{"id":111915,"date":"2021-07-28T08:07:33","date_gmt":"2021-07-28T07:07:33","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/que-es-el-combustible-tolerante-a-accidentes-atf-definicion\/"},"modified":"2021-09-15T12:15:23","modified_gmt":"2021-09-15T11:15:23","slug":"que-es-el-combustible-tolerante-a-accidentes-atf-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/es\/que-es-el-combustible-tolerante-a-accidentes-atf-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es el combustible tolerante a accidentes? &#8211; ATF &#8211; Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\"> Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por p\u00e9rdida de refrigerante (LOCA) o reactividad. accidentes iniciados (RIA). <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><strong><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright wp-image-30596\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/accident-tolerant-fuel-coating.png\" alt=\"Revestimiento de combustible tolerante a accidentes\" width=\"290\" height=\"508\" \/>Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF)<\/strong>\u00a0son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por p\u00e9rdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reactividad ( RIA).\u00a0Tras el accidente de Fukushima Daiichi, se inici\u00f3 una revisi\u00f3n del comportamiento del combustible.\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\">El<\/a>\u00a0\u00a0combustible revestido de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\">aleaci\u00f3n de circonio<\/a>\u00a0funciona con \u00e9xito hasta un alto grado de combusti\u00f3n y es el resultado de 40 a\u00f1os de desarrollo y mejora continuos.\u00a0Sin embargo, en condiciones de accidentes graves, la interacci\u00f3n de vapor y circonio a alta temperatura puede ser una fuente importante de da\u00f1os a la planta de energ\u00eda.<\/p>\n<p>Estas actualizaciones incluyen:<\/p>\n<ul>\n<li>Aditivos especialmente dise\u00f1ados para pellets de combustible est\u00e1ndar destinados a mejorar diversas propiedades y rendimiento.<\/li>\n<li>revestimientos robustos aplicados al exterior de revestimientos est\u00e1ndar destinados a reducir la corrosi\u00f3n, aumentar la resistencia al desgaste y reducir la producci\u00f3n de hidr\u00f3geno en condiciones de alta temperatura (accidentes)<\/li>\n<li>desarrollo de dise\u00f1os de combustible completamente nuevos con revestimiento cer\u00e1mico y diferentes materiales combustibles<\/li>\n<\/ul>\n<p><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/\"><strong>El\u00a0<\/strong><strong>revestimiento de combustible\u00a0<\/strong><\/a><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/\"><strong>actual<\/strong><\/a>\u00a0es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el<strong>\u00a0refrigerante<\/strong>\u00a0del<strong>\u00a0reactor<\/strong>\u00a0y el<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/\"><strong>\u00a0combustible nuclear<\/strong>\u00a0<\/a>(es decir<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/\"><strong>\u00a0, pastillas de combustible<\/strong><\/a>\u00a0).\u00a0Est\u00e1 hecho de un material resistente a la corrosi\u00f3n con una secci\u00f3n transversal de baja absorci\u00f3n para los<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/thermal-neutron\/\">\u00a0neutrones t\u00e9rmicos<\/a> (~ 0,18\u00d710<sup>\u201324<\/sup> cm<sup>2<\/sup>), generalmente una<strong>\u00a0aleaci\u00f3n de circonio<\/strong>\u00a0.\u00a0Evita que los productos de fisi\u00f3n radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen.\u00a0El revestimiento constituye una de las barreras en elenfoque de\u00bb<strong>\u00a0defensa en profundidad<\/strong>\u00a0\u00ab, por lo que su<strong>\u00a0capacidad de refrigeraci\u00f3n<\/strong>\u00a0es uno de los aspectos clave de seguridad.<\/p>\n<p>Referencia especial: Agencia de Energ\u00eda Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera.\u00a0NEA No 7317, OCDE, 2018.<\/p>\n<h2>Oxidaci\u00f3n de aleaciones de circonio<\/h2>\n<p>La\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/oxidation-of-zirconium-alloys\/\">oxidaci\u00f3n de las aleaciones de circonio<\/a>\u00a0\u00a0es uno de los procesos m\u00e1s estudiados en toda la industria nuclear.\u00a0Si bien muchos de estos informes est\u00e1n escritos para abordar la reacci\u00f3n del combustible y el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-nuclear-engineering\/properties-steam-what-is-steam\/\">vapor<\/a>\u00a0con las\u00a0<strong>aleaciones de circonio<\/strong> en el caso de un accidente nuclear, todav\u00eda hay un n\u00famero sustancial de informes que tratan de la oxidaci\u00f3n de las aleaciones de circonio a temperaturas moderadas de aproximadamente 800 K e inferiores. . El agente agresivo a este respecto es el agua del circuito primario, a una temperatura de unos 300\u00b0C. Esta oxida el circonio seg\u00fan la reacci\u00f3n:<\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong>Zr + 2H\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0O \u2192 ZrO\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0+ 2H\u00a0<sub>2<\/sub><\/strong><\/p>\n<p>resultando en la formaci\u00f3n de \u00f3xido s\u00f3lido en la superficie del metal.\u00a0En resumen, en ausencia de irradiaci\u00f3n de neutrones, la oxidaci\u00f3n general del circonio y sus aleaciones se conoce bastante bien.\u00a0La velocidad de oxidaci\u00f3n depende de la presi\u00f3n del vapor de ox\u00edgeno o agua, y las escalas aproximadamente con presi\u00f3n a la\u00a0<strong>sexta\u00a0<sup>\u00ba<\/sup>\u00a0potencia<\/strong>\u00a0.\u00a0La dependencia de la tasa de oxidaci\u00f3n R de la temperatura y la presi\u00f3n se puede expresar como:<\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong>R = 13,9 \u00b7 P\u00a0<sup>1\/6<\/sup> \u00b7 exp (\u22121,47\/k<sub>B<\/sub>T)<\/strong><\/p>\n<p>La tasa de oxidaci\u00f3n R se expresa aqu\u00ed en gramos\/(cm<sup>2<\/sup>\u00b7segundo); P es la presi\u00f3n en la atm\u00f3sfera, es decir, el factor P<sup>1\/6<\/sup>=1 a presi\u00f3n ambiente;\u00a0la energ\u00eda de activaci\u00f3n es 1,47 eV;\u00a0k\u00a0<sub>B<\/sub> es la constante de Boltzmann (8,617\u00d710<sup>\u22125 <\/sup>eV\/K) y T es la temperatura absoluta en kelvin.