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energía nuclear - combustibles :
El combustible nuclear gastado, ocasionalmente llamado combustible nuclear usado, escombustible nuclear que ha sido irradiado en un reactor nuclear (generalmente en una Central nuclear o también en un buque de propulsión atómica). Este ya no es útil para sostener unareacción nuclear.- .......................:http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Especial:Libro&bookcmd=download&collection_id=605bc5b8ff6c774b942b1879619dff7484406dbe&writer=rdf2latex&return_to=Combustible+nuclear+gastado

RESIDUOS

Combustible gastado

Una vez descargado del reactor, el combustible nuclear tiene que permanecer almacenado varios años en las piscinas de las centrales nucleares para que se reduzca la generación de calor y decaiga la actividad.

La capacidad de dichas piscinas es limitada dado que el reproceso continuo de combustible gastado era la opción preferida o de referencia en los países con capacidad tecnológica. Sin embargo, la situación creada por la pequeña capacidad de reproceso existente a nivel mundial (Francia y el Reino Unido), el abandono de esta opción por otros países (como Estados Unidos y Alemania) y el retraso en los programas de almacenamiento geológico profundo en gran parte de ellos, ha incidido en la necesidad, casi general, de incrementar la capacidad de almacenamiento temporal del combustible gastado y en la prolongación del periodo de almacenamiento en este tipo de instalaciones.

La solución adoptada en la mayoría de los países, incluido España, ha sido en primer lugar el aumento de la capacidad de almacenamiento de las piscinas existentes en las centrales nucleares, mediante la sustitución de los bastidores iniciales, que sirven para albergar los elementos combustibles en la piscina, por otros que permiten una ubicación mas compacta de los mismos. Posteriormente se ha optado por la construcción de instalaciones de almacenamiento temporal adicionales que pueden ser individuales, en cuyo caso se encuentran en el propio emplazamiento de la instalación, o bien estar centralizadas.

En España se optó por ampliar la capacidad de las piscinas hasta su límite de diseño. Recientemente, una vez agotada la capacidad de las piscinas, o bien para dar paso al desmantelamiento, se han construido sendos almacenes temporales individuales en las centrales nucleares de Trillo y José Cabrera que emplea la tecnología de almacenamiento en seco en contenedores. El uso de dichos contenedores de almacenamiento requiere una aprobación de la Dirección General de Política Energética y Minas, tras la revisión técnica por parte del CSN, de acuerdo al artículo 80 del Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas. De igual forma la construcción del almacén en las centrales es debidamente autorizada conforme a la legislación vigente.

En la siguiente tabla figuran los dos contenedores de almacenamiento que Enresa ha licenciado hasta la fecha y sus principales características:

Contenedor	HI-STORM 100Z Almacenamiento	ENSA-DPT Almacenamiento y transporte
Tipo Combustible	32 Elementos combustibles PWR José Cabrera Mín. 2,5 años Máx. 45GWd/MTU	21 Elementos combustibles PWR (KWU) Mín. 6 años Máx. 45 GWd/MTU
Diseñador	Holtec International	Nuclear Assurance Company
Fabricación	ENSA	ENSA
Aprobación de diseño	2006	2001

Las actividades de fabricación de los contenedores de combustible gastado se realizan de acuerdo con un Manual de Garantía de Calidad que aprueba el CSN. El CSN inspecciona la fabricación de los contenedores para comprobar que los componentes importantes para la seguridad se fabrican de acuerdo con las normas y estándares de calidad apropiados.

El CSN también supervisa las actividades de carga de contenedores, cierre, sellado y traslado de contenedores al almacén.

Inicialmente el combustible nuclear está constituído por un conjunto de pastillas cerámicas cilíndricas de óxido de U-238, con un grado variable de enriquecimiento en U-235 (inferior al 5%)colocadas dentro de tubos de una aleación de circonio, y ensambladas en una estructura que conforma el elemento combustible.

Durante el tiempo que está en el reactor, y debido al flujo neutrónico al que está sometido, tienen lugar reacciones de captura neutrónica y de fisión nuclear de parte del uranio y de otros radionucleidos generados, dando lugar a productos de fisión, productos de activación y a la generación de plutonio y actínidos minoritarios. Una proporción típica del combustible gastado es la siguiente:

• Uranio: 94,7% (siendo el 0,7% U-235)
• Productos de fisión: 4,1%
• Plutonio: 1,1%
• Actínidos minoritarios: 0,1%

El combustible gastado de los reactores nucleares, cuyo aspecto es igual al del combustible nuevo, emite radiación alfa, beta y gamma, además de generar calor como consecuencia de la desintegración radiactiva.

