El combustible nuclear es un material utilizado en las centrales nucleares para producir calor para impulsar las turbinas . El calor se crea cuando el combustible nuclear sufre una fisión nuclear .
La mayoría de los combustibles nucleares contienen elementos actínidos fisibles pesados que son capaces de sufrir y sostener la fisión nuclear . Los tres isótopos fisionables más relevantes son el uranio-233 , el uranio-235 y el plutonio-239 . Cuando los núcleos inestables de estos átomos son golpeados por un neutrón de movimiento lento, con frecuencia se dividen, creando dos núcleos hijos y dos o tres neutrones más . En ese caso, los neutrones liberados dividen más núcleos. Esto crea una reacción en cadena autosostenida que está controlada en un reactor nuclear o no controlada en un arma nuclear . Alternativamente, si el núcleo absorbe el neutrón sin dividirse, crea un núcleo más pesado con un neutrón adicional.
Los procesos involucrados en la extracción, refinación, purificación, uso y eliminación del combustible nuclear se conocen colectivamente como ciclo del combustible nuclear .
No todos los tipos de combustibles nucleares generan energía a partir de la fisión nuclear; El plutonio-238 y algunos otros isótopos se utilizan para producir pequeñas cantidades de energía nuclear mediante desintegración radiactiva en generadores termoeléctricos de radioisótopos y otros tipos de baterías atómicas .
El combustible nuclear tiene la mayor densidad energética de todas las fuentes de combustible prácticas.
En el caso de los reactores de fisión, el combustible (normalmente a base de uranio) suele estar basado en óxido metálico; Se utilizan óxidos en lugar de los metales mismos porque el punto de fusión del óxido es mucho más alto que el del metal y porque no puede arder, estando ya en estado oxidado.
El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro . Se puede obtener calentando nitrato de uranilo para formar UO.
2.
Luego se convierte calentando con hidrógeno para formar UO 2 . Puede prepararse a partir de hexafluoruro de uranio enriquecido reaccionando con amoníaco para formar un sólido llamado diuranato de amonio , (NH 4 ) 2 U 2 O 7 . Luego se calienta (calcina) para formar UO.
3y U 3 O 8 que luego se convierte calentando con hidrógeno o amoníaco para formar UO 2 . [1]
El UO 2 se mezcla con un aglutinante orgánico y se prensa en gránulos; estos gránulos luego se cuecen a una temperatura mucho más alta (en H 2 /Ar) para sinterizar el sólido. El objetivo es formar un sólido denso y con pocos poros.
La conductividad térmica del dióxido de uranio es muy baja en comparación con la del circonio metálico y disminuye a medida que aumenta la temperatura.
La corrosión del dióxido de uranio en el agua se controla mediante procesos electroquímicos similares a la corrosión galvánica de una superficie metálica.
Mientras se expone al flujo de neutrones durante el funcionamiento normal en el entorno central, un pequeño porcentaje de los 238 U del combustible absorbe el exceso de neutrones y se transmuta en 239 U. 239 U decae rápidamente en 239 Np que a su vez decae rápidamente en 239 Pu . El pequeño porcentaje de 239 Pu tiene una sección transversal de neutrones mayor que el 235 U. A medida que se acumula el 239 Pu, la reacción en cadena cambia del 235 U puro al inicio del uso del combustible a una proporción de aproximadamente el 70% del 235 U y el 30% del 239 Pu al final del período de exposición al combustible de 18 a 24 meses. [2]
El óxido mixto , o combustible MOX , es una mezcla de plutonio y uranio natural o empobrecido que se comporta de manera similar (aunque no idéntica) a la alimentación de uranio enriquecido para la cual se diseñaron la mayoría de los reactores nucleares. El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio poco enriquecido (UPE) utilizado en los reactores de agua ligera que predominan en la generación de energía nuclear .
Se ha expresado cierta preocupación de que los núcleos de MOX usados introduzcan nuevos desafíos de eliminación, aunque el MOX es en sí mismo un medio para eliminar el plutonio excedente mediante transmutación .
El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para producir MOX se realizó en la planta MOX de Sellafield (Inglaterra). A partir de 2015, el combustible MOX se fabrica en Francia (ver Sitio nuclear Marcoule ) y, en menor medida, en Rusia (ver Combinación minera y química ), India y Japón. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos (ver MCER ) y reprocesamiento.
