El combustible nuclear se refiere a cualquier sustancia, normalmente material fisible , que se utiliza en centrales nucleares u otros dispositivos nucleares para generar energía.
En los reactores de fisión, el combustible (normalmente basado en uranio ) suele estar basado en óxido metálico ; se utilizan óxidos en lugar de los propios metales porque el punto de fusión del óxido es mucho más alto que el del metal y porque no puede arder, ya que está en estado oxidado.
El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro . Se puede obtener calentando nitrato de uranilo para formar UO
2.
Este se convierte luego calentándolo con hidrógeno para formar UO2 . Se puede obtener a partir de hexafluoruro de uranio enriquecido al reaccionar con amoníaco para formar un sólido llamado diuranato de amonio , ( NH4 ) 2U2O7 . Luego se calienta ( se calcina ) para formar UO.
3y U 3 O 8 que luego se convierte calentándolo con hidrógeno o amoníaco para formar UO 2 . [1] El UO 2 se mezcla con un aglutinante orgánico y se prensa en gránulos. Luego, los gránulos se cuecen a una temperatura mucho más alta (en hidrógeno o argón) para sinterizar el sólido. El objetivo es formar un sólido denso que tenga pocos poros.
La conductividad térmica del dióxido de uranio es muy baja en comparación con la del metal circonio 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 la operación normal en el entorno del núcleo, un pequeño porcentaje del 238 U en el combustible absorbe el exceso de neutrones y se transmuta en 239 U. El 239 U se desintegra rápidamente en 239 Np , que a su vez se desintegra rápidamente en 239 Pu . El pequeño porcentaje de 239 Pu tiene una sección transversal de neutrones más alta que el 235 U. A medida que el 239 Pu se acumula, la reacción en cadena cambia de 235 U puro al inicio del uso del combustible a una proporción de aproximadamente 70% de 235 U y 30% de 239 Pu al final del período de exposición al combustible de 18 a 24 meses. [2]
El combustible de óxido mixto , o MOX , es una mezcla de plutonio y uranio natural o empobrecido que se comporta de manera similar (aunque no idéntica) al uranio enriquecido para el que se diseñaron la mayoría de los reactores nucleares. El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio poco enriquecido (LEU) que se utiliza en los reactores de agua ligera que predominan en la generación de energía nuclear .
Se ha expresado cierta preocupación por el hecho de que los núcleos MOX usados introducirán nuevos desafíos en materia de eliminación, aunque el MOX es un medio para eliminar el plutonio sobrante mediante transmutación . El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para fabricar MOX se realizó en la planta MOX de Sellafield (Inglaterra). A partir de 2015, el combustible MOX se fabrica en Francia en el sitio nuclear de Marcoule y, en menor medida, en Rusia en el Mining and Chemical Combine , India y Japón. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos y reprocesamiento.
La Asociación Mundial de Energía Nuclear fue una propuesta estadounidense de la administración de George W. Bush para formar una asociación internacional para ver el combustible nuclear gastado reprocesado de una manera que haga que el plutonio que contiene sea utilizable como combustible nuclear pero no para armas nucleares. El reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales no ha sido permitido en los Estados Unidos debido a consideraciones de no proliferación . Todas las demás naciones que reprocesan han tenido armas nucleares desde hace mucho tiempo a partir de combustibles de reactores de investigación enfocados en lo militar , excepto Japón. Normalmente, con el combustible que se cambia cada tres años aproximadamente, aproximadamente la mitad del 239 Pu se "quema" en el reactor, proporcionando aproximadamente un tercio de la energía total. Se comporta como el 235 U y su fisión libera una cantidad similar de energía. Cuanto mayor es el quemado , más plutonio está presente en el combustible gastado, pero el plutonio fisible disponible es menor. Normalmente, alrededor del uno por ciento del combustible usado que sale de un reactor es plutonio, y aproximadamente dos tercios de éste es fisible (aproximadamente el 50% 239 Pu , el 15% 241 Pu ).
Los combustibles metálicos tienen la ventaja de una conductividad térmica mucho mayor que los combustibles de óxido, pero no pueden sobrevivir a 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 la mayor densidad de átomos fisionables. 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 mencionados anteriormente se puede fabricar con plutonio y otros actínidos como parte de un ciclo de combustible nuclear cerrado. Los combustibles metálicos se han utilizado en reactores de agua ligera y reactores reproductores rápidos de metal líquido , como el Reactor Reproductor Experimental II .
