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Comportamiento del combustible nuclear durante un accidente en un reactor

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Esta página describe el comportamiento del combustible nuclear de dióxido de uranio y su revestimiento de aleación de circonio en condiciones de accidente de reactor , principalmente accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) y accidentes por reactividad (RIA). El artículo también aborda el comportamiento relevante dentro del reactor durante su funcionamiento normal , ya que los fenómenos que se desarrollan de forma acumulativa a lo largo de la vida útil del reactor —como la hidruración del revestimiento , la hinchazón del combustible y la corrosión del lado del agua— son los factores principales que determinan la respuesta del combustible ante un accidente. La investigación en este campo suele ser costosa y, por lo tanto, se ha llevado a cabo con frecuencia mediante la colaboración internacional, generalmente bajo los auspicios del Comité de Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE).

Imagen de tomografía en falso color de un haz (FPT1) de 18 barras de combustible irradiadas (con una quema media de 23 GWd/tU) degradadas en vapor como parte de la serie de experimentos PHEBUS. El negro y el azul indican regiones de baja densidad; el rojo, de alta densidad. El combustible falló mecánicamente y se acumuló cerca de la base del haz, aunque la parte inferior no se fundió.

Hinchazón

Revestimiento

Tanto el combustible como el revestimiento pueden hincharse durante el funcionamiento del reactor. El revestimiento envuelve el combustible para formar una barra de combustible y está sujeto a deformación mecánica. El espacio entre el combustible y el revestimiento normalmente se llena con gas helio para mejorar el contacto térmico. Durante la irradiación, la cantidad de gas dentro de la barra de combustible aumenta a medida que los gases nobles —principalmente kriptón y xenón— se acumulan como productos de fisión. Si ocurre un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), como el accidente de Three Mile Island , o un accidente por reactividad iniciada (RIA), como el desastre de Chernóbil o SL-1 , la temperatura de este gas atrapado aumenta. Debido a que la barra de combustible está sellada, la presión aumenta de acuerdo con la ley de los gases ideales ( PV = nRT ), y el revestimiento puede deformarse y estallar. Determinar el momento y el mecanismo precisos de la falla es complejo; los criterios rigurosos de estallido deben tener en cuenta simultáneamente la fluencia térmica, las transformaciones de fase no isotérmicas y la oxidación rápida. [ 1 ]

Tanto la corrosión como la irradiación alteran las propiedades de la aleación de circonio comúnmente utilizada como revestimiento, volviéndola progresivamente más frágil ; por lo tanto, los experimentos realizados en tubos de aleación de circonio no irradiados pueden ser engañosos. La absorción de hidrógeno por corrosión en el lado del agua complica aún más la mecánica de falla: el aumento de la concentración de hidrógeno en el revestimiento reduce sistemáticamente la tensión y la temperatura de ruptura del Zircaloy-4, y puede inducir rupturas novedosas en múltiples ubicaciones bajo condiciones LOCA que los modelos convencionales de ruptura en una sola ubicación no predicen. [ 2 ] El comportamiento de fluencia térmica del revestimiento también es sensible al hidrógeno disuelto: el hidrógeno en solución sólida acelera las tasas de fluencia, mientras que los hidruros precipitados impiden el movimiento de dislocaciones, produciendo efectos no monótonos complejos en la deformación del revestimiento bajo carga sostenida. [ 3 ]

Según un estudio, [ 4 ] se observó la siguiente diferencia entre los modos de falla del revestimiento del combustible sin usar y usado. Las barras de combustible no irradiadas, presurizadas y sometidas a un transitorio RIA simulado en un reactor especial en el Reactor Japonés de Investigación de Seguridad Nuclear (NSRR), fallaron al final del transitorio por abombamiento dúctil cuando la temperatura del revestimiento era alta, produciendo una apertura de estallido. En contraste, el combustible usado (irradiado a 61 GW·d/ tonelada de uranio) falló al principio del transitorio por fractura frágil en forma de grieta longitudinal. Pruebas complementarias de estallido de tubos confirmaron que los tubos de circonio hidrurado son más débiles y se rompen a menor presión interna. [ 5 ]

El proceso común de falla del revestimiento del combustible en reactores refrigerados por agua implica una transición a la ebullición en película, seguida de la ignición del circonio en vapor. Los efectos del flujo resultante de hidrógeno caliente, producto de la reacción, sobre las pastillas de combustible y la pared del haz de combustible se ilustran en la imagen adjunta.

Combustible

Las pastillas de combustible nuclear se hinchan durante su uso como resultado de la formación de gases de fisión y el daño por radiación en la red cristalina. Los gases de fisión se acumulan en un vacío central que se desarrolla progresivamente a medida que aumenta el grado de quemado; a medida que se forma este vacío, la pastilla, originalmente cilíndrica, se fractura en pedazos. La expansión hacia afuera de la pastilla provoca la interacción entre la pastilla y el revestimiento, lo que impone tensiones mecánicas al revestimiento desde el interior. En los informes técnicos de la NASA se encuentra disponible información sobre el análisis de la hinchazón de las barras de combustible. [ 6 ]

Liberación de gases de fisión

A medida que el combustible se degrada o se calienta, pueden liberarse productos de fisión volátiles atrapados en la matriz de dióxido de uranio . Se ha publicado un informe sobre la liberación de 85 Kr, 106 Ru y 137 Cs del uranio en presencia de aire; por ejemplo, véase Colle et al . [ 7 ].