<\/p>\n<p>La mejora en la tasa de oxidaci\u00f3n en presencia de neutrones r\u00e1pidos depende de la intensidad del neutr\u00f3n, la temperatura, la qu\u00edmica del agua, el ox\u00edgeno disuelto en el agua y el espesor de la capa de \u00f3xido.\u00a0Parte del hidr\u00f3geno as\u00ed generado se incorpora a la matriz met\u00e1lica, migrando bajo el efecto del gradiente t\u00e9rmico para acumularse en las regiones menos calientes, formando\u00a0<strong>hidruros<\/strong>\u00a0que son susceptibles de causar\u00a0<strong>fragilidad<\/strong>\u00a0en el revestimiento, a medida que el combustible se enfr\u00eda. , oxidaci\u00f3n e hidruraci\u00f3n, est\u00e1n as\u00ed \u00edntimamente ligados.<\/p>\n<p>La aleaci\u00f3n m\u00e1s utilizada, hasta la fecha, en PWR, ha sido Zircaloy 4, sin embargo, actualmente est\u00e1 siendo reemplazada por nuevas aleaciones a base de circonio-niobio, que exhiben una mejor resistencia a la corrosi\u00f3n.\u00a0La temperatura m\u00e1xima a la que se pueden utilizar las aleaciones de circonio en los reactores refrigerados por agua depende de su resistencia a la corrosi\u00f3n.\u00a0Las aleaciones del tipo Zircalloy, en las que el esta\u00f1o es el elemento de aleaci\u00f3n b\u00e1sico que proporciona una mejora de sus propiedades mec\u00e1nicas, tienen una amplia distribuci\u00f3n en el mundo.\u00a0Sin embargo, en este caso, se produce la disminuci\u00f3n de la resistencia a la corrosi\u00f3n en el agua y el vapor que dio lugar a la necesidad de una aleaci\u00f3n adicional.\u00a0La mejora provocada por el aditivo niobio probablemente implica un mecanismo diferente.<\/p>\n<p><strong>A altas temperaturas<\/strong>\u00a0, la reacci\u00f3n exot\u00e9rmica de las aleaciones a base de Zr con el vapor es mucho m\u00e1s intensa y peligrosa para la seguridad de las centrales nucleares durante accidentes como un accidente por p\u00e9rdida de refrigerante (LOCA).\u00a0El principal problema de la oxidaci\u00f3n a alta temperatura es que el revestimiento de circonio reacciona r\u00e1pidamente con el vapor de agua a alta temperatura.\u00a0La cin\u00e9tica de oxidaci\u00f3n de las aleaciones de circonio relevantes parece ser\u00a0<strong>parab\u00f3lica<\/strong>\u00a0en el rango de temperatura de\u00a0<strong>1000-1500\u00b0C<\/strong>\u00a0para muchas aleaciones basadas en Zr.\u00a0Por encima de 1577 \u00b0 C, la capa de \u00f3xido se transforma de tetragonal a c\u00fabica y la tasa de oxidaci\u00f3n incluso aumenta.\u00a0Adem\u00e1s, la oxidaci\u00f3n del circonio por el agua va acompa\u00f1ada de la\u00a0<strong>liberaci\u00f3n de gas hidr\u00f3geno.<\/strong>.\u00a0Esta oxidaci\u00f3n se acelera a altas temperaturas, por ejemplo, dentro del n\u00facleo de un reactor si los conjuntos combustibles ya no est\u00e1n completamente cubiertos por agua l\u00edquida y no est\u00e1n suficientemente refrigerados.\u00a0Luego, el circonio met\u00e1lico se oxida mediante agua \/ vapor para formar gas hidr\u00f3geno de acuerdo con la siguiente reacci\u00f3n redox:<\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong>Zr + 2H\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0O \u2192 ZrO\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0+ 2H\u00a0<sub>2<\/sub> \u00a0 (Q = 190 kJ\/mol; Baker y Just)<\/strong><\/p>\n<p>Por encima de aproximadamente\u00a0<strong>800\u00b0C<\/strong>\u00a0hay una transformaci\u00f3n de fase de la\u00a0<strong>hexagonal (HCP) \u03b1-fase<\/strong>\u00a0a la\u00a0<strong>\u03b2-fase c\u00fabica (BCC)<\/strong>\u00a0.\u00a0El ox\u00edgeno, que se difunde en el metal restante, estabiliza la fase \u03b1.\u00a0Con el enfriamiento, la fase \u03b2 se transformar\u00e1 de nuevo a la fase \u03b1 en la que la concentraci\u00f3n de ox\u00edgeno es significativamente diferente de la de \u03b1 estabilizada con ox\u00edgeno y \u201c\u03b2 anterior\u201d.\u00a0El problema es que estas transiciones de fase hacen que este material sea\u00a0<strong>muy fr\u00e1gil<\/strong>\u00a0.\u00a0Por lo tanto, tambi\u00e9n hay\u00a0<strong>tres criterios de licencia LOCA actuales<\/strong> (de acuerdo con 10 CFR 50,46 &#8211; Criterios de aceptaci\u00f3n de ECCS para LWR) para prevenir fallas de combustible (puede fallar al rehumedecer durante la introducci\u00f3n del enfriamiento de emergencia del n\u00facleo en un accidente del reactor, o fallar por sobreesfuerzo bajo grietas de \u00f3xido) debido a la fragilizaci\u00f3n por ox\u00edgeno e hidr\u00f3geno.<\/p>\n<p><strong>Ventajas del combustible tolerante a accidentes<\/strong><\/p>\n<p>El combustible tolerante a accidentes (ATF) puede:<\/p>\n<ul>\n<li>soportar la p\u00e9rdida de enfriamiento activo en el n\u00facleo de un reactor durante mucho m\u00e1s tiempo que el combustible actual<\/li>\n<li>ampliar el margen de seguridad existente para las centrales nucleares<\/li>\n<li>mejorar el rendimiento de la planta nuclear con combustible de mayor duraci\u00f3n<\/li>\n<li>Reducir los costos operativos y de mantenimiento para traspasar los ahorros a los consumidores de electricidad.<\/li>\n<\/ul>\n<h2>Tiempo de afrontamiento<\/h2>\n<p>Para un escenario de accidente dado, el \u00bb\u00a0<strong>tiempo de respuesta del combustible<\/strong>\u00a0\u00bb es el lapso de tiempo entre la salida del funcionamiento normal y el momento en el que se produce una p\u00e9rdida significativa de la geometr\u00eda de los conjuntos combustibles, de manera que el n\u00facleo del reactor ya no se puede enfriar o el combustible no se puede refrigerar. ser retirados del reactor utilizando las herramientas y procedimientos disponibles actualmente.\u00a0Los conceptos de ATF propuestos buscan reducir los riesgos de accidentes graves (SA) aumentando el tiempo de respuesta disponible para los operadores para la respuesta a accidentes, reduciendo el alcance y la tasa de producci\u00f3n de calor e hidr\u00f3geno a partir de la oxidaci\u00f3n del vapor a alta temperatura (HT) o reduciendo las consecuencias de accidentes graves mediante mejorar la retenci\u00f3n del producto de fisi\u00f3n (FP).