Comportamiento del combustible nuclear durante un accidente del reactor
El costo del trabajo en esta área suele ser muy caro, así que a menudo ha sido realizado en colaboración con otros países, usualmente bajo el liderazgo del Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (en inglés: Committee on the Safety of Nuclear Installations, CSNI).
Como la varilla de combustible está sellada a presión del gas aumentará (PV = nRT) y esta posiblemente deformará y reventará el revestimiento.
Se ha notado que tanto la corrosión como la irradiación pueden alterar las propiedades de la aleación de zirconio que se usa normalmente como revestimiento, haciéndola quebradiza.
Los efectos de la intensa reacción del hidrógeno caliente producen un flujo sobre los gránulos de combustible y sobre la pared del manojo que se representan en forma adecuada en la imagen al costado.
El combustible nuclear puede hincharse durante su uso, esto se debe a efectos tales como la formación de burbujas en el combustible y al daño que ocurre al reticulado del sólido.
Esto sucede cuando la temperatura de la superficie de revestimiento del combustible se incrementa de tal forma que la superficie del metal está demasiado caliente (la superficie se seca) como para que se produzca la nucleación por ebullición.
Una revisión de desarrollos recientes sobre este tópico ha sido publicada en la referencia citada.
Esta fase Zr(O) es la fase-α, donde más oxidación forma zirconia.
Mientras más tiempo el revestimiento es expuesto al vapor menos dúctil se volverá.
También la fluencia y el agrietamiento por tensión de corrosión se vuelven peores.
Se ha publicado una tesis doctoral sobre la materia[13] por un estudiante en el Instituto Real de Tecnología en Estocolmo (Suecia).
A una distancia x desde el centro la temperatura (Tx) está descrita por la ecuación donde ρ es la densidad de la potencia (W m−3) y Kf es la conductividad térmica.
Es probable que las matemáticas usadas para estos cálculos podrían ser usadas para explicar cómo funcionan los fusibles eléctricos y que podrían ser usadas para predecir la temperatura central en cualquier sistema donde el calor es liberado a través de un objeto de forma de cilindro.
Ningún 134Cs se forma sin la activación neutrónica ya que el 134Xe es un isótopo estable.
[15] En un estudio reciente, se examinó uranio enriquecido al 20% dispersado en un rango de diferentes matrices para determinar las localizaciones físicas de los diferentes elementos químicos e isótopos.
El neodimio está dispersado a través del combustible en una manera uniforme, mientras que el cesio está casi homogéneamente disperso a través del combustible.
Se realizaron intentos para volver a enfriar el núcleo usando agua.
[20] Se ha realizado algún trabajo para el combustible TRISO bajo condiciones similares.
[23] El combustible fue calentado en una celda Knudsen tanto con y sin preoxidación en oxígeno a un c de 650 K. Se encontró que incluso los gases nobles necesitaban una alta temperatura para que pudieran ser liberados del óxido de uranio sólido.
[24] En Francia existen una instalaciones donde un incidente de combustible derretido puede ser creado bajo condiciones estrictamente controladas.
Mientras que el reactor es enfriado normalmente con su propio sistema de refrigeración, el combustible bajo pruebas tiene un sistema de refrigeración separado, él que está equipado con filtros e instrumentos para estudiar la liberación de radiactividad del combustible dañado.
Ya se ha estudiado la liberación de radioisótopos bajo diferentes condiciones.
Muchos experimentos sugerían una baja conversión de energía termal a energía mecánica, mientras que los modelos teóricos disponibles parecían sugerir que eran posibles eficiencias más altas.
Se redactó un informe por la NEA/ OECD sobre este asunto en el año 2000 que establecía que una explosión de vapor causada por el contacto de corio con agua tenía cuatro etapas.
Los resultados de la fragmentación del combustible fueron publicados en el Journal of Nuclear Science and Technology.
El sólido puede ser descrito como una Masa Conteniendo Combustible (en inglés: Fuel Containing Mass, FCM), y es una mezcla de arena, zirconio y dióxido de uranio que han sido calentados a muy altas temperaturas[35] hasta que todo ha quedado fundido.
El uranio y el zirconio para diferentes partes del sólido son muy distintos, se encontró en la lava marrón una fase rica en uranio con una proporción de U:Zr de 19:3 a aproximadamente 38:10.
Su trabajo sugiere que cuando la concentración de hidrógeno (H2) es alta (debido a la corrosión anaeróbica del acero) la oxidación del hidrógeno en las nanopartículas ejercerán un efecto protector sobre el dióxido de uranio.