En ese estudio, se observó que el dióxido de uranio se convertía en U₃O₈ en el aire a temperaturas de entre 300 y 500 °C. La conversión no comenzó de inmediato; durante un período de inducción inicial, se observó una capa de U₃O₇ en la superficie del dióxido de uranio, tras lo cual la muestra aumentó de masa a medida que avanzaba la oxidación. Aproximadamente entre el 3 % y el 8 % de kriptón -85 se liberó durante la oxidación, mientras que fracciones mucho menores de rutenio (0,5 %) y cesio (2,6 × 10⁻³ % ) se liberaron. [ 8 ]

Transferencia de calor entre el revestimiento y el refrigerante

En un reactor de potencia refrigerado por agua, o en una piscina de combustible gastado (SFP) llena de agua, es importante comprender la transferencia de calor desde la superficie del revestimiento al agua circundante para analizar los accidentes iniciados por reactividad . En un estudio francés, se calentó eléctricamente un tubo metálico sumergido en agua en condiciones representativas de PWR y SFP para simular la generación de calor nuclear dentro de una barra de combustible, con termopares que monitoreaban la temperatura del tubo. En condiciones simuladas de PWR, el agua a 280 °C y 15 MPa entró en la sección de prueba anular (tubo exterior de 14,2 mm de diámetro; tubo de prueba interior de 9,5 mm de diámetro exterior y 600 mm de longitud) a aproximadamente 4 m·s⁻¹ , y el revestimiento fue sometido a velocidades de calentamiento de 2200–4900 °C· s⁻¹ .

A medida que aumentaba la temperatura del revestimiento, la transferencia de calor se incrementó inicialmente debido a la ebullición nucleada en la superficie. Cuando el flujo de calor superó el flujo de calor crítico , se produjo una crisis de ebullición: el revestimiento se calentó demasiado para que la ebullición nucleada se mantuviera, la superficie se secó y la tasa de transferencia de calor disminuyó. Un calentamiento posterior restableció la ebullición, pero ahora en el régimen de ebullición en película . [ 9 ]

Hidruración y corrosión en zonas de agua

A medida que un conjunto de combustible nuclear acumula quemado, la radiación altera no solo las pastillas de combustible, sino también el material de revestimiento. El circonio reacciona químicamente con el agua refrigerante circundante, formando una capa protectora de óxido en el exterior del revestimiento. En los reactores de agua a presión (PWR), este óxido suele consumir aproximadamente una quinta parte del espesor de la pared del revestimiento; la capa de corrosión es más delgada en los reactores de agua en ebullición (BWR). La reacción principal es:

Zr + 2 H 2 O → ZrO 2 + 2 H 2 (g)

La hidruración se produce cuando el hidrógeno producido por esta reacción precipita como fases de hidruro dentro del zirconio, fragilizando el revestimiento. Estas bandas de hidruro se forman en anillos circunferenciales a través de la pared del revestimiento. A medida que el creciente inventario de productos de fisión ejerce tensión circunferencial sobre el revestimiento, las bandas de hidruro reducen su capacidad para acomodar la deformación sin fracturarse. Esta absorción de hidrógeno altera fundamentalmente la mecánica de falla del revestimiento durante un LOCA, reduciendo significativamente el umbral de tensión de ruptura y causando nuevas rupturas en múltiples ubicaciones que pueden comprometer la barrera de combustible antes de lo que anticipan los modelos convencionales de ruptura única. [ 10 ] Para superar las limitaciones de los modelos tradicionales de criterio de ruptura —que asumen una deformación simétrica del tubo y no pueden tener en cuenta los gradientes de temperatura azimutales o la región de fase mixta α+β— se han aplicado enfoques basados ​​en datos que utilizan redes neuronales profundas y han demostrado errores de predicción sustancialmente menores para la temperatura de ruptura, la tensión de ruptura y la deformación de ruptura en comparación con los criterios analíticos de ruptura. [ 11 ]

Las limitaciones materiales impuestas por la hidruración se encuentran entre los factores que restringen el grado de quemado que se puede alcanzar en el combustible nuclear de un reactor. Los depósitos no identificados de Chalk River (CRUD, por sus siglas en inglés), identificados por primera vez en los Laboratorios Chalk River , se acumulan en la superficie exterior del revestimiento a medida que aumenta el grado de quemado.

Cuando un conjunto de combustible nuclear se prepara para su almacenamiento en seco in situ, se seca y se coloca en un contenedor de transporte de combustible nuclear gastado junto con muchos otros conjuntos. Tras su extracción del reactor y un periodo de enfriamiento en la piscina de combustible gastado, los hidruros del revestimiento se reorientan, pasando de una disposición circunferencial —alineada con la dirección de la tensión circunferencial— a una disposición radial que apunta hacia afuera desde la barra de combustible. Esta reorientación deja el revestimiento en un estado frágil: si un contenedor se cayera durante el transporte, el revestimiento debilitado podría fracturarse y liberar pastillas de combustible gastado en el interior del contenedor.

Corrosión en el interior del revestimiento.

