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Esta página describe cómo se comporta el combustible nuclear de dióxido de uranio durante el funcionamiento normal de un reactor nuclear y en condiciones de accidente del reactor , como el sobrecalentamiento. El trabajo en esta área es a menudo muy costoso de realizar, por lo que a menudo se ha realizado en colaboración entre grupos de países, generalmente bajo los auspicios del Comité de Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos . .

Esta es una imagen de tomografía en color falso de un haz (FPT1) de 18 barras de combustible irradiadas (23 GWd / tU de quemado medio) degradadas bajo vapor como parte del conjunto de experimentos PHEBUS. El negro y el azul son para áreas de baja densidad, mientras que el rojo es un área de alta densidad. Puede verse que el combustible ha fallado mecánicamente y ha formado un charco cerca del fondo del haz. La parte inferior del paquete no se derritió.

Hinchazón

Revestimiento

Tanto el combustible como el revestimiento pueden hincharse. El revestimiento cubre el combustible para formar un pasador de combustible y puede deformarse. Es normal llenar el espacio entre el combustible y el revestimiento con gas helio para permitir un mejor contacto térmico entre el combustible y el revestimiento. Durante el uso, la cantidad de gas dentro del pasador de combustible puede aumentar debido a la formación de gases nobles ( criptón y xenón ) por el proceso de fisión. Si un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA) (por ejemplo, Three Mile Island ) o un accidente iniciado por reactividad (RIA) (por ejemplo, Chernobyl o SL-1) ocurre entonces la temperatura de este gas puede aumentar. A medida que se sella el pasador de combustible, la presión del gas aumentará (PV = nRT) y es posible deformar y reventar el revestimiento. Se ha observado que tanto la corrosión como la irradiación pueden alterar las propiedades de la aleación de circonio comúnmente utilizada como revestimiento, haciéndola quebradiza . Como resultado, los experimentos que utilizan tubos de aleación de circonio no irradiados pueden ser engañosos.

Según un artículo [1], se observó la siguiente diferencia entre el modo de falla del revestimiento del combustible usado y no usado.

Las barras de combustible no irradiadas se presurizaron antes de colocarlas en un reactor especial en el reactor japonés de investigación de seguridad nuclear (NSRR), donde se sometieron a un transitorio RIA simulado. Estas varillas fallaron después de hincharse al final del transitorio cuando la temperatura del revestimiento era alta. La falla del revestimiento en estas pruebas fue dúctil y fue una apertura reventada.

El combustible usado (61 GW días / tonelada de uranio) falló al principio del transitorio con una fractura frágil que fue una fisura longitudinal.

Se encontró que el tubo de circonio hidruro es más débil y la presión de ruptura es menor. [2]

El proceso de falla común del combustible en los reactores enfriados por agua es una transición a la ebullición de la película y la posterior ignición del revestimiento de circonio en el vapor. Los efectos del flujo de producto de reacción de hidrógeno caliente intenso en los gránulos de combustible y en la pared del haz están bien representados en la imagen de la barra lateral.

Combustible

El combustible nuclear puede hincharse durante el uso, esto se debe a efectos como la formación de gas de fisión en el combustible y el daño que se produce en la red del sólido. Los gases de fisión se acumulan en el vacío que se forma en el centro de una pastilla de combustible a medida que aumenta la combustión. A medida que se forma el vacío, el gránulo que alguna vez fue cilíndrico se degrada en pedazos. El hinchamiento de la pastilla de combustible puede provocar una interacción entre la pastilla y el revestimiento cuando se expande térmicamente hacia el interior de la tubería de revestimiento. La pastilla de combustible hinchada impone tensiones mecánicas sobre el revestimiento. Un documento sobre el tema de la hinchazón del combustible se puede descargar del sitio web de la NASA . [3]

Liberación de gas de fisión

A medida que el combustible se degrada o se calienta, los productos de fisión más volátiles que quedan atrapados en el dióxido de uranio pueden liberarse. Por ejemplo, vea. [4]

