.a-гсг;':, je;i v ^ a y t i , n e p l n ž n í Čistou a ..••^••.•.)\-ň.c.i

vodou

;

.:-...;. .';:>;Г:', .jurv.tryr.ir.in^en N G K ) ,

.>._• •.-..y.-vrC . ÍU..H

. ., I: •.. v : vody, j-iicc r a d i o m e t r i c k é

měření

.•.у;!.'./.::.. ?• т. ň >..•..; . ;. : .•..'•uLti. .•:•'-. - 'in,\ ch p i - o b u b l é v á n í n v o d y . 114, . třit.-', p c ú t . v í l ť v o u •;•;•£.• "oxu, jtak: p ř i vymřně p o l i v a , t ^ n i při. k o ř i t ť u i . c;-:uř. t с-лл po ..: Lš.C dobč po

. . t c u r t jvynoíin>-: j.''- 5 ! t y t o metody ft kcrcple./.. z a ř í z e n í :

reati:)a( i.

zastavení

^ o r . t r o l u r e a k t o r o v ý c h khi-iáiu l z e p r n i r ó d é t pomocí П••JÍ-.JLÍ d ú

redio-

.:

э ) liéicoLik ÚPÍ p „• 2a£t.aví»ru r e a k t o r u p o u ž i j e s e ke k o n t r o l e j:>ou i j l

a líí's

c e c i a I 3 7 , xenonu 1 3 3 ;

o) r;r v í c e n e ř 1:C ar.ech j ó d u 131» xenonu "'ЗЗ, c e s i a

с у Lo v r c e v.riC ;,J

• t o oricoh c e c i a 137 a izryptonu 8í>.

. Ú Í J i::;.,:: x t.'..OvCi; vzo;.'.á ,;c ú č e l n d s e a t a v i t nálu

137,

VÍÍ •/hotiííííff 5 ' e r . a u ,

aby á o v o l i l o

ке j * 4 k a ­

í-.utoir.«t i s o v a t

celý

с ,•».•!':; i;;;orsi:í t :,i LJ. ;<:• /š. n ooL.eru v z o r k ů z k a ž d é h o

tech-

r o ^ j . . .'.'<ír?h«'; i. o:1.. .•;. •;,

Z Meaií»ifa zrtráty < •' s /jir. '•••••vynodu

•','1'

':.:••• л'>\--••:

•'-..'

ČÍI?V:

;..-2 z-;;.'j t a k o v á t o v . r i í i n t a

)ri ^ct...^:< Aú-.\<,b

V..vT '>•'.,- '..

i; : •;,':'".. i ' '•

nevýhod-

Si.'j.te-iij.vost í v ; / 3 l e d k ů k o n t r o -

p " í p *"ftVu

Z ft i í Я ;Г> í ,

ifterd

by

, - . . i ; :.:>.•-у о: -т.; ; , - , i r ť , >.o v S e c h k'-!n;'ij.ů n o u č o s n ě

, . ' . ' • У ..>-<м и,)1 с: ít:i г.'-ínJiť': . i , i •'/;• ' C Í J - /Sjcin^ p ř e d j e h o .-..;.., MI. v ',.,'ív v.y iwv •'.itíiiy ргч-.'.-.по

a

zastave-

j ; t p r í.it-mr.é p r á c e t. odběrem

v>:...-k.,.. 7 rf/vio.'ini;, ( i o t f : o : i" fu o * c v r ' e n i r e a k t o r a . Stend na

- 69 -

odběr vzorků by pak byl účelný jako reserva pro opakovanou xontrolu. j. Aparatura pro měřeni vzorků by měla obsahovat: a) automatické .-xístroje na zachycování J a Cs; b) scintilační detektor / s kontrolou stability vžech měřív cích částí pro izotopici