La Asociación Mundial de Energía Nuclear fue una propuesta estadounidense de la administración de George W. Bush para formar una asociación internacional destinada a reprocesar el combustible nuclear gastado de manera que el plutonio que contiene sea utilizable para combustible nuclear, pero no para armas nucleares. En Estados Unidos no se ha permitido el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales debido a consideraciones de no proliferación. Todas las demás naciones reprocesadoras han tenido durante mucho tiempo armas nucleares provenientes de combustibles para reactores de "investigación" con fines militares, excepto Japón. Normalmente, con el cambio de combustible aproximadamente cada tres años, aproximadamente la mitad del 239 Pu se "quema" en el reactor, proporcionando aproximadamente un tercio de la energía total. Se comporta como 235 U y su fisión libera una cantidad similar de energía. Cuanto mayor sea el quemado, más plutonio habrá en el combustible gastado, pero menor será la fracción de plutonio fisionable. Normalmente, alrededor del uno por ciento del combustible usado que se descarga de un reactor es plutonio, y aproximadamente dos tercios de este es fisible (aprox. 50% 239 Pu , 15% 241 Pu ). En todo el mundo, cada año se eliminan unas 70 toneladas de plutonio contenido en el combustible usado cuando se recargan los reactores. [ cita necesaria ]
Los combustibles metálicos tienen la ventaja de una conductividad térmica mucho mayor que los combustibles de óxido, pero no pueden resistir temperaturas igualmente altas. Los combustibles metálicos tienen una larga historia de uso, que se extiende desde el reactor Clementine en 1946 hasta muchos reactores de prueba e investigación. Los combustibles metálicos tienen el potencial de tener la mayor densidad de átomos fisibles. Los combustibles metálicos normalmente están aleados, pero algunos combustibles metálicos se han fabricado con uranio metálico puro. Las aleaciones de uranio que se han utilizado incluyen uranio aluminio, uranio circonio, uranio silicio, uranio molibdeno, hidruro de uranio circonio (UZrH) y carbonitruro de uranio circonio. [3] Cualquiera de los combustibles antes mencionados se puede producir con plutonio y otros actínidos como parte de un ciclo cerrado del combustible nuclear. Se han utilizado combustibles metálicos en reactores de agua y reactores reproductores rápidos de metal líquido, como el EBR-II .
El combustible TRIGA se utiliza en reactores TRIGA (Capacitación, Investigación, Isótopos, Atómica General ). El reactor TRIGA utiliza combustible UZrH, que tiene un coeficiente de reactividad de temperatura del combustible rápidamente negativo , lo que significa que a medida que aumenta la temperatura del núcleo, la reactividad disminuye, por lo que es muy poco probable que se produzca una fusión. La mayoría de los núcleos que utilizan este combustible son núcleos de "alta fuga" donde el exceso de neutrones filtrados se puede utilizar para la investigación. Es decir, se pueden utilizar como fuente de neutrones . El combustible TRIGA fue diseñado originalmente para utilizar uranio altamente enriquecido , sin embargo en 1978 el Departamento de Energía de EE.UU. lanzó su programa de Enriquecimiento Reducido para Reactores de Prueba de Investigación, que promovió la conversión de reactores a combustible de uranio poco enriquecido. Se han instalado un total de 35 reactores TRIGA en distintos lugares de Estados Unidos. Otros 35 reactores se han instalado en otros países.
En un reactor de neutrones rápidos , los actínidos menores producidos por la captura de neutrones de uranio y plutonio pueden utilizarse como combustible. El combustible de actínidos metálicos suele ser una aleación de circonio, uranio, plutonio y actínidos menores . Se puede hacer que sea inherentemente seguro ya que la expansión térmica de la aleación metálica aumentará la fuga de neutrones.
El plutonio fundido, aleado con otros metales para reducir su punto de fusión y encapsulado en tantalio , [4] se probó en dos reactores experimentales, LAMPRE I y LAMPRE II, en el Laboratorio Nacional de Los Álamos en la década de 1960. "LAMPRE experimentó tres fallos de combustible distintos durante el funcionamiento". [5]
Los combustibles cerámicos distintos de los óxidos tienen la ventaja de tener altas conductividades térmicas y puntos de fusión, pero son más propensos a hincharse que los combustibles de óxido y no se comprenden tan bien.
Este es a menudo el combustible elegido para los diseños de reactores que produce la NASA ; una ventaja es que el nitruro de uranio tiene una mejor conductividad térmica que el UO 2 . El nitruro de uranio tiene un punto de fusión muy alto. Este combustible tiene la desventaja de que, a menos que se usara 15 N (en lugar del más común 14 N ), se generaría una gran cantidad de 14 C a partir del nitrógeno mediante la reacción (n,p) . Como el nitrógeno necesario para dicho combustible sería tan caro, es probable que el combustible requiera piroprocesamiento para permitir la recuperación del 15 N. Es probable que si el combustible se procesara y disolviera en ácido nítrico , el nitrógeno se enriquecería con 15 N. se diluiría con el 14 N común. La volatilidad del fluoruro es un método de reprocesamiento que no depende del ácido nítrico, pero solo se ha demostrado en instalaciones de escala relativamente pequeña, mientras que el proceso PUREX establecido se usa comercialmente para aproximadamente un tercio de todos los residuos. combustible nuclear (el resto está sujeto en gran medida a un "ciclo de combustible de una sola vez"). Todos los compuestos de fluoruro de nitrógeno son volátiles o gaseosos a temperatura ambiente y podrían destilarse fraccionadamente de otros productos gaseosos (incluido el hexafluoruro de uranio recuperado ) para recuperar el nitrógeno utilizado inicialmente. Si el combustible pudiera procesarse de tal manera que se asegurara una baja contaminación con carbono no radiactivo (no es un producto de fisión común y está ausente en los reactores nucleares que no lo utilizan como moderador ), entonces la volatilidad del fluoruro podría usarse para separar el14
C producido mediante la producción de tetrafluoruro de carbono .14
Se propone el uso de C en baterías nucleares de baja potencia de duración particularmente larga llamadas baterías de diamante .