La diferencia entre ambos es su composición química. Mientras que el combustible nuevo está constituido únicamente por óxido de uranio, tras su paso por el reactor el combustible gastado presenta una composición en la que, además del óxido de uranio inicial, están presentes casi todos los elementos de la tabla periódica.

Las cantidades y características de los distintos componentes del combustible irradiado dependen de su enriquecimiento inicial en U-235 y del grado de quemado del combustible.

Comportamiento del combustible nuclear durante un accidente del reactor

Este artículo discute cómo se comporta el combustible nuclear de dióxido de uranio tanto durante la operación normal de un reactor nuclear como bajo condiciones de un accidente, tales como sobrecalentamiento. 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).- ...................................................:http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Especial:Libro&bookcmd=download&collection_id=c52d9c66a9b735cff7f38b4cf05ad3b62b97096c&writer=rdf2latex&return_to=Comportamiento+del+combustible+nuclear+durante+un+accidente+del+reactor

Esta página está dedicada a una discusión sobre el comportamiento del combustible nuclear de dióxido de uranio, tanto durante el funcionamiento normal del reactor nuclear y en condiciones de accidente del reactor, como el sobrecalentamiento. El trabajo en esta área es a menudo muy costosos de realizar, por lo que a menudo se ha realizado sobre una base de colaboración entre grupos de países, por lo general bajo la égida de la CSNI.

Hinchazón

Revestimiento

Tanto el combustible puede hincharse y el revestimiento que cubre el combustible para formar una varilla de combustible puede ser deformada. Es normal para llenar el vacío 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 de la varilla de combustible puede aumentar debido a la formación de gases nobles por el proceso de fisión. Si un accidente de pérdida de refrigerante o de un accidente de Iniciada Reactividad se produce a continuación, la temperatura de este gas puede aumentar. Como se sella el pasador de combustible la presión del gas va a aumentar y es posible deformar y se echó el revestimiento. Se ha observado que tanto la corrosión y la irradiación puede alterar las propiedades de la aleación de circonio utilizada como revestimiento, por lo que es frágil. Como resultado de los experimentos utilizando tubos de aleación de circonio unirradated pueden ser engañosos.

De acuerdo con un documento se ve la siguiente diferencia entre el modo de fallo del revestimiento del combustible no utilizado y de ocasión.

Barras de combustible no irradiado fueron presurizados antes de ser colocado en un reactor especial en el reactor de investigación de seguridad nuclear japonesa donde fueron sometidos a un simulada RIA transitoria. Estas barras fracasaron después globo al final del transitorio cuando la temperatura del revestimiento era alto. El hecho de que el revestimiento en estas pruebas era dúctil, y que era una abertura de ráfaga.

El combustible utilizado no temprano en el transitorio con una fractura frágil que era una grieta longitudinal.

Se encontró que el tubo de zirconio hidrurada es más débil y la presión de rotura es menor.

El proceso común de fallo de combustible en los reactores refrigerados por agua es una transición para filmar ignición de ebullición y posterior de revestimiento de circonio en el vapor. Los efectos de la intensa flujo de producto de reacción de hidrógeno caliente en las pastillas de combustible y en la pared del paquete bien representados en la imagen barra lateral.

Combustible

El combustible nuclear puede hincharse durante el uso, esto es debido a efectos tales como la formación de gas de fisión en el combustible y el daño que se produce a 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 grado de quemado. Como las formas vacías, la pastilla una vez al cilíndrica degrada en pedazos. La hinchazón de la pastilla de combustible puede causar interacción pastilla-vaina cuando se expande térmicamente en el interior de la tubería de revestimiento. La hinchada pastilla de combustible impone tensiones mecánicas en el revestimiento. Un documento sobre el tema de la inflamación del combustible puede ser descargado desde el sitio web de la NASA.

Liberación de gases de fisión

A medida que el combustible se degrada o calentados los productos de fisión más volátiles que se encuentran atrapados en el dióxido de uranio pueden ser libres. Véase, por ejemplo.

