ES2626990T3 - Nuevo material a base de uranio, de gadolinio y de oxígeno, y su utilización como veneno neutrónico consumible - Google Patents

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Abstract

Material a base de uranio (U), de gadolinio (Gd) y de oxígeno (O) que presenta una fase cristalina de estructura cristalográfica de tipo cúbico, con una relación atómica Gd/[Gd+U] comprendida entre 0,6 y 0,93, estando el uranio presente en el grado de oxidación +IV y/o +V.

Description

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DESCRIPCION
Nuevo material a base de uranio, de gadolinio y de ox^geno, y su utilizacion como veneno neutronico consumible
La presente invencion se refiere a un nuevo material a base de uranio, de gadolinio y de oxfgeno, que presenta una fase cristalina enriquecida en gadolinio.
Tal material es particularmente ventajoso en el ambito de su utilizacion como veneno neutronico consumible en un elemento combustible nuclear, utilizado por ejemplo en reactores nucleares de agua ligera.
Como en cualquier tipo de industria, la produccion de nucleoelectricidad debe responder a las realidades economicas. Para unas centrales nucleares sin recarga de combustible en lrnea, como es el caso de los reactores nucleares de agua ligera (REL), como por ejemplo unos reactores de agua presurizada (REP), la reduccion de los costes de produccion pasa por un alargamiento de las campanas de funcionamiento del reactor. Asf, el efecto economicamente perjudicial de las paradas para recarga de combustible y tiempo para el mantenimiento de las centrales puede ser limitado.
El alargamiento de la duracion de funcionamiento, dicho de otra manera la realizacion de ciclos largos, necesita sin embargo una reserva de reactividad suplementaria del combustible, es decir un incremento del enriquecimiento del combustible inicial. Sin embargo, es imperativo poder compensar este aumento de la reactividad del combustible con un exceso de anti-reactividad al principio del ciclo.
Actualmente, esta necesidad incrementada de anti-reactividad, en particular en los reactores de agua presurizada, esta asegurada esencialmente por la presencia de boro en forma de acido borico, disuelto en concentraciones variables en el refrigerante o moderador del circuito primario. El boro actua como veneno para los neutrones. La distribucion homogenea del boro en el nucleo presenta la ventaja de no perturbar la distribucion de potencia del reactor nuclear.
Por otro lado, el aumento del contenido en boro solubilizado en el circuito primario es susceptible de generar ciertos problemas, en particular en terminos de degradacion del coeficiente de reactividad del moderador, de corrosion y de seguridad de la instalacion, como se expone en el documento FR 2 789 404, y de aumento de la produccion de tritio.
De hecho, el boro solubilizado es susceptible de dilatarse durante un aumento de temperatura induciendo asf una contribucion positiva al coeficiente de reactividad del reactor (am). La cantidad de boro disuelto debe por lo tanto ser imperativamente mantenida por debajo de un lfmite maximo, para respetar el criterio de un coeficiente de reactividad del moderador negativo (am<0) en todas las condiciones de funcionamiento del reactor.
Por otro lado, la introduccion de cantidades suplementarias de acido borico H3BO3 puede inducir unos problemas de corrosion directa, pero tambien, como se explica en el documento FR 2 789 404, de corrosion indirecta inducida por ejemplo por el litio, introducido como agente de control de pH para compensar la cantidad de acido borico.
Por otro lado, el riesgo de dilucion intempestiva del boro se considera como uno de los iniciadores principales del accidente de tipo insercion de reactividad o “RIA” durante estudios de seguridad de los reactores.
Finalmente, las reacciones de activacion neutronica sobre el boro constituyen la fuente principal de produccion, en el circuito primario, de tritio (B10 + n ^ H3 + 2He4), elemento radionucleido indeseable, y del cual se busca reducir los residuos en el medioambiente por razones de seguridad y de radioproteccion.
En consecuencia, para reducir la cantidad de boro necesaria para el control de la reactividad, en particular al principio del ciclo, se han considerado diversos venenos consumibles, diferentes del boro soluble, o utilizados en conjuncion con este.
Por “veneno neutronico” se entiende un elemento dotado de un poder elevado de captura de los neutrones y utilizado para compensar, por lo menos en parte, el excedente de reactividad de los medios fisibles. Se habla de veneno neutronico “consumible”, tambien denominado “absorbente o capturante neutronico temporal” para designar un veneno que desaparece progresivamente durante el funcionamiento del reactor nuclear. Estos venenos son generalmente a base de gadolinio, de erbio, de samario, de europio u otro isotopo que, tras una captura neutronica, produce un isotopo de baja seccion eficaz de absorcion.
Entre los venenos consumibles, el gadolinio en estado solido es el mas utilizado. De manera ventajosa, la densidad del gadolinio vana solo debilmente con la temperatura, no induce una contribucion positiva al coeficiente de reactividad del moderador am. De los 25 isotopos conocidos del gadolinio (de 142Gd a 164Gd), solo siete son estables. Entre ellos, los mas absorbentes son 155Gd y 157Gd, representando estos dos isotopos casi el 100% de la absorcion relacionada con el gadolinio natural. Tras la captura neutronica, los isotopos 155 y 157 del gadolinio se transmutan en isotopos 156 y 158 respectivamente, siendo estos dos isotopos sin embargo de secciones eficaces muy bajas. Esta propiedad hace del gadolinio un veneno consumible de los mas elegidos.
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Por otra parte, a la diferencia del boro, la concentracion en gadolinio en estado solido en el combustible no puede ser controlada por un sistema externo. El gadolinio disminuye y desaparece con el consumo del combustible.
En la actualidad, el gadolinio se utiliza generalmente en forma de oxido, Gd2O3, mezclado en proporcion adecuada con el oxido de uranio UO2, o una mezcla de materiales fisibles, para formar unas pastillas de combustible de un cierto numero de barras en un ensamblaje combustible nuclear.
Se distinguen dos grandes formas de inclusion del gadolinio en las ceramicas nucleares: las inclusiones homogeneas y las inclusiones heterogeneas.
En el ambito de las inclusiones homogeneas, se puede mencionar en particular unas pastillas homogeneas constituidas de una solucion solida de (U,Gd)O2. Sin embargo, los contenidos en Gd2O3 de estas pastillas no exceden del 20% en peso, con el fin de permanecer en el campo de la solucion solida FCC (cubico con caras centradas) del sistema UO2-Gd2O3. A tftulo de ejemplo, el documento FR 2 536 571 describe la utilizacion, en pastillas de oxido uranio, de oxido de gadolinio Gd2O3 como absorbente neutronico, en un porcentaje ponderal inferior al 12%. Las soluciones solidas del sistema UO2-Gd2O3 muestran no obstante una disminucion importante de la conductividad termica con respecto a UO2, lo que obliga a disminuir la generacion de potencia reduciendo el enriquecimiento de 235U y por lo tanto aumenta la penalizacion sobre la generacion de energfa durante el ciclo de combustible.
En lo que se refiere a las formas de inclusiones heterogeneas, el gadolinio puede ser distribuido en las pastillas de combustible nuclear, en forma de macro-masas, o tambien estar presentar segun una distribucion radial espedfica.
Una distribucion de tipo macro-masas de Gd2O3 tal como se considera por Balestrieri [1], presenta la ventaja de una conductividad termica mas elevada que la obtenida con una solucion solida UO2-Gd2O3 mencionada anteriormente. Sin embargo, el oxido de gadolinio Gd2O3 es susceptible de plantear unos problemas de incompatibilidad con el UO2 (en particular en terminos de dilatacion anisotropica) y de solubilidad en agua (en condiciones tfpicas de operacion de un reactor de agua presurizada, por ejemplo), lo que dificulta su utilizacion en pastillas de UO2.