Gran parte de lo que se sabe sobre el carburo de uranio se encuentra en forma de elementos combustibles de tipo pasador para reactores rápidos de metal líquido durante su intenso estudio durante los años 1960 y 1970. Sin embargo, recientemente ha habido un renovado interés en el carburo de uranio en forma de combustible de placas y, más notablemente, en micropartículas de combustible (como las partículas TRISO ).
La alta conductividad térmica y el alto punto de fusión hacen del carburo de uranio un combustible atractivo. Además, debido a la ausencia de oxígeno en este combustible (durante el curso de la irradiación, se puede generar un exceso de presión de gas debido a la formación de O 2 u otros gases), así como a la capacidad de complementar un revestimiento cerámico (una interfaz cerámica-cerámica). tiene ventajas estructurales y químicas), el carburo de uranio podría ser el candidato de combustible ideal para ciertos reactores de cuarta generación , como el reactor rápido refrigerado por gas . Si bien la sección transversal de neutrones del carbono es baja, durante años de quemado , la predominantemente12
C se someterá a captura de neutrones para producir estabilidad.13
C y radiactivos.14
C . A diferencia del14
C producido mediante el uso de nitrato de uranio, el14
El C constituirá sólo una pequeña impureza isotópica en el contenido total de carbono y, por lo tanto, hará que la totalidad del contenido de carbono no sea apto para usos no nucleares, pero el14
La concentración de C será demasiado baja para su uso en baterías nucleares sin enriquecimiento. El grafito nuclear descargado de reactores donde se utilizó como moderador presenta el mismo problema.
Los combustibles líquidos son líquidos que contienen combustible nuclear disuelto y se ha demostrado que ofrecen numerosas ventajas operativas en comparación con los enfoques tradicionales de combustible sólido. [6]
Los reactores de combustible líquido ofrecen importantes ventajas de seguridad debido a su dinámica de reactor "autoajustable" inherentemente estable. Esto proporciona dos beneficios principales: eliminar prácticamente la posibilidad de una fusión descontrolada del reactor y proporcionar una capacidad de seguimiento automático de carga que se adapta bien a la generación de electricidad y a aplicaciones de calor industrial de alta temperatura.
Otra ventaja importante de algunos diseños de núcleo líquido es su capacidad de drenarse rápidamente en un tanque de descarga pasivamente seguro. Esta ventaja se demostró de manera concluyente en repetidas ocasiones como parte de un procedimiento de apagado semanal durante el exitoso experimento de 4 años del reactor de sales fundidas .
Otra gran ventaja del núcleo líquido es su capacidad para liberar gas xenón, que normalmente actúa como absorbente de neutrones (135
Xe es el veneno de neutrones más potente conocido y se produce tanto directamente como como producto de la desintegración de135I como producto de fisión ) y provoca oclusiones estructurales en elementos de combustible sólido (lo que lleva a la sustitución temprana de barras de combustible sólido con más del 98% del combustible nuclear sin quemar, incluidos muchos actínidos de larga duración). Por el contrario, los reactores de sales fundidas (MSR) son capaces de retener la mezcla de combustible durante períodos significativamente prolongados, lo que no sólo aumenta drásticamente la eficiencia del combustible sino que también incinera la gran mayoría de sus propios desechos como parte de las características operativas normales. Una desventaja de dejar que el135
Xe escapa en lugar de permitirle capturar neutrones, convirtiéndolo en básicamente estable y químicamente inerte.136
Xe , es que se desintegrará rápidamente y se convertirá en radiactivo de larga duración, altamente reactivo químicamente.135
Cs , que se comporta de manera similar a otros metales alcalinos y puede ser absorbido por los organismos en su metabolismo.
Los combustibles de sales fundidas son mezclas de sales de actínidos (por ejemplo, fluoruro/cloruro de torio/uranio) con otras sales, utilizadas en forma líquida por encima de sus puntos de fusión típicos de varios cientos de grados C. En algunos diseños de reactores alimentados con sales fundidas , como el fluoruro líquido reactor de torio (LFTR), esta sal combustible también es el refrigerante; En otros diseños, como el reactor de sal estable , la sal combustible está contenida en pasadores de combustible y el refrigerante es una sal separada no radiactiva. Existe otra categoría de reactores refrigerados por sales fundidas en los que el combustible no está en forma de sales fundidas, sino que se utiliza una sal fundida para enfriar.