Se ha redactado un informe sobre la liberación de 85 Kr, 106 Ru y 137 Cs del uranio cuando hay aire. Se encontró que el dióxido de uranio se convertía en U 3 O 8 entre aproximadamente 300 y 500 ° C en el aire. Informan que este proceso requiere algo de tiempo para comenzar, después del tiempo de inducción, la muestra gana masa. Los autores informan que una capa de U 3 O 7 estuvo presente en la superficie del dióxido de uranio durante este tiempo de inducción. Informan que se liberó del 3 al 8% del criptón -85, y que mucho menos del rutenio (0,5%) y cesio (2,6 x 10 −3%) ocurrió durante la oxidación del dióxido de uranio. [5]

Transferencia de calor entre el revestimiento y el agua

En un reactor de potencia refrigerado por agua (o en una piscina de combustible gastado llena de agua , SFP), si se produce una subida de tensión como resultado de un accidente iniciado por reactividad , una comprensión de la transferencia de calor desde la superficie del revestimiento a la el agua es muy útil. En un estudio francés, una tubería de metal sumergida en agua (tanto en condiciones típicas de PWR como de SFP) se calentó eléctricamente para simular la generación de calor dentro de un pasador de combustible mediante procesos nucleares. La temperatura de la tubería fue monitoreada por termopares y para las pruebas realizadas bajo PWREn las condiciones, el agua que entraba en la tubería más grande (14,2 mm de diámetro) que sostenía la tubería de metal de prueba (9,5 mm de diámetro exterior y 600 mm de largo) estaba a 280 ° C y 15 MPa. El agua fluía a través de la tubería interior a aproximadamente 4 ms -1 y el revestimiento se sometió a calentamiento de 2200 a 4900 ° C s -1 para simular un RIA. Se encontró que a medida que aumentaba la temperatura del revestimiento, la tasa de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento aumentaba al principio a medida que el agua hervía en los sitios de nucleación . Cuando el flujo de calor es mayor que el flujo de calor crítico , se produce una crisis de ebullición. Esto ocurre cuando la temperatura de la superficie del revestimiento de combustible aumenta de modo que la superficie del metal estaba demasiado caliente (la superficie se seca) duranteebullición de nucleación . Cuando la superficie se seca, la tasa de transferencia de calor disminuye, después de un aumento adicional de la temperatura de la superficie metálica, se reanuda la ebullición, pero ahora es una película de ebullición . [6]

Corrosión y otros cambios en los materiales del reactor

Hidratación y corrosión de la orilla del agua

A medida que un haz de combustible nuclear aumenta en quemado (tiempo en el reactor), la radiación comienza a cambiar no solo los gránulos de combustible dentro del revestimiento, sino también el material del revestimiento en sí. El circonio reacciona químicamente al agua que fluye a su alrededor como refrigerante, formando un óxido protector en la superficie del revestimiento. Normalmente, una quinta parte de la pared de revestimiento será consumida por el óxido en los PWR. Hay un menor espesor de capa de corrosión en los BWR. La reacción química que tiene lugar es:

Zr + 2 H 2 O -> ZrO 2 + 2 H 2 (gas)

La hidruración ocurre cuando el gas producto (hidrógeno) precipita como hidruros dentro del circonio. Esto hace que el revestimiento se vuelva quebradizo, en lugar de dúctil. Las bandas de hidruro se forman en anillos dentro del revestimiento. A medida que el revestimiento experimenta tensión de aro debido a la creciente cantidad de productos de fisión, la tensión de aro aumenta. Las limitaciones materiales del revestimiento es un aspecto que limita la cantidad de combustible nuclear quemado que se puede acumular en un reactor.

CRUD (Depósitos no identificados de Chalk River) fue descubierto por Chalk River Laboratories . Ocurre en el exterior del revestimiento a medida que se acumula el quemado.