Por otro lado, ya se han propuesto varias variantes de distribucion radial de gadolinio de pastillas de combustible, en asociacion o no con otros venenos consumibles.
Asf, el documento US 4,671,927 describe la utilizacion, en pastillas para barras de combustible nuclear, de una mezcla tubrida de Gd2O3 (del 1 al 20% en peso) y de partfculas de carburo de boro.
El documento US 4,587,087 propone unas pastillas de combustible nuclear que comprende un nucleo de material fisible, por ejemplo de oxido de uranio, recubierto de una primera capa que comprende principalmente boro, eventualmente en asociacion con otros venenos consumibles, y de una segunda capa de material hidrofobo formada principalmente de niobio.
El documento US 3,122,484 utiliza una capa de cadmio, gadolinio o samario en superficie de placas de UO2 (tipo MTR).
Asimismo, el documento US 4,668,468 propone la utilizacion, en algunas barras del ensamblaje, de pastillas que presentan un envenenamiento radial segun diferentes variantes de distribucion, con el fin de minimizar la cantidad de veneno neutronico necesaria para el control de la reactividad. Describe mas particularmente unas pastillas que comprenden, o bien a nivel de su zona interna, o bien a nivel de su zona externa, una mezcla homogenea de gadolinio y de uranio enriquecido. Asimismo, en el documento US 4,678,629 se proponen unas pastillas que presentan una parte interna cilmdrica que comprende del 4 al 8% en peso de Gd2O3 mezclado con uranio natural o empobrecido, y una parte externa anular formada de UO2 enriquecida en 235U.
Finalmente, el conjunto de las variantes de realizacion presentadas en estos documentos utiliza Gd2O3 sin combinacion qrnmica con el UO2 (macro-masas de Gd2O3, por ejemplo) o una mezcla de UO2 y de Gd2O3 en la que el oxido de gadolinio Gd2O3 no excede del 20% en peso de la mezcla.
Estas formas de inclusion se vuelven unos materiales conocidos del diagrama de fase U-Gd-O: UO2, soluciones solidas (U, Gd)O2 y Gd2O3.
Existe otra fase clasificada en la bibliograffa [2][3] del sistema U-Gd-O, enriquecido en gadolinio. Esta fase Gd6UO-i2, mas conocida bajo la denominacion fase “Delta” es de estructura cristalografica de tipo romboedrico y pertenece al grupo de simetna R3 (puede tambien ser indexada en una estructura hexagonal).
Se detallan en la bibliograffa dos tipos de metodos de obtencion de la fase Gd6UO-i2 a escala de laboratorio: a partir de polvos co-triturados de UO2, y de Gd2O3 [2], o a partir de U3O8 [3]-
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Desafortunadamente, la fase Delta resulta inestable en condiciones de sinterizado a alta temperatura, tipicamente utilizadas para la elaboracion de pastillas de UO2. Por lo tanto, no es posible considerar su utilizacion como veneno consumible de pastillas de combustible nuclear.
Actualmente, se considera un aumento del enriquecimiento de los combustibles por los principales disenadores/constructores/explotadores de reactores nucleares asf como la limitacion/reduccion de la utilizacion de boro. En consecuencia, para este aumento del enriquecimiento y de las problematicas anteriores de las tecnicas actuales de aportacion de antirreactividad, sigue habiendo una necesidad de optimizar el envenenamiento de las ceramicas de UO2, de los ensamblajes nucleares con gadolinio, con el fin de permitir un control de la reactividad en condiciones normales de explotacion de un reactor nuclear, reduciendo, incluso suprimiendo, la utilizacion del boro en el reactor.
La presente invencion tiene como objetivo precisamente proponer un nuevo material U-O-Gd que presenta una fase cristalina enriquecida en gadolinio y compatible con su utilizacion como veneno neutronico consumible de un elemento combustible nuclear, por ejemplo para unas pastillas.
Asf, la presente invencion se refiere, segun un primer aspecto, a un material a base de uranio (U), de gadolinio (Gd) y de oxfgeno (O) que presenta una fase cristalina de estructura cristalografica de tipo cubico, con una relacion atomica Gd/[Gd+U] que va de 0,6 a 0,93, estando el uranio presente en el grado de oxidacion +IV y/o +V.
De manera sorprendente, los inventores han descubierto que era posible acceder a un material U-O-Gd que presenta una fase cristalina rica en gadolinio y estable en las condiciones de sinterizado de una pastilla de combustible.
Como se detalla a continuacion en el texto, los inventores han puesto en evidencia mas particularmente dos fases cristalinas diferentes, que se denominaran a continuacion en el documento, “fase C1” y “fase C2”, asf como un dominio bifasico, mezcla de estas dos fases cristalinas.
El material segun la invencion se puede utilizar ventajosamente como veneno neutronico consumible de un elemento combustible nuclear.
De este modo, como se detalla a continuacion en el texto, se produce en las mismas condiciones de sinterizado que el oxido de uranio; es co-sinterizable con el UO2, lo que permite su utilizacion en pastillas de combustible nuclear.
Asf, segun otro de sus aspectos, la presente invencion tiene como objetivo la utilizacion de un material tal como se ha definido anteriormente, como veneno neutronico consumible de un elemento combustible nuclear, por ejemplo para un reactor nuclear de agua ligera o de agua pesada.
El material segun la invencion se puede utilizar asf en pastillas utilizadas para unas barras de ensamblaje de combustible nuclear, o tambien en combustibles nucleares de tipo placas.
Como se ilustra en los ejemplos siguientes, resulta posible, ajustando el numero de barras segun la invencion, la proporcion de veneno consumible segun la invencion de las pastillas que lo constituyen, y/o el vector isotopico de gadolinio, disenar unos ensamblajes de combustible nuclear que permitan acercarse al comportamiento de un reactor “ideal”, dicho de otra manera de maniobrar de manera optima el reactor.
En particular, la evolucion de la reactividad del reactor se puede controlar mejor con la utilizacion de pastillas conformes a la invencion que con pastillas homogeneas clasicas constituidas de una solucion solida de (U, Gd)O2.
Por otro lado, de manera ventajosa, la utilizacion del material segun la invencion permite reducir, incluso librarse totalmente, del uso de otros venenos absorbentes/neutronicos. En particular, permite reducir, incluso suprimir totalmente el uso de boro disuelto en el circuito primario de refrigeracion del reactor y/o disuelto en el moderador. La utilizacion del material segun la invencion como veneno neutronico consumible permite asf paliar los inconvenientes, discutidos anteriormente, inducidos por recurrir a cantidades importantes de boro, en particular reducir los problemas de corrosion, de produccion de tritio y de riesgo de accidente de reactividad.
Otras caractensticas, ventajas y modos de aplicacion del material segun la invencion resaltaran mejor a partir de la lectura de la descripcion detallada siguiente, de los ejemplos de realizacion de la invencion y con el examen de los dibujos anexos.
A continuacion en el texto, las expresiones “comprendido entre...y...”, “que va de ...a...” y “que vana de ...a...” son equivalentes y pretenden significar que los lfmites estan incluidos, salvo que se mencione lo contrario.
Salvo que se indique lo contrario, la expresion “que comprende/ que comprende un(a)” debe ser entendida como “que comprende/que comprende al menos un(a)”.
