TRISO
TRISO (von englisch TRistructural-ISOtropic) ist eine Verarbeitungsform von Kernbrennstoff, die aus dreifach ummantelten Pac-Kügelchen besteht. In der Mitte befindet sich ein Kern aus Uran(IV)-oxid, oder einem Uran/Thorium-Mischoxid, der mit einer inneren Schicht aus isotropem Pyrographit, einer Schicht hochfestem Siliciumcarbid und einer äußeren Schicht isotropem Pyrographit ummantelt ist. Der Kern der deutschen Variante hat einen Durchmesser von 0,5 µm, das gesamte Partikel ist 0,92 µm groß.[1]
Eine zusätzliche innere Kohlenstoffschicht ist porös und stellt Expansionsvolumen für die Aufnahme von Spaltprodukten zur Verfügung; die beiden Pyrographitschichten sorgen für Gasdichtigkeit.[2]
TRISO wurde um 1970 in Großbritannien für den Dragon-Hochtemperaturreaktor (1967–1975) entwickelt, als Erfinder gilt D. T. Livey.[3] In Deutschland wurde es ab 1981 im AVR (Jülich) eingesetzt, nicht aber im THTR-300. Die TRISO-Partikel sind den älteren, zweifach ummantelten BISO-Partikeln hinsichtlich bestrahlungsbedingtem Partikelbruch deutlich überlegen.[4] Andererseits ist die Wirkung von TRISO-Siliciumcarbid als Diffusionssperre für einige Nuklide wie Cäsium-137 und Silber-110m bei höheren Temperaturen – auch im Vergleich mit BISO-Partikeln – unbefriedigend.[5] Daher sind für Hochtemperaturreaktoren mit TRISO-Brennstoff derzeit nur maximale Arbeitstemperaturen von 750 °C vorgesehen, und die geplante Anwendung von TRISO-Brennstoff zur Hochtemperatur-Prozesswärmeerzeugung (950–1000 °C) wurde zurückgestellt.
Die Weiterentwicklung findet derzeit nur in den USA statt.[6] Bei Versuchen dort wurde eine kurzzeitige Temperaturbeständigkeit der Beschichtungen von 1800 °C erreicht.[6]
Einzelnachweise
- ↑ Michael J. Kania, Heinz Nabielek, Karl Verfondern: German TRISO Fuel Performance Envelope and Limits
- ↑ Adams Engines: Concepts and Design Principles, Abschnitt Fuel Element Construction
- ↑ M.S.T. Price: The Dragon Project origins, achievements and legacies. In: Nuclear Engineering and Design. Band 251, 1. Januar 2012, doi:10.1016/j.nucengdes.2011.12.024.
- ↑ Karl Verfondern, Heinz Nabielek, Michael J. Kania, Hans-Josef Allelein: High-Quality Thorium TRISO Fuel Performance in HTGRs, In: Schriften des Forschungszentrums Jülich. Reihe Energie & Umwelt, S. iv
- ↑ Moormann, R.: A safety re-evaluation of the AVR pebble bed reactor operation and its consequences for future HTR concepts. In: Berichte des Forschungszentrums Jülich. Nr. 4275, Juni 2008, S. 1–37 http://juser.fz-juelich.de/record/1304/files/Juel_4275_Moormann.pdf
- ↑ a b Idaho National Laboratory: Next-generation nuclear fuel withstands high-temperature accident conditions (Memento des Originals vom 14. Juli 2015 im Internet Archive) Info: Der Archivlink wurde automatisch eingesetzt und noch nicht geprüft. Bitte prüfe Original- und Archivlink gemäß Anleitung und entferne dann diesen Hinweis. , 25. September 2013