Las aleaciones de circonio son susceptibles a la fisuración por corrosión bajo tensión cuando se exponen al yodo , [ 12 ] que se produce como producto de fisión y, dependiendo de la composición del combustible, puede escapar del pellet hacia el espacio entre el pellet y el revestimiento. [ 13 ] Experimentos realizados en tubos de zircaloy -4 presurizados han confirmado que el yodo acelera significativamente la velocidad de iniciación y propagación de la fisura por corrosión bajo tensión. [ 14 ]

reactores moderados por grafito

En los reactores refrigerados por dióxido de carbono y moderados por grafito , como las centrales eléctricas Magnox y AGR , se produce una importante reacción de corrosión entre el dióxido de carbono y el grafito, generando dos moléculas de monóxido de carbono por cada molécula de CO₂ :

CO₂ + C → 2 CO

Esta reacción es uno de los procesos que limita la vida útil de este tipo de reactores.

Reactores refrigerados por agua

Corrosión

En los reactores refrigerados por agua, la radiólisis del refrigerante por radiación genera peróxido de hidrógeno y oxígeno , lo que puede provocar agrietamiento por corrosión bajo tensión en componentes metálicos, incluyendo el revestimiento del combustible y las tuberías estructurales. Para mitigar esto, se inyectan hidracina e hidrógeno en el circuito de refrigeración primario de los reactores BWR y PWR como inhibidores de la corrosión para ajustar la química redox del sistema. [ 15 ]

Tensiones térmicas durante la refrigeración de emergencia del núcleo

Durante un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), la temperatura de la superficie del revestimiento puede alcanzar los 800-1400 K. Antes de que se reintroduzca el agua de refrigeración de emergencia, el revestimiento caliente se expone al vapor , durante el cual el circonio se oxida progresivamente. El producto de oxidación inicial es una fase α enriquecida con oxígeno, Zr(O); la oxidación continua produce zirconia (ZrO₂ ) . Cuanto más tiempo permanezca el revestimiento a temperatura elevada en el vapor, más frágil se vuelve.

La ductilidad se cuantifica mediante un ensayo de compresión anular en el que un anillo de revestimiento se comprime diametralmente a una velocidad de desplazamiento constante (2 mm·min⁻¹ ) hasta que aparece la primera fisura. La elongación entre el punto de carga máxima y el punto en el que la carga ha disminuido al 80 % de la carga de inicio de la fisura se registra como L₀ ,₈ (en mm). Un valor mayor de L₀ ,₈ indica una muestra más dúctil.

En experimentos en los que el zirconio se calienta en vapor a 1473 K y luego se enfría lentamente a 1173 K antes de enfriarlo en agua, aumentar el tiempo de mantenimiento a 1473 K reduce progresivamente el valor L 0,8 , lo que confirma el efecto de fragilización de la exposición prolongada al vapor. [ 16 ] Los modelos predictivos específicos del diseño del reactor son esenciales para calcular temperaturas y deformaciones de ruptura precisas para velocidades de calentamiento dadas; por ejemplo, se ha desarrollado un criterio de ruptura específico para el revestimiento del combustible utilizado en los reactores de agua pesada presurizada (PHWR) de la India. [ 17 ]

Envejecimiento de los aceros

La irradiación degrada las propiedades mecánicas de los aceros estructurales utilizados en los componentes de los reactores. El acero inoxidable SS316 , por ejemplo, se vuelve menos dúctil y menos tenaz bajo irradiación, y aumenta su susceptibilidad a la fluencia y al agrietamiento por corrosión bajo tensión . [ 18 ]

Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible

Al calentarse una pastilla de combustible, la región central se expande más que el borde debido al gradiente de temperatura radial. La tensión térmica resultante provoca que la pastilla se agriete en forma de estrella, irradiando desde el centro hacia el borde. Este agrietamiento aumenta la superficie total del combustible, lo que a su vez acelera la liberación de productos de fisión, tanto en caso de accidente como durante el almacenamiento a largo plazo del combustible gastado.

La temperatura del combustible en función de la distancia x desde el centro del pellet es:

T x = T Borde + ρ (r pastilla ² – x ²) / (4 K f )

donde ρ es la densidad de potencia (W·m⁻³ ) y Kf es la conductividad térmica del combustible. Un estudiante del Real Instituto de Tecnología de Estocolmo publicó una tesis doctoral sobre este tema . [ 19 ]

A continuación se muestran los cálculos del modelo utilizando esta ecuación, asumiendo una temperatura en el borde del reactor BWR de 200 °C y una densidad de potencia de 250 W· m⁻³ , para pastillas de tres diámetros diferentes. En la práctica, las pastillas de combustible de óxido suelen tener un diámetro de unos 10 mm.

A continuación se muestra el efecto de la densidad de potencia sobre la temperatura en el eje central para pastillas de 20 mm a dos niveles de potencia más altos. Para todos los tamaños de pastillas —y de forma más notable para el dióxido de uranio, que tiene una conductividad térmica relativamente baja— es necesario establecer un límite a la densidad de potencia para evitar la fusión del eje central. El punto de fusión del dióxido de uranio es de aproximadamente 3300 K. [ 20 ]

Pérdida de productos de fisión volátiles de los pellets

El calentamiento de las pastillas de combustible puede expulsar productos de fisión volátiles del núcleo de la pastilla hacia el espacio entre el revestimiento y el combustible. Si el xenón abandona la pastilla rápidamente, aumentan las concentraciones de ¹³⁴Cs y ¹³⁷Cs en dicho espacio. Si posteriormente falla el tubo de revestimiento de zircaloy , se produce una mayor liberación de cesio radiactivo. Dado que los dos isótopos de cesio provienen de diferentes cadenas de desintegración, se encuentran en distintas ubicaciones dentro de la barra de combustible.

