ASTM C1431-99(2010)e1
维护容器清理用铝基废核燃料腐蚀检验的标准指南

Standard Guide for Corrosion Testing of Aluminum-Based Spent Nuclear Fuel in Support of Repository Disposal

被代替

标准号

ASTM C1431-99(2010)e1

发布

1999年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM C1431-99(2018)

当前最新

ASTM C1431-99(2018)

 

 

引用标准

ASTM C1174

适用范围

铝基乏核燃料的处置将涉及： 从现有储存或转移设施中移除， 对燃料或由此产生的废物进行表征或处理，或两者兼有， 将废物放入罐中，将罐放入安全且无害环境的临时储存设施中，从临时储存设施中移除并运输至处置库，放入废物容器中，在处置库中安置，以及处置库关闭和地质处置。每个步骤中的操作都可能会对任何后续步骤的成功产生重大影响。铝基乏核燃料和铝基废物的物理和化学特性与商业核燃料和高放射性废玻璃的特性显着不同。例如，有些是高度浓缩的，大多数具有异质微观结构，其中包括非常小的富铀颗粒。必须评估和理解这种差异对存储库性能的影响。美国核管理委员会根据 10 CFR 60、10 CFR 71 和 10 CFR 规定的要求，对乏核燃料和高放放射性废物的公共领域运输和储存库处置（以及大部分临时干式储存）拥有许可权72. 这些要求概述了应通过测试协议满足的具体信息需求，例如本指南中提到的那些。本指南中描述的测试得出的信息并不全面。然而，这里讨论的测试将提供腐蚀特性数据来支持以下信息需求。了解处置库环境（干燥空气、潮湿空气和处置库相关水）中废物形成成分的溶解度、浸出、氧化/还原反应和腐蚀（参见 10 CFR 60.112 和 135）。了解辐射分解和温度对氧化、腐蚀和浸出行为的影响（参见 10 CFR 60.135）。了解废物形式成分以及氧化和腐蚀产物的溶解度与温度的关系（参见 10 CFR 60.135）。来自实验室实验或技术分析或两者的信息，有关废物包内部状况的时间依赖性（参见 10 CFR 60.143 和 10 CFR 72.76）。实验室演示铝基废物和候选包装材料之间的电化学差异对电偶腐蚀的影响（参见 10 CFR 71.43）或废物和包装材料之间电接触对 4.3 中概述的项目的重要性。 1-4.3.4（参见 10 CFR 60.135），或两者兼而有之。有关废物形式的接收、处理、包装、储存和检索所涉及风险的信息（请参阅 10 CFR 72.3）。有关废物存放处放置时的物理和化学状况的信息，以便可以评估 4.3.1-4.3.4 中概述的项目（参见 10 CFR 60.135）。了解临时储存期间废物形式的降解，以便可以评估与从储存中移除废物有关的操作安全问题（如果有必要进行移除）（参见 10 CFR 72.123）。在放置处置库之前了解废物形式的状况，以便正确处理 4.3.1-4.3.4 中概述的项目（参见 10 CFR 60.135）。必须解决处置过程每个阶段的预期条件。在地质处置期间的临时储存期间预期的暴露条件包括干燥和潮湿的空气以及水环境。空气环境与临时储存和储存库储存的早期阶段相关，而水环境则在水侵入储存库后产生......

推荐