El combustible TRIGA se utiliza en los reactores TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics ). El reactor TRIGA utiliza combustible UZrH, que tiene un coeficiente de reactividad de temperatura del combustible 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 se diseñó originalmente para utilizar uranio altamente enriquecido, sin embargo, en 1978 el Departamento de Energía de los 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. Hay 35 reactores TRIGA en los EE. UU. y otros 35 en otros países.
En un reactor de neutrones rápidos , los actínidos menores producidos por la captura de neutrones de uranio y plutonio se pueden utilizar como combustible. El combustible de actínidos metálicos es típicamente una aleación de circonio, uranio, plutonio y actínidos menores . Se puede hacer que sea inherentemente seguro ya que la expansión térmica de la aleación de metal 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 fallas de combustible separadas durante la operación. [5]
Los combustibles cerámicos distintos de los óxidos tienen la ventaja de poseer una conductividad térmica y puntos de fusión elevados, pero son más propensos a hincharse que los combustibles de óxido y no se comprenden tan bien.
El nitruro de uranio 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 utilizara 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 un combustible de este tipo 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 se disolviera en ácido nítrico , el nitrógeno enriquecido con 15 N se diluyera 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 utiliza comercialmente para aproximadamente un tercio de todo el combustible nuclear gastado (el resto está sujeto en gran medida a un "ciclo de combustible de un solo uso").
Todos los compuestos de nitrógeno y fluoruro son volátiles o gaseosos a temperatura ambiente y podrían destilarse fraccionadamente de los otros productos gaseosos (incluido el hexafluoruro de uranio recuperado ) para recuperar el nitrógeno utilizado inicialmente. Si el combustible pudiera procesarse de manera tal 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 usan como moderador ), entonces la volatilidad del fluoruro podría usarse para separar el14
C producido mediante la producción de tetrafluoruro de carbono .14
Se propone utilizar C en baterías nucleares de bajo consumo y de vida útil especialmente larga, denominadas baterías de diamante .
Gran parte de lo que se sabe sobre el carburo de uranio se encuentra en forma de elementos combustibles de tipo pin para reactores rápidos de metal líquido durante su intenso estudio en las décadas de 1960 y 1970. Recientemente ha habido un renovado interés en el carburo de uranio en forma de combustible en placas y, más notablemente, en micropartículas de combustible (como partículas triestructurales-isotrópicas).
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, puede generarse una presión excesiva de gas a partir de la formación de O2 u otros gases), así como 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 Generación IV , como el reactor rápido refrigerado por gas . Si bien la sección transversal de neutrones del carbono es baja, durante los años de combustión, el gas predominantemente12
El C sufrirá una captura de neutrones para producir nitrógeno estable.13
C así como radiactivo14
C . A diferencia de la14
C producido mediante el uso de nitrato de uranio, el14
El C constituirá solo una pequeña impureza isotópica en el contenido total de carbono y, por lo tanto, hará que todo el contenido de carbono no sea adecuado para usos no nucleares, pero14
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 contienen combustible nuclear disuelto y se ha demostrado que ofrecen numerosas ventajas operativas en comparación con los métodos 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 importantes: elimina virtualmente la posibilidad de una fusión descontrolada del reactor y proporciona una capacidad de seguimiento automático de la carga que es muy adecuada para la generación de electricidad y las aplicaciones de calor industrial a alta temperatura.
En algunos diseños de núcleo líquido, el combustible puede drenarse rápidamente hacia un tanque de descarga pasivo y seguro. Esta ventaja se demostró de manera concluyente en repetidas ocasiones como parte de un procedimiento de apagado semanal durante el exitoso experimento del reactor de sales fundidas de 1965 a 1969.