Se utilizaron combustibles de sales fundidas en el LFTR conocido como Experimento del reactor de sales fundidas, así como en otros experimentos de reactores de núcleo líquido. El combustible líquido para el reactor de sales fundidas era una mezcla de fluoruros de litio, berilio, torio y uranio: LiF-BeF 2 -ThF 4 -UF 4 (72-16-12-0,4 mol%). Tuvo una temperatura operativa máxima de 705 °C en el experimento, pero podría haber funcionado a temperaturas mucho más altas ya que el punto de ebullición de la sal fundida superaba los 1400 °C.
Los reactores acuosos homogéneos (AHR) utilizan una solución de sulfato de uranilo u otra sal de uranio en agua. Históricamente, todos los AHR han sido pequeños reactores de investigación , no grandes reactores de potencia. Se está considerando un AHR conocido como Sistema de Producción de Isótopos Médicos para la producción de isótopos médicos . [7]
El reactor de doble fluido (DFR) tiene una variante DFR/m que funciona con aleaciones metálicas líquidas eutécticas , por ejemplo U-Cr o U-Fe. [8]
El polvo de dióxido de uranio (UO 2 ) se compacta en bolitas cilíndricas y se sinteriza a altas temperaturas para producir bolitas cerámicas de combustible nuclear con una alta densidad y propiedades físicas y composición química bien definidas. Se utiliza un proceso de rectificado para lograr una geometría cilíndrica uniforme con tolerancias estrechas. A continuación, dichas pastillas de combustible se apilan y se introducen en los tubos metálicos. El metal utilizado para los tubos depende del diseño del reactor. En el pasado se utilizaba acero inoxidable, pero en la actualidad la mayoría de los reactores utilizan una aleación de circonio que, además de ser muy resistente a la corrosión, tiene una baja absorción de neutrones. Los tubos que contienen las pastillas de combustible están sellados: estos tubos se denominan barras de combustible . Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos combustibles que se utilizan para construir el núcleo de un reactor de potencia.
El revestimiento es la capa exterior de las barras de combustible, situada entre el refrigerante y el combustible nuclear. Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción de neutrones térmicos , generalmente Zircaloy o acero en las construcciones modernas, o magnesio con una pequeña cantidad de aluminio y otros metales para los ahora obsoletos reactores Magnox . El revestimiento evita que fragmentos de fisión radiactiva escapen del combustible al refrigerante y lo contaminen. Además de prevenir fugas radiactivas, esto también sirve para mantener el refrigerante lo menos corrosivo posible y para evitar reacciones entre productos de fisión químicamente agresivos y el refrigerante. Por ejemplo, el cesio , un metal alcalino altamente reactivo que reacciona fuertemente con el agua, produciendo hidrógeno y que se encuentra entre los productos de fisión más comunes. [a]
El combustible del reactor de agua a presión (PWR) consta de varillas cilíndricas colocadas en haces. Una cerámica de óxido de uranio se forma en bolitas y se inserta en tubos de Zircaloy que están agrupados. Los tubos de Zircaloy tienen aproximadamente 1 centímetro (0,4 pulgadas) de diámetro y el espacio del revestimiento del combustible se llena con gas helio para mejorar la conducción del calor desde el combustible al revestimiento. Hay entre 179 y 264 barras de combustible por haz de combustible y entre 121 y 193 haces de combustible se cargan en el núcleo de un reactor. Generalmente, los haces de combustible constan de barras de combustible agrupadas de 14×14 a 17×17. Los haces de combustible PWR miden unos 4 m (13 pies) de largo. En los haces de combustible PWR, las barras de control se insertan a través de la parte superior directamente en el haz de combustible. Los haces de combustible suelen estar enriquecidos varios por ciento en 235 U. El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para intentar eliminar la humedad del combustible cerámico que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno . Los tubos de Zircaloy están presurizados con helio para intentar minimizar la interacción entre los pellets y el revestimiento, que puede provocar fallos en las barras de combustible durante largos períodos.
En los reactores de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al combustible PWR excepto que los haces están "enlatados". Es decir, hay un tubo delgado que rodea cada haz. Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones de densidad locales afecten a la neutrónica y la hidráulica térmica del núcleo del reactor. En los haces de combustible BWR modernos, hay 91, 92 o 96 barras de combustible por conjunto, según el fabricante. El núcleo del reactor está compuesto por 368 conjuntos para el más pequeño y 800 conjuntos para el BWR más grande de EE. UU. Cada barra de combustible BWR se rellena con helio a una presión de aproximadamente 3 atmósferas estándar (300 kPa).