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Material de la invencion
Como se ha evocado anteriormente, el material a base de uranio (U), de gadolinio (Gd) y de ox^geno (O) segun la invencion, se caracteriza por una fase cristalina de estructura cristalografica de tipo cubico, con una relacion atomica Gd/[Gd+U] que va de 0,6 a 0,93, estando el uranio presente en un grado de oxidacion +IV y/o +V.
Segun una primera variante de realizacion, el material segun la invencion presenta una fase cristalina, denominada a continuacion fase “cubica 1” o “C1”, cuya relacion atomica Gd/[Gd+U] esta comprendida entre 0,79 y 0,93.
Esta fase C1 presenta mas particularmente una estructura cristalografica de tipo cubico de parametro de malla (ai), similar a la de c-Gd2O3 (parametro de malla de aproximadamente 10,83 A), comprendido entre 10,8 y 10,9 A.
Segun una segunda variante de realizacion, el material segun la invencion presenta una fase cristalina, denominada a continuacion fase “cubica 2” o “C2”, cuya relacion atomica Gd/[Gd+U] esta comprendida entre 0,6 y 0,71.
Esta fase C2 presenta mas particularmente una estructura cristalografica de tipo cubico de parametro de malla (a2) similar a la del UO2 (parametro de malla de aproximadamente 5,47 A), comprendido entre 5,3 y 5,5 A.
Segun otra variante de realizacion, el material segun la invencion es de tipo bifasico, que presenta al mismo tiempo una fase cubica 1 y una fase cubica 2 tales como se han definido anteriormente.
Dicho de otra manera, el material segun esta tercera variante, presenta una fase cristalina con una relacion atomica Gd/[Gd+U] global estrictamente superior a 0,71 y estrictamente inferior a 0,79.
El uranio presente en un material de la invencion, segun una u otra de las variantes antes citadas, puede ser el uranio natural (mezcla de 234U, 235U y 238U).
Segun un modo de realizacion particular, puede tratarse de uranio cuya composicion isotopica natural esta modificada, en particular uranio isotopicamente enriquecido en 235U o uranio isotopicamente empobrecido en 235U.
Asimismo, el gadolinio presente en un material segun la invencion puede ser un gadolinio natural (mezcla de 152Gd/154Gd/155Gd/156GdA57Gd/158Gd/160Gd).
Segun otro modo de realizacion particular, puede tratarse de gadolinio cuya composicion isotopica natural esta modificada en su relacion 155Gd/Gdtotal y/o en su relacion 157Gd/Gdtotal, en particular con un contenido en 155Gd y/o 157Gd incrementado en comparacion con el gadolinio natural.
A tftulo de ejemplo el gadolinio del material segun la invencion puede presentar los vectores isotopicos siguientes: 100% 155Gd; 50 % 155Gd + 50% 157Gd.
Como se ilustra en el ejemplo 4 siguiente y en las figuras 7.a. y 8, es posible, haciendo variar el vector isotopico en gadolinio, mas precisamente las relaciones isotopicas 155Gd/Gdtotal y/o 157Gd/Gdtotal, obtener una cinetica de agotamiento del gadolinio controlada.
Preparacion del material segun la invencion
Segun otro de sus aspectos, la presente invencion se refiere a un procedimiento de preparacion de un material tal como se ha definido anteriormente, que comprende una etapa de sinterizado a una temperatura que va de 1200 a 2200°C, y bajo atmosfera reductora, de un polvo formado de una mezcla de oxido de uranio y de oxido de gadolinio (Gd2O3), en proporciones tales que el gadolinio esta presente en el polvo final en una relacion atomica Gd/[Gd+U] que va de 0,6 a 0,93.
El oxido de uranio puede ser mas particularmente el dioxido de uranio (UO2) o un oxido superior tal como U3O8 (octaoxido de triuranio).
Segun un modo de realizacion particular, el polvo esta formado por mezclamiento de un primer polvo de dioxido de uranio UO2, y de un segundo polvo de oxido de gadolinio Gd2O3, en una relacion ponderal Gd2O3/(UO2 + Gd2O3) superior o igual al 40% en peso.
Por supuesto, pertenece al experto en la materia adaptar las proporciones utilizadas en oxido de uranio y en oxido de gadolinio, para obtener la proporcion deseada en gadolinio en el polvo final.
La etapa de sinterizado puede ser realizada sobre el polvo, previamente a su utilizacion en un elemento combustible nuclear, por ejemplo para una pastilla.
Alternativamente, esta etapa de sinterizado se puede efectuar durante la elaboracion del elemento combustible
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nuclear. En particular, en el caso de la elaboracion de una pastilla segun la invencion, como se detalla a continuacion en el texto, el sinterizado puede ser realizado a nivel del polvo depositado en forma de una barbotina en la superficie de una pastilla que comprende al menos un material fisible, incluso fertil (pastilla cruda simplemente prensada por compactacion, o pre-sinterizado), por sinterizado global de la pastilla. El material de la invencion se forma entonces directamente sobre la pastilla, al final del sinterizado.
La etapa de sinterizado bajo atmosfera reductora se puede efectuar mediante cualquier tecnica conocida por el experto en la materia.
Se puede realizar por calentamiento del polvo a una temperatura que va de 1200 a 2200°C, en particular de 1600 a 1800°C.
Por “atmosfera reductora” se entiende una atmosfera que presenta un potencial de oxfgeno, pO2, inferior a -300 kJ/mol, en particular comprendido entre -550 kJ/mol y -300 kJ/mol durante la sinterizacion.
La atmosfera reductora puede ser mas particularmente una atmosfera que incorpora hidrogeno, por ejemplo una atmosfera de argon (con potencialmente algunos ppm de impureza de O2) adicionada al 5% molar de hidrogeno.
De manera general, la duracion de la sinterizacion puede ser superior o igual a 1 hora, en particular va de 3 a 8 horas.
Aplicaciones del material como veneno consumible
Como se indica precisamente, el material segun la invencion encuentra una aplicacion particularmente ventajosa como veneno neutronico consumible de un elemento combustible nuclear.
Puede por ejemplo ser utilizado para controlar la reactividad en el ambito del funcionamiento de reactores nucleares de agua ligera (REL), por ejemplo para unos reactores de agua presurizada o unos reactores de agua hirviendo, o tambien para unos reactores de agua pesada (protoxido de deuterio D2O).
De manera general, se entiende por “reactor nuclear” el sentido habitual del termino actualmente, a saber unas centrales de produccion de energfa a partir de reacciones de fision nucleares que utiliza unos elementos combustibles en los que se producen las fisiones que liberan la potencia calonfica, siendo esta ultima extrafda de los elementos por intercambio termico con un fluido termoportador que asegura su enfriamiento.
El material puede asf ser realizado en unos elementos combustibles nucleares, clasicamente encontrados en las instalaciones nucleares, de tipo barras formadas de una pluralidad de pastillas apiladas las unas sobre las otras, o tambien de tipo placas, como se describe mas precisamente a continuacion en el texto.
Por supuesto, la invencion no esta limitada a las variantes espedficas de realizacion descritas a continuacion.
Pastilla de combustible nuclear
La presente invencion se refiere, segun otro de sus aspectos, a una pastilla de combustible nuclear que comprende un material tal como se ha definido anteriormente.
Como se ha evocado anteriormente, las pastillas designan unos elementos combustibles de ceramica de forma cilmdrica, y cuyo apilamiento en un tubo de recubrimiento constituye una barra de un ensamblaje nuclear.