Un núcleo líquido es capaz de liberar gas xenón , que normalmente actúa como un absorbente de neutrones (135
El Xe es el veneno neutrónico más fuerte conocido y se produce tanto directamente como producto de la descomposición de135I como producto de fisión ) y causa oclusiones estructurales en elementos de combustible sólido (lo que lleva a la sustitución temprana de las barras de combustible sólido con más del 98% del combustible nuclear sin quemar, incluidos muchos actínidos de larga vida). Por el contrario, los reactores de sal fundida son capaces de retener la mezcla de combustible durante períodos significativamente prolongados, lo que aumenta drásticamente la eficiencia del combustible e incinera la gran mayoría de sus propios desechos como parte de las características operativas normales. Una desventaja de dejar que el combustible135
El Xe escapa en lugar de permitirle capturar neutrones, convirtiéndolo en un elemento básicamente estable y químicamente inerte.136
Xe , es que se desintegrará rápidamente en un material radiactivo de larga duración y 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, que se utilizan 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 reactor de fluoruro de torio líquido (LFTR), esta sal de combustible también es el refrigerante; en otros diseños, como el reactor de sal estable , la sal de combustible está contenida en pasadores de combustible y el refrigerante es una sal separada, no radiactiva. Existe otra categoría de reactores refrigerados con sales fundidas en los que el combustible no está en forma de sal fundida, sino que se utiliza una sal fundida para enfriar.
En el experimento del reactor de sal fundida (LFTR), conocido como Molten Salt Reactor Experiment, y en otros experimentos con reactores de núcleo líquido, se utilizaron combustibles de sales fundidas. El combustible líquido para el reactor de sal fundida era una mezcla de fluoruros de litio, berilio, torio y uranio: LiF-BeF2 - ThF4 - UF4 (72-16-12-0,4 mol%). En el experimento, la temperatura máxima de funcionamiento fue de 705 °C, 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 homogéneos acuosos (AHR) utilizan una solución de sulfato de uranilo u otra sal de uranio en agua. Históricamente, los AHR han sido todos pequeños reactores de investigación, no grandes reactores de potencia.
El reactor de fluido dual (DFR) tiene una variante DFR/m que funciona con aleaciones de metales líquidos eutécticos , por ejemplo, U-Cr o U-Fe. [7]
El polvo de dióxido de uranio (UO 2 ) se compacta en pastillas cilíndricas y se sinteriza a altas temperaturas para producir pastillas de combustible nuclear de cerámica con una alta densidad y propiedades físicas y composición química bien definidas. Se utiliza un proceso de molienda para lograr una geometría cilíndrica uniforme con tolerancias estrechas. A continuación, estas 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 ahora 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 de combustible que se utilizan para construir el núcleo de un reactor de potencia.
El revestimiento es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el refrigerante y el combustible nuclear. Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de absorción baja para neutrones térmicos , generalmente Zircaloy o acero en las construcciones modernas, o magnesio con una pequeña cantidad de aluminio y otros metales para los reactores Magnox ahora obsoletos . El revestimiento evita que los fragmentos de fisión radiactivos escapen del combustible al refrigerante y lo contaminen. Además de la prevención de fugas radiactivas, esto también sirve para mantener el refrigerante lo más no corrosivo posible y para prevenir reacciones entre los productos de fisión químicamente agresivos y el refrigerante. Por ejemplo, el metal alcalino altamente reactivo cesio que reacciona fuertemente con el agua, produciendo hidrógeno, y que es uno de los productos de fisión más comunes. [a]
El combustible de los reactores de agua a presión (PWR) consiste en barras cilíndricas dispuestas en haces. Se forman bolitas de cerámica de óxido de uranio y se insertan en tubos de Zircaloy que están agrupados. Los tubos de Zircaloy tienen aproximadamente 1 centímetro (0,4 pulgadas) de diámetro, y el espacio entre las vainas de combustible se llena con gas helio para mejorar la conducción de calor desde el combustible hasta las vainas. Hay aproximadamente entre 179 y 264 barras de combustible por haz de combustible y se cargan entre 121 y 193 haces de combustible en el núcleo del reactor. Por lo general, los haces de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14x14 a 17x17. Los haces de combustible de los PWR tienen aproximadamente 4 m (13 pies) de largo. En los haces de combustible de los PWR, las barras de control se insertan por la parte superior directamente en el haz de combustible. Los haces de combustible suelen estar enriquecidos en varios porcentajes con 235 U. El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para intentar eliminar la humedad en el combustible cerámico que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno . Los tubos de Zircaloy se presurizan con helio para intentar minimizar la interacción entre el pellet y el revestimiento, que puede provocar la falla de las barras de combustible durante períodos prolongados.
En los reactores de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al combustible de los reactores de agua a presión, 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 la neutrónica y la termohidráulica del núcleo del reactor. En los haces de combustible de los BWR modernos, hay 91, 92 o 96 barras de combustible por conjunto, según el fabricante. Un rango de entre 368 conjuntos para el BWR más pequeño y 800 conjuntos para el BWR más grande en los EE. UU. forman el núcleo del reactor. Cada barra de combustible del BWR se rellena con helio a una presión de aproximadamente 3 atmósferas estándar (300 kPa).