mčření sorbentů se zachyceným

jodem a cesiem; c) průtokový detektor na měření plynných vzorků; d) elektronický přístroj s diskriminátorem a počítačem umož­ ňující měřit úroveň diskriminace v 1 % celého rozsahu. Aparatura by měla mít možnost napojeni na počítač pro zpracování údajů. Takovéto komplexní optimální zařízení může pak zajistit jccntrolu kazet po zastavení reaktoru typu W E B a v "mého reaktoru po řadu let. J, Graftieux a F. Vasnier /32/ se zabývali požadavky, kla­ denými na zařízení pro zjištování poruch povlaku. ¥váh detekce má být co nejníže, a to z několiko důvodů. Operátor mu ж zvýšit účinnost kontroly, připravit všechna fotřebná opatření a upravit eventuálně chod reaktoru. Čas potřebn/ kanalýze poruchy bude tím větSí, čím bude detekce včasnč j£.í. úruhým úkolem je zajistit informaci o druhu i o ruchy. Konečné, je-li porucha zjištěna a určeno její místo, mělo by zařízeni sledovat její vývoj. Požadavek rychlé detekce poruchy během jedné ..inuty, eventuálně dMve, jc komplikován požadavkem trvalt' kontroly.

- 70 -

,)z komplikován požadavkew trvalé kontroly, Keni mcžné uvažovat o zjištování nejnižší úrovně poruchovosti, nebot by to vedlo к přílišné komplikovanosti e velkému počtu detekč- :'cr. zal-ízzrií

izvlúiiz

pi*c každý kanál nebe kazetu). Musí

i'jstecii. koy^ povel к zeatťvení reaktoru bude vydán před do­ sažením nebezpečné úrovně. Tato úroveň ge závislá na typu palivového člér.ku в typu reaktoru a odpovídá zpravidla detekp

ci štěpných produktu, které by se uvolnily z deseti až sta cm přírodnino uranu, umístěného ve středu aktivní zóny. 1-го měření se používá 2 * 3

detektoru nebo skupin detek­

toru, je-li účelné oraní vzorku z různých oblastí reaktoru. i oaktor je tak kontrolován s dvojnásobnou až trojnásobnou bezpečností. Tato nadaěrnost je výhodná, nebot: zvyřuje kvalitu a bezpečnost informací získaných souhlas­ ným mě ronící; - dovoluje vyloučit většinu nesouhlasných poplachů, které by mohly být. považovány za poruchu nebo poškození; - zlepímje kontinuitu provozu tím, že umožňuje kontrolu opera­ ce •, -'držbu a odstraňování poruch v každé skupině zvléžt bez přerušení Kontroly; - pcplaíný signál je zpraoovén koincidenčním obvodem, systémem dvě ze dvou nebo dva ze tří - tato poslední kombinace je po­ užívána všude, kde je to jen možné, nebot umožňuje nejlepší pOi»oi;zení pro překročení hranice poruchy; z'-iří/,«r.i ,e p v )Zo>.'áno za "kvazi-neomylné" a je logické, že .je mu ověřováno ovlťdání automatického odstavení reaktoru.

•Je třela připomenout jeřtě ječen aspekt - nezávislost vů­ či J::I/:.\

i!Yřcnírn. Systém detekce poruch

má zastat účinný jak

- 71 -

za normálního chodu reaktoru, tak za poruchy nebo nehody, či poruchy počítače. Ba tím účelem je vhodné používat popla8ná a měřící zařízení úplně analogické, z nichž každé nebo každé skupina má vlastní přípoj a je napájena ze zvláštní zabezpe­ čené sítě. Zvláštní pozornost byla .snována metodám detekce poruchy obalu palivového článku u rych?.ých reaktoru chlazených sodí­ kem. ťro hspsodii bylo zkoušeno několik metod. Dvě na měření aktivity štěpných plynů v ochrané vrstvě argonu a třetí na mě­ ření zpožděných neutronu v eodíku. Obě první metody - elektroprecipitoční systén» a měření celkové aktivity gama - mají nedostatek v tom, že doba signá­ lu je příliš dlouhá (několik minut) protože je vázáno na do­ bu uvolnění Xe a Kr do ochranného plynu. U metody měření zpožděných neutronů, jsou vzorky odebí­ rány na výstupu z aktivní zo'ny, ve dvou primárních smyčkách, i-rocházejí nádobou o obsahu 1 litr, ochlazovanou a stíněnou, kolem níž je blok moderátoru a v něm je umístěno šest počíta­ čů tepelných neutronu s povlakem bóru. Tyto počítače jsou spo­ jeny v£dy dva a dva na tři nezávislé analogické okruhy. Dva koincidenční okruhy ze tří, zajiětují poplašný signál. Čas signálu je řádově dvacet sekund, práh detekce je kolem 1 cm

