ASTM C1431-99(2018)
Стандартное руководство по коррозионным испытаниям отработавшего ядерного топлива на основе алюминия при захоронении в могильник

Стандартный №

ASTM C1431-99(2018)

Дата публикации

2018

Разместил

American Society for Testing and Materials (ASTM)

Последняя версия

ASTM C1431-99(2018)

сфера применения

1.1 В настоящем руководстве рассматриваются коррозионные испытания отработавшего ядерного топлива на основе алюминия при захоронении в геологическом хранилище (согласно требованиям 10 CFR 60 и 40CFR191). Тестирование, описанное в этом документе, предназначено для получения данных для анализа химической стабильности и поведения выбросов радионуклидов форм отходов на основе алюминия, полученных из отработавшего ядерного топлива на основе алюминия. Данные и анализы коррозионных испытаний поддержат техническую основу для включения отработавшего ядерного топлива на основе алюминия в термин источника хранилища. Промежуточное хранение и транспортировка отработавшего топлива будут предшествовать геологическому захоронению; поэтому также делается ссылка на требования к временному хранению (согласно 10 CFR 72) и транспортировке (согласно 10 CFR 71). Анализы, которые будут основаны на полученных данных, также необходимы для поддержки отчетов по анализу безопасности (SAR) и оценок эффективности (PA) систем захоронения. 1.2 Отработанное ядерное топливо, которое не подвергается переработке, должно подвергаться безопасному обращению перед транспортировкой и захоронением в геологическом хранилище. Размещение во временном хранилище может включать непосредственное размещение облученного топлива или обработку топлива перед размещением, или и то, и другое. Формы отходов на основе алюминия, возможно, должны быть готовы к геологическому захоронению или подготовлены к вывозу на дорогу перед помещением в длительное временное хранилище. В временных хранилищах в США хранится топливо гражданских коммерческих энергетических реакторов, реакторов по производству оборонных ядерных материалов и исследовательских реакторов. В состав исследовательских реакторов входят как зарубежные, так и отечественные реакторы. Топливо на основе алюминия в запасах отработавшего топлива в Соединенных Штатах происходит в основном из оборонных реакторов, а также зарубежных и отечественных исследовательских реакторов. Запас отработавшего топлива на основе алюминия включает несколько различных форм топлива и уровней обогащения 235 U. В этот перечень входит высокообогащенное топливо (уровень обогащения 235 U >20 %). 1.3 Знания о коррозионном поведении отработавшего ядерного топлива на основе алюминия необходимы для обеспечения безопасности и поддержки лицензирования или других разрешительных мероприятий, или того и другого, необходимых для захоронения в геологическом хранилище. Реакция формы(ов) отработанного ядерного топлива на основе алюминия на среду захоронения должна быть установлена для анализа безопасности конфигурации, анализа критичности, PA и других анализов, необходимых для оценки хранения, обработки, транспортировки и захоронения отработавшего ядерного топлива. . Это особенно важно для высокообогащенного отработанного ядерного топлива на основе алюминия. Протоколы испытаний, описанные в этом руководстве, предназначены для определения реакции материала в условиях, соответствующих условиям хранилища. 1.4 Большая часть отработанного ядерного топлива на основе алюминия представляет собой плакированные алюминием алюминиево-урановые сплавы. Алюмоурановый сплав обычно состоит из частиц алюминида урана, диспергированных в алюминиевой матрице. Другие виды топлива на основе алюминия включают дисперсии частиц оксида урана, силицида урана или карбида урана в алюминиевой матрице. Эти частицы, включая алюминиды, обычно являются катодами по отношению к алюминиевой матрице. Селективное выщелачивание алюминия в окружающей среде может обеспечить механизм перераспределения и перемещения частиц, богатых ураном. Тенденции перераспределения частиц будут зависеть от характера процессов коррозии алюминия, а также от размера, формы, распределения и относительной реакционной способности частиц, богатых ураном. Интерпретация данных испытаний потребует понимания поведения материала. Это понимание позволит оценить конструкцию и конфигурацию упаковки с отходами, чтобы убедиться, что незаполненные области упаковки с отходами не представляют собой места для перемещения богатых ураном частиц в критические ядерные конфигурации. Перед испытанием необходимо оценить тестовые образцы, чтобы убедиться, что размер и форма богатых ураном частиц в тестовых образцах репрезентативны для частиц в оцениваемой форме отходов. 1.5 Использование данных, полученных в ходе испытаний, описанных в настоящем руководстве, будет оптимизировано в той степени, в которой образцы имитируют состояние формы отходов во время фактического воздействия на хранилище. В качестве руководства рекомендуется использовать Методику C1174. Выбор тестовых образцов, которые могут быть несостаренными или искусственно состаренными, должен гарантировать, что тестовые образцы и условия соответствуют форме отходов/условиям хранилища. Процедуры испытаний должны тщательно описывать любые методы искусственного старения, использованные в программе испытаний, и объяснять, почему был выбран этот метод лечения. 1 Данное руководство находится под юрисдикцией Комитета ASTM C26 по ядерному топливному циклу и является прямой ответственностью C26.13 по отработанному топливу и высокоактивным отходам. Текущая редакция утверждена 1 сентября 2018 г. Опубликована в октябре 2018 г. Первоначально утверждена в 1999 г. Последняя предыдущая редакция утверждена в 2010 г. как C1431 – 99 (2010)ɛ1 . ДОИ: 10.1520/C1431-99R18. Авторские права © ASTM International, 100 Barr Harbour Drive, PO Box C700, West Conshohocken, PA 19428-2959. США Этот международный стандарт был разработан в соответствии с международно признанными принципами стандартизации, установленными в Решении о принципах разработки международных стандартов, руководств и рекомендаций, выпущенном Комитетом Всемирной торговой организации по техническим барьерам в торговле (ТБТ). 1 1.6 Настоящий международный стандарт был разработан в соответствии с международно признанными принципами стандартизации, установленными в Решении о принципах разработки международных стандартов, руководств и рекомендаций, изданном Комитетом Всемирной торговой организации по техническим барьерам в торговле (ТБТ).

ASTM C1431-99(2018) Ссылочный документ

• ASTM C1174 Стандартная практика прогнозирования долгосрочного поведения материалов упаковки с отходами, включая формы отходов, используемые при геологическом захоронении высокоактивных ядерных отходов

ASTM C1431-99(2018) История

• 2018 ASTM C1431-99(2018) Стандартное руководство по коррозионным испытаниям отработавшего ядерного топлива на основе алюминия при захоронении в могильник
• 1999 ASTM C1431-99(2010)e1 Стандартное руководство по коррозионным испытаниям отработавшего ядерного топлива на основе алюминия при захоронении в могильник
• 1999 ASTM C1431-99(2005) Стандартное руководство по коррозионным испытаниям отработавшего ядерного топлива на основе алюминия при захоронении в могильник
• 1999 ASTM C1431-99 Стандартное руководство по коррозионным испытаниям отработавшего ядерного топлива на основе алюминия при захоронении в могильник