<\/p>\n<h2>Tipos de combustibles tolerantes a accidentes<\/h2>\n<h3>Revestimiento de combustible avanzado<\/h3>\n<p>Si bien los dise\u00f1os actuales de combustible nuclear han funcionado muy bien en las condiciones normales de la planta, los dise\u00f1os de combustible nuclear existentes pueden ser desafiados cuando se someten a escenarios de accidentes graves m\u00e1s all\u00e1 de los de dise\u00f1o.\u00a0En el caso de tales condiciones, la p\u00e9rdida a largo plazo de refrigerante y las altas temperaturas resultantes del combustible pueden conducir a la degradaci\u00f3n de la vaina del combustible y la liberaci\u00f3n temprana de productos de fisi\u00f3n.<\/p>\n<p>Los conceptos de ATF propuestos buscan reducir los riesgos de accidentes graves (SA) aumentando el tiempo de respuesta disponible para los operadores para la respuesta a accidentes, reduciendo el alcance y la tasa de producci\u00f3n de calor e hidr\u00f3geno a partir de la oxidaci\u00f3n del vapor a alta temperatura (HT) o reduciendo las consecuencias de accidentes graves mediante mejorar la retenci\u00f3n del producto de fisi\u00f3n (FP).\u00a0Los atributos deseados para un material de revestimiento ATF pr\u00e1ctico son bastante rigurosos.\u00a0Adem\u00e1s de las buenas propiedades del material a alta temperatura, el material candidato debe ser compatible con los dise\u00f1os actuales de combustible \/ n\u00facleo y proporcionar un funcionamiento econ\u00f3mico, incluida una buena neutr\u00f3nica.\u00a0Adem\u00e1s, desde una perspectiva operativa, debe ser altamente confiable, resistente a la corrosi\u00f3n y exhibir baja fragilizaci\u00f3n a altas quemaduras.<\/p>\n<p>Seg\u00fan el informe de la NEA, cinco clases diferentes de dise\u00f1os de revestimiento fueron objeto de la revisi\u00f3n:<\/p>\n<ul>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/chromium-coated-fuel-cladding\/\">Aleaciones de Zr recubiertas y mejoradas<\/a>\u00a0,<\/strong><\/li>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/advanced-steels-fecral-fuel-clad\/\">Aceros avanzados<\/a>\u00a0,<\/strong><\/li>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/zr-alloy-lined-molybdenum-cladding\/\">Metales refractarios<\/a>\u00a0,<\/strong><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/sic-and-sic-sic-composite-claddings\/\"><strong>Revestimientos de SiC y SiC \/ SiC-composite<\/strong><\/a><\/li>\n<li><strong>componentes no combustibles como cajas de canal de SiC \/ SiC o barras de control tolerantes a accidentes (ATCR).<\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<h3>Pellets de combustible avanzados<\/h3>\n<p><strong>\u00a0<\/strong>Seg\u00fan el informe de la NEA, los dise\u00f1os de combustible cubiertos por el Grupo de trabajo sobre dise\u00f1os avanzados de combustible constan de tres conceptos diferentes:<\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/improved-uo2-fuel-doped-uo2\/\"><strong>Combustible de UO2 mejorado<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Con respecto al combustible UO2 mejorado, este dise\u00f1o en particular se dividi\u00f3 en dos subconceptos, como el UO2 dopado con \u00f3xido y el UO2 de alta conductividad t\u00e9rmica (dise\u00f1ado mediante la adici\u00f3n de dopante met\u00e1lico o cer\u00e1mico).<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/uranium-silicide-fuel\/\"><strong>Combustible de alta densidad<\/strong><\/a>\u00a0.<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/accident-tolerant-fuel-atf\/encapsulated-fuel-triso-sic-composite-pellets\/\"><strong>Combustible encapsulado<\/strong><\/a>\u00a0(pellets de compuesto TRISO-SiC).<\/li>\n<\/ul>\n<h2>Aleaciones de Zr recubiertas y mejoradas<\/h2>\n<p>Los conceptos de ATF mejorados deber\u00edan mitigar la oxidaci\u00f3n r\u00e1pida de la vaina junto al agua durante los transitorios de alta temperatura en vapor y \/ o mezcla de vapor \/ aire o reducir la temperatura del combustible y la liberaci\u00f3n de gas de fisi\u00f3n (FGR) durante el funcionamiento normal mediante la mejora de las propiedades de transporte de calor del combustible.\u00a0Por lo tanto, el objetivo principal de implementar recubrimientos en la superficie del revestimiento de aleaci\u00f3n de circonio era proporcionar una barrera a la oxidaci\u00f3n del vapor HT para reducir significativamente el calor y el hidr\u00f3geno producidos en comparaci\u00f3n con las aleaciones de circonio sin recubrimiento.\u00a0Por lo tanto, el concepto ideal de revestimiento de ATF deber\u00eda haber reducido significativamente la cin\u00e9tica de oxidaci\u00f3n del vapor a alta temperatura, lo que conducir\u00eda a un mayor tiempo de adaptaci\u00f3n en relaci\u00f3n con las aleaciones est\u00e1ndar basadas en Zr.\u00a0El ATF ideal tambi\u00e9n debe tener una mayor resistencia mec\u00e1nica a altas temperaturas para mantener la geometr\u00eda refrigerante.<\/p>\n<p>Los recubrimientos estudiados hasta ahora se dividen en dos categor\u00edas:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Recubrimientos Met\u00e1licos<\/strong>\n<ul>\n<li><strong>Revestimiento Cr-Coated.\u00a0<\/strong>Los revestimientos con revestimiento de Cr y otros revestimientos con revestimiento met\u00e1lico reducen significativamente las tasas de oxidaci\u00f3n a alta temperatura.<\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Recubrimientos cer\u00e1micos<\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<h3>Revestimiento de combustible recubierto de cromo<\/h3>\n<p>El cromo es uno de los posibles elementos de recubrimiento para combustibles tolerantes a accidentes.\u00a0Los revestimientos de circonio con revestimiento de Cr y otros revestimientos con revestimiento met\u00e1lico reducen significativamente las tasas de oxidaci\u00f3n a alta temperatura.\u00a0El espesor del revestimiento suele estar comprendido entre 20 y 30 mm.\u00a0Todos los materiales de recubrimiento investigados (Cr, FeCrAl, Cr-Al, CrN) son m\u00e1s duros que las aleaciones de circonio, por lo que si el recubrimiento es lo suficientemente grueso (&gt; 30 \u03bcm), las propiedades mec\u00e1nicas se modificar\u00e1n con mayor resistencia y menor ductilidad.\u00a0La mayor dureza de los materiales de revestimiento tiene la ventaja de proteger potencialmente el revestimiento contra rozaduras y desgaste.