Los haces de combustible de combustible de uranio deuterio de Canadá (CANDU) tienen aproximadamente 0,5 metros (20 pulgadas) de largo y 10 centímetros (4 pulgadas) de diámetro. Consisten en pastillas sinterizadas (UO 2 ) en tubos de aleación de circonio, soldados a placas terminales de aleación de circonio. Cada haz pesa aproximadamente 20 kilogramos (44 libras), y una carga de núcleo típica es del orden de 4500 a 6500 haces, según el diseño. Los tipos modernos suelen tener 37 pines de combustible idénticos dispuestos radialmente alrededor del eje largo del haz, pero en el pasado se han utilizado varias configuraciones y números de pines diferentes. El haz CANFLEX tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elementos. También tiene aproximadamente 10 cm (4 pulgadas) de diámetro, 0,5 m (20 pulgadas) de largo y pesa aproximadamente 20 kg (44 libras) y reemplaza al haz estándar de 37 pines. Ha sido diseñado específicamente para aumentar el rendimiento del combustible utilizando dos diámetros de pines diferentes. Los diseños actuales de CANDU 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 bajo enriquecimiento para ayudar a reducir el tamaño de los reactores. La planta de energía nuclear de Atucha en Argentina, un diseño similar al CANDU pero construido por la alemana KWU, fue diseñada originalmente para combustible no enriquecido, pero luego cambió a combustible ligeramente enriquecido con un235
El contenido de U es aproximadamente 0,1 puntos porcentuales mayor que el del uranio natural.
Existen otras formas de combustible nuclear que se utilizan en aplicaciones específicas, pero no tienen el uso generalizado de las que se encuentran en los reactores de agua a presión (BWR), los reactores de agua a presión (PWR) y las centrales eléctricas CANDU. Muchas de estas formas de combustible solo se encuentran en reactores de investigación o tienen aplicaciones militares.
Los reactores Magnox (magnesio no oxidante) son reactores presurizados, refrigerados por dióxido de carbono y moderados por grafito que utilizan uranio natural (es decir, no enriquecido) como combustible y aleación Magnox como revestimiento del combustible. La presión de trabajo varía de 6,9 a 19,35 bares (100,1 a 280,6 psi) para los recipientes de presión de acero, y los dos diseños de hormigón armado funcionan 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 metálico de uranio no enriquecido con una cubierta no oxidante para contener los productos de fisión. Este material tiene la ventaja de una sección transversal de captura de neutrones baja, pero tiene dos desventajas importantes:
El combustible Magnox incorporaba aletas de refrigeración para proporcionar la máxima transferencia de calor a pesar de las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que hacía que su producción fuera costosa. Si bien el uso de uranio metálico en lugar de óxido hizo que el reprocesamiento nuclear fuera más sencillo y, por lo tanto, más económico, la necesidad de reprocesar el combustible poco tiempo después de retirarlo del reactor significaba que el riesgo de productos de fisión era grave. Se necesitaban costosas instalaciones de manipulación remota para abordar este problema.
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 en fase de vapor fluidizada (FCVD). Las cuatro capas son una capa intermedia 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 para dar a la partícula TRISO más integridad estructural, seguida de una densa capa externa de PyC. Las partículas TRISO se encapsulan luego en pastillas de grafito cilíndricas o esféricas. 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 los peores escenarios de accidente en un reactor correctamente diseñado. 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 bolas (PBR). Ambos diseños de reactores son reactores de gas de alta temperatura (HTGR). También son los diseños básicos de reactores de muy alta temperatura (VHTR), una de las seis clases de diseños de reactores de la iniciativa Generación IV que intenta alcanzar temperaturas de salida de los 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 de difusión fue sugerida por primera vez por DT Livey. [8] El primer reactor nuclear en utilizar combustibles TRISO fue el reactor Dragon y la primera planta motriz fue el THTR-300 . Actualmente, los compactos de combustible TRISO se están utilizando en algunos reactores experimentales, como el HTR-10 en China y el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura en Japón. En los Estados Unidos, se están utilizando elementos de combustible esféricos que utilizan una partícula TRISO con un núcleo de solución sólida de UO 2 y UC en el Xe-100 , y Kairos Power está desarrollando un reactor nuclear de 140 MWE que utiliza TRISO. [9]
En las partículas QUADRISO, una capa de veneno neutrónico 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 principio de su vida útil los neutrones no llegan al combustible de las partículas QUADRISO porque son detenidos por el veneno combustible. Durante el funcionamiento del reactor, la irradiación neutrónica del veneno hace que se "queme" o 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 neutrónicos indeseables que son una parte inevitable de los productos de fisión, así como la "quema" o agotamiento normal del combustible fisible. En el concepto generalizado de combustible QUADRISO, el veneno puede eventualmente mezclarse con el núcleo de combustible o el pirocarbono externo. El concepto QUADRISO [10] fue concebido en el Laboratorio Nacional de Argonne .