Segun un modo de realizacion particularmente preferido, una pastilla segun la invencion es una pastilla heterogenea, como se representa en la figura 1, formada de al menos una parte interior, en particular cilmdrica (1), que comprende al menos un material fisible, incluso fertil; y recubierta de una parte externa anular (2) formada en todo o en parte de un material segun la invencion.
Preferentemente, la pastilla de la invencion es de forma cilmdrica, a semejanza de las pastillas clasicamente encontradas en las barras de combustible nuclear. Otras formas pueden por supuesto ser consideradas, por ejemplo una forma globalmente eriptica, como se describe en la solicitud FR 2 953 637.
Una pastilla de la invencion puede presentar las dimensiones de pastillas convencionales. Por ejemplo, puede ser de radio comprendido entre 3,8 mm y 4,4 mm (por ejemplo: 4,05 a 4,25 mm); y de altura comprendida entre 3 y 20 mm, tipicamente entre 12 y 16 mm.
Segun un modo de realizacion particular, la parte exterior anular (2) presenta un grosor (e) que va del 0,05 al 7,5% del radio total (R) de dicha pastilla, en particular que va del 1 al 3,5%.
La parte exterior anular puede asf presentar un grosor (e), medido segun el eje de radio de la pastilla, comprendido
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entre 2 y 300 |im, en particular entre 30 y 250 |im.
Como se ilustra en el ejemplo 4, y en las figuras 7.a. y 8, el grosor de la parte exterior anular (2), y por lo tanto la proporcion en veneno neutronico consumible segun la invencion de la pastilla, puede ser ventajosamente ajustada para controlar lo mejor posible la evolucion de la reactividad del reactor, y acercarse a una evolucion optima.
Por material “fertil” se entiende un material constituido de atomos fertiles, dicho de otra manera de atomos cuyo nucleo puede ser transformado, directa o indirectamente, en un nucleo fisible, por captura de neutrones. Un material fertil puede ser por ejemplo U23 .
Por material “fisible” se entiende un material cuyos nucleos son susceptibles de sufrir una fision por absorcion de neutrones, como por ejemplo U235.
La parte interior cilmdrica (1), tambien denominado “nucleo” de las pastillas segun la invencion puede estar formada en todo o en parte de oxido de uranio (UO2), de oxido de plutonio (PuO2), de oxido de torio (ThO2) o una mezcla de estos materiales fisibles, como por ejemplo (U, Pu)O2.
Segun un modo de realizacion particular, el nucleo de las pastillas esta formado de oxido de uranio.
Al igual que se ha descrito anteriormente, el uranio puede ser el uranio natural o el uranio cuyo vector isotopico esta modificado, por ejemplo uranio isotopicamente enriquecido en U235.
Preparacion de una pastilla conforme a la invencion
Segun un primer modo de realizacion, una pastilla heterogenea segun la invencion puede ser formada por prensado de los polvos.
Mas particularmente, una pastilla segun la invencion puede ser moldeada segun la estructura representada en la figura 1, por compresion de un primer polvo que comprende al menos un material fisible y dedicado a formar el nucleo de la pastilla, y de un segundo polvo formado en todo o en parte de un material segun la invencion y dedicado a formar la parte externa anular.
La pastilla asf moldeada se sinteriza despues segun unas tecnicas conocidas por el experto en la materia, bajo condiciones reductoras, por ejemplo bajo atmosfera de argon (o de nitrogeno) adicionada de hidrogeno.
La sinterizacion se realiza mas preferiblemente a una temperatura que va de 1200 a 2200°C, en particular de 1600 a 1800°C.
Este modo de realizacion es particularmente ventajoso para formar unas pastillas con una capa anular exterior de grosor, segun el eje de radio, de al menos 50 |im.
Segun otro modo de realizacion particular, la parte externa anular (2) puede ser formada por deposito de una barbotina en la superficie de una pastilla dedicada a formar el nucleo de la pastilla final segun la invencion.
Asf, segun otro de sus aspectos, la presente invencion se refiere a un procedimiento de fabricacion de una pastilla heterogenea (10) de combustible nuclear segun la invencion, que comprende al menos las etapas que consisten en:
(i) disponer de un polvo que comprende un material segun la invencion; o de un polvo formado de una mezcla de oxido de uranio tal como UO2 o un oxido superior tal como U3O8, y de oxido de gadolinio Gd2O3, en proporciones tales que el gadolinio esta presente en una relacion atomica Gd/[Gd + U] que va de 0,6 a 0,93;
(ii) realizar una barbotina a partir del polvo de la etapa (i);
(iii) depositar el polvo en forma de una barbotina sobre la superficie de una pastilla (1), que comprende al menos un material fisible, incluso fertil; y
(iv) sinterizar la pastilla obtenida al final de la etapa (iii) bajo atmosfera reductora y a una temperatura comprendida entre 1200°C y 2200°C.
Asf, una pastilla (10) segun la invencion, puede ser preparada a partir de un polvo de material segun la invencion, formada previamente a su realizacion en la etapa (i) del procedimiento de la invencion.
Alternativamente, el material segun la invencion se puede producir directamente a nivel de la pastilla, durante la sinterizacion global en la etapa (iv) de la pastilla bajo condiciones reductoras.
La barbotina en la etapa (ii) se puede formar, de manera clasica, mezclando el polvo de la etapa (i) con un medio
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Ifquido susceptible de poder ser eliminado facilmente por calentamiento o evaporacion natural, en particular del etanol.
La pastilla (1), en la superficie de la cual esta depositada la barbotina y que esta dedicada a formar el nucleo de la pastilla heterogenea (10) de la invencion, es preferiblemente una pastilla prensada. Puede ser realizada mediante cualquier metodo convencional, conocido por el experto en la materia para la elaboracion de pastillas de combustible nuclear.
Por ejemplo, la pastilla (1) se puede formar mediante las etapas siguientes:
- preparacion del polvo de combustible, por ejemplo de oxido de uranio, denominada etapa de fabricacion de pastilla;
- compactacion del polvo de combustible en forma de pastilla, por prensado en fno o cualquier otro medio, eventualmente utilizando un lubricante tal como el estearato de zinc, estearato de amonio, biesteraoiletilendiamida (compuesto del 76,8% C + 13,3% H + 5,1% O + 4,8% N, comercializado por la comparua HOECHSCT bajo el nombre de CERIDUST.
La pastilla (1) puede estar no sinterizada, sinterizada o pre-sinterizada.
La sinterizacion puede ser mas particularmente realizada por calentamiento de la pastilla prensada, a alta temperatura, en particular a una temperatura superior a 1200°C, en particular bajo atmosfera reductora.
Se entiende por pastilla “pre-sinterizada” una pastilla que ha sido sometida a un tratamiento termico por debajo de las condiciones de sinterizacion, por ejemplo a una temperatura que va de 1000 a 1500°C, en particular de alrededor de 1200°C, en particular bajo atmosfera reductora. La pre-sinterizacion permite ventajosamente mejorar la cohesion de la pastilla, sin alcanzar una densificacion completa.
La barbotina obtenida al final de la etapa (ii) puede ser depositada en la superficie de la pastilla (1) de nucleo, sumergiendo la pastilla en la barbotina.
La etapa (iii) puede incluir el secado de la capa de barbotina depositada en superficie de la pastilla, por ejemplo dejando la pastilla en la superficie de la cual se deposita la barbotina, al aire libre, durante un tiempo que va de 5 a 30 minutos y, eventualmente, calentando entre 40 y 90°C, tfpicamente entre 50 y 60°C.
La sinterizacion en la etapa (iv) puede ser realizada bajo atmosfera de argon adicionada de hidrogeno, por ejemplo bajo una atmosfera de argon adicionada con el 5% molar de hidrogeno.
