我们展示了利用激光将真实的核燃料、包壳和 containment 材料加热至超过 3,000 K 的实验,同时通过辐射光谱学和热分析研究其行为。这些实验在实验室尺度上模拟了核反应堆堆芯熔毁后熔岩相的形成过程。
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我们展示了利用激光将真实的核燃料、包壳和 containment 材料加热至超过 3,000 K 的实验,同时通过辐射光谱学和热分析研究其行为。这些实验在实验室尺度上模拟了核反应堆堆芯熔毁后熔岩相的形成过程。
核电站(NPP)曾发生过三次重大严重事故,分别位于三里岛(美国,1979年)、切尔诺贝利(前苏联,1986年)和福岛(日本,2011年)。在过去三十年中,全球仅有少数实验室开展了针对这些事故的原因、动态过程及后果的研究。此类研究活动的共同目标包括:预防现有及未来新建核电站发生此类事故;尽可能减轻事故可能带来的后果;并最终全面理解与核电站相关的实际风险。在欧洲委员会联合研究中心的超铀元素研究所,采用激光加热与快速辐射光谱测温装置,在实验室中对核电站堆芯熔毁进行小规模模拟,这是核反应堆因冷却系统失效而可能发生的最常见严重事故(SA)类型。该模拟工具可对真实的核材料(如含钚和次要锕系元素的裂变燃料样品)进行快速高效的高温测量。在这方面,以及在获取极端条件下材料大量数据的能力方面,当前的实验方法无疑具有独特性。针对当前及未来的核电站概念,本文展示了若干不同类型核燃料的熔融行为示例结果,包括铀-钚氧化物、碳化物和氮化物。此外,还简要展示了氧化物燃料在高温下与包壳材料相互作用的研究结果。
尽管核裂变被广泛视为一种具有前景的大规模、几乎取之不尽的能源,但其全面公众接受度仍受到一些安全、安保和保障风险的阻碍。本研究中提出的实验方法旨在回答与其中一种风险相关的若干基础材料科学问题,即核电厂(NPP)中发生导致堆芯熔毁的严重事故(SAs)。此类事故可能导致高放射性物质释放到环境中,对公众健康和国家经济造成严重后果。此类重大严重事故在核电厂中已发生过三次,分别位于三哩岛(美国,1979年)、切尔诺贝利(前苏联,1986年)和福岛(日本,2011年)。因此,核电厂严重事故已成为全球少数几个研究设施的重点研究课题,涉及诸多复杂现象,并因极高的温度(通常超过3,000 K)以及放射性材料的存在而变得更加复杂。
在此背景下,欧洲理事会最近发布的一项指令1要求欧盟各国在核电站生命周期的各个阶段均须将核安全置于最高优先地位。这包括在新建核电站施工前开展安全评估,同时确保对老旧反应堆实施重大的安全改进。
在此背景下,欧洲委员会联合研究中心的超铀元素研究所已建立了一套受控气氛下的激光加热与快速辐射光谱测温装置2,3,4,用于在实验室中对核电站堆芯熔毁过程进行小规模模拟。由于样品尺寸较小(通常为厘米级、0.1克级),且激光加热具有高效率和可远程操作的特点,该方法能够对真实的核材料(包括含钚及次要锕系元素的裂变燃料样品)进行快速而有效的高温测量。就其能够在极端条件下产生大量材料数据的能力而言,目前的实验方法被公认为在全球范围内具有独特性。事实上,其他基于感应加热的互补研究技术已被证明存在样品材料与容器之间在高温下迅速发生相互作用的问题5。此外,这些技术通常需要或依赖更大数量的样品进行分析,因此在研究真实核材料时,由于样品具有高放射性和有限可获得性,其适用性不如本方法。
在当前实验中(示意图见图1),将样品置于密闭气氛高压釜内,该高压釜位于α屏蔽手套箱中,并使用一台4.5-kW的Nd:YAG连续波激光器进行加热。

图1: 激光加热与辐射光谱测温实验装置示意图。
样品通过石墨(或钨或钼)螺钉固定在密闭容器内,并置于受控气氛环境中。左下角插图以PuO2圆片用石墨螺钉固定的实例进行说明。若样品具有放射性,则容器应安装于密闭α防护手套箱内。样品由一台4.5 kW、波长1,064 nm的Nd:YAG激光器加热。采用一台快速双通道测温仪记录样品温度以及来自低功率Ar+激光器的反射信号。同时使用一台较慢的多通道光谱测温仪对高温样品的光学性质进行原位分析。请点击此处查看该图的放大版本。