Un informe sobre la liberación de 85Kr, 106Ru 137Cs y del uranio, cuando el aire está presente se ha escrito. Se encontró que el dióxido de uranio se convirtió en u3o8 entre aproximadamente 300 y 500 C en aire. Informan que este proceso requiere un poco de tiempo para empezar, después del tiempo de inducción de la muestra adquiere masa. Los autores informan de que una capa de U3O7 estaba presente en la superficie de dióxido de uranio durante este tiempo de inducción. Ellos informan que del 3 al 8% de la criptón-85 fue puesto en libertad, y mucho menos de que el rutenio y cesio producido durante la oxidación del dióxido de uranio.

La transferencia de calor entre el revestimiento y el agua

En un reactor de potencia refrigerado por agua, si una subida de tensión se produce como resultado de una reactividad inició accidente, una comprensión de la transferencia de calor desde la superficie del revestimiento para el agua es muy útil. En un estudio francés, tubo de metal se sumerge en agua, se calentó eléctricamente para simular la generación de calor dentro de una varilla de combustible por los procesos nucleares. La temperatura del tubo se controló mediante termopares y para las pruebas llevadas a cabo en condiciones PWR el agua que entra en el tubo más grande que sostiene el tubo metálico de ensayo estaba en 280 C y 15 MPa. El agua que fluye por el tubo interior en alrededor 4 ms-1 y el revestimiento se somete a calentamiento a 2200 hasta 4.900 C s-1 para simular un RIA. Se encontró que a medida que la temperatura del revestimiento aumentó la tasa de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento aumentó en un primer momento como el agua hierve a sitios de nucleación. Cuando el flujo de calor es mayor que el flujo de calor crítico se produce una crisis de ebullición. Esto se produce cuando la temperatura de la superficie de revestimiento del combustible aumenta de modo que la superficie del metal era demasiado caliente para la nucleación de ebullición. Cuando la superficie se seca fuera de la tasa de transferencia de calor disminuye, después de un aumento adicional de la temperatura de la superficie del metal se reanuda el punto de ebullición, pero ahora es la ebullición de película.

Corrosión y otros cambios a los materiales en el reactor

  La siguiente plantilla se está estudiando para su posible eliminación. Ver las plantillas de discusión para ayudar a alcanzar un consenso.

Hidruración y Waterside corrosión

Como un haz de combustible nuclear aumenta en grado de quemado, la radiación comienza a cambiar no sólo las pastillas de combustible en el interior del revestimiento, pero el material de revestimiento en sí. El zirconio reacciona químicamente con el agua que fluye a su alrededor como refrigerante, formando un óxido protectora sobre la superficie del revestimiento. Normalmente, una quinta parte del revestimiento de la pared será consumida por el óxido en los PWR. Hay un espesor de capa de corrosión más pequeño en los BWR. La reacción química que tiene lugar es:

Zr 2 H2O -> ZrO2 2 H2

La hidrogenación se produce cuando el gas producto precipita en forma de hidruros en el circonio. Esto hace que el revestimiento a fragilizarse, en vez de dúctil. Las bandas de hidruro se forman en los anillos dentro de la vaina. A medida que el revestimiento experimenta tensión circunferencial de la creciente cantidad de productos de fisión, los aumentos de tensión circunferencial. Las limitaciones del material del revestimiento es un aspecto que limita la cantidad de combustible nuclear quemado puede accumlate en un reactor.

CRUD fue descubierto por los laboratorios Chalk River. Se produce en el exterior de la revestido como se acumula grado de quemado.

Cuando se prepara un conjunto de combustible nuclear para el almacenamiento in situ, se seca y se mudó a un barril del envío de combustible nuclear gastado con decenas de otras asambleas. A continuación, se asienta sobre una plataforma de concreto para un número de años de espera para una instalación de almacenamiento intermedio o el reprocesamiento. El transporte de revestimiento dañado por radiación es complicado, porque es muy frágil. Después de ser retirado del reactor y el enfriamiento en la piscina de combustible gastado, los hidruros dentro de la vaina de un conjunto se reorientan para que se señalan radialmente a partir del combustible, en lugar de circular en la dirección de la tensión circunferencial. Esto pone el combustible en una situación de modo que cuando se mueve a su lugar de descanso final, si el barril cayera, el revestimiento sería tan débil que puede romperse y liberar las pastillas de combustible gastado en el interior del barril.

