Combustible nuclear
El combustible nuclear es un material utilizado en las centrales nucleares para producir calor para hacer funcionar las turbinas. El calor se crea cuando el combustible nuclear se somete a la fisión nuclear.
La mayoría de los combustibles nucleares contienen elementos de actínidos fisionables pesados que son capaces de experimentar y mantener 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, se dividen, creando dos núcleos hijos y dos o tres neutrones más. Estos neutrones luego continúan dividiendo más núcleos. Esto crea una reacción en cadena autosuficiente que se controla en un reactor nuclear o no se controla en un arma nuclear.
Los procesos involucrados en la extracción, refinación, purificación, uso y eliminación del combustible nuclear se conocen colectivamente como el 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 elementos se utilizan para producir pequeñas cantidades de energía nuclear mediante la desintegración radiactiva en generadores termoeléctricos de radioisótopos y otros tipos de baterías atómicas.
El combustible nuclear tiene la mayor densidad de energía de todas las fuentes prácticas de combustible.
Combustible de óxido
Para los reactores de fisión, el combustible (típicamente a base de uranio) generalmente se basa en el óxido de metal; se utilizan los 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.
Dióxido de uranio
El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro. Se puede hacer calentando nitrato de uranilo para formar UO3{displaystyle {ce {UO2(NO3)2.6H2O-> UO3 + 2NO2 + 1/2O2 + 6H2O(g)}}}
Esto luego se convierte por calentamiento con hidrógeno para formar UO 2. Se puede hacer a partir de hexafluoruro de uranio enriquecido al reaccionar con amoníaco para formar un sólido llamado diuranato de amonio,{ estilo de visualización { ce {(NH4) 2U2O7.}}}
El UO 2 se mezcla con un aglutinante orgánico y se prensa en gránulos, estos gránulos luego se queman a una temperatura mucho más alta (en H 2 /Ar) 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 de 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.
MOX
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 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 de que los núcleos MOX usados presentarán nuevos desafíos de eliminación, aunque MOX es en sí mismo un medio para eliminar el plutonio excedente por transmutación.
El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para fabricar MOX se realizó en la planta de MOX de Sellafield (Inglaterra). A partir de 2015, el combustible MOX se fabrica en Francia (consulte el sitio nuclear de Marcoule) y, en menor medida, en Rusia (consulte Combinación de minería y química), India y Japón. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos (ver MCER) y reprocesamiento.
La Asociación Mundial de Energía Nuclear fue una propuesta de EE. UU. en la administración de George W. Bush para formar una asociación internacional para ver el reprocesamiento del combustible nuclear gastado de una manera que haga que el plutonio que contiene se pueda utilizar como combustible nuclear pero no para armas nucleares. El reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales no se ha permitido en los Estados Unidos debido a consideraciones de no proliferación. Todas las demás naciones reprocesadoras han tenido durante mucho tiempo armas nucleares de combustibles de reactores de "investigación" enfocados en el ejército, excepto Japón. Normalmente, con el cambio de combustible cada tres años aproximadamente, aproximadamente la mitad del Pu-239 se 'quema' en el reactor, proporcionando aproximadamente un tercio de la energía total. Se comporta como el U-235 y su fisión libera una cantidad de energía similar. Cuanto mayor sea el quemado, más plutonio habrá en el combustible gastado, pero cuanto menor sea la fracción de plutonio fisionable. Por lo general, alrededor del uno por ciento del combustible usado descargado de un reactor es plutonio, y alrededor de dos tercios de este es fisionable (c. 50% Pu-239, 15% Pu-241). En todo el mundo, cada año se eliminan unas 70 toneladas de plutonio contenido en el combustible usado cuando se recargan los reactores.
Combustible metálico
Los combustibles metálicos tienen la ventaja de una conductividad térmica mucho más alta que los combustibles de óxido, pero no pueden sobrevivir a temperaturas igualmente altas. Los combustibles metálicos tienen una larga historia de uso, desde el reactor Clementine en 1946 hasta muchos reactores de prueba e investigación. Los combustibles metálicos tienen el potencial para la mayor densidad de átomos fisionables. Los combustibles metálicos normalmente están aleados, pero algunos combustibles metálicos se han fabricado con uranio puro. Las aleaciones de uranio que se han utilizado incluyen uranio aluminio, uranio circonio, uranio silicio, uranio molibdeno e hidruro de uranio circonio (UZrH). Cualquiera de los combustibles antes mencionados puede fabricarse con plutonio y otros actínidos como parte de un ciclo de combustible nuclear cerrado. Los combustibles metálicos se han utilizado en reactores de agua y reactores reproductores rápidos de metal líquido, como el EBR-II.