Cuando se prepara un conjunto de combustible nuclear para su almacenamiento in situ, se seca y se traslada a un contenedor de envío de combustible nuclear gastado.con decenas de otras asambleas. Luego, se asienta sobre una plataforma de hormigón durante varios años esperando una instalación de almacenamiento intermedio o reprocesamiento. El transporte de revestimientos dañados por radiación es complicado porque es muy frágil. Después de ser retirados del reactor y enfriados en la piscina de combustible gastado, los hidruros dentro del revestimiento de un conjunto se reorientan de modo que apunten radialmente desde el combustible, en lugar de circularmente en la dirección de la tensión del aro. Esto pone al combustible en una situación tal que cuando se traslada a su lugar de reposo final, si el barril se cayera, el revestimiento sería tan débil que podría romperse y liberar los gránulos de combustible gastado dentro del barril.

Corrosión en el interior del revestimiento

Las aleaciones de circonio pueden sufrir fisuras por corrosión bajo tensión cuando se exponen al yodo, [7] el yodo se forma como un producto de fisión que, dependiendo de la naturaleza del combustible, puede escapar del gránulo. [8] Se ha demostrado que el yodo aumenta la velocidad de agrietamiento en los tubos de zircaloy -4 presurizados . [9]

Reactores moderados de grafito

En los casos de reactores moderados de grafito enfriado con dióxido de carbono , como los reactores de potencia magnox y AGR , una reacción de corrosión importante es la reacción de una molécula de dióxido de carbono con grafito ( carbono ) para formar dos moléculas de monóxido de carbono . Este es uno de los procesos que limita la vida útil de este tipo de reactores.

Reactores refrigerados por agua

Corrosión

En un reactor refrigerado por agua, la acción de la radiación sobre el agua ( radiólisis ) forma peróxido de hidrógeno y oxígeno . Estos pueden causar grietas por corrosión bajo tensión de las piezas metálicas, que incluyen revestimientos de combustible y otras tuberías. Para mitigar esto, se inyecta hidrazina e hidrógeno en un circuito de enfriamiento primario BWR o PWR como inhibidores de corrosión para ajustar las propiedades redox del sistema. Se ha publicado una revisión de los desarrollos recientes sobre este tema. [10]

Tensiones térmicas al enfriar

En un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA) se cree que la superficie del revestimiento podría alcanzar una temperatura entre 800 y 1400 K, y el revestimiento quedará expuesto al vapor durante algún tiempo antes de que se reintroduzca agua en el reactor para enfriarlo. el combustible. Durante este tiempo, cuando el revestimiento caliente se expone al vapor, se producirá cierta oxidación del circonio para formar un óxido de circonio que es más rico en circonio que en circonio . Esta fase Zr (O) es la fase α, la oxidación adicional forma zirconia. Cuanto más tiempo esté expuesto el revestimiento al vapor, menos dúctil será. Una medida de la ductilidad es comprimir un anillo a lo largo de un diámetro (a una velocidad constante de desplazamiento, en este caso 2 mm min −1) hasta que se produzca la primera grieta, entonces el anillo comenzará a fallar. El alargamiento que se produce entre el momento en que se aplica la fuerza máxima y el descenso de la carga mecánica al 80% de la carga necesaria para inducir la primera fisura es el valor L 0,8 en mm. Cuanto más dúctil sea una muestra, mayor será este valor de L 0,8 .

En un experimento, el circonio se calienta en vapor a 1473 K, la muestra se enfría lentamente en vapor a 1173 K antes de enfriarse en agua. A medida que aumenta el tiempo de calentamiento a 1473 K, el circonio se vuelve más frágil y el valor de L 0,8 disminuye. [11]

Envejecimiento de aceros

La irradiación hace que las propiedades de los aceros empeoren, por ejemplo, el SS316 se vuelve menos dúctil y menos tenaz . También empeora el agrietamiento por fluencia y corrosión bajo tensión . Se siguen publicando artículos sobre este efecto. [12]

Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible

Esto se debe al hecho de que a medida que el combustible se expande al calentarse , el núcleo del pellet se expande más que el borde. Debido a la tensión térmica así formada las grietas del combustible, las grietas tienden a ir desde el centro hacia el borde en un patrón en forma de estrella. Un estudiante del Real Instituto de Tecnología de Estocolmo ( Suecia ) ha publicado una tesis doctoral sobre el tema [13] .