La corrosión en el interior de la vaina

Aleaciones de circonio pueden sufrir corrosión bajo tensión cuando se expone al yodo, el yodo se forma como un producto de fisión que dependiendo de la naturaleza del combustible puede escapar de la pastilla. Se ha demostrado que el yodo hace que la tasa de formación de grietas en presurizado Zircaloy-4 para aumentar la tubería.

Reactores moderados por grafito

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

Reactores refrigerados por agua

 Corrosión

En un reactor refrigerado por agua de la acción de la radiación en el agua forma peróxido de hidrógeno y oxígeno. Estos pueden causar la corrosión bajo tensión de las partes metálicas que incluyen vainas de combustible y otras tuberías. Para mitigar este hidrazina y el hidrógeno se inyecta en un circuito de refrigeración primario BWR o PWR como inhibidores de la corrosión para ajustar las propiedades redox del sistema. Un examen de los acontecimientos recientes sobre este tema ha sido publicado.

 Las tensiones térmicas sobre extinción

En un accidente de pérdida de refrigerante se piensa que la superficie del revestimiento podría alcanzar una temperatura entre 800 y 1400 K, y el revestimiento se expone al vapor de agua durante algún tiempo antes de que el agua se vuelve a introducir en el reactor para enfriar el combustible. Durante este tiempo cuando el revestimiento caliente se expone a vapor algo de oxidación del zirconio se producirá para formar un óxido de circonio, que es más rica en circonio de circonio. Esta fase Zr es el a-fase posterior oxidación formas zirconia. El más largo es el revestimiento se expone al vapor de agua de la menos dúctil que será. Una medida de la ductilidad es para comprimir un anillo a lo largo de un diámetro hasta que se produce la primera grieta, a continuación, el anillo empieza a fallar. El alargamiento que se produce entre el momento en que se aplica la fuerza máxima y cuando la carga mecánica se redujo a 80% de la carga necesaria para inducir la primera grieta es el valor L0.8 en mm. La una muestra más dúctil es el mayor valor de este L0.8 será.

En un experimento se calienta el circonio en vapor de agua a 1473 K, la muestra se enfría lentamente en vapor de agua a 1173 K antes de ser inactivada en agua. A medida que aumenta el tiempo de calentamiento a 1473 K el circonio se vuelve más frágil y las disminuciones de valor L0.8.

El envejecimiento de los aceros

La irradiación hace que las propiedades de los aceros a ser más pobres, por ejemplo SS316 vuelve menos dúctil y menos difícil. También la corrosión fluencia y grietas por tensión empeoran. Los documentos sobre este efecto se siguen publicando.

Cracking y sobrecalentamiento del combustible

Esto es debido al hecho de que a medida que el combustible se expande al calentarse, el núcleo de la pastilla se expande más que la llanta. Debido a la tensión térmica formada de este modo las grietas de combustible, las grietas tienden a ir desde el centro hasta el borde en un patrón en forma de estrella. Una tesis doctoral sobre el tema ha sido publicado por un estudiante en el Instituto Real de Tecnología de Estocolmo.

El craqueo del combustible tiene un efecto sobre la liberación de radiactividad a partir de combustible tanto en condiciones de accidente y también cuando se utiliza el combustible gastado como la forma de disposición final. El agrietamiento aumenta el área de superficie del combustible que aumenta la velocidad a la que los productos de fisión pueden dejar el combustible.

La temperatura del combustible varía como una función de la distancia desde el centro hasta el borde. En la distancia x desde el centro de la temperatura se describe por la ecuación en la que? es la densidad de potencia y Kf es la conductividad térmica.

Tx = Trim ? -1

Para explicar esto de una de una serie de pastillas de combustible que se utiliza con una temperatura de borde de 200 C con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm-3 se han modelado utilizando la ecuación anterior. Estas pastillas de combustible son bastante grandes, es normal utilizar pastillas de óxido que son alrededor de 10 mm de diámetro.

Para mostrar los efectos de diferentes densidades de potencia de la temperatura de la línea central dos gráficos de 20 pastillas mm en diferentes niveles de potencia se muestran a continuación. Es claro que para todas las pastillas que para un tamaño de pellet, dado que el límite se debe establecer en la densidad de potencia. Es probable que las matemáticas utilizadas para estos cálculos se utilizarían para explicar cómo la función de los fusibles eléctricos y también que se podrían utilizar para predecir la temperatura central en cualquier sistema en el que se libera calor a lo largo de un objeto en forma de cilindro.