\u00a0Por lo tanto, el revestimiento de Cr puede reducir significativamente el riesgo de da\u00f1os en el revestimiento debido a los escombros o al desgaste de la rejilla a la varilla.<\/p>\n<p>Pero la principal ventaja es que el revestimiento revestido hereda todos los beneficios de las propiedades del material base de zirconio, pero mejora su resistencia a la oxidaci\u00f3n y corrosi\u00f3n tanto en condiciones normales de funcionamiento como de accidentes.\u00a0Seg\u00fan varias investigaciones, los revestimientos con revestimiento de Cr exhiben una resistencia post-templado y una ductilidad residual significativamente mayores.\u00a0El efecto de refuerzo del revestimiento recubierto de Cr observado a alta temperatura es beneficioso porque retrasa el tiempo de ruptura y conserva mejor la geometr\u00eda refrigerable del canal de combustible nuclear al mitigar el bloqueo del flujo.\u00a0Adem\u00e1s, la corrosi\u00f3n de las aleaciones de circonio revestidas con Cr se reduce a casi cero, disminuyendo as\u00ed tambi\u00e9n la absorci\u00f3n de hidr\u00f3geno por el revestimiento.\u00a0Por lo tanto, el revestimiento no presentar\u00e1 fragilizaci\u00f3n por hidr\u00f3geno,<\/p>\n<h3>Revestimiento de combustible revestido de cer\u00e1mica<\/h3>\n<p>Recubrimientos cer\u00e1micos que incluyen \u00f3xidos, carburos y nitruros, y recubrimientos compuestos o multicapa.\u00a0Los recubrimientos cer\u00e1micos de nitruro se utilizan para endurecer materiales y mejorar su comportamiento al desgaste, especialmente TiN y TiAlN.\u00a0Adem\u00e1s, CrN tambi\u00e9n se utiliza para la protecci\u00f3n contra la corrosi\u00f3n.\u00a0Los recubrimientos cer\u00e1micos son mucho m\u00e1s fr\u00e1giles que los recubrimientos met\u00e1licos y, por lo tanto, es m\u00e1s probable que sufran grietas y da\u00f1os.\u00a0Una de las principales desventajas de los recubrimientos cer\u00e1micos es la disoluci\u00f3n de recubrimientos que contienen Al (TiAlN, CrAlN y, en un grado significativamente menor, FeCrAl).<\/p>\n<h2>Aceros avanzados<\/h2>\n<p>Las aleaciones de FeCrAl se componen principalmente de hierro, cromo (20-30%) y aluminio (4-7,5%). Estas aleaciones se conocen con la marca comercial Kanthal, que es una familia de aleaciones de hierro-cromo-aluminio (FeCrAl) utilizadas en una amplia gama de aplicaciones de resistencia y alta temperatura. FeCrAl es altamente resistente a la corrosi\u00f3n debido a la formaci\u00f3n de un \u00f3xido rico en aluminio delgado, Al<sub>2<\/sub>O<sub>3<\/sub>.<\/p>\n<p>El ATF basado en FeCrAl utiliza un material de aleaci\u00f3n de FeCrAl como revestimiento de las barras de combustible en combinaci\u00f3n con las pastillas de combustible de di\u00f3xido de uranio (UO2) actualmente en uso. Las barras de combustible revestidas de aleaci\u00f3n de FeCrAl (con combustible UO2) parecen exhibir propiedades que cumplen o superan los requisitos t\u00e9cnicos de dise\u00f1o de combustible actuales (con las excepciones que se indican a continuaci\u00f3n) al tiempo que brindan un mayor beneficio de seguridad durante eventos de base de dise\u00f1o y condiciones de accidentes graves. La ventaja clave del concepto sobre Zircaloy es su cin\u00e9tica de oxidaci\u00f3n sustancialmente m\u00e1s lenta hasta 1773 K (1500\u00b0C). Las aleaciones de FeCrAl tienen una resistencia mec\u00e1nica similar o superior a la del zircaloy, con caracter\u00edsticas de deformaci\u00f3n pl\u00e1stica (hinchamiento) y perforaci\u00f3n similares o mejores que las aleaciones de zirconio.<\/p>\n<p>Hay dos desventajas principales de los revestimientos combustibles a base de FeCrAl:<\/p>\n<ul>\n<li>Mayor absorci\u00f3n de neutrones par\u00e1sitos.\u00a0Debido al aumento de la secci\u00f3n transversal de absorci\u00f3n de neutrones del hierro.<\/li>\n<li>Liberaciones de tritio.\u00a0Existe un aumento potencial en la liberaci\u00f3n de tritio en el refrigerante del reactor.\u00a0El tritio se produce como un producto de fisi\u00f3n (FP).\u00a0El FeCrAl no reacciona con el hidr\u00f3geno para formar hidruros estables de manera similar a una aleaci\u00f3n a base de circonio, lo que da como resultado una mayor permeabilidad del tritio a trav\u00e9s del revestimiento al refrigerante del reactor.<\/li>\n<\/ul>\n<h2>Metales refractarios para revestimientos de combustible<\/h2>\n<p><strong>Los metales<\/strong>\u00a0y aleaciones\u00a0<strong>refractarios<\/strong>\u00a0son bien conocidos por su extraordinaria\u00a0<strong>resistencia al calor y al desgaste<\/strong> . El requisito clave para soportar altas temperaturas es un alto punto de fusi\u00f3n y propiedades mec\u00e1nicas estables (por ejemplo, alta dureza) incluso a altas temperaturas. Los metales refractarios m\u00e1s comunes incluyen cinco elementos: niobio y molibdeno del quinto per\u00edodo y tantalio, tungsteno y renio del sexto per\u00edodo. Todos comparten algunas propiedades, incluido un punto de fusi\u00f3n superior a 2000\u00b0C y una alta dureza a temperatura ambiente. La mala capacidad de fabricaci\u00f3n a baja temperatura y la extrema oxidabilidad a altas temperaturas son las principales desventajas de la mayor\u00eda de los metales refractarios. La aplicaci\u00f3n de estos metales requiere una atm\u00f3sfera protectora o un revestimiento.<\/p>\n<h3>Revestimiento de molibdeno revestido con aleaci\u00f3n de Zr<\/h3>\n<p>En 2012, EPRI inici\u00f3 un proyecto de investigaci\u00f3n independiente con dise\u00f1os conceptuales de aleaci\u00f3n de molibdeno revestida como revestimiento ATF para lograr resistencia a accidentes en un rango de temperatura de 1200 a 1500\u00b0C. El molibdeno (Mo) es un candidato debido a su muy alto punto de fusi\u00f3n (2623\u00b0C) y su alta resistencia a temperaturas elevadas. Al mismo tiempo, se sabe que el Mo y sus aleaciones son susceptibles a la formaci\u00f3n de MoO3 vol\u00e1til en ambientes oxidantes a temperaturas&gt; 600\u00b0C. Por lo tanto, este programa de investigaci\u00f3n utiliza un dise\u00f1o compuesto en el que el revestimiento de aleaci\u00f3n de Mo se cubre con una capa protectora exterior de una aleaci\u00f3n de Zr o una aleaci\u00f3n que contiene Al.<\/p>\n<p>Se prev\u00e9 que el revestimiento de Mo revestido con aleaci\u00f3n de Zr posea suficiente resistencia a la corrosi\u00f3n y al hidruro para el l\u00edmite actual de quemado de combustible y m\u00e1s all\u00e1.