Preferentemente, esta etapa de sinterizacion se efectua a una temperatura que va de 1200°C a 2200°C, en particular de 1600 a 1800°C.
Segun un modo de realizacion particular, esta etapa de sinterizacion se realiza durante un tiempo superior o igual a 1 hora, en particular que va de 3 a 8 horas.
Barra y ensamblaje de combustible nuclear
Las pastillas segun la invencion, tales como se han descrito anteriormente, pueden ser utilizadas en unas barras de combustible nuclear.
Por “barra de combustible nuclear” se entiende designar, de manera convencional, un elemento combustible tubular, de bajo diametro, cerrado en sus dos extremos, constituyente del nucleo de un reactor nuclear, y que contiene una materia fisible o fertil.
Una barra esta mas particularmente formada de una pluralidad de pastillas de combustible apiladas las unas sobre las otras, y de una funda que rodea el apilamiento de pastillas. Por ejemplo, la funda de una barra prevista para un reactor de agua presurizada (REP) puede ser de aleacion de circonio o de aleacion M5 (ZrNbO). Varias barras forman un ensamblaje; y varios ensamblajes forman el nucleo de un reactor nuclear.
La invencion se refiere asf, segun otro de sus aspectos, a una barra de combustible nuclear que comprende unas pastillas de combustible tales como se han definido anteriormente.
Una barra segun la invencion puede estar constituida exclusivamente de pastillas conformes a la invencion, identicas o diferentes.
Segun otro modo de realizacion particular, puede comprender, ademas de las pastillas conformes a la invencion, otras pastillas no envenenadas con el material de la invencion, por ejemplo unas pastillas homogeneas de UO2.
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La invencion se refiere tambien a un ensamblaje de combustible nuclear, por ejemplo utilizado para un reactor de agua ligera, que comprende unas barras de combustible segun la invencion, tales como se han definido anteriormente.
El numero y el posicionamiento de las barras segun la invencion, en un ensamblaje convencional formado de una red de barras, se pueden ajustar con el fin de llevar a un control optimo del reactor, como se ilustra en el ejemplo 4 siguiente y en las figuras 7.a. y 8.
Preferentemente, las barras enriquecidas de gadolinio segun la invencion se distribuyen de manera regular en el ensamblaje de combustible. Una distribucion apropiada de los ensamblajes combustibles que contienen gadolinio segun la invencion en el nucleo del reactor nuclear permite alcanzar una distribucion radial mas regular de la potencia, y esto durante todo un ciclo de funcionamiento del nucleo antes de la recarga.
A tftulo de ejemplo, un ensamblaje clasico formado de una red 17x17 puede incorporar de 4 a 64 barras segun la invencion, pudiendo las demas barras estar formadas de pastillas clasicas no envenenadas, por ejemplos unas pastillas homogeneas de UO2 enriquecidas en U235
La figura 3 representa, a tftulo de ejemplo, de manera esquematica, un ensamblaje combustible formado de una red 17x17, compuesto de 265 barras de combustible de las cuales 25 barras (GD) formadas de pastillas conformes a la invencion, estando las demas barras (U) formadas de pastillas homogeneas de UO2. Las barras combustibles se mantienen por una estructura que comprende 24 tubos-grnas (TG).
Por supuesto, el material segun la invencion puede ser utilizado como veneno neutronico consumible en unos elementos de combustible nuclear, diferentes de las barras.
El desarrollo siguiente describe, a tftulo de ejemplo, la utilizacion del material de la invencion en unos combustibles nucleares de geometna de tipo placas.
Combustible nuclear de geometna de tipo placas
Segun tambien otra variante de realizacion, la invencion se refiere a un elemento combustible nuclear de geometna de tipo placas, que comprende una o varias zonas fisibles, incluso fertiles, revestida(s), al menos en parte, de un material segun la invencion.
Estos combustibles nucleares de geometna de tipo placas son generalmente utilizados en unos reactores de baja potencia.
La figura 9.a representa, de manera esquematica, una vista de conjunto de tal ensamblaje de combustible nuclear (100) que comprende un apilamiento de placas con fundas (figura 9.b), que contiene un material fisible. La funda esta constituida generalmente de una aleacion de aluminio.
Como se representa en la figura 9.c, el ensamblaje puede comprender una o varias placas (103) que comprende una zona fisible (101), por ejemplo de UO2, revestida al menos en parte de una capa (102) de material enriquecido en gadolinio segun la invencion. Las otras placas (104) pueden ser unas placas estandar no envenenadas.
Segun un modo de realizacion particular, como se representa en la figura 10.a, una placa (103) puede estar mas particularmente constituida de una red de pastillas (111) de combustible nuclear, por ejemplo unas pastillas de UO2, localizadas en una red de alveolos (6), intercalada entre dos placas (7, 8). Tal estructura de elemento combustible de tipo placa se describe mas en detalles en el documento FR 2 889 765.
En el ambito de esta variante de realizacion, algunas pastillas, incluso la totalidad de las pastillas (111) incorporadas en el elemento combustible de tipo placa, pueden estar revestidas, al menos en parte, de una capa (112) formada de un material segun la invencion, como se puede ver, en vista de seccion, en la figura 10. b.
La invencion se describira ahora mediante los ejemplos y las figuras siguientes, dados a tftulo ilustrativo y no limitativo de la invencion.
Figuras
Figura 1: Representacion esquematica de una pastilla heterogenea segun un modo particular de la invencion.
Con fines de claridad, los diferentes elementos en la figura 1 se representan en escala libre, no respetandose las dimensiones reales de las diferentes partes.
Figura 2: Imagen obtenida con microscopio optico de la observacion en seccion de una pastilla heterogenea que presenta un nucleo fisible (1) de UO2, recubierta de una capa periferica (2) rica en gadolinio de fase C1, obtenida
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segun el ejemplo 4;
Figura 3: Representacion esquematica de una seccion de ensamblaje modelizado 17x17 barras, que integra 52 barras (anotadas “GD”) formadas de pastillas conformes a la invencion; siendo las barras designadas “U” constituidas de pastillas homogeneas de UO2 enriquecida al 4,9% en U235, y designando “TG” unos tubos gmas. La imagen de la izquierda es simplemente un ejemplo ilustrativo de tal ensamblaje.
Figura 4: Evolucion del factor de multiplicacion infinita (Kinf) de un reactor en funcion del porcentaje de combustion medio (modelizacion con la ayuda del codigo de calculo APOLLO2), para:
- un reactor ficticio con un ensamblaje constituido de pastillas homogeneas de UO2 enriquecidas al 4,9% en U235 (curva 1);
- un reactor denominado “cntico” tal como se define en el ejemplo 4.i., para el cual Kreal=1,00 (curva 7);
- un reactor denominado “ideal” tal como se define en el ejemplo 4.i., para el cual la reactividad real, preal, es de +2000 pcm (curva 2), hasta alcanzar el final del ciclo (comprendido entre los puntos de funcionamiento (3) u (4));
- un reactor ficticio con un ensamblaje constituido de pastillas homogeneas de UO2 enriquecidas al 4,9% en U235, y tomando en cuenta el efecto de una concentracion de 2000 pcm de boro disuelto en el termoportador (curva 5).
Figura 5: Evolucion del factor de multiplicacion Kinf de un ensamblaje ficticio 17x17 en funcion del porcentaje de combustible medio para un ensamblaje constituido de pastillas homogeneas de UO2 enriquecidas al 4,9% en U235 (modelizacion con la ayuda del codigo de calculo APOLLO2).