辐射高温计测量样品的辐射度 Lex。这是指在给定温度下,单位表面积、单位波长和单位立体角所发射的电磁辐射功率密度6。它通过一个修正的普朗克函数与样品表面温度 T 相关联:

其中,Lλ 为辐射功率,ελ 为光谱发射率,c1 = 2·h·c02 为第一辐射常数,c2 = h·c0/kB = 14,388 µm·K 为第二辐射常数,c0 为真空中的光速,h 为普朗克常数,kB 为玻尔兹曼常数。光谱发射率反映了实际物体在给定波长和温度下,仅能辐射出同温度下理想黑体所辐射功率的一部分,该部分比例即为发射率。因此,发射率的取值范围为 0 到 1,当发射率为 1 时,对应于理想黑体情形,普朗克定律即在此条件下推导得出。由于本研究中使用的辐射测温仪始终设置在接近样品表面法线方向的位置,故未考虑 ελ 的角度依赖性,“发射率”始终指法向光谱发射率(NSE)。为了通过公式 1 和辐射测温仪的校准程序将 Lex 转换为绝对温度 T,必须事先确定法向光谱发射率(NSE)。
使用快速测温仪检测样品温度,该测温仪在波长 λ = 655 nm 处利用标准灯在高达 2,500 K 的范围内进行校准。此外,采用了一台工作波段为 515 nm 至 980 nm 的 256 通道辐射光谱测温仪,用于研究 NSE。ελ样品的)。通过使用公式1对热辐射谱进行非线性拟合,可实现对NSE的测定。2, 3, T 和 ελ 作为仅有的两个自由参数。该方法在耐火材料中已被证明具有可接受的准确性7 类似于通常存在于核动力装置(NPP)中的情况,在宽光谱范围内可假设其归一化光谱发射率(NSE)不随波长变化(灰体假设)。一旦准确测量激光加热样品的温度随时间的变化,即可对所得的温度-时间曲线(热谱图)进行热分析。热谱图中的拐点或热停滞现象可提供与相变相关的信息(如固相线、液相线以及等温相变)。此外,除了对确定归一化光谱发射率(NSE)至关重要外,对辐射度L的直接光谱分析ex 由热样品发出的光也允许一种 原位 对所研究表面某些光学性质的分析。这构成了识别高温现象的另一种辅助工具,例如相变、凝聚态物质与气相之间的化学反应或偏析效应。另一种附加技术称为反射光信号(RLS)分析。2, 3 用于确认相变过程。通过使用高温计的第二通道进行,该通道调谐至低功率(1 W)Ar+ 激光(λ = 488 nm)。该通道用于检测来自 Ar 的激光束+ 空腔并被样品表面反射。稳定的RLS信号表明表面为固态,而熔化后由于液态样品表面的表面张力诱导振动,会出现随机振荡。
通常,使用固体燃料元件的水冷反应堆是目前最常见的核电站类型,具有四道连续的屏障以确保放射性物质的包容8。第一道屏障是燃料芯块本身,得益于其晶体结构以及微观至宏观的孔隙特性,能够容纳固态裂变产物和部分挥发性裂变产物。通常,整个燃料元件被封装在金属(锆合金或钢)包壳中,该包壳构成第二道防护屏障。若包壳失效,第三道屏障则是整个核电站的内层压力容器,通常由数厘米厚的钢壁围成(主系统)。最后,安全壳建筑(数米厚的混凝土结构)是防止放射性物质释放到环境中的最后一道安全屏障。
若冷却水系统失效,核电站可能发生严重事故(SA),导致堆芯过热并熔毁。过热最初由裂变热引起。然而,在缺乏冷却的情况下,即使核链式反应已经终止,由于核燃料碎片中裂变产物及其他高放射性物质的残余衰变热,过热仍可持续较长时间。通常情况下,堆芯熔融首先从燃料元件的中心区域开始,除非在燃料与包壳之间的界面处形成了熔点较低的化合物(可能是共晶相)。本研究的首要目标是确定在真实的燃料-包壳体系中是否可能形成此类低熔点化合物,以及若存在此类化合物,其导致的熔点降低程度如何。为回答这一问题,首先必须准确评估纯态及混合燃料化合物的熔融行为,因此这构成了当前研究更为重要的目标。若燃料与包壳同时熔化,形成的液态物质将迅速下落至主压力容器底部,并开始与钢制容器壁以及残存的水和蒸汽发生反应(如有)。