\u00a0Se prev\u00e9 que los revestimientos d\u00faplex de Mo \u2013 Zr y Mo \u2013 FeCrAl totalmente met\u00e1licos logren tolerancia a los accidentes al formar un \u00f3xido protector durante un accidente.\u00a0El revestimiento delgado de aleaci\u00f3n de Zr se oxidar\u00e1 completamente a ZrO\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0cuando la temperatura alcance los 1000 \u00b0 C o m\u00e1s.\u00a0Con una aleaci\u00f3n adecuada, el ZrO\u00a0<sub>2<\/sub> mantendr\u00e1 su integridad y estabilidad y brindar\u00e1 protecci\u00f3n a la aleaci\u00f3n de Mo subyacente.\u00a0Un revestimiento delgado de FeCrAl es altamente resistente a la corrosi\u00f3n en refrigerantes LWR debido a la formaci\u00f3n de un \u00f3xido protector rico en cromo, principalmente Cr<sub>2<\/sub>O<sub>3<\/sub>. En vapor de alta temperatura, FeCrAl es altamente resistente a la corrosi\u00f3n debido a la formaci\u00f3n de un \u00f3xido rico en aluminio delgado, Al<sub>2<\/sub>O<sub>3<\/sub>.\u00a0Las aleaciones de FeCrAl se componen principalmente de hierro, cromo (20-30%) y aluminio (4-7,5%).\u00a0Estas aleaciones se conocen con la marca comercial Kanthal, que es una familia de aleaciones de hierro-cromo-aluminio (FeCrAl) utilizadas en una amplia gama de aplicaciones de resistencia y alta temperatura.<\/p>\n<p>El molibdeno es altamente resistente a la oxidaci\u00f3n en vapor de alta pureza o reductor.\u00a0Por lo tanto, se prev\u00e9 que el revestimiento revestido de molibdeno mantenga una buena integridad en caso de que ingrese vapor en una barra de combustible defectuosa, as\u00ed como bajo un LOCA de base de dise\u00f1o.\u00a0En el caso de que el revestimiento exterior se elimine localmente, como debido al desgaste de la rejilla a la varilla, puede producirse una corrosi\u00f3n localizada del revestimiento de molibdeno.<\/p>\n<h2>Revestimientos de SiC y SiC \/ SiC-composite<\/h2>\n<p><strong>El carburo de silicio<\/strong>\u00a0es un compuesto cristalino de silicio y carbono extremadamente duro y producido sint\u00e9ticamente.\u00a0Su f\u00f3rmula qu\u00edmica es SiC.\u00a0El carburo de silicio tiene una dureza Mohs de 9, que se aproxima a la del diamante.\u00a0Adem\u00e1s de la dureza, los cristales de carburo de silicio tienen caracter\u00edsticas de fractura que los hacen extremadamente \u00fatiles en muelas abrasivas.\u00a0Su alta conductividad t\u00e9rmica, junto con su resistencia a altas temperaturas, baja expansi\u00f3n t\u00e9rmica y resistencia a la reacci\u00f3n qu\u00edmica, hace que el carburo de silicio sea valioso en la fabricaci\u00f3n de aplicaciones de alta temperatura y otros refractarios.<\/p>\n<p>En la industria nuclear, se ha investigado el material compuesto de carburo de silicio para su uso como sustituto del revestimiento de aleaci\u00f3n de circonio en reactores de agua ligera.\u00a0Las cer\u00e1micas a base de carburo de silicio (SiC) y sus compuestos tienen propiedades superiores a altas temperaturas (HT), excelente resistencia a la irradiaci\u00f3n, baja activaci\u00f3n inherente y otras propiedades f\u00edsicas \/ qu\u00edmicas superiores.\u00a0El material compuesto consta de fibras de SiC envueltas alrededor de una capa interior de SiC y rodeadas por una capa exterior de SiC.\u00a0Se han informado problemas con la capacidad de unir las piezas del compuesto de SiC.<\/p>\n<p>El revestimiento de SiC est\u00e1 destinado a proporcionar mejoras innovadoras en los m\u00e1rgenes de seguridad. El revestimiento de SiC reacciona muchos \u00f3rdenes de magnitud m\u00e1s lento con agua y vapor que el circonio a temperaturas cr\u00edticas (por encima de 800\u00b0C), lo que resulta en una generaci\u00f3n m\u00ednima de calor e hidr\u00f3geno en escenarios de accidentes m\u00e1s all\u00e1 de la base de dise\u00f1o. Se espera que los revestimientos de compuestos de SiC y los componentes de combustible proporcionen excelentes caracter\u00edsticas de seguridad pasiva tanto en accidentes de base de dise\u00f1o como en condiciones de extensi\u00f3n de dise\u00f1o de accidentes graves (SA). Adem\u00e1s, se prev\u00e9 que los compuestos de SiC \/ SiC proporcionen beneficios adicionales sobre las aleaciones de Zr, como una secci\u00f3n transversal de absorci\u00f3n de neutrones reducida que permite un enriquecimiento de uranio m\u00e1s peque\u00f1o. La combinaci\u00f3n de estas atractivas caracter\u00edsticas convierte a los compuestos de SiC en uno de los principales candidatos para estructuras de n\u00facleo y revestimientos de combustible LWR tolerantes a accidentes.<\/p>\n<p>Hay tres desventajas principales de los revestimientos de combustible compuestos de SiC \/ SiC:<\/p>\n<ul>\n<li>Fabricaci\u00f3n.\u00a0La fabricaci\u00f3n de revestimientos de combustible delgados requiere un mayor desarrollo.\u00a0Tambi\u00e9n deber\u00eda desarrollarse una tecnolog\u00eda para la uni\u00f3n de tapones finales con estanqueidad al gas y resistencia adecuada porque las cer\u00e1micas de SiC no se pueden soldar.<\/li>\n<li>Liberaciones de tritio.\u00a0Existe un aumento potencial en la liberaci\u00f3n de tritio en el refrigerante del reactor.\u00a0El tritio se produce como un producto de fisi\u00f3n (FP).\u00a0El SiC no reacciona con el hidr\u00f3geno para formar hidruros estables de manera similar a una aleaci\u00f3n a base de circonio, lo que da como resultado una mayor permeabilidad del tritio a trav\u00e9s del revestimiento al refrigerante del reactor.\u00a0La elecci\u00f3n de utilizar un material de revestimiento adecuado podr\u00eda ayudar a mitigar este problema.<\/li>\n<li>SiC \/ SiC tiene una conductividad t\u00e9rmica significativamente menor que las aleaciones de circonio.\u00a0Este hecho influye negativamente en las temperaturas de la l\u00ednea central del pellet y tambi\u00e9n en el tiempo de adaptaci\u00f3n.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Uno de los posibles revestimientos compuestos de SiC ha sido desarrollado por General Atomics y se conoce como compuesto de carburo de silicio (SiC) SiGA \u2122, en el que el material de la matriz de SiC se refuerza con fibra de SiC flexible de la misma manera que las barras de acero refuerzan el hormig\u00f3n.