Figura 6: Evolucion del factor de multiplicacion Kinf de un ensamblaje de UO2 estandar al 4,9% U235, de un ensamblaje “ideal” y de un ensamblaje “cntico” tal como se define en el ejemplo 4;
Figura 7: Evolucion del factor de multiplicacion Kinf de ensamblajes ficticios en funcion del porcentaje de combustible medio (modelizacion con la ayuda del codigo de calculo APOLLO2) para:
figura 7.a: diferentes ensamblajes que emplean 40 o 52 barras formadas de pastillas heterogeneas conformes a la invencion y cuyo recubrimiento anular presenta un grosor de 50, 60 o 150 |im, y diferentes vectores isotopicos de Gd; y
figura 7.b: diferentes ensamblajes que emplean de 8 a 40 barras formadas de pastillas homogeneas constituidas de una solucion solida de Gd2O3, UO2, al 8% en peso de Gd2O3;
Figura 8: Evolucion del factor de multiplicacion infinito de un reactor ficticio que emplea una gestion por cuarto y los ensamblajes ilustrados en la figura 7.a y comparacion (modelizacion con la ayuda del codigo de calculo APOLLO2);
Figura 9: Representacion esquematica de un ensamblaje de combustible de tipo placas (figura 9.a), y vistas segun diferentes secciones (figuras 9.b y 9.c), pudiendo las placas ser ligeramente curvadas, y siendo el numero de placas solo un ejemplo;
Figura 10: Representacion esquematica de un elemento combustible nuclear de tipo placa (figura 10.a), y vista en seccion (figura 10.b).
Ejemplos
Ejemplo 1
Preparacion de un material segun la invencion
Diferentes polvos mixtos formados de una mezcla de UO2 y de Gd2O3, con un contenido masico en Gd2O3 que vana del 50% al 90% (por ejemplo: 55%, 65%, 69%, 80%, 82,4%) son compactados y despues sinterizados bajo atmosfera reductiva de Ar, H2 5% a 1700°C, durante 4 horas para dar unas pastillas densas.
Los resultados de los analisis de las pastillas asf obtenidas por difraccion de R-X, MEB y analisis dispersiva en energfa (EDS) son presentados en la tabla 1 siguiente.
Unas fases cristalinas de estructura cristalografica de tipo cubico son detectadas en las pastillas asf obtenidas, y mas particularmente:
- una estructura cristalografica de tipo cubico de parametro de malla de aproximadamente 5,43 A, titulada fase cubica 2 (C2), para una relacion atomica Gd/[Gd+U] comprendida entre 0,5 y 0,71;
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- una estructura cristalografica de tipo cubico de parametro de malla de aproximadamente 10,8 A, titulada fase cubica 1 (C1), para una relacion atomica Gd/[Gd+U] comprendida entre 0,79 y 0,93; y
- una zona de segregacion de estas dos fases para una relacion atomica Gd/[Gd+U] comprendida entre 0,71 y 0,79.
Tabla 1
Polvos
1 2 3 4 5
Contenido masico (%) del polvo inicial Gd2O3/ (Gd2O3 + UO2)
55 65 69 80 82,4
Z (relacion atomica Gd/(Gd+ U)) del polvo inicial.
0,66 0,74 0,75 0,85 0,87
Estructura cristalografica
Cubico C2 Cubico C2 y C1 bifasico Cubico C2 y C1 bifasico Cubico C1 Cubico C1
Parametro de malla (A) UJ
~ 5,43 mixta mixta ~ 10,86 ~ 10,85
Grado de oxidacion del uranio
+4/+5 +4/+5 +4/+5 +4/+5 +4/+5
Estado
solido solido solido solido solido
(1) obtenido por analisis DRX
Ejemplo 2
Preparacion de una pastilla de combustible segun la invencion por prensado de los polvos
(i) polvo de material segun la invencion
Se prepara un polvo de material segun la invencion, como se describe en el ejemplo 1, por sinterizacion de una mezcla de UO2 y de Gd2O3, en una relacion masica Gd2O3/(UO2+Gd2O3) de 80%, a 1700°C y bajo atmosfera reductora de Ar, H2 5% durante 4 horas.
(ii) Preparacion de la pastilla heterogenea
Una pastilla se moldea segun la estructura presentada en la figura 1 con una parte interna cilmdrica formada a partir de un polvo de oxido de uranio y una parte exterior anular formada a partir del polvo enriquecido en Gd obtenido anteriormente. A fin de distribuir los polvos segun la figura 1, es posible utilizar una pared delgada, realizada con dos coronas concentricas. Una vez terminado el relleno, se retira la pared delgada y se realiza el prensado.
El nucleo cilmdrico presenta un radio (R1) de aproximadamente 4 mm; la parte externa anular presenta un grosor (e) de aproximadamente 50 a 250 |im en funcion de la aportacion de anti-reactividad deseada.
La pastilla se sinteriza despues bajo condiciones reductoras con una atmosfera de Ar H2 5% durante 4 horas.
Ejemplo 3
Preparacion de una pastilla de combustible segun la invencion por deposito de una capa formada de un polvo con fuerte contenido en Gd
(i) Polvo de material
Se eligen dos posibilidades:
A - se prepara un polvo de material segun la invencion, como se describe en el ejemplo 1, por sinterizacion de una mezcla de UO2 (incluso de U3O8) y de Gd2O3, en una relacion masica Gd2O3/(UO2+Gd2O3) del 80%
B - se prepara un polvo, por mezclado del UO2 (incluso de U3O8) y de Gd2O3, en una relacion masica Gd2O3/(UO2+Gd2O3) del 80%
(ii) Preparacion de la pastilla heterogenea
Se moldea una pastilla constituida de materiales fisibles (1) por compactacion con una geometna cilmdrica.
A fin de dar cohesion al polvo, se puede realizar una pre-sinterizacion de esta pastilla.
Una parte exterior anular formada a partir del polvo enriquecido en gadolinio, obtenido en la etapa (i) segun el modo
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A- o B-, se deposita, por ejemplo en forma de barbotina (formada a partir del polvo y del etanol), sobre la superficie cilmdrica, despues se seca la barbotina.
La pastilla se sinteriza despues bajo condiciones reductoras con una atmosfera de Ar H2 5% (molar) durante 4 horas.
El nucleo cilmdrico, con unos elementos fisibles/fertiles, presenta un radio de aproximadamente 4 mm; la parte exterior anular, con el gadolinio, presenta un grosor de aproximadamente 30 a 250 |im en funcion de la aportacion de anti-reactividad deseada.
La figura 2 muestra la pastilla observada en seccion por microscopfa optica.
Ejemplo 4
Utilizacion de un material segun la invencion como veneno consumible en unos reactores nucleares para la aportacion de anti-reactividad y/o para la reduccion/supresion de las necesidades en boro y otros venenos/absorbentes neutronicos
El rendimiento neutronico de diferentes ensamblajes 17x17 de combustible nuclear se modeliza con la ayuda del codigo de calculo APOLLO2.
i. Principios y definiciones de las nociones utilizadas
- Kinfinito: factor de multiplicacion de los neutrones en medio infinito (sin tomar en cuenta las fugas);
- Kreai: factor de multiplicacion de los neutrones en medio terminado (denominado real).
La diferencia entre Kinfinito y Kreai esta por lo tanto relacionada con la cantidad de neutrones que se escapan del reactor, sin multiplicarse, dicho de otra manera: Kinfinito = Kreaix factorgeometrico (Ec. 1)
Dependiendo el factorgeometrico principalmente de la geometna del nucleo, pero tambien de la naturaleza de los materiales.