Combustible TRIGA
El combustible TRIGA se utiliza en los reactores TRIGA (Entrenamiento, Investigación, Isótopos, Atómica General). El reactor TRIGA utiliza combustible UZrH, que tiene un coeficiente de reactividad de la 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 ocurra una fusión. La mayoría de los núcleos que utilizan este combustible son núcleos de "alta fuga" en los que 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 usar 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 ubicaciones en los EE. UU.
Combustible de actínidos
En un reactor de neutrones rápidos, los actínidos menores producidos por la captura de neutrones de uranio y plutonio pueden usarse como combustible. El combustible de actínidos metálicos suele ser una aleación de circonio, uranio, plutonio y actínidos menores. Puede hacerse intrínsecamente seguro ya que la expansión térmica de la aleación metálica aumentará la fuga de neutrones.
Plutonio fundido
El plutonio fundido, aleado con otros metales para reducir su punto de fusión y encapsulado en tantalio, 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".
Combustibles cerámicos sin óxido
Los combustibles cerámicos distintos de los óxidos tienen la ventaja de tener conductividades térmicas y puntos de fusión elevados, pero son más propensos a hincharse que los combustibles de óxido y no se entienden tan bien.
Nitruro de uranio
Este es a menudo el combustible de elección para los diseños de reactores que produce la NASA, una ventaja es que la ONU 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 use N (en lugar del N más común), se generaría una gran cantidad de C a partir del nitrógeno mediante la reacción (n,p). Dado que el nitrógeno necesario para dicho combustible sería tan caro, es probable que el combustible deba ser reprocesado mediante piroprocesamiento para permitir la recuperación del N. Es probable que si el combustible fuera procesado y disuelto en ácido nítrico, el nitrógeno enriquecido con N se diluiría con el comúnN. 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 todo el combustible nuclear gastado (el resto se utiliza en gran medida sujeto 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 garantizara 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 elC producido mediante la producción de tetrafluoruro de carbono.C se propone para su uso en baterías nucleares de baja potencia de vida particularmente prolongada llamadas baterías de diamante.
Carburo de uranio
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 las décadas de 1960 y 1970. Sin embargo, recientemente ha resurgido el interés por el carburo de uranio en forma de combustible de placa y, en particular, 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 acumular un exceso de presión de gas a partir de la formación de O 2 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 combustible candidato 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 los años de quemado, el predominantementeC se someterá a la captura de neutrones para producir estableC, así como radiactivoc _ A diferencia delC producido mediante el uso de nitrato de uranio, elC constituirá solo una pequeña impureza isotópica en el contenido total de carbono y, por lo tanto, hará que la totalidad del contenido de carbono no sea adecuado para usos no nucleares, pero elLa concentración de C será demasiado baja para su uso en baterías nucleares sin enriquecimiento. El grafito nuclear descargado de los reactores donde se utilizó como moderador presenta el mismo problema.
Combustibles líquidos
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.
Los reactores de combustible líquido ofrecen importantes ventajas de seguridad debido a su dinámica de reactor "autoajustable" inherentemente estable. Esto proporciona dos beneficios principales: - elimina virtualmente la posibilidad de una fusión del reactor fuera de control, - proporciona una capacidad de seguimiento de carga automática que se adapta bien a la generación de electricidad y aplicaciones de calor industrial de alta temperatura.
Otra gran ventaja del núcleo líquido es su capacidad para drenarse rápidamente en un tanque de descarga pasivamente seguro. Esta ventaja se demostró de manera concluyente repetidamente como parte de un procedimiento de apagado semanal durante el exitoso Experimento del Reactor de Sal Fundida de 4 años.