El agrietamiento del combustible tiene un efecto sobre la liberación de radiactividad del combustible tanto en condiciones de accidente como cuando el combustible gastado se utiliza como forma de eliminación final. El agrietamiento aumenta la superficie del combustible, lo que aumenta la velocidad a la que los productos de fisión pueden salir del combustible.

La temperatura del combustible varía en función de la distancia desde el centro hasta la llanta. A una distancia x del centro, la temperatura (T x ) se describe mediante la ecuación donde ρ es la densidad de potencia (W m −3 ) y K f es la conductividad térmica .

T x = T Llanta + ρ (r pellet ² - x ²) (4 K f ) −1

Para explicar esto, para una serie de pellets de combustible que se utilizan con una temperatura de llanta de 200 ° C (típica para un BWR ) con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm −3, se han modelado utilizando la ecuación anterior. Estos pellets de combustible son bastante grandes; Es normal utilizar bolitas de óxido de unos 10 mm de diámetro.

  • Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 250 W por metro cúbico. La temperatura central es muy diferente para los diferentes combustibles sólidos.

  • Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 26 mm de diámetro con una densidad de potencia de 250 W por metro cúbico.

  • Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 32 mm de diámetro con una densidad de potencia de 250 W por metro cúbico.

Para mostrar los efectos de las diferentes densidades de potencia en las temperaturas de la línea central, a continuación se muestran dos gráficos para pellets de 20 mm a diferentes niveles de potencia. Está claro que para todos los gránulos (y la mayoría de los casos de dióxido de uranio) para un gránulo de tamaño dado, se debe establecer un límite en la densidad de potencia . Es probable que las matemáticas utilizadas para estos cálculos se utilicen para explicar cómo funcionan los fusibles eléctricos y también se podrían utilizar para predecir la temperatura de la línea central en cualquier sistema donde se libera calor a través de un objeto con forma de cilindro. [14]

  • Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 500 W por metro cúbico. Debido a que el punto de fusión del dióxido de uranio es de aproximadamente 3300 K, está claro que el combustible de óxido de uranio se está sobrecalentando en el centro.

  • Perfil de temperatura para un pellet de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 1000 W por metro cúbico. Los combustibles distintos del dióxido de uranio no se ven comprometidos.

Pérdida de productos de fisión volátiles de pellets

El calentamiento de los gránulos puede provocar la pérdida de algunos de los productos de fisión del núcleo del gránulo. Si el xenón puede salir rápidamente del gránulo , aumentará la cantidad de 134 C y 137 C que está presente en el espacio entre el revestimiento y el combustible. Como resultado, si los tubos de zircaloy que sostienen el gránulo se rompen, se producirá una mayor liberación de cesio radiactivo del combustible. Es importante comprender que los 134 C y 137 C se forman de diferentes maneras y, por lo tanto, como resultado, los dos isótopos de cesio se pueden encontrar en diferentes partes de un pasador de combustible.

Está claro que los isótopos volátiles de yodo y xenón tienen minutos en los que pueden difundirse fuera del gránulo y dentro del espacio entre el combustible y el revestimiento. Aquí, el xenón puede descomponerse en el isótopo de cesio de larga duración.

Génesis de 137 Cs

Formación de 137 Cs a partir de sus precursores
ElementoIsótopomodo de decaimientomedia vidarendimiento de fisión directa
Sn137βmuy corto (<1 s)0,00%
Sb137βmuy corto (<1 s)0,03%
Te137β2,5 segundos0,19%
I137β24,5 segundos1,40%
Xe137β3.8 minutos1,44%
Cs137β30 años0,08%

Estos rendimientos de fisión se calcularon para 235 U asumiendo neutrones térmicos (0.0253 eV) usando datos de la tabla de nucleidos. [15]

Génesis de 134 Cs

En el caso del 134 C, el precursor de este isótopo es el 133 C estable, que se forma por la desintegración de isótopos de xenón y yodo de vida mucho más prolongada. No se forma 134 Cs sin activación de neutrones, ya que 134 Xe es un isótopo estable. Como resultado de este modo diferente de formación, la ubicación física de 134 Cs puede diferir de la de 137 Cs.