Los isótopos volátiles de yodo y xenón pueden difundirse fuera del pellet en cuestión de minutos y acumularse en el espacio entre el pellet y el revestimiento, donde el xenón puede desintegrarse en isótopos de cesio de larga vida antes o después de alcanzar dicho espacio.

Génesis de 137 Cs

Rendimientos de fisión calculados para 235 U con neutrones térmicos (0,0253 eV) utilizando datos de la tabla de nucleidos. [ 21 ]

Génesis de 134 Cs

A diferencia del ¹³⁷Cs , el ¹³⁴Cs no se produce directamente por fisión. Su precursor es el ¹³³Cs estable , que surge de la desintegración de isótopos de xenón y yodo de mayor vida media. El ¹³³Cs debe entonces someterse a activación neutrónica en el núcleo del reactor para formar ¹³⁴Cs ; la formación directa mediante la desintegración del ¹³⁴Xe no es posible porque el ¹³⁴Xe es estable. Debido a esta vía de formación distinta, la distribución física del ¹³⁴Cs dentro de una barra de combustible difiere de la del ¹³⁷Cs .

Rendimientos de fisión calculados para 235 U con neutrones térmicos (0,0253 eV) utilizando datos de la tabla de nucleidos. [ 21 ]

Examen posterior a la irradiación: un estudio representativo

En un estudio representativo de examen posterior a la irradiación (PIE, por sus siglas en inglés), se examinó uranio enriquecido al 20 % disperso en tres matrices inertes diferentes para determinar la ubicación física de diferentes isótopos de productos de fisión y elementos químicos:

Los tres combustibles diferían en su retención de xenón de fisión: la solución sólida de YSZ retenía el 97 % de 133 Xe, el compuesto de YSZ/espinela el 94 %, y el compuesto de YSZ/alúmina solo el 76 %. El 133 Xe, de larga vida, puede difundirse lentamente fuera de las pastillas y, si lo hace antes de sufrir activación neutrónica , no se convierte en 134 Cs. Por el contrario, el 137 Xe, de vida más corta, se retenía con mayor intensidad: 99 %, 98 % y 95 % en los tres combustibles, respectivamente. La concentración de 137 Cs era menor en el núcleo de la pastilla y mayor en el borde, lo que refleja la migración hacia el exterior de su precursor de xenón; el 106 Ru , menos volátil, se distribuía de forma más uniforme por toda la pastilla. [ 22 ]

Un estudio posterior sobre partículas de uranio-YSZ dispersas en alúmina, irradiadas a 105 GW·d·m −3 , [ 23 ] utilizó imágenes SEM de la interfaz alúmina-partícula de combustible para mostrar que los productos de fisión estaban bien confinados dentro del combustible, con poca migración a la matriz de alúmina circundante. El neodimio se distribuyó uniformemente por todo el combustible; el cesio fue casi homogéneo pero mostró concentraciones ligeramente elevadas cerca de los sitios de burbujas de xenón. Gran parte del xenón residía en burbujas, mientras que el rutenio se concentró como nanopartículas que no estaban consistentemente ubicadas junto a las burbujas de xenón.

Liberación de productos de fisión en el refrigerante: escenario de Three Mile Island

En Three Mile Island , un núcleo recientemente SCRAMmed se quedó sin agua de refrigeración; el calor residual resultante provocó que el núcleo se secara y el combustible se dañara. Posteriormente se intentó restablecer la refrigeración del núcleo con agua. Según el Organismo Internacional de Energía Atómica , para un PWR de 3000 MW(t) , los niveles normales de actividad del refrigerante y los niveles esperados tras dos tipos de daños en el combustible inducidos por accidentes — liberación de la brecha (liberación de actividad de la brecha entre el pellet y el revestimiento) y fusión del núcleo (fusión significativa del combustible seguida de recuperación de agua)— son los siguientes: [ 24 ]

Liberación de Chernóbil

La volatilidad de los elementos individuales determina en gran medida la fracción de su inventario radiactivo que se libera durante un accidente nuclear grave. En Chernóbil , prácticamente todo el xenón y el yodo del núcleo se liberaron, mientras que los elementos refractarios como el circonio se liberaron solo en pequeñas fracciones. Las formas físicas y químicas de la liberación incluyeron gases, aerosoles y combustible sólido finamente fragmentado. Según la evaluación decenal de Chernóbil realizada por la OCDE NEA, [ 25 ] los elementos en forma de gases, compuestos volátiles o compuestos semivolátiles (como el CsI ) se liberaron fácilmente, mientras que los elementos menos volátiles que forman soluciones sólidas con el combustible permanecieron en gran medida dentro del reactor. El rutenio es especialmente móvil cuando el combustible nuclear se calienta en el aire; [ 26 ] en el entorno de radiación ionizante del combustible gastado y en presencia de oxígeno, la radiólisis puede generar óxido de rutenio(VIII) volátil (punto de ebullición aproximado de 40 °C (104 °F) ), que es un potente oxidante y reacciona con prácticamente cualquier hidrocarburo presente. Esta movilidad ha sido motivo de preocupación en el reprocesamiento de PUREX , más recientemente en el contexto del aumento de la radiactividad en el aire en Europa en otoño de 2017 .  