Los haces de combustible de uranio y deuterio de Canadá (CANDU) miden aproximadamente 0,5 metros (20 pulgadas) de largo y 10 centímetros (4 pulgadas) de diámetro. Consisten en gránulos sinterizados (UO 2 ) en tubos de aleación de circonio, soldados a placas terminales de aleación de circonio. Cada paquete pesa aproximadamente 20 kilogramos (44 libras) y una carga central típica es del orden de 4500 a 6500 paquetes, según el diseño. Los tipos modernos suelen tener 37 pasadores de combustible idénticos dispuestos radialmente alrededor del eje largo del haz, pero en el pasado se han utilizado varias configuraciones y números de pasadores diferentes. El paquete CANFLEX tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elementos. También tiene unos 10 cm (4 pulgadas) de diámetro, 0,5 m (20 pulgadas) de largo y pesa unos 20 kg (44 lb) y reemplaza el paquete estándar de 37 pines. Ha sido diseñado específicamente para aumentar el rendimiento del combustible mediante la utilización de dos diámetros de pasador diferentes. Los diseños CANDU actuales no necesitan uranio enriquecido para alcanzar la criticidad (debido a la menor absorción de neutrones en su moderador de agua pesada en comparación con el agua ligera); sin embargo, algunos conceptos más nuevos requieren un enriquecimiento bajo para ayudar a reducir el tamaño de los reactores. La central nuclear de Atucha en Argentina, un diseño similar a la CANDU pero construida por el KWU alemán , fue diseñada originalmente para combustible no enriquecido, pero desde entonces cambió a combustible ligeramente enriquecido con una235
Contenido de U aproximadamente 0,1 puntos porcentuales mayor que el del uranio natural.
Varias otras formas de combustible nuclear encuentran uso en aplicaciones específicas, pero carecen del uso generalizado de los que se encuentran en las centrales eléctricas BWR, PWR y CANDU. Muchas de estas formas de combustible sólo se encuentran en reactores de investigación o tienen aplicaciones militares.
Los reactores Magnox (no oxidantes de magnesio) son reactores presurizados, enfriados con dióxido de carbono y moderados con grafito que utilizan uranio natural (es decir, no enriquecido) como combustible y una aleación de Magnox como revestimiento de combustible. La presión de trabajo varía de 6,9 a 19,35 bares (100,1 a 280,6 psi) para los recipientes a presión de acero, y los dos diseños de hormigón armado operaron a 24,8 y 27 bares (24,5 y 26,6 atm). La aleación Magnox se compone principalmente de magnesio con pequeñas cantidades de aluminio y otros metales, y se utiliza para revestir el combustible de uranio metálico no enriquecido con una cubierta no oxidante para contener productos de fisión. Este material tiene la ventaja de una sección transversal de captura de neutrones baja, pero tiene dos desventajas principales:
El combustible Magnox incorporaba aletas de refrigeración para proporcionar la máxima transferencia de calor a pesar de las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que encarecía su producción. Si bien el uso de uranio metálico en lugar de óxido hizo que el reprocesamiento nuclear fuera más sencillo y, por tanto, más barato, la necesidad de reprocesar el combustible poco tiempo después de retirarlo del reactor significaba que el peligro de los productos de fisión era grave. Para solucionar este problema se requirieron costosas instalaciones de manipulación remota .
El combustible triestructural-isotrópico (TRISO) es un tipo de combustible de micropartículas. Una partícula consiste en un núcleo de combustible UO X (a veces UC o UCO), que ha sido recubierto con cuatro capas de tres materiales isotrópicos depositados mediante deposición química de vapor fluidizada (FCVD). Las cuatro capas son una capa amortiguadora porosa hecha de carbono que absorbe los retrocesos de los productos de fisión, seguida de una densa capa interna de carbono pirolítico protector (PyC), seguida de una capa cerámica de SiC para retener los productos de fisión a temperaturas elevadas y dar el TRISO. partícula más integridad estructural, seguida de una densa capa exterior de PyC. Luego, las partículas TRISO se encapsulan en gránulos de grafito cilíndricos o esféricos. Las partículas de combustible TRISO están diseñadas para no agrietarse debido a las tensiones de los procesos (como la expansión térmica diferencial o la presión del gas de fisión) a temperaturas de hasta 1600 °C y, por lo tanto, pueden contener el combustible en el peor de los escenarios de accidente en un reactor diseñado adecuadamente. . Dos de estos diseños de reactores son el reactor de bloque prismático refrigerado por gas (como el GT-MHR ) y el reactor de lecho de guijarros (PBR). Ambos diseños de reactores son reactores de gas de alta temperatura (HTGR). Estos son también los diseños básicos de reactores de muy alta temperatura (VHTR), una de las seis clases de diseños de reactores en la iniciativa de la Generación IV que intenta alcanzar temperaturas de salida de HTGR aún más altas.