Formación de 134 C y sus productos de descomposición (hijas)
ElementoIsótopomodo de decaimientomedia vidarendimiento de fisión directa
En133β0,18 segundos0,00%
Sn133β1,45 segundos0,07%
Sb133β2,5 minutos1,11%
Te133mβ (82,5%)55.4 minutos0,49%
Te133β12,5 minutos0,15%
I133β20,8 horas1,22%
Xe133β5.2 días0,00%
Cs133-estable (experimenta activación de neutrones en el núcleo)0,00%
Cs134β2,1 años6,4 x 10 −6 %

Estos rendimientos de fisión se calcularon para 235 U asumiendo neutrones térmicos (0.0253 eV) usando datos de la tabla de nucleidos. [15]

Un ejemplo de un estudio reciente de PIE

En un estudio reciente, se examinó uranio enriquecido al 20% disperso en una variedad de matrices diferentes para determinar la ubicación física de diferentes isótopos y elementos químicos.

  • Una solución sólida de urania en zirconia estabilizada con itria (YSZ) (relación de átomos Y: Zr de 1: 4).
  • Partículas de uranio en una matriz inerte formada por una mezcla de YSZ y espinela (MgAl 2 O 4 ).
  • Partículas de uranio dispersas en la matriz inerte formada por una mezcla de YSZ y alúmina .

Los combustibles variaron en su capacidad para retener el xenón de fisión ; el primero de los tres combustibles retuvo el 97% del 133 Xe , el segundo retuvo el 94% mientras que el último combustible sólo retuvo el 76% de este isótopo de xenón. El 133 Xe es un isótopo radiactivo de larga duración que puede difundirse lentamente fuera del sedimento antes de ser activado por neutrones para formar 134 Cs . El 137 Xe, de vida más corta, fue menos capaz de filtrarse de los gránulos; El 99%, 98% y 95% del 137 Xe se retuvo dentro de los gránulos. También se encontró que el 137 Csla concentración en el núcleo del gránulo fue mucho más baja que la concentración en el borde del gránulo, mientras que el 106 Ru menos volátil se distribuyó de manera más uniforme por todos los gránulos. [dieciséis]

El siguiente combustible son partículas de solución sólida de urania en zirconia estabilizada con itria dispersada en alúmina que se ha quemado hasta 105 GW-días por metro cúbico. [17] El microscopio electrónico de barrido (SEM) es la interfaz entre la alúmina y una partícula de combustible. Puede verse que los productos de fisión están bien confinados dentro del combustible, pocos de los productos de fisión han entrado en la matriz de alúmina. El neodimio se distribuye por todo el combustible de manera uniforme, mientras que el cesiose distribuye de forma casi homogénea por todo el combustible. La concentración de cesio es ligeramente más alta en dos puntos donde hay burbujas de xenón. Gran parte del xenón está presente en burbujas, mientras que casi todo el rutenio está presente en forma de nanopartículas . Las nanopartículas de rutenio no siempre están colocadas con las burbujas de xenón.

Liberación de productos de fisión en agua refrigerante en un accidente tipo Three Mile Island

En Three Mile Island, un núcleo recientemente SCRAM careció de agua de enfriamiento, como resultado del calor de descomposición, el núcleo se secó y el combustible resultó dañado. Se intentó volver a enfriar el núcleo con agua. Según la Agencia Internacional de Energía Atómica para un PWR de 3000 MW (t), los niveles normales de radiactividad del refrigerante se muestran a continuación en la tabla, y las actividades del refrigerante para los reactores que se han dejado secar (y sobrecalentar) antes de ser recuperados con agua. . En una liberación de espacio, la actividad en el espacio de combustible / revestimiento se ha liberado, mientras que en la liberación de fusión del núcleo, el núcleo se fundió antes de ser recuperado por agua. [18]

Los niveles de radiactividad en el refrigerante de un PWR típico en diferentes condiciones (MBq L −1 )
IsótopoNormal> 20% de liberación de brecha> 10% de fusión del núcleo
131 Yo2200000700000
134 C0,31000060000
137 Cs0,3600030000
140 Ba0,5-100000