Otra gran ventaja del núcleo líquido es su capacidad para liberar gas xenón que normalmente actúa como un absorbente de neutrones (Xe es el veneno de neutrones más potente que se conoce y se produce tanto directamente como producto de la descomposición deI como producto de fisión) y provoca oclusiones estructurales en los elementos combustibles sólidos (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 vida prolongada). Por el contrario, los reactores de sales fundidas (MSR) son capaces de retener la mezcla de combustible durante períodos significativamente prolongados, lo que no solo 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 elXe escapa en lugar de permitirle capturar neutrones convirtiéndolo en básicamente estable y químicamente inerte.Xe, es que se desintegrará rápidamente a la sustancia radiactiva de larga vida químicamente reactivaCs, que se comporta de manera similar a otros metales alcalinos y puede ser absorbido por los organismos en su metabolismo.
Sales fundidas
Los combustibles de sal fundida tienen combustible nuclear disuelto directamente en el refrigerante de sal fundida. Los reactores alimentados con sal fundida, como el reactor de torio de fluoruro líquido (LFTR), son diferentes de los reactores enfriados con sal fundida que no disuelven el combustible nuclear en el refrigerante.
Los combustibles de sal fundida se utilizaron en el LFTR conocido como Experimento de reactor de sal fundida, así como en otros experimentos de reactor 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%). Tenía 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.
Soluciones acuosas de sales de uranilo
Los reactores homogéneos acuosos (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.
Metales líquidos o aleaciones
El reactor de fluido dual tiene una variante DFR/m que funciona con aleaciones de metales líquidos eutécticos, por ejemplo, U-Cr o U-Fe.
Formas físicas comunes de combustible nuclear
El polvo de dióxido de uranio (UO 2) se compacta en gránulos cilíndricos y se sinteriza a altas temperaturas para producir gránulos cerámicos 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 llenan en los tubos metálicos. El metal utilizado para los tubos depende del diseño del reactor. En el pasado se usaba acero inoxidable, pero la mayoría de los reactores ahora usan una aleación de circonio que, además de ser altamente 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, situada entre el refrigerante y el combustible nuclear. Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción para neutrones térmicos, generalmente Zircaloy o acero en construcciones modernas, o magnesio con una pequeña cantidad de aluminio y otros metales para los ahora obsoletos reactores Magnox. El revestimiento evita que los fragmentos de fisión radiactiva escapen del combustible al refrigerante y lo contaminen. Además de la prevención de fugas radiactivas, esto también sirve para mantener el refrigerante lo menos corrosivo posible y para evitar reacciones entre los productos de fisión químicamente agresivos y el refrigerante. (por ejemplo, el cesio de metal alcalino altamente reactivo que reacciona fuertemente con el agua, produciendo hidrógeno y que se encuentra entre los productos de fisión más comunes)
Foto de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC) de gránulos de combustible no irradiados (frescos).
Foto de NRC de pellets de combustible nuevos listos para ensamblar.
Foto de la NRC de conjuntos de combustible nuevos que se están inspeccionando.
Combustible PWR
El combustible del reactor de agua a presión (PWR) consiste en barras cilíndricas colocadas en paquetes. Una cerámica de óxido de uranio se forma en gránulos y se inserta en tubos de Zircaloy que se agrupan. Los tubos de Zircaloy tienen aproximadamente 1 cm de diámetro y el espacio del revestimiento del combustible se llena con gas helio para mejorar la conducción del calor desde el combustible hasta el revestimiento. Hay entre 179 y 264 barras de combustible por paquete de combustible y entre 121 y 193 paquetes de combustible se cargan en el núcleo del reactor. Generalmente, los haces de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14x14 a 17x17. Los haces de combustible PWR tienen unos 4 metros de largo. En los paquetes de combustible PWR, las barras de control se insertan a través de la parte superior directamente en el paquete de combustible. Los paquetes de combustible por lo general están enriquecidos varios por ciento enU. El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para tratar de eliminar la humedad en el combustible cerámico que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno. Los tubos de Zircaloy se presurizan con helio para tratar de minimizar la interacción de los gránulos y el revestimiento, lo que puede ocasionar fallas en las barras de combustible durante períodos prolongados.