Las partículas de combustible TRISO se desarrollaron originalmente en el Reino Unido como parte del proyecto del reactor Dragon . La inclusión del SiC como barrera a la difusión fue sugerida por primera vez por DT Livey. [9] El primer reactor nuclear que utilizó combustibles TRISO fue el reactor Dragon y el primer motor fue el THTR-300 . Actualmente, los compactos de combustible TRISO se utilizan en algunos reactores experimentales, como el HTR-10 en China y el reactor de pruebas de ingeniería de alta temperatura en Japón. En Estados Unidos, en el Xe-100 se están utilizando elementos combustibles esféricos que utilizan una partícula TRISO con un núcleo de solución sólida de UO 2 y UC , y Kairos Power está desarrollando un reactor nuclear de 140 MWE que utiliza TRISO. [10]
En las partículas QUADRISO, una capa de veneno de neutrones combustible ( óxido de europio u óxido o carburo de erbio ) rodea el núcleo de combustible de las partículas TRISO ordinarias para gestionar mejor el exceso de reactividad. Si el núcleo está equipado con combustibles TRISO y QUADRISO, al comienzo de la vida los neutrones no alcanzan el combustible de las partículas QUADRISO porque son detenidos por el veneno combustible. Durante el funcionamiento del reactor, la irradiación de neutrones del veneno hace que se "queme" o se transmute progresivamente en isótopos no venenosos, agotando este efecto venenoso y dejando progresivamente más neutrones disponibles para sostener la reacción en cadena. Este mecanismo compensa la acumulación de venenos de neutrones no deseados que son una parte inevitable de los productos de fisión, así como el "quemado" o el agotamiento del combustible fisionable normal. En el concepto generalizado de combustible QUADRISO, el veneno puede eventualmente mezclarse con el núcleo de combustible o el pirocarbono exterior. El concepto QUADRISO [11] fue concebido en el Laboratorio Nacional Argonne .
El combustible del reactor RBMK se utilizó en reactores tipo RBMK diseñados y construidos por los soviéticos . Se trata de un combustible de óxido de uranio poco enriquecido. Los elementos combustibles en un RBMK tienen 3 m de largo cada uno, y dos de ellos se encuentran uno detrás del otro en cada canal de combustible, tubo de presión. El uranio reprocesado del combustible gastado del reactor VVER ruso se utiliza para fabricar combustible RBMK. Tras el accidente de Chernobyl, el enriquecimiento del combustible se cambió del 2,0% al 2,4%, para compensar las modificaciones de las barras de control y la introducción de absorbentes adicionales.
El combustible CerMet consiste en partículas cerámicas de combustible (generalmente óxido de uranio) incrustadas en una matriz metálica. Se plantea la hipótesis [ ¿por quién? ] que este tipo de combustible es el que se utiliza en los reactores de la Armada de Estados Unidos. Este combustible tiene altas características de transporte de calor y puede soportar una gran cantidad de expansión.
El combustible de placas ha perdido popularidad a lo largo de los años. El combustible de tipo placa suele estar compuesto de uranio enriquecido intercalado entre revestimientos metálicos. El combustible de placas se utiliza en varios reactores de investigación donde se desea un alto flujo de neutrones, para usos como estudios de irradiación de materiales o producción de isótopos, sin las altas temperaturas que se observan en el combustible cilíndrico cerámico. Actualmente se utiliza en el Reactor de Pruebas Avanzadas (ATR) del Laboratorio Nacional de Idaho y en el reactor de investigación nuclear del Laboratorio de Radiación Lowell de la Universidad de Massachusetts . [ cita necesaria ]
El combustible con enlaces de sodio consiste en combustible que tiene sodio líquido en el espacio entre la pastilla (o pastilla) de combustible y el revestimiento. Este tipo de combustible se utiliza a menudo en reactores rápidos de metal líquido refrigerados por sodio. Se ha utilizado en EBR-I, EBR-II y FFTF. La pastilla de combustible puede ser metálica o cerámica. El enlace de sodio se utiliza para reducir la temperatura del combustible.
Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible en condiciones de accidente, como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reacción (RIA). Estas preocupaciones se hicieron más prominentes después del desastre nuclear de Fukushima Daiichi en Japón, en particular en lo que respecta al rendimiento de los combustibles del reactor de agua ligera (LWR) en condiciones de accidente. [12]
Se realizaron análisis neutrónicos para la aplicación de los nuevos sistemas de materiales de revestimiento de combustible para varios tipos de materiales ATF. [13]
El objetivo de la investigación es desarrollar combustibles nucleares que puedan tolerar la pérdida de enfriamiento activo durante un período considerablemente más largo que los diseños de combustible existentes y prevenir o retrasar la liberación de radionucleidos durante un accidente. [14] Esta investigación se centra en reconsiderar el diseño de pellets y revestimientos de combustible, [15] [16] así como las interacciones entre ambos. [17] [13] [18] [19] [20]
El combustible nuclear usado es una mezcla compleja de productos de fisión , uranio , plutonio y metales transplutonio . En el combustible que se ha utilizado a alta temperatura en reactores de potencia es común que el combustible sea heterogéneo ; A menudo, el combustible contendrá nanopartículas de metales del grupo del platino , como el paladio . Además, es posible que el combustible se haya agrietado, hinchado y calentado cerca de su punto de fusión. A pesar de que el combustible usado se puede craquear, es muy insoluble en agua y es capaz de retener la gran mayoría de los actínidos y productos de fisión dentro de la red cristalina de dióxido de uranio . El peligro de radiación del combustible nuclear gastado disminuye a medida que sus componentes radiactivos se desintegran, pero sigue siendo alto durante muchos años. Por ejemplo, 10 años después de su retirada de un reactor, la tasa de dosis en superficie para un conjunto de combustible gastado típico todavía supera los 10.000 rem/hora, lo que da lugar a una dosis mortal en sólo unos minutos. [21]
Existen dos modos principales de liberación: los productos de fisión se pueden vaporizar o se pueden dispersar pequeñas partículas del combustible.
El examen posterior a la irradiación (PIE) es el estudio de materiales nucleares usados, como el combustible nuclear. Tiene varios propósitos. Se sabe que mediante el examen del combustible usado se pueden estudiar los modos de fallo que se producen durante el uso normal (y la manera en que se comportará el combustible durante un accidente). Además se obtiene información que permite a los usuarios del combustible asegurarse de su calidad y también ayuda al desarrollo de nuevos combustibles. Después de accidentes graves, el núcleo (o lo que queda de él) normalmente se somete a PIE para descubrir qué sucedió. Un sitio donde se realiza PIE es la UIT, que es el centro de la UE para el estudio de materiales altamente radiactivos.
Los materiales en un entorno de alta radiación (como un reactor) pueden sufrir comportamientos únicos, como hinchazón [22] y fluencia no térmica. Si hay reacciones nucleares dentro del material (como lo que sucede en el combustible), la estequiometría también cambiará lentamente con el tiempo. Estos comportamientos pueden conducir a nuevas propiedades del material, agrietamiento y liberación de gas de fisión.
La conductividad térmica del dióxido de uranio es baja; se ve afectado por la porosidad y el quemado. El quemado da como resultado la disolución de productos de fisión en la red (como los lantánidos ), la precipitación de productos de fisión como el paladio , la formación de burbujas de gas de fisión debido a productos de fisión como el xenón y el criptón y daños por radiación en la red. La baja conductividad térmica puede provocar un sobrecalentamiento de la parte central de los pellets durante el uso. La porosidad da como resultado una disminución tanto de la conductividad térmica del combustible como del hinchamiento que se produce durante el uso.
Según el Centro Internacional de Seguridad Nuclear [23] la conductividad térmica del dióxido de uranio puede predecirse en diferentes condiciones mediante una serie de ecuaciones.
La densidad aparente del combustible puede estar relacionada con la conductividad térmica.
Donde ρ es la densidad aparente del combustible y ρ td es la densidad teórica del dióxido de uranio .
Entonces la conductividad térmica de la fase porosa ( K f ) se relaciona con la conductividad de la fase perfecta ( K o , sin porosidad) mediante la siguiente ecuación. Tenga en cuenta que s es un término para el factor de forma de los agujeros.
En lugar de medir la conductividad térmica utilizando los métodos tradicionales como el disco de Lees, el método de Forbes o la barra de Searle, es común utilizar el análisis de destello láser , en el que se coloca un pequeño disco de combustible en un horno. Después de calentarse a la temperatura requerida, un lado del disco se ilumina con un pulso láser, el tiempo necesario para que la onda de calor fluya a través del disco, la densidad del disco y el grosor del disco se pueden usar para calcular y determinar la conductividad térmica.
Si t 1/2 se define como el tiempo necesario para que la superficie no iluminada experimente la mitad de su aumento final de temperatura, entonces.
Para más detalles, véase K. Shinzato y T. Baba (2001). [24]
Una batería atómica (también llamada batería nuclear o batería de radioisótopos) es un dispositivo que utiliza la desintegración radiactiva para generar electricidad. Estos sistemas utilizan radioisótopos que producen partículas beta de baja energía o, a veces, partículas alfa de energías variables. Se necesitan partículas beta de baja energía para evitar la producción de radiación bremsstrahlung penetrante de alta energía que requeriría un fuerte blindaje. Se han utilizado radioisótopos como el plutonio-238 , curio-242 , curio-244 y estroncio-90 . Se han probado tritio , níquel-63 , prometio-147 y tecnecio-99 .