La pérdida de los productos de fisión volátiles a partir de granza

El calentamiento de los pellets puede dar lugar a algunos de los productos de fisión está perdido desde el núcleo de la pastilla. Si el xenón rápidamente puede dejar el pellet entonces la cantidad de 134Cs y 137Cs que está presente en el espacio entre el revestimiento y el combustible se incrementará. Como resultado, si los tubos zircaloy que sostienen el sedimento se rompen a continuación, se producirá una mayor liberación de cesio radiactivo procedente del combustible. Es importante entender que las 134Cs y 137Cs se forman de diferentes maneras, y por lo tanto, como resultado de los dos isótopos de cesio se puede encontrar en diferentes partes de una varilla de combustible.

Es claro que el yodo volátil y los isótopos de xenón tienen minuto en el que pueden difundirse fuera de la pastilla y en el espacio entre el combustible y el revestimiento. Aquí el xenón puede decaer al largo de isótopos de cesio duración.

 Génesis de 137Cs

Estos rendimientos de fisión fueron calculadas para 235U asumiendo neutrones térmicos a partir de datos de la tabla de los núclidos.

 Génesis de 134Cs

En el caso de 134Cs el precursor de este isótopo 133Cs es estable que se forma por la descomposición de duración mucho más larga de xenón y isótopos de yodo. No se 134Cs se forma sin activación de neutrones como 134Xe es un isótopo estable. Como resultado de este modo diferente de la formación de la ubicación física de 134Cs puede diferir de la de 137Cs.

Estos rendimientos de fisión fueron calculadas para 235U asumiendo neutrones térmicos a partir de datos de la tabla de los núclidos.

Un ejemplo de un estudio reciente PIE

En un estudio reciente, utiliza uranio enriquecido 20% dispersado en una gama de diferentes matrices se examinó para determinar las ubicaciones físicas de los diferentes isótopos y elementos químicos.

• Una solución sólida de urania en circona estabilizada con itria {Y: Zr relación de átomos de 1:04}).
• Urania partículas en una matriz inerte formadas por una mezcla de YSZ y espinela.
• Urania partículas dispersadas en la matriz inerte formado por una mezcla de YSZ y alúmina.

Los combustibles varían en su capacidad para retener la fisión de xenón, el primero de los tres combustibles retuvieron 97% del 133Xe, el segundo retuvo 94%, mientras que la última de combustible sólo retiene 76% de este isótopo xenón. El 133Xe es un isótopo radiactivo de vida larga, que puede difundir lentamente fuera de la pastilla antes de ser activado de neutrones para formar 134Cs. Los 137Xe más corta duración fue menos capaz de lixiviar de los gránulos; 99%, 98% y 95% del 137Xe se retenidas dentro de los gránulos. También se encontró que la concentración de 137Cs en el núcleo de la pastilla era mucho menor que la concentración en el borde de la pastilla, mientras que el 106Ru menos volátil se extendió de manera más uniforme a lo largo de los pellets.

El siguiente partículas de combustible se solución sólida de urania en circona estabilizada con itria dispersa en alúmina que se había quemado hasta 105 GW-día por metro cúbico. El microscopio electrónico de barrido es de la interfaz entre la alúmina y una partícula de combustible. Se puede observar que los productos de fisión son bien confinadas a dentro del combustible, poco de los productos de fisión han entrado en la matriz de alúmina. El neodimio se extiende por todo el combustible de una manera uniforme, mientras que el cesio se distribuye casi homogéneamente a lo largo del combustible. La concentración de cesio es ligeramente superior a los dos puntos en los que las burbujas de xenón están presentes. Gran parte de la xenón está presente en las burbujas, mientras que casi todo el rutenio está presente en forma de nanopartículas. Las nanopartículas de rutenio no siempre están ubicadas conjuntamente en las burbujas de xenón.

La liberación de productos de fisión en el agua refrigerante en un Millas Tipo Isla accidente Tres

En Three Mile Island, un núcleo recientemente SCRAMed fue privado de agua de refrigeración, como consecuencia del calor residual del núcleo seco y el combustible fue dañado. Se intentó recool el núcleo con agua. Según la Agencia Internacional de la Energía Atómica de 3000 MW PWR los niveles normales de radiactividad refrigerante se muestran a continuación en la tabla, y las actividades de refrigeración de los reactores que se han dejado secar antes de ser recuperado con agua. En un comunicado de brecha de la actividad en la brecha de combustible/revestimiento ha sido puesto en libertad, mientras que en la fusión del núcleo liberar el núcleo se fundió antes de ser recuperado por el agua.