Combustible BWR
En los reactores de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al combustible PWR excepto que los paquetes están "enlatados". Es decir, hay un tubo delgado que rodea cada paquete. Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones locales de densidad afecten la neutrónica y la hidráulica térmica del núcleo del reactor. En los paquetes de combustible BWR modernos, hay 91, 92 o 96 barras de combustible por conjunto, según el fabricante. Un rango entre 368 ensamblajes para el más pequeño y 800 ensamblajes para el BWR de EE. UU. más grande forma el núcleo del reactor. Cada barra de combustible BWR se rellena con helio a una presión de aproximadamente tres atmósferas (300 kPa).
Combustible CANDU
Los haces de combustible CANDU miden alrededor de medio metro de largo y 10 cm de diámetro. Se componen de sinterizado (UO 2) gránulos en tubos de aleación de circonio, soldados a placas terminales de aleación de circonio. Cada paquete pesa aproximadamente 20 kg y una carga típica del núcleo 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 mide alrededor de 10 cm (4 pulgadas) de diámetro, 0,5 m (20 pulgadas) de largo y pesa alrededor de 20 kg (44 lb) y reemplaza el paquete estándar de 37 pines. Ha sido diseñado específicamente para aumentar el rendimiento del combustible utilizando dos diámetros de pasador diferentes. Los diseños CANDU actuales no necesitan uranio enriquecido para alcanzar la criticidad (debido a su moderador de agua pesada más eficiente), sin embargo,
Formas de combustible menos comunes
Varias otras formas de combustible nuclear encuentran uso en aplicaciones específicas, pero carecen del uso generalizado de las que se encuentran en las centrales eléctricas BWR, PWR y CANDU. Muchas de estas formas de combustible solo se encuentran en reactores de investigación o tienen aplicaciones militares.
Combustible Magnox
Los reactores Magnox (magnesio no oxidante) son reactores presurizados, enfriados con dióxido de carbono y moderados con grafito que utilizan uranio natural (es decir, no enriquecido) como combustible y aleación Magnox como revestimiento de combustible. La presión de trabajo varía de 6,9 a 19,35 bar para los recipientes a presión de acero, y los dos diseños de hormigón armado operaron a 24,8 y 27 bar. La aleación Magnox consiste principalmente en magnesio con pequeñas cantidades de aluminio y otros metales, que se utiliza para revestir el combustible de uranio metálico 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 principales:
- Limita la temperatura máxima y, por tanto, la eficiencia térmica de la planta.
- Reacciona con el agua, evitando el almacenamiento a largo plazo del combustible gastado bajo el agua.
El combustible Magnox incorporó aletas de enfriamiento para proporcionar la máxima transferencia de calor a pesar de las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que hace que su producción sea costosa. Si bien el uso de uranio metálico en lugar de óxido hizo que el reprocesamiento fuera más sencillo y, por lo tanto, más barato, la necesidad de reprocesar el combustible poco tiempo después de sacarlo del reactor significaba que el peligro de los productos de fisión era grave. Se requirieron costosas instalaciones de manejo remoto para abordar este peligro
Combustible TRISO
El combustible triestructural-isotrópico (TRISO) es un tipo de combustible de micropartículas. Una partícula consta de un núcleo de UO Xcombustible (a veces UC o UCO), que ha sido recubierto con cuatro capas de tres materiales isotrópicos depositados mediante deposición de vapor químico fluidizado (FCVD). Las cuatro capas son una capa amortiguadora porosa hecha de carbono que absorbe los retrocesos de los productos de fisión, seguida de una capa interna densa de carbono pirolítico protector (PyC), seguida de una capa cerámica de SiC para retener los productos de fisión a temperaturas elevadas y para dar el TRISO partícula más integridad estructural, seguida de una densa capa exterior de PyC. Las partículas TRISO luego 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 puede contener el combustible en el peor de los escenarios de accidentes en un reactor adecuadamente diseñado. Dos de estos diseños de reactores son el reactor refrigerado por gas de bloque prismático (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 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 de difusión fue sugerida por primera vez por DT Livey. El primer reactor nuclear en utilizar combustibles TRISO fue el reactor Dragon y la primera central eléctrica fue el THTR-300. Actualmente, los compactos de combustible TRISO se utilizan en los reactores experimentales, el HTR-10 en China y el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura en Japón. Los elementos combustibles esféricos que utilizan una partícula TRISO con un núcleo de solución sólida UO 2 y UC se están utilizando en el Xe-100 en los Estados Unidos.