También se han publicado algunos trabajos sobre combustible TRISO calentado en aire. [ 27 ]

Tabla de datos químicos

Se han repetido las liberaciones de productos de fisión y uranio del dióxido de uranio (proveniente de combustible gastado de BWR , con un grado de quemado de 65 GWd t −1 ) que se calentó en una celda de Knudsen . [ 7 ] El combustible se calentó en la celda de Knudsen con y sin preoxidación en oxígeno a c  650  K. Se encontró que incluso para los gases nobles se requería una temperatura alta para liberarlos del óxido de uranio sólido. Para el combustible no oxidado  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 Chernóbil utilizado en la tabla anterior, se liberó el 3,5% de los siguientes isótopos en el núcleo: 239 Np, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu y 242 Cm.

Degradación de todo el elemento combustible.

El agua y el zirconio pueden reaccionar violentamente a 1200  °C; a la misma temperatura, el revestimiento de zircaloy puede reaccionar con dióxido de uranio para formar óxido de zirconio y una aleación fundida de uranio/zirconio . [ 29 ]

FEBÚS

En Francia existe una instalación en la que se puede provocar un incidente de fusión de combustible bajo condiciones estrictamente controladas. [ 30 ] [ 31 ] 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 dentro de un reactor nuclear toroidal. El reactor nuclear se utiliza como núcleo impulsor para irradiar el combustible de prueba. Si bien el reactor se enfría normalmente mediante su propio sistema de refrigeración, el combustible de prueba cuenta con su propio sistema de refrigeración, 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. Después de que el combustible se haya 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 el combustible PHEBUS (FPT2) se recogen en la sección 3.6. [ 32 ] [ 33 ]

DESVÁN

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

La intención original (1963-1975) era estudiar solo uno o dos accidentes LOCA importantes (de gran magnitud) , ya que estos habían sido la principal preocupación de las audiencias de reglamentación en EE. UU. a finales de la década de 1960 y principios de la de 1970. Estas normas se centraban en un accidente de gran magnitud bastante estilizado y en un conjunto de criterios (por ejemplo, para el grado de oxidación del revestimiento del combustible) establecidos en el Apéndice K del Título 10 del Código de Regulaciones Federales (10CFR50). Tras el accidente de Three Mile Island , la modelización detallada de accidentes LOCA mucho más pequeños adquirió igual relevancia.

Finalmente se realizaron 38 pruebas LOFT y su alcance se amplió para estudiar un amplio espectro de tamaños de fugas. Estas pruebas se utilizaron para validar una serie de códigos informáticos (como RELAP-4, RELAP-5 y TRAC) que se estaban desarrollando para calcular la termohidráulica de una LOCA. Los datos se compartieron con otras organizaciones mediante colaboraciones internacionales y se han utilizado para validar otros códigos, como el código francés CATHARE [ 34 ] o el código surcoreano SPACE [ 35 ] .

Véase también

Contacto del combustible fundido con agua y hormigón.

Agua

Entre 1970 y 1990 se realizó un extenso trabajo sobre la posibilidad de una explosión de vapor o FCI cuando el corio fundido entraba en contacto con el agua. Muchos experimentos sugirieron una conversión bastante baja de energía térmica a mecánica, mientras que los modelos teóricos disponibles parecían indicar que eran posibles eficiencias mucho mayores. En el año 2000 se elaboró ​​un informe de la NEA / OCDE sobre el tema, el cual afirma que una explosión de vapor causada por el contacto del corio con el agua tiene cuatro etapas. [ 36 ]

  • Premezcla
    • Cuando el chorro de corio entra en el agua, se fragmenta en gotitas. Durante esta etapa, el contacto térmico entre el corio y el agua no es bueno porque una película de vapor rodea las gotitas de corio, aislándolas entre sí. Es posible que este estado metaestable se extinga sin explosión o que se active en la siguiente etapa.
  • Desencadenante
    • Un desencadenante generado externa o internamente (como una onda de presión ) provoca el colapso de la película de vapor entre el corio y el agua.
  • Propagación
    • El aumento local de presión debido al calentamiento del agua puede generar una mayor transferencia de calor (generalmente debido a la rápida fragmentación del fluido caliente dentro del fluido más frío y volátil) y una onda de presión mayor; este proceso puede autosostenerse. (La mecánica de esta etapa sería similar a la de una onda de detonación clásica de ZND ).
  • Expansión
    • Este proceso provoca que toda el agua se caliente repentinamente hasta hervir. Esto causa un aumento de presión (en términos sencillos, una explosión), lo que puede provocar daños en la planta.