\u00a0Esto crea un material extremadamente duro y duradero que puede soportar las condiciones m\u00e1s duras del reactor.<\/p>\n<h2>Varillas de control tolerantes a accidentes &#8211; ATCR<\/h2>\n<p><strong>Las barras de control<\/strong>\u00a0son un importante\u00a0<strong>sistema<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>seguridad<\/strong>\u00a0de los reactores nucleares.\u00a0Su pronta acci\u00f3n y pronta respuesta del reactor es indispensable.\u00a0Las barras de control se utilizan para mantener el estado deseado de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\">reacciones<\/a>\u00a0de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\">fisi\u00f3n<\/a>\u00a0dentro de un\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/\">reactor nuclear<\/a>\u00a0(es decir, estado subcr\u00edtico, estado cr\u00edtico, cambios de potencia). Constituyen un componente clave de un\u00a0<strong>sistema de parada de emergencia (SCRAM)<\/strong>\u00a0.<\/p>\n<p>Las barras de control son barras, placas o tubos que contienen un\u00a0<strong>material absorbente de neutrones<\/strong>\u00a0(material con una\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-cross-section\/\">secci\u00f3n transversal de<\/a>\u00a0alta absorci\u00f3n\u00a0para los neutrones t\u00e9rmicos) como\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/glossary\/boron-10\/\">boro<\/a>\u00a0, hafnio,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/glossary\/cadmium\/\">cadmio<\/a>\u00a0, etc., que se utilizan para controlar la potencia de un reactor nuclear.\u00a0Al absorber neutrones, una barra de control evita que los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\">neutrones<\/a>\u00a0provoquen m\u00e1s fisiones.<\/p>\n<p>Las barras de control generalmente constituyen\u00a0<strong>conjuntos de barras de control de grupo<\/strong>\u00a0(\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\">PWR<\/a>\u00a0) y se insertan en dedales gu\u00eda dentro de un\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/\">conjunto de combustible nuclear<\/a>\u00a0.\u00a0El material absorbente (por ejemplo, gr\u00e1nulos de carburo de boro o aleaci\u00f3n de Ag-In-Cd) est\u00e1 protegido por un revestimiento generalmente de acero inoxidable.<\/p>\n<p>No obstante, el punto de fusi\u00f3n de la aleaci\u00f3n Ag-In-Cd (~ 790 \u030aC), la temperatura eut\u00e9ctica del carburo de boro (B4C) y Fe (~ 1150 \u030aC) y la temperatura eut\u00e9ctica de Fe y Zr (~ 950 \u030aC) son inferiores a la temperatura (\u22731 200) a la que la vaina de combustible de aleaci\u00f3n de Zr comienza a oxidarse intensamente en condiciones de accidente grave.\u00a0En consecuencia, es posible que las barras de control se fundan y colapsen antes de que el n\u00facleo del reactor se da\u00f1e significativamente en el caso de accidentes graves.<\/p>\n<p>Las siguientes caracter\u00edsticas inherentes se requieren en barras de control tolerantes a accidentes:<\/p>\n<ul>\n<li>El valor de reactividad del ATCR deber\u00eda ser comparable o superar al del CR convencional.<\/li>\n<li>Los materiales absorbentes de neutrones utilizados en ATCR deben tener un punto de fusi\u00f3n suficientemente alto y una temperatura eut\u00e9ctica alta con revestimiento para evitar la rotura de los CR antes de una falla extensa de la barra de combustible en un accidente severo, evitando as\u00ed la recriticidad incontrolable incluso si se inyecta agua sin borar para enfriamiento de emergencia. del n\u00facleo.<\/li>\n<\/ul>\n<p>La idea principal es reemplazar los materiales absorbentes de neutrones convencionales con materiales cer\u00e1micos adecuados que satisfagan los requisitos anteriores.\u00a0El candidato de un nuevo material absorbente para ATC incluye gadolinia (Gd2O3), samaria (Sm2O3), europia (Eu2O3), disprosia (Dy2O3), hafnia (HfO2).\u00a0El punto de fusi\u00f3n de estos materiales y la temperatura de licuefacci\u00f3n con Fe son m\u00e1s altos que la temperatura de oxidaci\u00f3n r\u00e1pida de la aleaci\u00f3n de circonio.<\/p>\n<h2>Combustible de UO2 mejorado<\/h2>\n<p>La mayor\u00eda de los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\">PWR<\/a>\u00a0utilizan el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/uranium\/\"><strong>combustible de uranio<\/strong><\/a>\u00a0, que se encuentra en forma de\u00a0<strong>di\u00f3xido<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>uranio<\/strong>\u00a0.\u00a0El di\u00f3xido de uranio es un s\u00f3lido semiconductor negro con\u00a0<strong>una conductividad t\u00e9rmica muy baja<\/strong>\u00a0.\u00a0Por otro lado, el di\u00f3xido de uranio tiene\u00a0<strong>un punto de fusi\u00f3n muy alto<\/strong>\u00a0y un\u00a0<strong>comportamiento bien conocido<\/strong> .\u00a0El UO<sub>2<\/sub>\u00a0se prensa en\u00a0<strong>gr\u00e1nulos<\/strong>\u00a0, estos gr\u00e1nulos se sinterizan luego en el cilindro s\u00f3lido (con una altura y un di\u00e1metro de aproximadamente 1 cent\u00edmetro, siendo la altura mayor que el di\u00e1metro).<\/p>\n<p>Con respecto al combustible UO2 mejorado, este dise\u00f1o en particular se dividi\u00f3 en dos subconceptos, tales como:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>UO2 dopado<\/strong> .\u00a0Los atributos deseables de los gr\u00e1nulos de combustible tolerante a accidentes (ATF) incluyen la mejora de la retenci\u00f3n de productos de fisi\u00f3n (FP) y la minimizaci\u00f3n de la interacci\u00f3n entre los gr\u00e1nulos y el revestimiento.\u00a0Seg\u00fan las propuestas de Westinghouse, el gr\u00e1nulo de\u00a0UO<sub>2<\/sub> dopado con\u00a0cromia (Cr<sub>2<\/sub>O<sub>3<\/sub>) y al\u00famina (Al<sub>2<\/sub>O<sub>3<\/sub>)\u00a0, conocido como nuestro gr\u00e1nulo ADOPT, logra una mayor eficiencia del uranio a trav\u00e9s de:\n<ul>\n<li>Aumento de la densidad del material fisionable<\/li>\n<li>Una tasa de fluencia m\u00e1s alta que el UO2 est\u00e1ndar a altas temperaturas<\/li>\n<li>Una mayor estabilidad t\u00e9rmica<\/li>\n<li>Reducci\u00f3n del lavado en caso de fugas en las barras de combustible<\/li>\n<li>Reducci\u00f3n de la liberaci\u00f3n de gas de fisi\u00f3n en un escenario transitorio<\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>UO2 de alta conductividad t\u00e9rmica<\/strong>\u00a0(dise\u00f1ado agregando dopante met\u00e1lico o cer\u00e1mico).