1.1 Esta guía cubre las pruebas de corrosión del combustible nuclear gastado a base de aluminio en apoyo de la eliminación en repositorios geológicos (según los requisitos de 10 CFR 60 y 40 CFR 191). Las pruebas descritas en este documento están diseñadas para proporcionar datos para el análisis de la estabilidad química y el comportamiento de liberación de radionúclidos de formas de desechos a base de aluminio producidas a partir de combustibles nucleares gastados a base de aluminio. Los datos y análisis de las pruebas de corrosión respaldarán la base técnica para la inclusión de combustibles nucleares gastados a base de aluminio en el término fuente del repositorio. El almacenamiento provisional y el transporte del combustible gastado precederán a la eliminación geológica; por lo tanto, también se hace referencia a los requisitos de almacenamiento provisional (según 10 CFR 72) y transporte (según 10 CFR 71). Los análisis que se basarán en los datos desarrollados también son necesarios para respaldar los informes de análisis de seguridad (SAR) y las evaluaciones de desempeño (PA) para los sistemas de eliminación. 1.2 El combustible nuclear gastado que no se reprocesa debe gestionarse de forma segura antes de su transporte y eliminación en un depósito geológico. La colocación en una instalación de almacenamiento provisional puede incluir la colocación directa del combustible irradiado o el tratamiento del combustible antes de la colocación, o ambas cosas. Es posible que sea necesario que los formularios de desechos a base de aluminio estén listos para su eliminación geológica, o listos para la carretera, antes de colocarlos en un almacenamiento provisional prolongado. Las instalaciones de almacenamiento provisional, en los Estados Unidos, manejan combustible de reactores de energía comerciales civiles, reactores de producción de materiales nucleares de defensa y reactores de investigación. Los reactores de investigación incluyen tanto reactores extranjeros como nacionales. Los combustibles a base de aluminio en el inventario de combustible gastado en los Estados Unidos provienen principalmente de reactores de defensa y de reactores de investigación nacionales y extranjeros. El inventario de combustible gastado a base de aluminio incluye varias formas de combustible diferentes y niveles de enriquecimiento de 235U. Los combustibles altamente enriquecidos (niveles de enriquecimiento 235U 062 20%) forman parte de este inventario. 1.3 Se requiere conocimiento del comportamiento de la corrosión de los combustibles nucleares gastados a base de aluminio para garantizar la seguridad y respaldar la concesión de licencias u otras actividades de aprobación, o ambas, necesarias para su eliminación en un repositorio geológico. La respuesta de las formas de desechos de combustible nuclear gastado a base de aluminio a los entornos de eliminación debe establecerse para análisis de configuración de seguridad, análisis de criticidad, AP y otros análisis necesarios para evaluar el almacenamiento, el tratamiento, el transporte y la eliminación de combustibles nucleares gastados. . Esto es particularmente importante para los combustibles nucleares gastados altamente enriquecidos a base de aluminio. Los protocolos de prueba descritos en esta guía están diseñados para establecer una respuesta material bajo las condiciones relevantes del repositorio. 1.4 La mayoría de los combustibles nucleares gastados a base de aluminio son aleaciones de aluminio y uranio revestidas de aluminio. La aleación de aluminio y uranio suele estar formada por partículas de aluminuro de uranio dispersas en una matriz de aluminio. Otros combustibles a base de aluminio incluyen dispersiones de óxido de uranio, siliciuro de uranio o partículas de carburo de uranio en una matriz de aluminio. Estas partículas, incluidos los aluminuros, son generalmente catódicas con respecto a la matriz de aluminio. La lixiviación selectiva del aluminio en el entorno de exposición puede proporcionar un mecanismo para la redistribución y reubicación de las partículas ricas en uranio. Las tendencias de redistribución de las partículas dependerán de la naturaleza de los procesos de corrosión del aluminio y del tamaño, forma, distribución y reactividad relativa de las partículas ricas en uranio. La interpretación de los datos de las pruebas requerirá una comprensión del comportamiento del material. Este conocimiento permitirá evaluar el diseño y la configuración del paquete de desechos para garantizar que las regiones vacías del paquete de desechos no proporcionen sitios para la reubicación de las partículas ricas en uranio en configuraciones nucleares críticas. Las muestras de prueba deben evaluarse, antes de realizarlas, para garantizar que el tamaño y la forma de las partículas ricas en uranio en las muestras de prueba sean...
ASTM C1431-99 Historia
2018ASTM C1431-99(2018) Guía estándar para pruebas de corrosión de combustible nuclear gastado a base de aluminio en apoyo de la eliminación en depósitos
1999ASTM C1431-99(2010)e1 Guía estándar para pruebas de corrosión de combustible nuclear gastado a base de aluminio en apoyo de la eliminación en depósitos
1999ASTM C1431-99(2005) Guía estándar para pruebas de corrosión de combustible nuclear gastado a base de aluminio en apoyo de la eliminación en depósitos
1999ASTM C1431-99 Guía estándar para pruebas de corrosión de combustible nuclear gastado a base de aluminio en apoyo de la eliminación en depósitos