Trabajos recientes

En un trabajo realizado en Japón en 2003, se fundieron dióxido de uranio y dióxido de circonio en un crisol antes de añadirlos al agua. La fragmentación del combustible resultante se describe en el Journal of Nuclear Science and Technology . [ 37 ]

Concreto

Puede consultarse una revisión del tema en [ 38 ] y el trabajo sobre el tema continúa hasta el día de hoy; en Alemania, en el FZK, se ha realizado un trabajo sobre el efecto de la termita en el hormigón , que consiste en una simulación del efecto del núcleo fundido de un reactor al atravesar el fondo del recipiente de presión hacia el edificio de contención . [ 39 ] [ 40 ] [ 41 ]

Flujos de lava desde el corio

El corio (núcleo fundido) se enfriará y se convertirá en sólido con el tiempo. Se cree que el sólido se está meteorizando con el tiempo. El sólido puede describirse como Masa que Contiene Combustible , es una mezcla de arena , circonio y dióxido de uranio que se calentó a una temperatura muy alta [ 42 ] hasta fundirse. La naturaleza química de esta FCM ha sido objeto de algunas investigaciones. [ 43 ] Se ha considerado la cantidad de combustible que queda en esta forma dentro de la planta. [ 44 ] Se ha utilizado un polímero de silicona para fijar la contaminación.

El fundido de Chernóbil era un fundido de silicato que contenía inclusiones de fases de 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 han encontrado una lava marrón y un material cerámico poroso. La proporción de uranio a circonio en las 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. [ 29 ] Es posible, a partir del examen de las fases de Zr/U, conocer la historia térmica 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 superaba los 2400–2600  °C.

Los niveles de radiactividad de los diferentes isótopos en el FCM, calculados retrospectivamente por investigadores rusos hasta abril de 1986, tienen en cuenta que los niveles de radiactividad han disminuido considerablemente desde entonces.

corrosión del 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 se ha utilizado para crear una capa de óxido de uranio sobre una superficie de oro , la cual fue posteriormente estudiada mediante espectroscopia de impedancia de CA. [ 45 ]

Nanopartículas de metales nobles e hidrógeno

Según el trabajo del electroquímico de corrosión Shoesmith [ 46 ], 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 (H₂ ) es alta (debido a la corrosión anaeróbica del contenedor de residuos de acero ), la oxidación del hidrógeno en las nanopartículas ejercerá un efecto protector sobre el dióxido de uranio. Este efecto puede considerarse un ejemplo de protección mediante un ánodo de sacrificio, donde en lugar de que un ánodo metálico reaccione y se disuelva, es el gas hidrógeno el que se consume.