Lanzamiento de Chernobyl

La liberación de radiactividad del combustible usado está muy controlada por la volatilidad de los elementos. En Chernobyl se liberó gran parte del xenón y el yodo, mientras que se liberó mucho menos del circonio . El hecho de que solo los productos de fisión más volátiles se liberen con facilidad retardará en gran medida la liberación de radiactividad en caso de un accidente que cause daños graves al núcleo. Usando dos fuentes de datos es posible ver que los elementos que estaban en forma de gases, compuestos volátiles o compuestos semi-volátiles (como CsI) fueron liberados en Chernobyl mientras que los elementos menos volátiles que forman soluciones sólidas con el combustible permanecieron. dentro del combustible del reactor.

Según el informe de la AEN de la OCDE sobre Chernobyl (diez años después), [19] se publicaron las siguientes proporciones del inventario básico. Las formas físicas y químicas de la liberación incluyeron gases , aerosoles y combustible sólido finamente fragmentado. Según algunas investigaciones, el rutenio es muy móvil cuando el combustible nuclear se calienta con aire. [20] Esta movilidad ha sido más evidente en el reprocesamiento, con liberaciones relacionadas de rutenio, siendo la más reciente el aumento de la radiactividad en el aire en Europa en el otoño de 2017 , al igual que con el entorno de radiación ionizante del combustible gastado.y la presencia de oxígeno, las reacciones de radiólisis pueden generar el compuesto volátil óxido de rutenio (VIII) , que tiene un punto de ebullición de aproximadamente 40 ° C (104 ° F) y es un oxidante fuerte, que reacciona con prácticamente cualquier combustible / hidrocarburo , que se utilizan en PUREX .

Se han publicado algunos trabajos sobre el combustible TRISO calentado al aire, con el respectivo encapsulado de nucleidos. [21]

Tabla de datos químicos

Las formas químicas de los productos de fisión en el dióxido de uranio, [22] el porcentaje de liberación en Chernobyl y las temperaturas según Colle et al. requerido para liberar el 10% de un elemento del combustible oxidado o no oxidado. Cuando se supone que los datos de un elemento se aplican a otro elemento, la energía está en cursiva .
ElementoGasMetalÓxidoSolución sólidaRadioisótoposLanzamiento en Chernobyl [19]T requerido para una liberación del 10% de UO 2T requerido para una liberación del 10% de U 3 O 8
Brsí-------
Krsí---85 Kr100%--
Rbsí-sí-----
Sr--sísí89 Sr y 90 Sr4-6%1950 K-
Y---sí-3,5%--
Zr--sísí93 Zr y 95 Zr3,5%2600 K-
Nótese bien--sí-----
Mes-sísí-99 meses> 3,5%-1200 K
Tc-sí--99 Tc--1300 K
Ru-sí--103 Ru y 106 Ru> 3,5%--
Rh-sí------
Pd-sí------
Ag-sí------
CD-sí------
En-sí------
Sn-sí------
Sb-sí------
Tesísísísí132 Te25–60%1400 K1200 K
Isí---131 Yo50–60%1300 K1100 K
Xesí---133 Xe100%1450 K-
Cssí-sí-134 Cs y 137 Cs20–40%1300 K1200 hasta 1300 K
Licenciado en Letras--sísí140 Ba4-6%1850 K1300 K
La---sí-3,5%2300 K-
Ce---sí141 Ce y 144 Ce3,5%2300 K-
Pr---sí-3,5%2300 K-
Dakota del Norte---sí-3,5%2300 K-
Pm---sí-3,5%2300 K-
Sm---sí-3,5%2300 K-
UE---sí-3,5%2300 K-

Se han repetido las liberaciones de productos de fisión y uranio a partir del dióxido de uranio (del combustible BWR gastado, el quemado fue de 65 GWd t −1 ) que se calentó en una celda Knudsen . [23] El combustible se calentó en la celda Knudsen con y sin preoxidación en oxígeno a c  650 K. Se encontró incluso para los gases nobles que se requería una temperatura alta para liberarlos del sólido de óxido de uranio. Para el combustible sin oxidar, se requirieron 2300 K para liberar el 10% del uranio, mientras que el combustible oxidado solo requiere 1700 K para liberar el 10% del uranio.

