ASTM C1431-99(2018)
支持储存库处置的铝基乏核燃料腐蚀试验的标准指南
Standard Guide for Corrosion Testing of Aluminum-Based Spent Nuclear Fuel in Support of Repository Disposal
- 标准号
- ASTM C1431-99(2018)
- 发布
- 2018年
- 发布单位
- 美国材料与试验协会
- 当前最新
- ASTM C1431-99(2018)
- 引用标准
- ASTM C1174
- 适用范围
- 1.1 本指南涵盖了支持地质处置库处置的铝基乏核燃料的腐蚀测试（根据 10 CFR 60 和 40CFR191 的要求）。本文件中描述的测试旨在为分析由铝基乏核燃料产生的铝基废物的化学稳定性和放射性核素释放行为提供数据。腐蚀测试的数据和分析将为将铝基乏核燃料纳入储存库源项提供技术基础。乏燃料的临时储存和运输将在地质处置之前进行；因此，还参考了临时储存（根据 10 CFR 72）和运输（根据 10 CFR 71）的要求。基于所开发数据的分析对于支持处置系统的安全分析报告（SAR）和性能评估（PA）也是必要的。
1.2 未经后处理的乏核燃料在运输至地质处置库并在其中处置之前必须进行安全管理。放置在临时储存设施中可以包括直接放置经辐照的燃料或在放置之前对燃料进行处理，或两者兼而有之。在长期临时储存之前，铝基废物可能需要做好地质处置或道路准备。美国的临时储存设施处理来自民用商业核反应堆、国防核材料生产反应堆和研究反应堆的燃料。研究堆包括国外和国内的堆。美国乏燃料库存中的铝基燃料主要来自国防反应堆以及国内外研究堆。铝基乏燃料清单包括几种不同的燃料形式和 235 U 浓缩水平。高浓缩燃料（235 U 浓缩水平 >20%）是该清单的一部分。
1.3 需要了解铝基乏核燃料的腐蚀行为，以确保安全并支持在地质处置库中处置所需的许可或其他批准活动，或两者兼而有之。必须建立铝基乏核燃料废物形式对处置环境的响应，以进行配置安全分析、临界分析、PA 以及评估乏核燃料的储存、处理、运输和处置所需的其他分析。这对于高浓缩铝基乏核燃料尤其重要。本指南中描述的测试协议旨在在存储库相关条件下建立材料响应。
1.4 大多数铝基乏核燃料是铝包铝铀合金。铝铀合金通常由分散在铝基体中的铝化铀颗粒组成。其他铝基燃料包括氧化铀、硅化铀或碳化铀颗粒在铝基体中的分散体。这些颗粒，包括铝化物，通常对铝基体是阴极的。在暴露环境中选择性浸出铝可以提供富铀颗粒重新分布和重新定位的机制。颗粒重新分布趋势将取决于铝腐蚀过程的性质以及富铀颗粒的尺寸、形状、分布和相对反应性。测试数据的解释需要了解材料的行为。这种理解将能够评估废物包的设计和配置，以确保废物包中的未填充区域不会为富铀颗粒重新安置到核临界配置中提供场所。在测试之前必须对测试样品进行评估，以确保测试样品中富铀颗粒的尺寸和形状能够代表正在评估的废物形式中的颗粒。
1.5 本指南中描述的测试所获得的数据的使用将被优化到样品模拟实际储存库暴露期间废物形式的状况的程度。建议使用实践 C1174 作为指导。测试样品的选择可以是未老化的或人工老化的，应确保测试样品和条件限制废物形式/储存库的条件。测试程序应仔细描述测试程序中使用的任何人工老化处理，并解释选择该处理的原因。 1 本指南由 ASTM C26 核燃料循环委员会管辖，由 C26.13 乏燃料和高放废物直接负责。当前版本于 2018 年 9 月 1 日批准。2018 年 10 月发布。最初于 1999 年批准。上一版本于 2010 年批准为 C1431 – 99 (2010)ɛ1 。 DOI：10.1520/C1431-99R18。版权所有 © ASTM International，100 Barr Harbor Drive，PO Box C700，West Conshohocken，PA 19428-2959。美国 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒（TBT）委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。 1 1.6 本国际标准是根据世界贸易组织贸易技术壁垒（TBT）委员会发布的《关于制定国际标准、指南和建议的原则的决定》中确立的国际公认的标准化原则制定的。