- la reactividad p, expresada en pcm (porcentaje por mil), es otra manera de expresar el factor de multiplicacion (infinito o real), matematicamente,
p -^ x 1 • 10s
K (Ec. 2)
Asf, la ecuacion 1 puede expresarse como: Pinf = preal + pfugas (Ec. 3)
Reactor cntico
Un reactor denominado “cntico” es un reactor en el que la poblacion de neutrones es constante, y diferente de cero (sin tener en cuenta unas fuentes externas), dicho de otra manera un reactor para el cual Kreal = 1,00, o expresado en terminos de reactividad, empleando la ecuacion 2, p = 0 pcm.
Los calculos realizados con el codigo de calculo mencionado anteriormente, dan el Kinfinito. Parece ser que para el reactor ficticio, el termino pfugas es de aproximadamente -2500 pcm.
Asf, un reactor “cntico” en el sentido de las modelizaciones efectuadas, presenta: preal = 0 pcm y punto = 2 500 pcm; lo que se traduce, en factor de multiplicacion, por: Kreai = 1,00 y Kinfinito = 1,025 (curva 7 en la figura 4).
- a tftulo de ejemplo, la figura 4 representa la evolucion del factor de multiplicacion (Kinfinito) de un reactor ficticio, para un ensamblaje constituido de pastillas homogeneas de UO2 enriquecidas al 4,9% en U235, con una gestion por % (4 ciclos de funcionamiento, dicho de otra manera, a cada ciclo, un cuarto de los ensamblajes [los mas utilizados] se cambian por unos ensamblajes frescos), modelizada con la ayuda del codigo de calculo (curva 1).
Esta se compara con la reactividad del mismo reactor utilizando boro (curva 5) como veneno neutronico (2000 ppm de boro diluido en agua de termoportador). En el caso de la utilizacion de boro, el reactor puede quedarse cntico a partir del punto de funcionamiento (6) por disminucion de la concentracion en boro en el termoportador (modo de operacion denominado “en boro cntico”).
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Factor de multiplicacion de un reactor ideal
La curva 2 en el grafico de la figura 4 representa la evolucion del factor de multiplicacion infinito de un reactor denominado “ideal”. Este nucleo “ideal” es un reactor sin penalizacion neutronica, con una sobre-reactividad inicial de 2000 pcm (por lo tanto con Kinfinito = 1,050), y sin penalizacion en la longitud del ciclo (punto de funcionamiento (4)).
Asf, como se representa en la figura 4, un reactor “ideal” en el sentido de las modelizaciones efectuadas, es un reactor que posee una reactividad real, prea, de +2000 pcm hasta el punto de funcionamiento (3). Esta sobre- reactividad permite maniobrar el reactor (por ejemplo, para subir en potencia).
Factor de multiplicacidn de un ensamblaje ideal
La figura 5 presenta la evolucion del factor de multiplicacion en medio infinito, Kinfmtto en condicion caliente (es decir considerando el efecto de la temperatura), de un ensamblaje combustible a base de UO2 ficticio en funcion del porcentaje de combustion medio del ensamblaje, para unos ensamblajes 17x17.
La relacion entre la evolucion de Kinfinito de un ensamblaje (Kl^amblaje) con la evolucion de Kinfinito de un reactor (^nricfeo), con una gestion de N ciclos, se da por la aproximacion siguiente:
(^LoM^lSrHCLn^yX 6 Lciclo x i)] (ec. 4)
Con:
x, el porcentaje de combustion de los ensamblajes en 1° ciclo,
N, el numero total de ciclos que los ensamblajes son utilizados en el reactor.
K™/Cle0(x), el Kinfinito de un reactor, con una gestion a N ciclos, en funcion del porcentaje de combustion, x,
^ensambiaje(x + Lciclo x i), el Kinfinito de un ensamblaje, en funcion de un porcentaje de combustion,
Ldclo, la longitud de un ciclo (en unidades de porcentaje de combustion). En particular, Lddo verifica que K^leo(Lciclo), = 1,025, a fin de que el reactor sea cntico al final del ciclo.
Empleando la ecuacion 4, es posible trazar (figura 6) la evolucion de Kinfinito de un ensamblaje denominado “ideal” y de un ensamblaje denominado “cntico”, de manera que empleados en un reactor (con una gestion por cuarto, por lo tanto N = 4), dan respectivamente un comportamiento de “reactor ideal” y de “reactor cntico”, como se ha definido anteriormente.
ii. Efecto neutronico obtenido para diferentes ensamblajes
La figura 7.a presenta la evolucion de Kinfinito para diversos ensamblajes 17x17:
- ensamblaje combustible a base de UO2 ficticio (curva 1);
- unos ensamblajes que emplean 40 o 52 barras formadas de pastillas heterogeneas conformes a la invencion y cuyo recubrimiento anular presenta un grosor de 50, 60 o 150 |im, y diversos vectores isotopicos de Gd. Las otras barras del ensamblaje estan formadas de pastillas homogeneas de UO2 enriquecidas con el 4,9% de U235 (curvas 2 a 5); y
- ensamblajes “ideal” y “cntico” como se define en el punto i. anterior (curvas 6 y 7).
El conjunto de estas curvas considera un reactor ficticio sin boro, es decir una concentracion de 0,0 ppm de boro en el termoportador/moderador.
Con fines de comparacion, la figura 7.b presenta el efecto neutronico obtenido para unos ensamblajes que integran unas barras de pastillas homogeneas clasicas constituidas de una solucion solida de (U, Gd)O2 al 8% en peso de
Gd2O3.
Destaca de la figura 7.a que es posible, ajustando el numero de barras conformes a la invencion, el grosor de la capa de veneno consumible de las pastillas que lo constituyen y el vector isotopico del gadolinio, controlar la evolucion de la reactividad del reactor con el fin de acercarse a una evolucion optima.
Asimismo, la comparacion de las figuras 7.a y 7.b muestra que la evolucion de la reactividad del ensamblaje puede ser controlada mejor con unas pastillas conformes a la invencion que con unas pastillas homogeneas clasicas, ya que la curva de reactividad para un ensamblaje segun la invencion se acerca mas a la curva denominada “ideal” al final del ciclo.
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iii. Reactividad del reactor
El comportamiento de un reactor que emplea los ensamblajes de la invencion se muestra en la figura 8.
10 Destaca de la figura 8 que el efecto sobre la reactividad permite reducir, incluso suprimir el uso de boro en el reactor. Referencias
[1] Tesis de Balestrieri, 1995;
15
[2] Tang et al., Order-to-disorder phase transformation in ion irradiated uranium-bearing delta-phase oxides REaUiOl2(RE=Y, Gd, Ho, Yb, and Lu), Journal of Solid State Chemistry, 183(4), 844-848;
[3] Tang et al., Microstructural evolution in irradiated uranium-bearing delta-phase oxides A6U1O12 (A=Y, Gd, Ho, Yb, 20 and Lu), Journal of Nuclear Materials, 407(1), 44-47.

Claims (15)

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    REIVINDICACIONES
    1. Material a base de uranio (U), de gadolinio (Gd) y de oxfgeno (O) que presenta una fase cristalina de estructura cristalografica de tipo cubico, con una relacion atomica Gd/[Gd+U] comprendida entre 0,6 y 0,93, estando el uranio presente en el grado de oxidacion +IV y/o +V.
