PROCEDIMIENTO PARA FABRICAR COMBUSTIBLE NUCLEAR A BASE DE ÓXIDO CON CONDUCTIVIDAD TÉRMICA MEJORADA Y COMBUSTIBLE NUCLEAR.

Procedimiento para fabricar combustible nuclear a base de óxido con conductividad térmica mejorada y combustible nuclear. Campo de la invención La presente invención se refiere a combustible para reactores nucleares. Más en particular, la presente invención proporciona un combustible de reactor nuclear y un procedimiento para fabricar un combustible de reactor nuclear que presenta una conductividad térmica mejorada en comparación con el combustible de reactor nuclear a base de dióxido de uranio utilizado convencionalmente. Antecedentes de la técnica Los combustibles de reactor nuclear actuales en uso para la generación de potencia comercial se basan en dióxido de uranio. El combustible a base de dióxido de uranio es comúnmente un producto de varias etapas de fabricación que incluyen prensar polvo de dióxido de uranio en forma de pellets y, a continuación, cocer el pellet para retirar cualquier hueco formado. El amplio uso de combustible a base de dióxido de uranio se debe principalmente a las muchas características deseables del material a base de dióxido de uranio, incluyendo una alta densidad de átomos de uranio necesarios para producir una reacción nuclear, inertidad e insolubilidad del dióxido de uranio en agua a alta temperatura, un elevado punto de fusión y una ausencia de venenos neutrónicos que podrían afectar a las prestaciones del reactor. Aunque el dióxido de uranio es satisfactorio para su uso en reactores de agua ligera, el dióxido de uranio adolece también de varios inconvenientes significativos que limitan su eficacia total. Principalmente entre los inconvenientes está una conductividad térmica relativamente baja del dióxido de uranio, que impone limitaciones significativas en las operaciones del reactor. La incapacidad del dióxido de uranio para eliminar grandes cantidades de calor limita efectivamente el funcionamiento total del reactor y compromete también las operaciones del reactor durante los eventos transitorios tales como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA). La industria nuclear ha hecho intentos de incrementar la conductividad térmica del combustible a base de dióxido de uranio, pero ninguno de los intentos ha sido exitoso. A pesar de los inconvenientes, el dióxido de uranio, en forma no modificada, sigue siendo el combustible dominante para reactores de potencia nuclear. En general, el calor producido en el combustible nuclear debe conducirse a través del cuerpo del combustible, normalmente en forma de pellet, y un revestimiento externo, normalmente una aleación de circonio, hasta una capa de refrigerante circundante con el fin de enfriar apropiadamente el combustible e impedir la degradación del pellet. La capa de refrigerante circundante se mueve más allá del revestimiento externo para proporcionar una temperatura consistente para la retirada de calor del combustible. Durante condiciones transitorias del reactor, tales como cuando el refrigerante fluye irregularmente más allá del revestimiento externo, se interrumpe la retirada constante de calor del pellet. Durante accidentes por pérdida de refrigerante, se compromete la seguridad operativa debido a la acumulación de calor en el combustible y la incapacidad de la matriz de dióxido de uranio para resistir las temperaturas incrementadas. Esta conductividad térmica característica del combustible a base de dióxido de uranio convencional necesita hacer funcionar el reactor a potencia reducida con el fin de conseguir márgenes de seguridad totales aceptables de la planta. En consecuencia, el funcionamiento del reactor a niveles de potencia reducidos afecta a los costes totales de funcionamiento de la planta. Los combustibles nucleares actuales que utilizan dióxido de uranio tienen también una capacidad de combustión completa limitada. La capacidad de combustión completa limitada reduce la efectividad del coste total del combustible. La capacidad de combustión completa limitada resulta de la mayor liberación de gas de fisión dentro del revestimiento de combustible conforme avanza el tiempo. La mayor liberación de gas de fisión da como resultado así una presión interna más alta de la barra de combustible que lleva potencialmente al deterioro del revestimiento debido al esfuerzo más alto. Las temperaturas elevadas del combustible existente estresan también el revestimiento de combustible, limitando así la vida útil total. La patente US nº 3.211.626 describe un procedimiento para producir combustible a base de dióxido de uranio, en el que un líquido precursor (Si fundido) se infiltra en una disposición de dióxido de uranio poroso y a continuación se la trata térmicamente (enfría) de tal manera que el líquido precursor se convierta en una segunda fase (sólida). El documento US 4 110 159 describe un procedimiento para producir combustible de dióxido de uranio en el que, en una disposición de dióxido de uranio poroso, se infiltra un líquido precursor y a continuación es tratado térmicamente, de manera que el líquido precursor se convierta en una segunda fase. La segunda fase es una fase sólida. Existe una necesidad de proporcionar un combustible nuclear que proporcione conductividad térmica mejorada en comparación con el combustible a base de dióxido de uranio convencional actualmente utilizado en reactores de potencia nuclear. Existe una necesidad adicional de proporcionar un combustible nuclear que dé como resultado una mayor seguridad del reactor nuclear en condiciones de accidente, tales como accidentes por pérdida de refrigerante. 