Según el informe sobre Chernobyl utilizado en la tabla anterior, el 3,5% de los siguientes isótopos en el núcleo se liberaron: 239 Np, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu y 242 Cm.

Degradación de todo el elemento combustible

El agua y el circonio pueden reaccionar violentamente a 1200 ° C, a la misma temperatura el revestimiento de zircaloy puede reaccionar con dióxido de uranio para formar óxido de circonio y una aleación de uranio / circonio fundido. [24]

PHEBUS

En Francia existe una instalación en la que se puede hacer que ocurra un incidente de fusión de combustible en condiciones estrictamente controladas. [25] [26] En el programa de investigación PHEBUS se ha permitido que los combustibles se calienten a temperaturas superiores a las temperaturas normales de funcionamiento, el combustible en cuestión se encuentra en un canal especial que se encuentra en un reactor nuclear toroidal. El reactor nuclear se utiliza como núcleo conductor.para irradiar el combustible de prueba. Mientras que el reactor se enfría normalmente mediante su propio sistema de enfriamiento, el combustible de prueba tiene su propio sistema de enfriamiento, que está equipado con filtros y equipos para estudiar la liberación de radiactividad del combustible dañado. Ya se ha estudiado la liberación de radioisótopos del combustible en diferentes condiciones. Una vez que el combustible se ha utilizado en el experimento, se somete a un examen detallado ( PIE ). En el informe anual de 2004 de la UIT, algunos resultados del PIE sobre combustible PHEBUS (FPT2) se informan en la sección 3.6. [27] [28]

LOFT

Las Pruebas de Pérdida de Fluido (LOFT) fueron un intento temprano de evaluar la respuesta del combustible nuclear real a las condiciones bajo un accidente de pérdida de refrigerante , financiado por USNRC . La instalación se construyó en el Laboratorio Nacional de Idaho y era esencialmente un modelo a escala de un PWR comercial . (Se utilizó 'Escala de potencia / volumen' entre el modelo LOFT, con un núcleo de 50MWth, y una planta comercial de 3000MWth).

La intención original (1963-1975) era estudiar sólo una o dos LOCA importantes (grandes diferencias ) , ya que éstas habían sido la principal preocupación de las audiencias de Estados Unidos sobre "elaboración de normas" a finales de los sesenta y principios de los setenta. Estas reglas se habían centrado en un accidente de rotura grande bastante estilizado, y un conjunto de criterios (por ejemplo, para el grado de oxidación del revestimiento de combustible) establecidos en el 'Apéndice K' de 10CFR50 (Código de Regulaciones Federales). Después del accidente en Three Mile Island , el modelado detallado de LOCA mucho más pequeño se convirtió en una preocupación similar.

Finalmente, se realizaron 38 pruebas LOFT y su alcance se amplió para estudiar un amplio espectro de tamaños de brechas. Estas pruebas se utilizaron para ayudar a validar una serie de códigos informáticos (como RELAP-4, RELAP-5 y TRAC) que luego se estaban desarrollando para calcular la termohidráulica de LOCA.

Ver también

  • NUREG-1150
  • La energía nuclear

Contacto del combustible fundido con agua y hormigón

Agua

Se realizó un trabajo extenso de 1970 a 1990 sobre la posibilidad de una explosión de vapor o FCI cuando el ' corium ' fundido entró en contacto con el agua. Muchos experimentos sugirieron una conversión bastante baja de energía térmica en mecánica, mientras que los modelos teóricos disponibles parecían sugerir que eran posibles eficiencias mucho mayores. En 2000, se escribió un informe de la NEA / OCDE sobre el tema, que establece que una explosión de vapor causada por el contacto del corium con el agua tiene cuatro etapas. [29]

