ABD Enerji Bakanlığı’na bağlı Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı’ndaki araştırmacılar, gelişmiş gaz soğutmalı nükleer reaktörlerde kullanılmak üzere tasarlanan HALEU-TRISO yakıt taneciklerinin mekanik özelliklerini inceleyen yeni bir çalışma yayımladı. Reaktör ortamında radyasyona maruz kalmanın ardından bu tanecikleri çevreleyen ince koruyucu katmanlarda sertlik ve esneklik kayıpları tespit edildi.
Çalışmada, silisyum karbür ile iç ve dış pirolitik karbon katmanlarının radyasyon sonrası davranışı, özel enstrümanlı bastırma testleri ile ölçümlendi. Sonuçlar, özellikle metalik ve gaz halindeki fisyon ürünlerinin sızmasını engelleyen en kritik bariyer olan silisyum karbür katmanında sertlik ve elastisite modülünün azaldığını gösterdi. Araştırmacılar, bu verilerin nükleer yakıt performans modellerinin doğruluğunu artıracağını ve ileri reaktör teknolojilerinin daha yaygın kabul görmesine katkı sağlayacağını belirtiyor.
TRISO yakıt sistemi, fisyon ürünlerini yüksek sıcaklıklarda güvenli bir şekilde hapsedebilmek için çok katmanlı bir yapıdan oluşmaktadır. Oak Ridge Laboratuvarı’ndan uzman Katherine Montoya, elde edilen mekanik verilerin, üretimin son hali ile reaktördeki çalıştırma koşullarına maruz kalmış hal arasındaki farkları anlamak ve olası veri boşluklarını kapatmak açısından kritik önem taşıdığını ifade etti. Bu bulgular, yüksek zenginleştirme oranlı düşük seviyede zenginleştirilmiş uranyum (HALEU) içeren reaktör tasarımlarının güvenilirliğini artırmak için temel teşkil etmektedir.
