Advanced Characterization-Informed Framework and Quantitative Insight to Irradiated Annular U-10Zr Metallic Fuels

要約

U-10Zr ベースの金属核燃料は、次世代のナトリウム冷却高速炉の有望な燃料候補です。このタイプの燃料に関するアイダホ国立研究所の研究経験は、1960 年代にさかのぼります。
アイダホ国立研究所の研究者は、工学規模での燃料性能に関するかなりの量の経験と知識を蓄積してきました。
高度な特性評価の制限と適切なデータ分析ツールの欠如により、照射中の燃料微細構造の進化と特性劣化の機械的理解が妨げられました。
この論文では、新しいワークフローを提案し、高度な照射後検査方法によって得られたドメイン知識と組み合わせて、核分裂ガスの気泡と細孔、および高度試験炉で照射された環状燃料のランタニド分布に関する前例のない定量化された洞察を提供します。
この研究では、研究者は、Zr を含む二次相が存在し、温度勾配に沿って 7 つの微細構造の定量的比率を生成することを特定して確認しています。
さらに、U-10Zr改良燃料の2つのサンプル上の核分裂ガス気泡の分布を定量的に比較しました。
決定的な発見が得られ、2 つの高度なサンプルの約 67,000 個の核分裂ガス気泡に基づいて、接続された気泡を介したランタニド輸送の評価が可能になりました。

要約(オリジナル)

U-10Zr-based metallic nuclear fuel is a promising fuel candidate for next-generation sodium-cooled fast reactors.The research experience of the Idaho National Laboratory for this type of fuel dates back to the 1960s. Idaho National Laboratory researchers have accumulated a considerable amount of experience and knowledge regarding fuel performance at the engineering scale. The limitation of advanced characterization and lack of proper data analysis tools prevented a mechanistic understanding of fuel microstructure evolution and properties degradation during irradiation. This paper proposed a new workflow, coupled with domain knowledge obtained by advanced post-irradiation examination methods, to provide unprecedented and quantified insights into the fission gas bubbles and pores, and lanthanide distribution in an annular fuel irradiated in the Advanced Test Reactor. In the study, researchers identify and confirm that the Zr-bearing secondary phases exist and generate the quantitative ratios of seven microstructures along the thermal gradient. Moreover, the distributions of fission gas bubbles on two samples of U-10Zr advanced fuels were quantitatively compared. Conclusive findings were obtained and allowed for evaluation of the lanthanide transportation through connected bubbles based on approximately 67,000 fission gas bubbles of the two advanced samples.

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