- 72 -

ZÁVĚR Jak. je zřejmé z předložené zprávy, zůstává v otázce bez­ pečného provozu reaktorů ještě řada nedořešených problémů. Lade k-j.př, třete v^ílivS studovat chování paliva, povlako­ vých i poničených materiálů, protože závisí velmi značně na konstrukci reaktoru a vyčerpávající obecné řešení těchto problémů není к disposici» Buče třeba sledovat, kciy dochází к poruchám, zvláště palivových článků, určit kdy je porucha nebezpečné pro reak­ tor a kdy je no nutná odstavit. Určit též vyplývající riziko pro okolí, zajistit jeho včasnou uetekci a kontrolu. zajistit biízp2čnou manipulaci s vyhořelým palivem a •-opravu ke zpracování. Dudovóní závodů na přepracováni vyhořelého paliva, i.vléáte paliva z rychlých reaktorů, a problematika zachyco­ vání vzácných plynů a bezpečného ukládání vysoce aktivních odpadů Lucua v na M e h podmínkách velmi obtížné, Účelem této zpiávy nebylo a také nemohlo být podání vy­ čerpávajícího přenied»j tak široké problematiky, jakou

je

bezpečnost průvozu jaderných elektráren. Snažili jsme зе upo­ zornit jen no některé otevřené problémy, jejichž řešením se budeiíic muset zabývat, pro naze konkrétní podmínky. i rývó poslední cicoa ukázala vážnost a naléhavost potře­ by urychleného алj: ítění nových zdrojů energie v celosvěto­ vém měřítku r, jaderná energie by mohlo tuto úlohu splnit. Je vř.ok třeba fcezpcčně zvládnout problematiku jejího uvol­ ňování, aby se stala aobrým služebníkem а nikoliv zlým pánem.

- 73 -

LITERATUKA (1/ G.B.Greenought a kol.

A/Conf. 49Л/501

/2/ J.E.Harrie a kol.

A/Conf. 49/РЛОО

/3/ H.Lawton a kol.

A/Conf. 49/^/498

/4/ H.Bohm a kol.

A/Conf. 49/P/392

/5/ A.J.Leipunski a kol.

A/Conf. 49/P/460

/6/ T.S.Menšikova a kol.

A/Conf. 49/P/454

/7/ N.A.Agapova a kol.

A/Conf. 49/P/453

/6/ A.D.Amaev a kol.

A/Conf. 49/P/428

/ý/ R.W.Nichols a kol.

A/Conf. 49/P/502

/10/ E.Eolstand a K.D.Knudsen

A/Conf. 49/P/295

/11/ H.Mogard a kol.

A/Conf. 49/P/314

/12/ S.Djurle a kol.

A/Conf. 49/P/315

/13/ V.P.Golgsev

A/Conf. 49/P/704

/14/ M.F.Elleuch a kol.

A/Conf. 49/P/613

/IÍJ/ b.A.Andrijevskij a kol.

A/Conf. 49/P/452

/16/ J.Wright a kol.

A/Conf. 49/P/504

/17/ S.J.Auerbach a kol.

A/Conf. 49/P/08!?

/18/ S.J.Auerbach a kol.

Proseedings of Synpoeium Envirometal Aspects of Nuclear Power Stations New Yol*k 10. - 14.8. 1970 IAEA-SM-146/i>3

/19/ L.E.Niemeyer л kol.

IAEA-SM-146/42

/20/

Schikarski a kol.

IAEA-SM-146/57

/21/

Eisebud a

Sience 144/1964/288

Petrov

/22/ V.P.Bond

IAEA-SM-146-13

/23/ M.M. Hendrickeon

IAEA-SM-146-12

- 74 -

/24/ h.ř.Foster a kol.

Л/conf. 49Л-/066

/25/ F.E.Gartrell a kol.

lAEA-Sii-146/28

/ 2 7 / D.Marriman

I&EA-5M-146/31

/26/ K.J.Scheider a kol.

1ЛЕА-ЗИ-146/23

/29/ C.W.Smith a kol.

A/Conf. 49/P/061

/30/ Z.Melichar a J.Korávek

IAEA-SJI-168/H-4

/31/ E.A.Žersbin

IAEA-SM-168/H-5

/32/ F.Vasnier a J. Graft ieux

IAEA-SM-168/H-1

/33/ E.A.Souch a kol.

IAEÁ-SM-168/Н-З

/34/ A.Gooding

IAEA-EM-168/H-2