Chernobyl liberación

La liberación de radiactividad desde el combustible utilizado es controlada en gran medida por la volatilidad de los elementos. En Chernobyl gran parte del xenón y yodo fue lanzado mientras menos del zirconio fue lanzado. El hecho de que sólo los productos de fisión más volátiles se liberan con facilidad retardará en gran medida la liberación de radiactividad en el caso de un accidente que causa graves daños al núcleo. El uso de dos fuentes de datos, es posible ver que los elementos que estaban en la forma de gases, compuestos volátiles o compuestos semi-volátiles fueron liberados en Chernobyl mientras que los elementos menos volátiles que forman soluciones sólidas con el combustible se mantuvieron en el interior del combustible de reactor.

Según el informe de la OCDE sobre NEA Chernobyl, las siguientes proporciones del inventario del núcleo fueron puestos en libertad. Las formas físicas y químicas de la liberación incluyen gases, aerosoles y combustible sólido finamente fragmentado. De acuerdo con una investigación del rutenio es muy móvil cuando el combustible nuclear se calienta con el aire.

Algunos trabajo se ha hecho sobre el combustible TRISO en condiciones similares.

Tabla de datos químicos

Las liberaciones de los productos de fisión de uranio y de dióxido de uranio que se calentó en una celda de Knudsen se ha repetido. Combustible se calentó en la celda de Knudsen tanto con y sin pre-oxidación en oxígeno a c 650 K. Se encontró, incluso para los gases nobles que una temperatura alta se requiere para liberarlos de la sólida de óxido de uranio. Para no oxidada de combustible 2300 K se requiere para liberar el 10% del uranio mientras que el combustible se oxida sólo requiere 1700 K para liberar el 10% del uranio.

De acuerdo con el informe sobre Chernobyl utilizado en la tabla por encima de 3,5% de los isótopos en el núcleo fueron liberados 239Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu y 242Cm.

La degradación de todo el elemento de combustible

Agua y circonio pueden reaccionar violentamente a 1200 C, a la misma temperatura del revestimiento de Zircaloy pueden reaccionar con dióxido de uranio para formar óxido de zirconio y una uranio/aleación de circonio fundido.

PHEBUS

En Francia existe una instalación en la que un incidente de fusión del combustible se puede hacer que suceda bajo condiciones estrictamente controladas. En los programas de investigación de combustibles PHEBUS se les ha permitido calentar hasta temperaturas superiores a las temperaturas normales de funcionamiento, el combustible en cuestión está en un canal especial que es en un reactor nuclear toroidal. El reactor nuclear se utiliza como un núcleo conductor para irradate el combustible de prueba. Mientras que el reactor se enfría de forma normal por su propio sistema de refrigeración del combustible de prueba tiene su propio sistema de refrigeración, que está equipado con filtros y equipos para estudiar la liberación de radiactividad a partir del combustible dañado. Ya la liberación de radioisótopos de combustible en diferentes condiciones ha sido estudiada. Después de que el combustible se ha utilizado en el experimento es objeto de un examen detallado, en el Informe Anual 2004 de la UIT algunos resultados del PIE en el combustible PHEBUS se presentan en la sección 3.6.

LOFT

La pérdida de las Pruebas de fluidos fueron un primer intento de alcance la respuesta de combustible nuclear real a las condiciones en virtud de un accidente de pérdida de refrigerante, financiado por NRC. La instalación fue construida en el Laboratorio Nacional de Idaho, y era esencialmente un modelo a escala de un PWR comercial. .

La intención original era estudiar sólo uno o dos de los principales LOCA, ya que estos habían sido la principal preocupación de las audiencias EE.UU. "la elaboración de normas" a finales de 1960 y principios de 1970. Estas reglas se habían centrado en torno a un accidente a gran descanso en lugar estilizada, y un conjunto de criterios establecidos en el "Anexo K" de 10CFR50. Tras el accidente de Three Mile Island, el modelado detallado de mucho menor LOCA convirtió igualmente preocupante.

38 pruebas LOFT fueron finalmente realizan y su alcance se amplió para estudiar un amplio espectro de tamaños de incumplimiento. Estas pruebas se utilizan para ayudar a validar una serie de códigos de computadora luego de ser desarrollados para el cálculo de los termo-hidráulico de LOCA.