Combustible CUADRISO
En las partículas QUADRISO, una capa de veneno de neutrones quemable (óxido de europio u óxido de erbio o carburo) 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 la vida los neutrones no llegan al combustible de las partículas QUADRISO porque son detenidos por el veneno consumible. 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 del veneno y dejando progresivamente más neutrones disponibles para sostener la reacción en cadena. Este mecanismo compensa la acumulación de venenos de neutrones indeseables que son una parte inevitable de los productos de fisión, así como el "quemado" o agotamiento normal del combustible fisionable. En el concepto de combustible QUADRISO generalizado, el veneno puede eventualmente mezclarse con el núcleo de combustible o el pirocarbono exterior. El CUADRISOEl concepto ha sido concebido en el Laboratorio Nacional de Argonne.
Combustible RBMK
El combustible del reactor RBMK se utilizó en reactores de tipo RBMK diseñados y construidos por los soviéticos. Este es un combustible de óxido de uranio de bajo enriquecimiento. Los elementos de combustible en un RBMK tienen 3 m de largo cada uno, y dos de ellos se asientan espalda con espalda en cada canal de combustible, tubo de presión. El uranio reprocesado del combustible gastado del reactor ruso VVER se utiliza para fabricar combustible RBMK. Tras el accidente de Chernóbil, 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 amortiguadores adicionales.
Combustible CerMet
El combustible CerMet consiste en partículas de combustible cerámico (generalmente óxido de uranio) incrustadas en una matriz metálica. Se plantea la hipótesis 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 alto transporte de calor y puede soportar una gran cantidad de expansión.
Combustible tipo placa
El combustible tipo placa ha caído en desgracia a lo largo de los años. El combustible tipo placa se compone comúnmente de uranio enriquecido intercalado entre revestimientos metálicos. El combustible tipo placa 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 cerámico cilíndrico. Actualmente se utiliza en el reactor de prueba avanzado (ATR) en el Laboratorio Nacional de Idaho y en el reactor de investigación nuclear en el Laboratorio de Radiación Lowell de la Universidad de Massachusetts.
Combustible unido a sodio
El combustible enlazado con 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 para reactores rápidos de metal líquido refrigerados por sodio. Se ha utilizado en EBR-I, EBR-II y FFTF. El taco de combustible puede ser metálico o cerámico. El enlace de sodio se utiliza para reducir la temperatura del combustible.
Combustibles tolerantes a accidentes
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 con respecto al rendimiento de los combustibles de los reactores de agua ligera (LWR) en condiciones de accidente.
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 radionúclidos durante un accidente. Esta investigación se centra en reconsiderar el diseño de las pastillas y revestimientos de combustible, así como las interacciones entre ambos.
Combustible nuclear gastado
El combustible nuclear usado es una mezcla compleja de productos de fisión, uranio, plutonio y metales transplutonio. En el combustible que ha sido 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 se puede craquear, es muy insoluble en agua y puede retener la gran mayoría de los actínidos y productos de fisión dentro de la red cristalina de dióxido de uranio. El peligro de radiación de la energía nuclear gastada disminuye a medida que se desintegran sus componentes radiactivos, pero sigue siendo alto durante muchos años. Por ejemplo, 10 años después de la extracción de un reactor, la tasa de dosis en la superficie para un conjunto de combustible gastado típico sigue superando los 10 000 rem/hora, lo que da como resultado una dosis mortal en cuestión de minutos.
Combustible de óxido en condiciones de accidente
Existen dos modos principales de liberación, los productos de fisión pueden vaporizarse o pequeñas partículas del combustible pueden dispersarse.
Comportamiento del combustible y examen posterior a la irradiación
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 forma en que se comportará el combustible durante un accidente). Además, se obtiene información que permite a los usuarios de combustible asegurarse de su calidad y también ayuda en el desarrollo de nuevos combustibles. Después de accidentes importantes, el núcleo (o lo que queda de él) normalmente se somete a PIE para averiguar qué sucedió. Un sitio donde se realiza el 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 experimentar comportamientos únicos, como expansión 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 dar lugar a nuevas propiedades materiales, 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 que los productos de fisión se disuelvan 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 el daño por radiación de la red. La baja conductividad térmica puede provocar un sobrecalentamiento de la parte central de los gránulos 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, la conductividad térmica del dióxido de uranio se puede predecir en diferentes condiciones mediante una serie de ecuaciones.