\u00a0El di\u00f3xido de uranio es un s\u00f3lido semiconductor negro con una conductividad t\u00e9rmica muy baja.\u00a0La conductividad t\u00e9rmica es uno de los par\u00e1metros que determinan la\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/heat-generation\/temperature-profile-nuclear-fuel\/\"><strong>temperatura de la l\u00ednea central<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/heat-generation\/temperature-profile-nuclear-fuel\/\"><strong>combustible<\/strong><\/a> .\u00a0Esta baja conductividad t\u00e9rmica puede provocar un sobrecalentamiento localizado en la l\u00ednea central del combustible y, por lo tanto, debe evitarse este sobrecalentamiento.\u00a0Se considera el concepto de combustible cermet (cer\u00e1mico-met\u00e1lico) para LWR.\u00a0Con una fracci\u00f3n de bajo volumen de aditivo met\u00e1lico altamente conductivo, los pellets de combustible CERMET presentan una conductividad superior a\u00a0los pellets est\u00e1ndar\u00a0de UO<sub>2<\/sub>, bajando la temperatura del combustible en condiciones normales de funcionamiento y aumentando los m\u00e1rgenes con respecto a la fusi\u00f3n del combustible en caso de accidente.<\/li>\n<\/ul>\n<h2>Combustible de alta densidad<\/h2>\n<p>La mayor\u00eda de los materiales met\u00e1licos sugeridos para su uso como revestimiento para reducir la oxidaci\u00f3n del vapor presentan penalizaciones de reactividad bastante grandes en comparaci\u00f3n con los revestimientos tradicionales basados \u200b\u200ben Zr.\u00a0Estas penalizaciones pueden compensarse con un aumento del\u00a0enriquecimiento de\u00a0<sup>235<\/sup>U y \/ o una disminuci\u00f3n en la duraci\u00f3n del ciclo.\u00a0Para compensar esto sin las concesiones anteriores, se debe aumentar la densidad fisionable en el pellet.\u00a0La densidad fisionable se puede incrementar de varias formas.\u00a0Una forma posible es aumentar la densidad del material y otra es aumentar la proporci\u00f3n de metal a no metal en los combustibles compuestos met\u00e1licos.<\/p>\n<p>Hay varios dise\u00f1os propuestos de combustible de alta densidad, pero debe tenerse en cuenta que todos los combustibles de alta densidad est\u00e1n lejos de estar listos para ser utilizados como combustibles en reactores comerciales de agua ligera.\u00a0Los conceptos incluyen:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Combustibles de nitruro<\/strong><\/li>\n<li><strong>Combustibles de siliciuro<\/strong><\/li>\n<li><strong>Combustibles de carburo<\/strong><\/li>\n<li><strong>Combustibles met\u00e1licos<\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<h3>Combustible de siliciuro de uranio<\/h3>\n<p>El siliciuro de uranio es un compuesto inorg\u00e1nico de uranio. Es uno de los posibles dise\u00f1os de pellets de combustible tolerantes a accidentes propuestos. Las ventajas son un mayor porcentaje de uranio y una mayor conductividad t\u00e9rmica. Con una densidad de siliciuro de uranio de 12,2 g\/cm<sup>3<\/sup>\u00a0(frente a), el siliciuro de uranio (U3Si2) ofrece un impulso a la econom\u00eda del combustible.\u00a0El di\u00f3xido de uranio tiene una densidad de\u00a0<strong>10,97 g\/cm<sup>3<\/sup><\/strong>. Adem\u00e1s, existe un excedente de su composici\u00f3n estequiom\u00e9trica. En definitiva, hay un 17% m\u00e1s de densidad de uranio que la del di\u00f3xido de uranio. Un reemplazo directo de UO<sub>2<\/sub> con U<sub>3<\/sub>Si<sub>2 <\/sub>deber\u00eda permitir que un reactor genere m\u00e1s energ\u00eda a partir de un conjunto de barras de combustible y tambi\u00e9n proporcionar m\u00e1s \u00abtiempo de respuesta\u00bb en el caso de accidentes graves. Su conductividad t\u00e9rmica (~ 8,5 W\/mK a 300 K) es significativamente mayor que la del di\u00f3xido de uranio a temperaturas de funcionamiento y aumenta en funci\u00f3n de la temperatura (la conductividad t\u00e9rmica del di\u00f3xido de uranio disminuye en funci\u00f3n de la temperatura). Esta conductividad t\u00e9rmica compensa su punto de fusi\u00f3n m\u00e1s bajo, de modo que se mejoran los m\u00e1rgenes de seguridad y funcionamiento del combustible.<\/p>\n<p>Westinghouse, el Laboratorio Nacional de Idaho (INL) y el Laboratorio Nacional de Los Alamos comenzaron a desarrollar y fabricar siliciuro de uranio y sus combustibles compuestos a trav\u00e9s del programa Combustible tolerante a accidentes del DOE. El rendimiento t\u00e9rmico mejorado del U<sub>3<\/sub>Si<sub>2<\/sub> en comparaci\u00f3n con el combustible UO<sub>2<\/sub>\u00a0permite la implementaci\u00f3n de un revestimiento m\u00e1s avanzado, como un compuesto SiC-SiC, que adem\u00e1s de los beneficios operativos y de seguridad esperados, tambi\u00e9n ofrece una econom\u00eda de neutrones superior y un mayor ahorro de costos en el ciclo del combustible. en relaci\u00f3n con los revestimientos basados \u200b\u200ben Zr.<\/p>\n<h3>Combustible encapsulado: pellets de compuesto TRISO-SiC<\/h3>\n<figure id=\"attachment_30482\" aria-describedby=\"caption-attachment-30482\" style=\"width: 290px\" class=\"wp-caption alignright\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"size-medium wp-image-30482\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/TRISO_fuel_particle-300x300.jpg\" alt=\"TRISO\" width=\"300\" height=\"300\" \/><figcaption id=\"caption-attachment-30482\" class=\"wp-caption-text\">TRISO, TRI-estructural ISO-tropic, es un tipo de part\u00edcula de microcombustible, que consiste en granos portadores de material fisible que est\u00e1n recubiertos con m\u00faltiples capas de carbono poroso o denso y carburo de silicio.\u00a0Fuente: energy.gov Licencia: Dominio p\u00fablico<\/figcaption><\/figure>\n<p><strong>TRISO<\/strong>\u00a0, TRI-estructural ISO-tropic, es un tipo de part\u00edcula de microcombustible, que consiste en granos portadores de material fisible que est\u00e1n recubiertos con m\u00faltiples capas de carbono poroso o denso y carburo de silicio.\u00a0Hist\u00f3ricamente, las part\u00edculas TRISO se han utilizado en elementos combustibles que consisten en guijarros esf\u00e9ricos o bloques prism\u00e1ticos hexagonales con grafito utilizado como matriz y revestimiento para el elemento combustible.