Hay dos categorías principales de baterías atómicas: térmicas y no térmicas. Las baterías atómicas no térmicas, que tienen muchos diseños diferentes, explotan partículas alfa y beta cargadas . Estos diseños incluyen los generadores de carga directa , los betavoltaicos , la batería nuclear optoeléctrica y el generador piezoeléctrico de radioisótopos . Las baterías atómicas térmicas, por otro lado, convierten el calor de la desintegración radiactiva en electricidad. Estos diseños incluyen convertidor termoiónico, células termofotovoltaicas, convertidor térmico a eléctrico de metal alcalino y el diseño más común, el generador termoeléctrico de radioisótopos.
Un generador termoeléctrico de radioisótopos (RTG) es un generador eléctrico simple que convierte el calor en electricidad a partir de un radioisótopo utilizando una serie de termopares .
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PU
se ha convertido en el combustible más utilizado para los RTG, en forma de dióxido de plutonio . Tiene una vida media de 87,7 años, una densidad de energía razonable y niveles de radiación gamma y de neutrones excepcionalmente bajos. Algunos RTG terrestres rusos han utilizado90
Sr.
; este isótopo tiene una vida media más corta y una densidad energética mucho menor, pero es más barato. Los primeros RTG, construidos por primera vez en 1958 por la Comisión de Energía Atómica de EE. UU ., utilizaban210
Correos
. Este combustible proporciona una densidad de energía extraordinariamente enorme (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos), pero tiene un uso limitado debido a su vida media y producción gamma muy cortas, y se ha dejado de utilizar para esta aplicación.
Una unidad calentadora de radioisótopos (RHU) normalmente proporciona aproximadamente 1 vatio de calor cada una, procedente de la desintegración de unos pocos gramos de plutonio-238. Este calor se desprende continuamente durante varias décadas.
Su función es proporcionar calentamiento altamente localizado de equipos sensibles (como los electrónicos en el espacio exterior ). El orbitador Cassini-Huygens a Saturno contiene 82 de estas unidades (además de sus 3 RTG principales para generación de energía). La sonda Huygens a Titán contiene 35 dispositivos.
Los combustibles de fusión son combustibles que se utilizarán en hipotéticos reactores de potencia de fusión . Incluyen el deuterio ( 2 H) y el tritio ( 3 H), así como el helio-3 ( 3 He). Muchos otros elementos pueden fusionarse entre sí, pero la mayor carga eléctrica de sus núcleos significa que se requieren temperaturas mucho más altas. Sólo la fusión de los elementos más ligeros se considera seriamente como fuente de energía del futuro. La fusión del átomo más ligero, el 1H de hidrógeno , como se hace en el Sol y otras estrellas, tampoco se ha considerado práctica en la Tierra. Aunque la densidad de energía del combustible de fusión es incluso mayor que la del combustible de fisión y se han logrado reacciones de fusión sostenidas durante unos minutos, utilizar el combustible de fusión como fuente neta de energía sigue siendo sólo una posibilidad teórica. [25]
Tanto el deuterio como el tritio se consideran combustibles de fusión de primera generación; son los más fáciles de fusionar, porque la carga eléctrica de sus núcleos es la más baja de todos los elementos. Las tres reacciones nucleares más comúnmente citadas que podrían usarse para generar energía son:
Los combustibles de segunda generación requieren temperaturas de confinamiento más altas o un tiempo de confinamiento más largo que los requeridos por los combustibles de fusión de primera generación, pero generan menos neutrones. Los neutrones son un subproducto no deseado de las reacciones de fusión en el contexto de la generación de energía, porque son absorbidos por las paredes de una cámara de fusión, lo que los vuelve radiactivos. No pueden estar confinados por campos magnéticos porque no están cargados eléctricamente. Este grupo está formado por deuterio y helio-3. Todos los productos son partículas cargadas, pero puede haber reacciones secundarias importantes que conduzcan a la producción de neutrones.
Los combustibles de fusión de tercera generación producen sólo partículas cargadas en las reacciones primarias, y las reacciones secundarias son relativamente poco importantes. Dado que se produce una cantidad muy pequeña de neutrones, habría poca radioactividad inducida en las paredes de la cámara de fusión. Esto se considera a menudo como el objetivo final de la investigación sobre la fusión. 3 Tiene la reactividad maxwelliana más alta de cualquier combustible de fusión de tercera generación. Sin embargo, no existen fuentes naturales importantes de esta sustancia en la Tierra.
Otra posible reacción de fusión aneutrónica es la reacción protón- boro :
Bajo suposiciones razonables, las reacciones secundarias darán como resultado que aproximadamente el 0,1% de la potencia de fusión sea transportada por neutrones. Con 123 keV, la temperatura óptima para esta reacción es casi diez veces mayor que la de las reacciones de hidrógeno puro, el confinamiento de energía debe ser 500 veces mejor que el requerido para la reacción DT y la densidad de potencia será 2500 veces menor que para la reacción DT. DT. [ cita necesaria ]
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