Referencias

  1. ↑ Suman, S.; Khan, MK; Pathak, M.; Singh, RN; Chakravartty, JK (2016). "Comportamiento de ruptura del revestimiento del combustible nuclear durante un accidente por pérdida de refrigerante". Ingeniería Nuclear y Diseño . 307 : 319–327 . doi : 10.1016/j.nucengdes.2016.07.026 .
  2. ↑ Suman, Siddharth (2020). "Influencia de la concentración de hidrógeno en los parámetros de ruptura de un tubo de revestimiento de Zircaloy-4 bajo un accidente simulado de pérdida de refrigerante". Ingeniería y tecnología nuclear . 52 : 2047–2053 .
  3. ↑ Suman, S.; Khan, MK; Pathak, M.; Singh, RN (2018). "Efectos del hidrógeno en el comportamiento de fluencia térmica del revestimiento de combustible de Zircaloy". Journal of Nuclear Materials . 498 . doi : 10.1016/j.jnucmat.2017.10.015 .
  4. ↑ T. Nakamura; T. Fuketa; T. Sugiyama; H. Sasajima (2004). "Umbrales de falla de barras de combustible BWR de alto grado de quemado bajo condiciones RIA" . Journal of Nuclear Science and Technology . 41 (1): 37. doi : 10.3327/jnst.41.37 .
  5. ↑ F. Nagase y T. Fuketa (2005). "Investigación del efecto del borde de hidruro en la falla del revestimiento de Zircaloy-4 con prueba de estallido de tubo" . Journal of Nuclear Science and Technology . 42 : 58–65 . doi : 10.3327/jnst.42.58 .
  6. ↑ Análisis simplificado de la hinchazón de las barras de combustible nuclear (PDF). Consultado el 17 de marzo de 2011.
  7. 1 2 Colle, JY; Hiernaut, J.-P.; Papaioannou, D.; Ronchi, C.; Sasahara, A. (2006). "Liberación de productos de fisión en UO 2 de alto grado de quemado oxidado a U 3 O 8 ". Journal of Nuclear Materials . 348 (3): 229– 242. Bibcode : 2006JNuM..348..229C . doi : 10.1016/j.jnucmat.2005.09.024 .
  8. ↑ P. Wood y GH Bannister, informe de CEGB. Archivado el 13 de junio de 2006 en Wayback Machine.
  9. ↑ V. Bessiron (2007). "Modelado de la transferencia de calor entre el revestimiento y el refrigerante para aplicaciones RIA" . Journal of Nuclear Science and Technology . 44 (2): 211– 221. doi : 10.3327/jnst.44.211 .
  10. ↑ Suman, Siddharth (2021). "Impacto del hidrógeno en el comportamiento de ruptura del revestimiento de combustible nuclear Zircaloy-4 durante un accidente por pérdida de refrigerante: una nueva observación de falla en múltiples ubicaciones". Ingeniería y tecnología nuclear . 53 (2): 554– 565. doi : 10.1016/j.net.2020.07.001 .
  11. ↑ Suman, Siddharth (2020). "Predicción de parámetros de estallido para revestimiento de combustible Zircaloy-4 mediante redes neuronales profundas durante un accidente por pérdida de refrigerante". Ingeniería y tecnología nuclear . 52 : 2565–2571 .
  12. ↑ Gladkov, vicepresidente; Petrov, VI; Svetlov, AV; Smirnov, EA; Tenishev, VI; Bibilashvili, Yu.K.; Novikov, VV (1993). "Difusión de yodo en la fase alfa de la aleación Zr-1% Nb". Energía Atómica . 75 (2): 606– 612. doi : 10.1007/BF00738998 . S2CID 93818169 . 
  13. ↑ Base de datos de citas energéticas (ECD) – Documento n.º 4681711. Osti.gov (1971-07-01). Consultado el 17 de marzo de 2011.
  14. ↑ SY Park; JH Kim; MH Lee; YH Jeong (2007). "Comportamiento de iniciación y propagación de grietas por corrosión bajo tensión del revestimiento de Zircaloy-4 en un entorno de yodo". Journal of Nuclear Materials . 372 ( 2– 3): 293. Bibcode : 2008JNuM..372..293P . doi : 10.1016/j.jnucmat.2007.03.258 .
  15. ↑ K. Ishida; Y. Wada; M. Tachibana; M. Aizawa; M. Fuse; E. Kadoi (2006). "Co-inyección de hidrazina e hidrógeno para mitigar el agrietamiento por corrosión bajo tensión de materiales estructurales en reactores de agua en ebullición, (I) Dependencia de la temperatura de las reacciones de la hidrazina" . Journal of Nuclear Science and Technology . 43 (1): 65–76 . doi : 10.3327/jnst.43.65 .
  16. ↑ Y. Udagawa; F. Nagase y T. Fuketa (2006). "Efecto del historial de enfriamiento en la ductilidad del revestimiento bajo condiciones de LOCA" . Journal of Nuclear Science and Technology . 43 (8): 844. doi : 10.3327/jnst.43.844 .
  17. ↑ Suman, Siddharth (2019). "Criterio de estallido para el revestimiento de combustible de reactores PHWR indios bajo un accidente simulado de pérdida de refrigerante" . Ingeniería y tecnología nuclear . 51 (8): 1980– 1988. doi : 10.1016/j.net.2019.05.021 .
  18. ↑ K. Fukuya; K. Fujii; H. Nishioka; Y. Kitsunai (2006). "Evolución de la microestructura y la microquímica en aceros inoxidables 316 trabajados en frío bajo irradiación de PWR" . Journal of Nuclear Science and Technology . 43 (2): 159– 173. doi : 10.3327/jnst.43.159 .
  19. ↑ Microsoft Word – fuelReport.doc (PDF). Consultado el 17 de marzo de 2011.
  20. ↑ Radioquímica y química nuclear , G. Choppin, J.O. Liljenzin y J. Rydberg, 3.ª ed., 2002, Butterworth-Heinemann, ISBN 0-7506-7463-6
  21. 1 2 Tabla de nucleidos . Atom.kaeri.re.kr. Consultado el 17 de marzo de 2011.
  22. ↑ N. Nitani; K. Kuramoto; T. Yamashita; K. Ichise; K. Ono; Y. Nihei (2006). "Examen posterior a la irradiación de combustible de óxido rocoso disperso en partículas". Journal of Nuclear Materials . 352 ( 1– 3): 365– 371. Bibcode : 2006JNuM..352..365N . doi : 10.1016/j.jnucmat.2006.03.002 .
  23. ↑ N. Nitani; K. Kuramoto; T. Yamashita; Y. Nihei; Y. Kimura (2003). "Irradiación en pila de combustibles de óxido similares a rocas". Journal of Nuclear Materials . 319 : 102–107 . Bibcode : 2003JNuM..319..102N . doi : 10.1016/S0022-3115(03)00140-5 .