\u00a0Cada part\u00edcula act\u00faa como su propio sistema de contenci\u00f3n gracias a sus capas de triple revestimiento.\u00a0Esto les permite retener los productos de fisi\u00f3n en todas las condiciones del reactor.\u00a0<strong>Las part\u00edculas TRISO<\/strong>\u00a0pueden soportar temperaturas extremas que est\u00e1n mucho m\u00e1s all\u00e1 del umbral de los combustibles nucleares actuales.\u00a0<strong>Pellets de material compuesto TRISO-SiC<\/strong>constan de part\u00edculas de combustible TRISO incrustadas en una matriz de SiC.\u00a0El uso de SiC como matriz en lugar de grafito mejora la tolerancia a la radiaci\u00f3n de la matriz de combustible al mismo tiempo que mejora la retenci\u00f3n de FP.\u00a0El combustible compuesto TRISO-SiC generalmente se denomina combustible microencapsulado completamente cer\u00e1mico (FCM).<\/p>\n<p>Seg\u00fan el informe de la NEA, el combustible TRISO-SiC se concibe como un concepto prometedor a medio plazo para reemplazar los pellets de combustible UO2 actuales.\u00a0Tiene caracter\u00edsticas de seguridad potencialmente superiores en comparaci\u00f3n con otras formas de combustible como resultado de sus m\u00faltiples barreras a la dispersi\u00f3n de FP, alta estabilidad mec\u00e1nica y buena conductividad t\u00e9rmica.\u00a0Una baja densidad de carga de material fisionable es el problema principal de este concepto.\u00a0Para aumentar la carga fisionable, la combinaci\u00f3n de enriquecimiento de uranio hasta el l\u00edmite superior pr\u00e1ctico de LEU (~ 19,7% de 235-U), aumentando la fracci\u00f3n de volumen de grano a part\u00edcula y la fracci\u00f3n de empaque TRISO, y aumentando el di\u00e1metro del pasador de combustible fue propuesto.<\/p>\n<p>El carburo de silicio es un compuesto cristalino de silicio y carbono extremadamente duro y producido sint\u00e9ticamente.\u00a0Su f\u00f3rmula qu\u00edmica es SiC.\u00a0El carburo de silicio tiene una dureza Mohs de 9, que se aproxima a la del diamante.\u00a0Su alta conductividad t\u00e9rmica, junto con su resistencia a altas temperaturas, baja expansi\u00f3n t\u00e9rmica y resistencia a la reacci\u00f3n qu\u00edmica, hace que el carburo de silicio sea valioso en la fabricaci\u00f3n de aplicaciones de alta temperatura y otros refractarios.\u00a0En la industria nuclear, se ha investigado el material compuesto de carburo de silicio para su uso como sustituto del revestimiento de aleaci\u00f3n de circonio en reactores de agua ligera.\u00a0Las cer\u00e1micas a base de carburo de silicio (SiC) y sus compuestos tienen propiedades superiores a altas temperaturas (HT), excelente resistencia a la irradiaci\u00f3n, baja activaci\u00f3n inherente y otras propiedades f\u00edsicas \/ qu\u00edmicas superiores.<\/p>\n<\/div><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-accordion su-u-trim\"> <div class=\"su-spoiler su-spoiler-style-default su-spoiler-icon-plus\" data-scroll-offset=\"0\" data-anchor-in-url=\"no\"><div class=\"su-spoiler-title\" tabindex=\"0\" role=\"button\"><span class=\"su-spoiler-icon\"><\/span>References:<\/div><div class=\"su-spoiler-content su-u-clearfix su-u-trim\"> Ciencia de los materiales:\n<p>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 1 y 2. Enero de 1993.<br \/>\nDepartamento de Energ\u00eda de EE\u00a0.\u00a0UU., Ciencia de Materiales.\u00a0Manual de fundamentos del DOE, Volumen 2 y 2. Enero de 1993.<br \/>\nWilliam D. Callister, David G. Rethwisch.\u00a0Ciencia e Ingenier\u00eda de Materiales: Introducci\u00f3n 9\u00aa Edici\u00f3n, Wiley;\u00a09a edici\u00f3n (4 de diciembre de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.<br \/>\nEberhart, Mark (2003).\u00a0Por qu\u00e9 se rompen las cosas: comprender el mundo a trav\u00e9s de la forma en que se desmorona.\u00a0Armon\u00eda.\u00a0ISBN 978-1-4000-4760-4.<br \/>\nGaskell, David R. (1995).\u00a0Introducci\u00f3n a la Termodin\u00e1mica de Materiales (4\u00aa ed.).\u00a0Taylor y Francis Publishing.\u00a0ISBN 978-1-56032-992-3.<br \/>\nGonz\u00e1lez-Vi\u00f1as, W. y Mancini, HL (2004).\u00a0Introducci\u00f3n a la ciencia de los materiales.\u00a0Prensa de la Universidad de Princeton.\u00a0ISBN 978-0-691-07097-1.<br \/>\nAshby, Michael;\u00a0Hugh Shercliff;\u00a0David Cebon (2007).\u00a0Materiales: ingenier\u00eda, ciencia, procesamiento y dise\u00f1o (1\u00aa ed.).\u00a0Butterworth-Heinemann.\u00a0ISBN 978-0-7506-8391-3.<br \/>\nJR Lamarsh, AJ Baratta, Introducci\u00f3n a la ingenier\u00eda nuclear, 3d ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.<br \/>\n<\/p><\/div><\/div> <\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <\/div><\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-default\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p>Ver arriba:<br \/>\nCombustible nuclear <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/\" class=\"su-button su-button-style-flat\" style=\"color:# 606060;background-color:# ffffff;border-color:# ffffff;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px\" target=\"_self\"><span style=\"color:# 606060;padding:7px 20px;font-size:16px;line-height:24px;border-color:# ffffff;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px;text-shadow:0px 0px 0px # 000000;-moz-text-shadow:0px 0px 0px # 000000;-webkit-text-shadow:0px 0px 0px # 000000\"><i class=\"sui sui-link\" style=\"font-size:16px;color:# 5d5d5d\"><\/i>  <\/span><\/a> <\/p><\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0<strong>Combustible tolerante a accidentes &#8211; ATF<\/strong>\u00a0, lo ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0<strong>danos un me gusta<\/strong>\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0Combustible tolerante a accidentes &#8211; ATF\u00a0, lo ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0danos un me gusta\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":{"footnotes":""},"categories":[53],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v21.2 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>\u00bfQu\u00e9 es el combustible tolerante a accidentes? 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