  2. 2. Material segun la reivindicacion 1, que presenta una fase cristalina, denominada fase cubica 1, cuya relacion atomica Gd/[Gd+U] esta comprendida entre 0,79 y 0,93, presentando la estructura cristalografica de tipo cubico preferentemente un parametro de malla (a-i) comprendido entre 10,8 y 10,9 A.
  3. 3. Material segun la reivindicacion 1, que presenta una fase cristalina, denominada fase cubica 2, cuya relacion atomica Gd/[Gd+U] esta comprendida entre 0,6 y 0,71, presentando la estructura cristalografica de tipo cubico preferentemente un parametro de malla (a2) comprendido entre 5,3 y 5,5 A.
  4. 4. Material segun la reivindicacion 1, de tipo bifasico, que presenta una fase cubica 1 tal como se define segun la reivindicacion 2 y una fase cubica 2 tal como se define segun la reivindicacion 3.
  5. 5. Material segun una cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el uranio es el uranio isotopicamente enriquecido en U235, el uranio isotopicamente empobrecido en U235 o el uranio natural, y/o el gadolinio es el gadolinio natural o el gadolinio isotopicamente modificado en su relacion 155Gd/Gdtotal y/o 157Gd/Gdtotal.
  6. 6. Procedimiento de preparacion de un material definido segun una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5, que comprende una etapa de sinterizacion a una temperatura que va de 1200 a 2200°C, y bajo atmosfera reductora, de un polvo formado de una mezcla de oxido de uranio tal como UO2 o un oxido superior tal como U3O8, y de oxido de gadolinio Gd2O3 en unas proporciones tales que el gadolinio esta presente en una relacion atomica Gd/[Gd+U] que va de 0,6 a 0,93.
  7. 7. Procedimiento segun la reivindicacion anterior, en el que el sinterizado se realiza bajo atmosfera de argon adicionada con el 5% molar de hidrogeno, y/o durante un tiempo superior o igual a 1 hora, en particular que va de 3 a 8 horas.
  8. 8. Utilizacion de un material tal como se define segun una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5, como veneno neutronico consumible de un elemento combustible nuclear.
  9. 9. Pastilla de combustible nuclear, que comprende un material tal como se define segun una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5.
  10. 10. Pastilla segun la reivindicacion anterior, siendo dicha pastilla una pastilla heterogenea (10), formada de al menos una parte interior, en particular cilmdrica (1), que comprende al menos un material fisible, incluso fertil, recubierta de una parte exterior anular (2) formada en todo o en parte de un material tal como se define segun una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5.
  11. 11. Pastilla segun la reivindicacion 10, en la que dicha parte exterior anular (2) presenta un grosor (e) que va del 0,05 al 7,5% del radio (R) de dicha pastilla y/o dicha parte interior cilmdrica (1) esta formada en todo o en parte de oxido de uranio, de oxido de plutonio, de oxido de torio o sus mezclas, en particular esta formada de oxido de uranio.
  12. 12. Procedimiento de fabricacion de una pastilla de combustible nuclear definida segun una cualquiera de las reivindicaciones 10 y 11, que comprende al menos las etapas que consisten en:
    (i) disponer de un polvo que comprende un material tal como se define segun una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5;
    o de un polvo formado de una mezcla de oxido de uranio tal como UO2 o un oxido superior tal como U3O8 y de oxido de gadolinio Gd2O3, en proporciones tales que el gadolinio esta presente en una relacion atomica Gd/[Gd+U] que va de 0,6 a 0,93;
    (ii) realizar una barbotina a partir del polvo de la etapa (i);
    (iii) depositar el polvo en forma de barbotina en la superficie de una pastilla, preferentemente prensada, que comprende al menos un material fisible, incluso fertil; y
    (iv) sinterizar la pastilla obtenida al final de la etapa (iii) bajo atmosfera reductora y a una temperatura comprendida entre 1200°C y 2200°C,
    incluyendo la etapa (iii) preferentemente el secado de la capa de barbotina depositada en superficie de la pastilla.
  13. 13. Barra de combustible nuclear que comprende unas pastillas de combustible tales como se definen segun una cualquiera de las reivindicaciones 9 a 11.
  14. 14. Ensamblaje de combustible nuclear, que comprende unas barras de combustible tales como se definen en la 5 reivindicacion 13.
  15. 15. Elemento combustible nuclear de geometna de tipo placas, que comprende una o varias zonas fisibles, incluso fertiles, revestida(s), al menos en parte, de un material tal como se define segun una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5.
    10
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102615657B1 (ko) * 2015-02-11 2023-12-18 캔두 에너지 인코포레이티드 중성자 흡수체 혼합물을 함유하는 핵연료
CA3017939A1 (en) * 2016-03-29 2017-10-05 Ultra Safe Nuclear Corporation Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid
CN110164573B (zh) * 2018-02-13 2023-12-12 韩国原子力研究院 导热率提高的核燃料粒料及其制备方法
US11403315B2 (en) * 2019-11-21 2022-08-02 Bank Of America Corporation Reporting and knowledge discovery for databases
CN113921150A (zh) * 2021-09-24 2022-01-11 中国核电工程有限公司 用于固体钆中子毒物棒泄漏的检测方法

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3122484A (en) 1960-04-18 1964-02-25 Haig P Iskenderian Reactor having fuel element coated with burnable poison
SE366015B (es) * 1970-08-10 1974-04-08 Gen Electric
DE2939415C2 (de) * 1979-09-28 1981-11-26 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur Herstellung von hochdichten oxidischen Kernbrennstoffkörpern
FR2536571A1 (fr) * 1982-11-19 1984-05-25 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire contenant un absorbant neutronique temporaire
US4587087A (en) 1983-02-22 1986-05-06 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber coated nuclear fuel
US4668468A (en) 1984-06-01 1987-05-26 Electric Power Research Institute, Inc. Reactivity control of nuclear fuel pellets by volumetric redistribution of fissile, fertile and burnable poison material
US4671927A (en) 1984-12-03 1987-06-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber
US4678629A (en) 1985-09-05 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel pellet containing gadolinia
JPH0854484A (ja) * 1994-08-10 1996-02-27 Toshiba Corp 原子炉の燃料集合体
FR2789404B1 (fr) 1999-02-05 2001-03-02 Commissariat Energie Atomique Alliage de zirconium et de niobium comprenant de l'erbium comme poison neutronique consommable, son procede de preparation et piece comprenant ledit alliage
CN1133176C (zh) * 2001-03-30 2003-12-31 中国核动力研究设计院 用U3O8粉末制备Gd2O3UO2可燃毒物燃料芯块的方法
FR2889765B1 (fr) 2005-08-10 2011-06-24 Commissariat Energie Atomique Element combustible de type plaque macrostructuree
CN101169983A (zh) * 2006-10-25 2008-04-30 中国核动力研究设计院 溶胶凝胶法制备Gd2O3－UO2微球的工艺
CN101572127B (zh) * 2008-04-28 2012-10-03 中科华核电技术研究院有限公司 一种核燃料棒、核燃料组件及核反应堆堆芯
FR2953637B1 (fr) 2009-12-04 2012-03-23 Commissariat Energie Atomique Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de pastilles d'un tel crayon
US8755483B2 (en) * 2010-06-25 2014-06-17 Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. Nuclear fuel
KR101165452B1 (ko) * 2010-10-20 2012-07-12 한국수력원자력 주식회사 이종 첨가 원소의 결정립계 및 결정립계 주변의 고용 농도 조절 방법 및 이를 이용한 결정립이 큰 핵연료 소결체의 제조방법.

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