Véase también

• NUREG-1150
• Energía nuclear

Póngase en contacto con el combustible fundido con agua y cemento

Agua

Mucho trabajo se llevó a cabo desde 1970 hasta 1990 sobre la posibilidad de una explosión de vapor o de FCI en estado fundido "corion" agua contactado. Muchos experimentos sugirieron bastante baja conversión de térmica en energía mecánica, mientras que los modelos teóricos disponibles parecen sugerir que las eficiencias mucho más altas eran posibles. Un informe NEA/OCDE fue escrito sobre el tema en 2000, que establece que una explosión de vapor causada por el contacto con el agua de la dermis tiene cuatro etapas.

• Premezcla
  • A medida que el chorro de corion entra en el agua, se rompe en gotitas. Durante esta etapa, el contacto térmico entre el corion y el agua no es buena porque una película de vapor rodea las gotitas de corion y esto aísla los dos el uno del otro. Es posible que este estado metaestable para saciar sin una explosión o que puede desencadenar en el paso siguiente

• Disparo
  • Un gatillo externamente o generadas internamente causa un colapso de la película de vapor entre el corion y el agua.

• Propagación
  • El aumento local de la presión debido al incremento en la temperatura del agua puede generar una mejor transferencia de calor y una mayor onda de presión, este proceso puede ser auto-sostenido. .

• Expansión
  • Este proceso conduce a la totalidad de la agua de repente se calentó hasta ebullición. Esto provoca un aumento de la presión que puede resultar en daño a la planta.

 Trabajos recientes

Algunos trabajo se ha hecho en Japón, donde el dióxido de uranio y dióxido de circonio se fundió en un crisol antes de ser añadido al agua. La fragmentación del combustible que resulta se informó en el Diario de Ciencia y Tecnología Nuclear.

Hormigón

Una revisión del tema se puede leer en y trabajo sobre el tema continúa a este día; en Alemania en el FZK algo de trabajo se ha hecho sobre el efecto de la termita en concreto, se trata de una simulación del efecto del núcleo fundido de un reactor de romper a través de la parte inferior de la vasija de presión en el edificio de contención.

Lava fluye del corion

Es posible ver en la foto se muestra a continuación que el corium se enfriará y cambiar a un sólido con el tiempo. Se cree que el sólido está capeando con el tiempo. El sólido puede ser descrito como de masas que contienen combustible, que es una mezcla de arena, de circonio y dióxido de uranio que se había calentado a una temperatura muy alta hasta que se haya derretido. La naturaleza química de esta FCM ha sido objeto de una investigación. Se ha considerado la cantidad de combustible que queda en esta forma dentro de la planta. Un polímero de silicona se ha utilizado para fijar la contaminación.

La fusión de Chernóbil fue una fusión de silicato que hizo contener inclusiones de fases Zr/U, de acero fundido y alta uranio silicato de circonio. El flujo de lava consta de más de un tipo de material-una lava marrón y un material de cerámica porosa se han encontrado. El uranio y circonio para diferentes partes del sólido difiere mucho, en la lava marrón una fase rica en uranio con un U: Zr de 19:03 a alrededor de 38:10 se encuentra. La fase pobre en uranio en la lava marrón tiene un U: Zr de aproximadamente 1:10. Es posible desde el examen de las fases Zr/U para conocer la historia térmica de la mezcla, se puede demostrar que antes de la explosión que, en parte, de la temperatura del núcleo era mayor que 2000 C. Mientras que en algunas zonas la temperatura era durante 2400-2600 C.

Corrosión de combustible gastado

Películas de dióxido de uranio

Películas de dióxido de uranio pueden ser depositadas por pulverización catódica reactiva usando una mezcla de oxígeno y argón a una presión baja. Esto ha sido utilizado para hacer una capa del óxido de uranio en una superficie de oro que se estudió a continuación, con espectroscopia de impedancia de CA.

Nanopartículas de metales nobles y de hidrógeno

De acuerdo con el trabajo de la corrosión electroquímico Shoesmith 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 es alta la oxidación de hidrógeno a las nanopartículas se ejercen un efecto protector sobre el dióxido de uranio. Este efecto puede ser pensado como un ejemplo de la protección por un ánodo de sacrificio donde en lugar de un ánodo de metal y la disolución de reacción que es el gas de hidrógeno que se consume.