  • Premezcla
    • Cuando el chorro de corium entra en el agua, se deshace en gotitas. Durante esta etapa, el contacto térmico entre el corium y el agua no es bueno porque una película de vapor rodea las gotas de corium y esto los aísla entre sí. Es posible que este estado metaestable se apague sin una explosión o puede activarse en el siguiente paso.
  • Activando
    • Un disparador generado externa o internamente (como una onda de presión ) provoca un colapso de la película de vapor entre el corion y el agua.
  • Propagación
    • El aumento local de presión debido al mayor calentamiento del agua puede generar una mayor transferencia de calor (generalmente debido a la rápida fragmentación del fluido caliente dentro del más frío y volátil) y una mayor onda de presión, este proceso puede ser autosostenido. (La mecánica de esta etapa sería similar a la de una onda de detonación ZND clásica ).
  • Expansión
    • Este proceso lleva a que toda el agua se caliente repentinamente hasta que hierva. Esto provoca un aumento de la presión (en términos sencillos, una explosión), lo que puede provocar daños en la planta.

Trabajo reciente

El trabajo en Japón en 2003 fundió dióxido de uranio y dióxido de circonio en un crisol antes de agregarlos al agua. La fragmentación del combustible resultante se informa en el Journal of Nuclear Science and Technology . [30]

Concreto

Se puede leer una revisión del tema en [31] y el trabajo sobre el tema continúa hasta el día de hoy; en Alemania, en la FZK, se han realizado algunos trabajos sobre el efecto de la termita en el hormigón , se trata de una simulación del efecto del núcleo fundido de un reactor que atraviesa el fondo del recipiente a presión hacia el edificio de contención . [32] [33] [34]

La lava fluye del corium

El corium (núcleo fundido) se enfriará y cambiará a sólido con el tiempo. Se cree que el sólido se erosiona con el tiempo. El sólido puede describirse como masa que contiene combustible , es una mezcla de arena , circonio y dióxido de uranio que se había calentado a una temperatura muy alta [35] hasta que se derritió. La naturaleza química de este FCM ha sido objeto de algunas investigaciones. [36] Se ha considerado la cantidad de combustible que queda en esta forma dentro de la planta. [37] Se ha utilizado un polímero de silicona para corregir la contaminación.

La masa fundida de Chernobyl era una masa fundida de silicato que contenía inclusiones de fases Zr / U , acero fundido y silicato de circonio con alto contenido de uranio . El flujo de lava consta de más de un tipo de material: se ha encontrado una lava marrón y un material cerámico poroso. El uranio a circonio para diferentes partes del sólido difiere mucho, en la lava marrón se encuentra una fase rica en uranio con una relación U: Zr de 19: 3 a aproximadamente 38:10. La fase pobre en uranio en la lava marrón tiene una relación U: Zr de aproximadamente 1:10. [24]A partir del examen de las fases Zr / U es posible conocer el historial térmico de la mezcla. Se puede demostrar que antes de la explosión, en parte del núcleo la temperatura era superior a 2000 ° C, mientras que en algunas áreas la temperatura era superior a 2400-2600 ° C.

Los niveles de radiactividad de diferentes isótopos en el FCM, esto ha sido calculado por trabajadores rusos a abril de 1986, tenga en cuenta que los niveles de radiactividad han decaído mucho a estas alturas.

Corrosión por combustible gastado

Películas de dióxido de uranio

Las películas de dióxido de uranio se pueden depositar mediante pulverización catódica reactiva utilizando una mezcla de argón y oxígeno a baja presión . Esto ha sido utilizado para hacer una capa de óxido de uranio en un oro superficie que después se estudió con espectroscopia de impedancia AC . [38]

Nanopartículas de metales nobles e hidrógeno

Según el trabajo del electroquímico de corrosión Shoesmith [39], las nanopartículas de Mo - Tc - Ru - Pd tienen un fuerte efecto sobre la corrosión del combustible de dióxido de uranio . Por ejemplo, su trabajo sugiere que cuando la concentración de hidrógeno (H 2 ) es alta (debido a la corrosión anaeróbica de la lata de residuos de acero ), la oxidación del hidrógeno en las nanopartículas ejercerá un efecto protector sobre el dióxido de uranio. Este efecto se puede considerar como un ejemplo de protección mediante un ánodo de sacrificio donde en lugar de un metalánodo reaccionando y disolviéndolo es el gas hidrógeno que se consume.

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