在此阶段,钢材料也可能与高温的燃料/包壳混合物一同熔化。由此形成的类似熔岩的液态混合物被称为“堆芯熔融物”(corium)。这种高温、高放射性的混合物若穿透钢壁,可能扩散至主安全壳之外,并进一步与构成最外层屏障的混凝土发生反应。堆芯熔融物中所含物质的高温及其高反应活性可能导致水的解离并产生氢气,从而引发蒸汽爆炸和氢气爆炸的附加风险。参见 三哩岛和福岛核事故中的严重事故)、严重的氧化反应,或(可能性较小的)堆芯熔融物与核电站结构材料的水合作用。当前的实验方法能够分离并实验分析与上述事件序列相关的多种复杂物理化学机制。除了前述的单一组分熔融分析和燃料-包壳相互作用外,还可通过简化的系统研究多种高温相互作用机制,例如含钚燃料与钢之间的相互作用、燃料与混凝土之间的相互作用等。此外,可在不同气氛条件(惰性气体、空气、微量氢气或蒸汽)下研究堆芯熔融物的形成过程,从而产生对全面理解严重事故至关重要的参考数据。
目前这种方法特别适用于高熔点材料的实验室研究,也已成功用于其他更先进的核燃料类型(例如基于碳化铀或氮化铀的核燃料)以及其他难熔化合物的分析,如锆9、钽和碳化铪、金属超合金、氧化钙10等。
1. 高温计和光谱高温计的校准

图 2: 用于当前高温计和光谱高温计校准的黑体源和标准灯。
在校准过程中,将高温计或光谱高温计的视场聚焦于标准光源(黑体或灯),该光源被加热至已知温度(因此在给定输入电流下发射已知辐射度)。通过拟合高温计或光谱高温计的辐射探测器输出的电压信号随光源温度变化的实验曲线,获得校准方程。请点击此处查看该图的放大版本。
方程 2
方程 3。
下由方程 1 推导出方程 3。确定所研究材料的非选择性发射率(NSE),以便通过在 515 nm 至 980 nm 波长范围内由多通道光谱高温计记录的辐射强度光谱分析(方程 1)获得其真实温度。
方程 4。
方程 5, 2. 样品安装
注意:如果样品具有放射性,须在配备光学级窗口和光学平台的密闭手套箱内完成整个操作过程。如果样品放射性较强(含有强γ辐射源,如钚或镅),在安装样品时应穿戴铅制防护服和铅手套。使用辐射探测器确定β和γ辐射的主要方向。
3. 激光与高温计的校准
4. 填充压力容器
5. 设置采集系统
6. 激光加热实验
7. 数据分析
公式 98. 样品回收
图3展示了在不同氧化程度(UO2+x,其中0 < x < 0.21)的二氧化铀上测得的实际温度热谱图2。二氧化铀是当前核电站中最常用核燃料的基本组分。在正常和非正常反应堆工况下,其可被氧化至不同程度的富氧化学计量比状态12。采用本方法发现,UO2的氧化可导致其熔点/凝固点显著降低,降幅高达700 K。在此情况下,为抑制高温下严重的非一致挥发,实验必须在较高的惰性气体压力(10 MPa的氦气)下进行。

图 3:在激光加热的化学计量比和超化学计量比二氧化铀样品上测得的热谱图(引自2)。
图中显示了一个双脉冲激光轮廓的示例。针对多种 UO2+x 组分记录了热谱图。凝固停滞发生在明显不同的温度,并呈现出不同的特征,具体取决于样品的组成,揭示了铀-氧体系中熔化/凝固温度及凝固动力学的演变过程。请点击此处查看该图的放大版本。
图4显示了在氧化性气氛(0.3 MPa压缩空气)下,对二氧化钚样品进行激光加热时记录的高温计(直线)和光谱高温计热谱图。此外,PuO2是核燃料的重要组分。在同一图中,插图还展示了光谱高温计在不同温度下测得的两条辐射光谱,以及拟合实验数据的曲线和相应的T与ελ值。得益于本研究,PuO2的熔化/凝固温度被重新评估为3,017 K ± 28 K,比以往传统加热方法所得结果高出300 K以上。传统方法的结果显然受到样品与容器之间在高温下发生显著相互作用的影响,而这一问题在当前的远程加热方法中已得到很大程度的解决。

图4: 在氧化气氛中,对二氧化钚样品进行激光加热至熔点以上所测得的热分析图。
