Combustible nuclear

El término combustible nuclear puede referirse tanto al material (físil o fusionable) por sí mismo como al conjunto elaborado y utilizado finalmente, es decir, los haces o manojos de combustible, compuestos por barras que contienen el material físil en su interior, aquellas configuraciones que incluyen el combustible junto con el moderador o cualquier otra cosa.

Los procesos de producción del combustible nuclear que comprenden la minería, refinado, purificado, su utilización y el tratamiento final de residuos, conforman en su conjunto el denominado ciclo del combustible nuclear.

En dicho proceso se utilizan como combustible isótopos ligeros como el tritio y el deuterio.

El combustible nuclear utilizado por los reactores de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR) se fabrica a partir del uranio natural.

El uranio tal como se encuentra en la naturaleza está formado por tres tipos de isótopos: uranio-238 (238U), uranio-235 (235U) y uranio-234 (234U).

Para que los reactores moderados por agua ligera (PWR, BWR, VVER, ...) puedan funcionar es necesario aumentar la proporción del isótopo 235U desde el 0,71% con el que se presenta en la naturaleza hasta una concentración de entre el 2% y el 5%, mediante un proceso llamado enriquecimiento de Uranio.

Son fundamentalmente cuatro o cinco pasos, las imágenes adjuntas ilustran el material obtenido después de cada paso: Este combustible es el que utilizan la mayoría de los reactores PWR y BWR en operación.

Al ser un material cerámico, el dióxido de uranio posee una baja conductividad térmica, lo que resulta en una elevada temperatura en la zona central de las pastillas combustibles cuando se encuentran en un reactor nuclear.

Los reactores de investigación permiten capacitar personal en técnicas nucleares, investigar propiedades de la materia, irradiar materiales para producir radioisótopos de aplicación en medicina nuclear, realizar radiografías por neutrones, realizar análisis por activación neutrónica e irradiar silicio para producir material base para semiconductores (técnica conocida como Silicon NTD), entre otras aplicaciones.

En estos reactores se utiliza uranio enriquecido en un porcentaje de un 12% a un 19.75% en 235U.

Otros reactores denominados TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics, en inglés, correspondientes a Entrenamiento, Investigación, Isótopos, "General Atomics") utilizan combustible en forma de barras.

Como el nitrógeno necesario para producir este combustible es sumamente costoso, sería lógico que el combustible tuviera que ser reprocesado mediante un método pirolítico a fin de permitir recuperar el 15N.

También es lógico que si el combustible fuera procesado y disuelto en ácido nítrico el nitrógeno enriquecido con 15N quedaría diluido en el habitual 14N.

Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, horneados, en un proceso llamado sinterización durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños cilindros (pellets) cerámicos de uranio enriquecido.

A estos haces o manojos se les asigna un número de identificación único, lo que permite su trazabilidad en todo el ciclo (desde su fabricación, hasta su almacenamiento como material irradiado usado, pasando por su uso en el reactor).

En los elementos combustibles PWR, las barras de material absorbente que se utilizan para controlar la reacción nuclear ("barras de control") se insertan por la parte superior en sitios especiales dentro del elemento combustible.

Los modelos modernos normalmente tienen 37 barras de combustible idénticas dispuestas radialmente alrededor del eje longitudinal del haz o manojo, pero en el pasado se utilizaron diversas configuraciones y números de barras.

Los combustibles tri-isotrópicos (TRISO) fueron desarrollados inicialmente en Alemania para reactores de altas temperaturas refrigerados por gas.

Actualmente, este tipo de combustibles se utilizan en el HTR-10 en China, y en el HTTR en Japón, los cuales son reactores experimentales.

El combustible que se ha utilizado a altas temperaturas en los reactores de energía es normal que no sea homogéneo, a menudo contiene nanopartículas de metales del grupo del platino tales como el paladio.

Aunque en el 2008 aún no existen reactores de fusión que hayan operado durante períodos de tiempo relevantes, ni que hayan permitido aprovechar su energía, los principales combustibles que podrían utilizarse en estos reactores serían el tritio (³H) y el deuterio (²H), pudiendo usar también el helio tres (³He).

El proyecto ITER es una iniciativa internacional para avanzar en el conocimiento de la fusión por confinamiento magnético.

Por lo tanto, no habría ninguna activación radiactiva en el reactor de fusión.

Por su parte las pilas atómicas térmicas convierten el calor de la desintegración radiactiva en electricidad.

Este combustible proporciona una enorme densidad de energía, (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos) pero tiene un uso limitado debido a su corto semiperiodo y a que emite radiaciones gamma, por lo que fue desestimado para esta aplicación.

A una distancia x del centro la temperatura (Tx) se describe mediante una ecuación en la que ρ es la densidad de energía en el centro del... (W m-3) y Kf es la conductividad térmica del combustible: El combustible utilizado en las centrales nucleares, tanto experimentales como industriales, se examina antes y después de su uso.

En el caso del combustible gastado los exámenes se realizan en las denominadas celdas calientes como tu vieja (recintos con gruesas paredes para proteger a las personas de las radiaciones que emite el combustible irradiado), dada la intensidad de las radiaciones que emite.

Tras accidentes que han supuesto daños en el núcleo se suele investigar el combustible para estudiar su comportamiento.

Se han realizado numerosas investigaciones que permiten conocer con precisión los fenómenos y condiciones que pueden producir la falla de un combustible en un reactor y la posterior liberación de material radiactivo desde el mismo.

En Francia existe una instalación donde se puede simular la fusión de combustible en condiciones controladas.

Proceso de producción del combustible nuclear.
Elemento combustible PWR . Elemento combustible del reactor de agua presurizada del barco de pasajeros y carga NS Savannah. Diseñado y construido por Babcock and Wilcox Company.
Haces o manojos de combustible CANDU Dos haces o manojos de combustible CANDU, cada uno de aproximadamente 50 cm de largos y 10 cm de diámetro. Foto cortesía de Atomic Energy of Canada Ltd.
Partícula de combustible TRISO , fragmentada para mostrar las múltiples capas cobertoras.
Núcleo del Reactor de Pruebas Avanzado . Este reactor utiliza combustible del tipo placa en una distribución en hojas de trébol.
Inspeccionando los niveles de radiación de los RTG de la Cassini-Huygens