  24. ↑ Procedimientos genéricos de evaluación para determinar las medidas de protección durante un accidente de reactor , documento técnico 955 del OIEA, Viena, agosto de 1997. ISSN 1011-4289, pág. 60.
  25. 1 2 Chernóbil: Diez años después – Evaluación del Comité de la NEA sobre protección radiológica y salud pública, noviembre de 1995. Archivado el 19 de enero de 2007 en Wayback Machine . Nea.fr. Consultado el 17 de marzo de 2011.
  26. ↑ Zoltán Hózer, Lajos Matus, Oleg Prokopiev, Bálint Alföldy y Anna Csordás-Tóth, Escape de rutenio a alta temperatura en el aire Archivado el 9 de julio de 2011 en Wayback Machine , Instituto de Investigación de Energía Atómica KFKI, noviembre de 2002.
  27. ↑Archivado el 13 de junio de 2006 en Wayback Machine .
  28. ↑ Christopher R. Stanek, Capítulo 3. Solución de productos de fisión en UO 2 Archivado el 10-09-2008 en Wayback Machine , tesis doctoral Desorden a escala atómica en fluorita y óxidos relacionados con la fluorita , Departamento de Materiales, Imperial College of Science, Technology and Medicine, agosto de 2003.
  29. 1 2 S.V. Ushakov; BE Burakov; SI Shabalev; EB Anderson (1997). "Interacción de UO2 y Zircaloy durante el accidente de Chernóbil". Mater. Res. Soc. Symp. Proc . 465 1313: 1313– 1318. doi : 10.1557/PROC-465-1313 .
  30. ↑Archivado el 13 de junio de 2006 en Wayback Machine .
  31. ↑ "IRSN - PHEBUS FP: Un importante programa internacional de investigación en el campo de la seguridad nuclear" . Archivado del original el 21 de noviembre de 2008.
  32. ↑ "ITU04_Vorspann_end Archivado el 20 de noviembre de 2006 en Wayback Machine . (PDF). Recuperado el 17 de marzo de 2011.
  33. ↑ Temas archivados el 20/11/2006 en Wayback Machine . Itu.jrc.ec.europa.eu. Consultado el 17/03/2011.
  34. ↑ Barre, F.; Chauliac, Ch.; Noel, B. (1987-06-02). "Cálculo del experimento LOFT L3-5 con CATHARE" . Ingeniería y diseño nuclear . 102 (2): 177– 181. Bibcode : 1987NuEnD.102..177B . doi : 10.1016/0029-5493(87)90250-0 . ISSN 0029-5493 . 
  35. ↑ Choi, Chiwoong; Ha, Kwi-seok; Kim, Kyung Doo (2020-01-01). "Análisis de LOFT LP-FW-1 utilizando el código SPACE" . Annals of Nuclear Energy . 135 107001. Bibcode : 2020AnNuE.13507001C . doi : 10.1016/j.anucene.2019.107001 . ISSN 0306-4549 . 
  36. ↑ DOCUMENTO DE OPINIÓN TÉCNICA SOBRE LA INTERACCIÓN COMBUSTIBLE-REFRIGERANTE , COMITÉ DE SEGURIDAD DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES DE LA AGENCIA DE ENERGÍA NUCLEAR, noviembre de 1999
  37. ↑ Song, Jin Ho; Hong, Seong Wan; Kim, Jong Hwan; Chang, Young Jo; Shin, Yong Seung; Min, Beong Tae; Kim, Hee Dong; et al. (2003). "Perspectivas de los recientes experimentos de explosión de vapor en TROI" . Journal of Nuclear Science and Technology . 40 (10): 783– 795. doi : 10.3327/jnst.40.783 . 
  38. ↑ Informe del Grupo de Trabajo sobre Interacciones Termohidráulicas Ex-Vehículos de Contención Seca de Gran Tamaño, 1987. . (PDF) . Consultado el 17 de marzo de 2011.
  39. ↑ Eppinger, B.; Fellmoser, F.; Fieg, G.; Massier, H.; Stern, G. (marzo de 2000). Experimentos sobre la erosión del hormigón por una fusión de corio en la cavidad del reactor EPR: KAPOOL 6-8 . Karlsruhe. doi : 10.5445/IR/270047361 . Consultado el 8 de julio de 2006 .
  40. ↑ B. Eppinger et al. Experimentos sobre la erosión del hormigón por una masa fundida de corio en la cavidad del reactor EPR: KAPOOL 6–8. Archivado el 7 de septiembre de 2004 en Wayback Machine , Universidad de Karlsruhe.
  41. ↑ G. Albrecht et al. Experimentos KAJET sobre chorros de fusión impulsados ​​por presión y sus Archivado el 19-07-2011 en Wayback Machine , FZKA-Bericht 7002. Universidad de Karlsruhe, febrero de 2005 (PDF). Recuperado el 17-03-2011.
  42. ↑Archivado el 26 de septiembre de 2006 en Wayback Machine .
  43. ↑ Teterin, Yu. A.; Nefedov, VI; Ronneau, C.; Nikitin, AS; Vanbegin, J.; Cara, J.; Utkin, IO; Dement'ev, AP; Teterin, A. Yu.; Ivanov, KE; Vukcevic, L.; Bek-Uzarov, G. (2001). "Estudio espectroscópico de fotoelectrones de rayos X de partículas calientes que contienen U y Sr preparadas en condiciones de laboratorio, teniendo en cuenta los parámetros de las líneas electrónicas U5f" (PDF) . Radioquímica . 43 (6): 596. Bibcode : 2001Radch..43..596T . doi : 10.1023/A:1014859909712 . S2CID 91808810 . Archivado del original (PDF) el 16 de noviembre de 2006. 
  44. ↑ Base de datos de citas energéticas (ECD) – Documento n.º 226794. Osti.gov. Consultado el 17 de marzo de 2011.
  45. ↑ F. Miserque; T. Gouder; DH Wegen; PDW Bottomley (2001). "Uso de películas de UO2 para estudios electroquímicos". Journal of Nuclear Materials . 298 (3): 280– 290. Bibcode : 2001JNuM..298..280M . doi : 10.1016/S0022-3115(01)00650-X .
  46. ↑ profesor-Shoesmith Archivado el 14-05-2008 en Wayback Machine . Uwo.ca. Recuperado el 17-03-2011.
Pruebas LOFT
  • Noticias del INEL ( Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho), 4 de diciembre de 1979
  • Pruebas LOFT L2-3 completadas con éxito , Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho, junio de 1979.
  • Segunda prueba de fugas pequeñas con pérdida de fluido realizada en el Laboratorio Nacional de Ingeniería de Idaho en febrero de 1980.