主图:实心黑线和实心黑圆点分别表示快速测温仪和多波长光谱测温仪在PuO2样品上记录的热分析曲线。空心圆点表示通过将实验辐射数据与普朗克辐射定律拟合得到的光谱发射率值12。两个插图分别显示了在灰体假设下,液态和凝固态PuO2中记录的光谱(黑点)与拟合曲线(红色实线)的示例。在这些图中,辐射度 Lλ 为简化起见已归一化为第一辐射常数 c1。主热分析曲线采用平均恒定发射率为0.83获得。请点击此处查看该图的放大版本。
图5展示了在不同气氛下对UO2和ZrO2混合物进行的一系列激光加热脉冲实验。该测试代表了核电站(NPP)发生意外温度升高时可能产生的条件。如果在氩气中进行实验,连续多次激光脉冲下的熔化/凝固点温度具有良好的可重复性。相反,若在压缩空气中进行激光加热循环,熔化/凝固温度会随着激光脉冲次数的增加而逐渐降低。这表明在后一种情况下,样品在激光加热过程中不断被氧化。此外,对于UO2-ZrO2混合氧化物,在氧超化学计量条件下也会出现熔点降低现象。

图5: 在加压氩气和空气中测得的混合UO2-ZrO2样品的热谱图。
若在氩气中进行实验(黑色热谱图),则熔化/凝固点在连续脉冲下表现出良好的可重复温度。相反,若在压缩空气中进行激光加热循环(绿色热谱图),则熔化/凝固温度随着激光脉冲次数增加而逐渐降低。请点击此处查看该图的放大版本。
另一个例子涉及另一种材料——碳化铀二碳化物(uranium dicarbide)。该材料被视为一种核燃料替代概念的候选材料,可能在更高温度下工作,并显著降低熔毁事故的风险。采用当前方法首次研究了一种含大量过量碳的新组分(名义成分为UC2.8)14。在此情况下,将已确定为27,37 K ± 20 K的UC2-C共晶温度与固定在2,050 K ± 20 K的立方-四方(α→β)固态相变一起用作辐射度参考。测量发现,富碳化合物的光谱发射率(NSE)在650 nm处升高至0.7,而在共晶区域边界处,纯碳化铀二碳化物的光谱发射率值确定为ελ = 0.53。这一增长现象结合过量碳的离析行为进行了分析,并用于确定液相线温度(UC2.8为3,220 ± 50 K)。由于固态扩散速度较快,且立方-四方相变进一步促进了扩散过程,因此在淬火至室温后,未观察到明显的层状共晶结构。借助记录的辐射光谱,可在冷却过程中对共晶表面C/UC2-x的组成进行定性但一致的追踪,如图6 a和b所示。有趣的是,当前的NSE分析表明,在液相中,外部液态表面几乎完全由碳化铀二碳化物构成,但在凝固过程中迅速富集了离析出的碳。随着进一步冷却,离析出的碳似乎快速向内部本体迁移。在α→β相变时,碳化铀二碳化物再次几乎完全覆盖外部表面。所有这些关于极高温度下材料行为的细节,对于分析反应堆堆芯在失控升温情况下的此类化合物至关重要。这些信息仅基于辐射光谱分析得出,而几乎无法通过其他实验研究技术获得。

图6: 在加压氩气环境中测得的UC2.8样品的热图及辐射光谱14。
a) 在UC2.8样品上记录的热图的冷却阶段。实心圆圈标示出辐射光谱被光谱测温仪记录的时间点。b) 在不同温度下记录的四个辐射光谱示例。其中一个光谱是在液态UC2.8中记录的,其余三个对应于图5a中可见的热停滞阶段。请点击此处查看该图的放大版本。
本文介绍的激光加热辐射光谱技术被公认为是一种研究难熔材料在极高温度下的行为及熔化特性的创新且有效的方法15, 16。由于该技术具有非接触和近乎无容器的特点,特别适用于放射性核材料的实验研究以及核电站堆芯熔毁事故的模拟,本文展示的示例结果已证实了这一点。