2   Existe todavía una necesidad adicional de proporcionar un combustible nuclear que posea capacidad de combustión completa superiores en comparación con combustibles nucleares a base de dióxido de uranio convencionales, permitiendo así una mayor utilización del combustible, una economía mejorada y liberación de gas de fisión limitada. Sumario Un objetivo de la presente invención es proporcionar un combustible nuclear que proporcione conductividad térmica mejorada en comparación con el combustible nuclear a base de dióxido de uranio convencional actualmente utilizado en reactores de potencia nuclear. Asimismo, un objetivo es proporcionar un combustible nuclear que dé como resultado una mayor seguridad del reactor nuclear en condiciones de accidente, tal como accidentes por pérdida de refrigerante. Asimismo, un objetivo de la presente invención es proporcionar un combustible nuclear que posea capacidades de combustión completa superiores a las de los combustibles a base de dióxido de uranio convencionales, permitiendo así una mayor utilización del combustible y limitando la liberación de gas de fisión. Estos y otros objetivos de la presente invención se alcanzan tal como se ilustra y se describe. La invención proporciona un procedimiento para producir combustible a base de dióxido de uranio que tiene conductividad térmica incrementada en comparación con el combustible nuclear convencional. El procedimiento engloba proporcionar una disposición de dióxido de uranio poroso, infiltrar la disposición de dióxido de uranio poroso con un líquido precursor y tratar térmicamente la disposición de dióxido de uranio poroso con el líquido precursor infiltrado, en donde la etapa de tratar térmicamente la disposición de dióxido de uranio comprende: - curar la disposición de tal manera que el líquido precursor se convierta en un polímero sólido, y - cocer térmicamente la disposición de dióxido de uranio, de tal manera que el polímero sólido se convierta en una segunda fase. La invención proporciona también un combustible nuclear. La presente invención se refiere a una disposición que tiene una matriz de dióxido de uranio y carburo de silicio dispersado en la matriz de dióxido de uranio. Breve descripción de los dibujos La figura 1 proporciona una representación esquemática de un procedimiento para fabricar un conjunto de combustible. Descripción detallada La presente invención proporciona un combustible nuclear y un procedimiento para fabricar el combustible nuclear. Haciendo referencia a la figura 1, se proporciona una disposición de dióxido de uranio 10 para su procesamiento. La disposición de dióxido de uranio 10 puede tener cualquier forma, tal como, por ejemplo, un pellet, bola o barra. La disposición de dióxido de uranio 10 deberá tener una matriz porosa para permitir la infiltración de material en la disposición 10 cuando entra en contacto con un líquido precursor 12. La matriz porosa de la disposición de dióxido de uranio 10 puede formarse, por ejemplo, por prensado del polvo de dióxido de uranio en una forma cruda o no cocida. La matriz porosa puede ser formada también por una cocción de un bizcocho que no densifique completamente la disposición de dióxido de uranio 10. Se añade un precursor líquido 12 a la disposición de dióxido de uranio 10 para infiltrar... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento para producir combustible a base de dióxido de uranio, que comprende las etapas siguientes: - proporcionar una disposición de dióxido de uranio poroso; - infiltrar la disposición de dióxido de uranio poroso con un líquido precursor; y - tratar térmicamente la disposición de dióxido de uranio poroso con el líquido precursor infiltrado, en el que la etapa de tratar térmicamente la disposición de dióxido de uranio comprende: - curar la disposición de tal manera que el líquido precursor se convierta en un polímero sólido; y - cocer térmicamente la disposición de dióxido de uranio de tal manera que el polímero sólido se convierta en una segunda fase. 2. Procedimiento según la reivindicación 1, en el que el líquido precursor es alilhidridopolicarbosilano. 3. Procedimiento según la reivindicación 1, en el que se repiten las etapas de infiltrar la disposición de dióxido de uranio poroso con el líquido precursor y de tratar térmicamente la disposición de dióxido de uranio poroso. 4. Procedimiento según la reivindicación 1, en el que la segunda fase es un sólido. 5. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el curado de la disposición se lleva a cabo entre 180 y 400 grados centígrados. 6. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la cocción térmica de la disposición se lleva a cabo entre 850 grados centígrados y 1700 grados centígrados. 7. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la cocción térmica de la disposición se lleva a cabo entre 1500 grados centígrados y 1700 grados centígrados. 8. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la disposición se proporciona en forma de pellet. 9. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el tratamiento térmico de la disposición de dióxido de uranio poroso da como resultado carburo de silicio sólido. 10. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que el procedimiento se repite hasta que se incrementa la conductividad térmica de la disposición de combustible al menos un 5% en comparación con una disposición de combustible formada a partir de dióxido de uranio puro. 11. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el que la infiltración de la disposición de dióxido de uranio poroso con el líquido precursor da como resultado la incorporación del líquido precursor en un centro de la disposición de dióxido de uranio. 12. Combustible nuclear que comprende: una disposición que tiene una matriz de dióxido de uranio; y carburo de silicio dispersado en la matriz de dióxido de uranio. 13. Combustible nuclear según la reivindicación 12, en el que la disposición tiene forma de pellet. 14. Combustible nuclear según la reivindicación 12 o 13, en el que un volumen total de la disposición está compuesto de hasta el 10% de carburo de silicio sobre una base volumétrica. 15. Combustible nuclear según la reivindicación 14, en el que el carburo de silicio está igualmente dispersado con el dióxido de uranio. 6   7