El combustible del reactor RBMK se utilizó en los reactores de tipo RBMK diseñados y construidos por los soviéticos . Se trata de un combustible de óxido de uranio poco enriquecido. Los elementos combustibles de 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 ruso VVER se utiliza para fabricar el combustible RBMK. Después del accidente de Chernóbil, el enriquecimiento del combustible se modificó del 2,0% al 2,4% para compensar las modificaciones de las barras de control y la introducción de absorbedores adicionales.
El combustible CerMet consiste en partículas de combustible cerámico (generalmente óxido de uranio) embebidas en una matriz metálica. Se ha planteado la hipótesis [ ¿quién? ] de que este tipo de combustible es el que se utiliza en los reactores de la Marina de los Estados Unidos. Este combustible tiene características de transporte de calor elevadas y puede soportar una gran cantidad de expansión.
El combustible de placas ha caído en desuso con el paso de los años. El combustible de placas se compone comúnmente de uranio enriquecido intercalado entre revestimientos metálicos. El combustible de placas se utiliza en varios reactores de investigación en los que 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 cerámico cilíndrico. Actualmente se utiliza en el Reactor de Prueba Avanzado (ATR) del Laboratorio Nacional de Idaho y en el reactor de investigación nuclear del Laboratorio de Radiación Lowell de la Universidad de Massachusetts . [ cita requerida ]
El combustible unido con sodio consiste en combustible que tiene sodio líquido en el espacio entre el bloque de combustible (o pastilla) y el revestimiento. Este tipo de combustible se utiliza a menudo para reactores rápidos de metal líquido refrigerados con sodio. Se ha utilizado en EBR-I, EBR-II y FFTF. El bloque de combustible puede ser metálico o cerámico. La unión de sodio se utiliza para reducir la temperatura del combustible.
Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF, por sus siglas en inglés) 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, por sus siglas en inglés) o accidentes iniciados por reacción (RIA, por sus siglas en inglés). Estas preocupaciones se hicieron más evidentes después del desastre nuclear de Fukushima Daiichi en Japón, en particular en lo que respecta al rendimiento de los combustibles para reactores de agua ligera (LWR, por sus siglas en inglés) en condiciones de accidente. [11]
Se realizaron análisis neutrónicos para la aplicación de los nuevos sistemas de materiales de revestimiento de combustible para varios tipos de materiales ATF. [12]
El objetivo de la investigación es desarrollar combustibles nucleares que puedan tolerar la pérdida de refrigeración activa durante un período considerablemente más largo que los diseños de combustible existentes y prevenir o retrasar la liberación de radionucleidos durante un accidente. [13] Esta investigación se centra en reconsiderar el diseño de pastillas de combustible y vainas, [14] [15] así como las interacciones entre ambos. [16] [12] [17] [18] [19]
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 . También es posible que el combustible se haya agrietado, hinchado y calentado cerca de su punto de fusión. A pesar de que el combustible usado puede agrietarse, es muy insoluble en agua y puede retener la gran mayoría de los actínidos y productos de fisión dentro de la red cristalina del dióxido de uranio . El riesgo 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 retirarlo de un reactor, la tasa de dosis superficial para un conjunto de combustible gastado típico todavía supera los 10.000 rem/hora, lo que resulta en una dosis letal en solo minutos. [20]
Existen dos modos principales de liberación: los productos de fisión pueden vaporizarse o pueden dispersarse pequeñas partículas del combustible.