La densidad aparente del combustible se puede relacionar 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 (Kf) está relacionada con la conductividad de la fase perfecta (Ko, sin porosidad) por la siguiente ecuación. Tenga en cuenta que s es un término para el factor de forma de los agujeros.K F = K o (1 - pags /1 + (s - 1) pags)
En lugar de medir la conductividad térmica usando los métodos tradicionales como el disco de Lees, el método de Forbes o la barra de Searle, es común usar el análisis de destello láser donde 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 requerido 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.λ = ρC p α
- λ conductividad térmica
- densidad _
- C p capacidad calorífica
- α difusividad térmica
Si t 1/2 se define como el tiempo requerido para que la superficie no iluminada experimente la mitad de su aumento de temperatura final, entonces.α = 0.1388 L / t 1/2
- L es el espesor del disco
Para más detalles, véase K. Shinzato y T. Baba (2001).
Combustibles de desintegración de radioisótopos
Batería de radioisótopos
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 blindaje pesado. Se han utilizado radioisótopos como 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 el convertidor termoiónico, las células termofotovoltaicas, el convertidor térmico a eléctrico de metal alcalino y el diseño más común, el generador termoeléctrico de radioisótopos.
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.
PUse ha convertido en el combustible más utilizado para RTG, en forma de dióxido de plutonio. Tiene una vida media de 87,7 años, una densidad de energía razonable y niveles excepcionalmente bajos de radiación gamma y de neutrones. Algunos RTG terrestres rusos han utilizadoseñor; este isótopo tiene una vida media más corta y una densidad de energía mucho más baja, pero es más barato. Los primeros RTG, construidos por primera vez en 1958 por la Comisión de Energía Atómica de EE. UU., han utilizadoCorreos. Este combustible proporciona una densidad de energía extraordinariamente grande (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos), pero tiene un uso limitado debido a su vida media muy corta y la producción de rayos gamma, y se ha dejado de usar para esta aplicación.
Unidad de calentamiento de radioisótopos (RHU)
Una unidad calefactora de radioisótopos (RHU) normalmente proporciona alrededor de 1 vatio de calor cada una, derivada de la descomposición de unos pocos gramos de plutonio-238. Este calor se emite continuamente durante varias décadas.
Su función es proporcionar un calentamiento altamente localizado de equipos sensibles (como la electrónica en el espacio exterior). El orbitador Cassini-Huygens a Saturno contiene 82 de estas unidades (además de sus 3 RTG principales para la generación de energía). La sonda Huygens a Titán contiene 35 dispositivos.
Combustibles de fusión
Los combustibles de fusión son combustibles para usar en hipotéticos reactores de potencia de fusión. Incluyen deuterio (H) y tritio (H), así como helio-3 (He). Muchos otros elementos se pueden fusionar, 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 fuente de energía futura. La fusión del átomo más ligero, H hidrógeno, como se hace en el Sol y las 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 pocos minutos, la utilización del combustible de fusión como fuente de energía neta sigue siendo solo una posibilidad teórica.
Combustible de fusión de primera generación
El deuterio y 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:H + H → n (14,07 MeV) + He (3,52 MeV)H + H → n (2,45 MeV) + He (0,82 MeV)H + H → p (3,02 MeV) + H (1,01 MeV)
Combustible de fusión de segunda generación
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, haciéndolos radiactivos. No pueden ser confinados por campos magnéticos, porque no están cargados eléctricamente. Este grupo está formado por deuterio y helio-3. Los productos son todos partículas cargadas, pero puede haber reacciones secundarias significativas que conduzcan a la producción de neutrones.H + He → p (14,68 MeV) + He (3,67 MeV)
Combustible de fusión de tercera generación
Los combustibles de fusión de tercera generación producen solo 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 a menudo se ve como el objetivo final de la investigación de fusión. Tiene la reactividad maxwelliana más alta de cualquier combustible de fusión de tercera generación. Sin embargo, no existen fuentes naturales significativas de esta sustancia en la Tierra.Él + Él → 2 p + Él (12,86 MeV)
Otra posible reacción de fusión aneutrónica es la reacción protón-boro:p + B → 3 He (8,7 MeV)
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 DT.
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