在评估采用本方法获得的实验数据时,必须谨慎对待实验数据点与相变的正确对应关系。事实上,在极高温度下,材料的动力学过程可能极为迅速,并可能引发多种难以控制的现象,例如非共格蒸发、偏析、化合物解离等。与更传统的加热方法(如感应炉)相比,此类现象的潜在发生支持了采用当前这种快速加热和冷却技术的合理性。另一方面,人们可能对当前加热条件下热力学平衡状态是否真正实现产生疑问。如实验步骤部分所述,在热循环的快速激光加热阶段,无法保证达到热力学平衡条件。然而,在冷却阶段必定能够实现热力学平衡状态。这一结论已通过计算机模拟程序得到验证,这些程序基于局部相变存在条件下的近平衡质量与热扩散过程来模拟当前实验11。尽管如此,热力学平衡条件仍需通过实验进行交叉验证,通常做法是测量一些可作为参考物质的化合物中已被充分确认的相变温度。在本研究中,选取了W、Mo(根据1990年国际温标推荐作为二级参考温度点17,18,19)、UO2以及ZrC-C共晶点的熔化/凝固点作为参考点进行测量9。测量这些参考点对于评估本方法的准确度和不确定度也十分必要。
鉴于激光加热实验中产生的极端条件和现象,精确的不确定性分析对于所获得数据的可用性至关重要。对于成功的测量实验,影响当前相变温度数据的累积不确定性应控制在绝对温度的±1%以内,并以2倍标准偏差作为置信区间(95%置信度)。对于成分复杂的材料,此类不确定性范围可能更大,例如在实验过程中,非共格蒸发可能导致样品成分发生不可控的变化。该不确定性评估应涵盖校准过程、NSE(中子散射截面)测定以及样品稳定性所带来的误差即, 连续激光脉冲间实验相变温度的重复性等。PuO 熔点/凝固点不确定度分析示例2 如表1所示。各项不确定度来源可视为相互独立,并依据误差传递定律进行合成。3.

表 1: 二氧化钚(PuO2)熔点/凝固点不确定度分析示例(参考文献13)。
c2 的含义和取值在引言部分结合公式 1 的说明中已给出。Δελ 表示在灰体假设下,通过拟合实验辐射光谱所获得的 ελ 平均实验值周围两个标准偏差。 δTc 和 δTd 分别表示平均标准灯外推温度曲线和平均实验凝固温度值周围两个标准偏差。
目前的实验方法尚可进行若干改进。特别是,通过复杂的管道系统将压力容器与质谱仪连接,将能够至少定性地检测高温材料释放的蒸气羽流中存在的物种。此外,计划引入热成像相机,用于研究高温样品表面温度分布的二维图谱,以检测可能存在的不均匀性和偏析效应。最后,还计划对现有设备配套的安全系统进行改进。目前使用的丙烯酸树脂手套箱适用于研究高放射性材料(如铀和超铀元素),因为它能有效屏蔽α射线。然而,该屏蔽装置对于强γ射线发射体(例如实际辐照核燃料中含有的核素)的研究而言仍不够安全。未来将建设配备铅壁屏蔽舱的新设施,用于研究来自实际核电站的乏核燃料。
作者无任何利益冲突需要披露。
作者感谢欧洲委员会通过其机构研究项目为本研究提供资金支持。此外,部分研究工作还获得了欧盟第六框架计划(EC 6)的资助。th F-BRIDGE 项目下的框架计划和 7th SAFEST 和 GENTLE 项目下的 FP
| 姓名 | 公司 | 目录编号 | 评论 |
|---|---|---|---|
| 双通道快速测温仪 | 私人组装 | 快速测温仪。配备650 nm和488 nm的光电二极管探测器,结合聚焦物镜和快速对数放大器组装而成。 | |
| 激光器 TRUMPF HLD4506,TRUMPF, | TRUMPF Schramberg,德国 | HLD4506 | 加热装置 |
| CDI 光谱仪 | CDI | 光学摄谱仪卡,256 通道 | 多波长光谱测温仪阵列 |
| Ar+ 激光器 | Ion Laser Technology | 5500A-00 | 0.75 W RLS 激光器 |
| 示波器 NICOLET | NICOLET,美国威斯康星州麦迪逊市 | Pro 44C 瞬态数字记录仪 | 模数转换器,数据采集系统 |
| SETNAG 氧分析仪 | SETNAG,法国马赛 | JC24V-M | 用于高压釜中氧气分析的 ZrO₂ 电化学池 |
| 黑体辐射源 | POLYTECH CI Waldbronn,德国 | 定制 | 用于光谱测温仪校准的黑体辐射源 |
| 标准校准灯 | POLARON,英国沃特福德 | P.224c 和 P213c | 用于测温仪和光谱测温仪校准的灯源 |
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