El examen post-irradiación (PIE) es el estudio de los materiales nucleares usados, como el combustible nuclear, y 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 forma 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 importantes, el núcleo (o lo que queda de él) normalmente se somete a un examen post-irradiación para averiguar qué ha sucedido. Un lugar donde se realiza el examen post-irradiación 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 experimentar comportamientos únicos, como la hinchazón [21] y la 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 dar lugar a nuevas propiedades del material, agrietamiento y liberación de gas de fisión.
La conductividad térmica del dióxido de uranio es baja; se ve afectada 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 de la hinchazón que se produce durante el uso.
Según el Centro Internacional de Seguridad Nuclear [22] la conductividad térmica del dióxido de uranio se puede predecir 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 .
Luego, la conductividad térmica de la fase porosa ( K f ) está relacionada con la conductividad de la fase perfecta ( K o , sin porosidad) mediante la siguiente ecuación. Nótese que s es un término para el factor de forma de los agujeros.
En lugar de medir la conductividad térmica con los métodos tradicionales, como el disco de Lees, el método de Forbes o la barra de Searle, es habitual utilizar el análisis por destello láser, en el que se coloca un pequeño disco de combustible en un horno. Después de calentarlo a la temperatura requerida, se ilumina un lado del disco 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 utilizar 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 de temperatura final, entonces.
Para más detalles, véase K. Shinzato y T. Baba (2001). [23]
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. Las partículas beta de baja energía son necesarias para evitar la producción de radiación de frenado penetrante de alta energía que requeriría un blindaje pesado. Se han utilizado radioisótopos como el plutonio-238 , el curio-242 , el curio-244 y el estroncio-90 . Se han probado el tritio , el níquel-63 , el prometio-147 y el tecnecio-99 .
Existen 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 , 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 el convertidor termoiónico, las células termofotovoltaicas, el convertidor térmico a eléctrico de metales alcalinos 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 un conjunto de termopares .
238
Pu
El dióxido de plutonio se ha convertido en el combustible más utilizado para los RTG . 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 utilizado90SrEste 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 los EE. UU. , han utilizado210
Correos
Este combustible proporciona una densidad energética fenomenal (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos), pero tiene un uso limitado debido a su vida media muy corta y a la producción de rayos gamma, y se ha dejado de utilizar para esta aplicación.
Una unidad de calentamiento por radioisótopos (RHU) suele generar aproximadamente 1 vatio de calor cada una, derivado de la desintegración de unos pocos gramos de plutonio-238. Este calor se emite de forma continua durante varias décadas.
Su función es proporcionar un calentamiento muy localizado de equipos sensibles (como la electrónica en el espacio exterior ). La sonda Cassini-Huygens que va a Saturno contiene 82 de estas unidades (además de sus 3 RTG principales para la generación de energía). La sonda Huygens que va a Titán contiene 35 dispositivos.
Los combustibles de fusión son combustibles que se utilizan en los hipotéticos reactores de energía de fusión . Entre ellos se encuentran el deuterio ( 2H ) y el tritio ( 3H ), así como el helio-3 ( 3He ). Muchos otros elementos pueden fusionarse, pero la mayor carga eléctrica de sus núcleos significa que se requieren temperaturas mucho más altas. Solo la fusión de los elementos más ligeros se considera seriamente como una fuente de energía futura. La fusión del átomo más ligero, el hidrógeno 1H , como se hace en el Sol y otras estrellas, tampoco se ha considerado práctica en la Tierra. Aunque la densidad energética del combustible de fusión es incluso mayor que la del combustible de fisión, y se han logrado reacciones de fusión sostenidas durante unos pocos minutos, utilizar el combustible de fusión como fuente de energía neta sigue siendo solo una posibilidad teórica. [24]
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 citadas que podrían utilizarse para generar energía son:
Los combustibles de segunda generación requieren temperaturas de confinamiento más altas o un tiempo de confinamiento más prolongado 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 un contexto de generación de energía, porque son absorbidos por las paredes de una cámara de fusión, lo que los vuelve radiactivos. No pueden ser confinados por campos magnéticos, porque no están cargados eléctricamente. Este grupo está formado por el deuterio y el helio-3. Los productos son todos partículas cargadas, pero puede haber reacciones secundarias significativas 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 radiactividad 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 todos los combustibles de fusión de tercera generación. Sin embargo, no existen fuentes naturales significativas de esta sustancia en la Tierra.
Otra posible reacción de fusión aneutrónica es la reacción protón- boro :
Según 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 de destilación térmica y la densidad de potencia será 2500 veces menor que para la destilación térmica. [ cita requerida ]
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