Combustible nuclear, elemento combustible nuclear, conjunto combustible nuclear y procedimiento de fabricación de un combustible nuclear.

Combustible nuclear en forma de una pastilla (10) de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua,

incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR,

comprendiendo el combustible nuclear

- un compuesto que contiene uranio que consiste en UN, en el que el contenido en uranio del compuesto que contiene uranio comprende menos de 10% en peso del isótopo 235U, y

- un aditivo que consiste en o que consiste sustancialmente en por lo menos uno de ZrH2, Si3N4, AI2O3, MoyOx, SiO2, ZrH3, Mo en forma elemental y Si en forma elemental, en el que la cantidad del aditivo es igual o inferior a 30% en volumen del combustible nuclear,

caracterizado por que la pastilla (10) de combustible nuclear se forma a través de la sinterización de un polvo del compuesto que contiene uranio y un polvo del aditivo, y por que el aditivo está distribuido de manera homogénea en el combustible.

Combustible nuclear, elemento combustible nuclear, conjunto combustible nuclear y procedimiento de fabricación de un combustible nuclear.

Antecedentes de la invención y técnica anterior La presente invención se refiere a una pastilla de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR, según el preámbulo de las reivindicaciones 1 y 2.

La presente invención también se refiere a un elemento combustible, a un conjunto combustible y a un procedimiento de fabricación de un combustible nuclear adaptado para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR.

En los reactores nucleares refrigerados por agua, incluyendo reactores de agua ligera, LWR, y reactores de agua pesada, HWR, se utiliza habitualmente un combustible nuclear que incluye UO2. El UO2 es ventajoso debido al hecho de que presenta una alta resistencia a la disolución en agua.

El documento JP-11202072 da a conocer un combustible nuclear del tipo definido inicialmente. El combustible nuclear está destinado para su utilización en un reactor refrigerado por agua. El combustible nuclear comprende partículas de óxidos o nitruros y está contenido en una pastilla de combustible. El combustible está encerrado en una cubierta o película protectora realizada en, por ejemplo, óxido de aluminio, grafito, carburo de silicio o un metal. El fin de la película protectora es impedir que el agua penetre en la pastilla de combustible y alcance el nitruro de uranio.

El documento WO 2007/011382 da a conocer un combustible nuclear de UN modificado o PuN modificado. El combustible nuclear presenta un aditivo de un nitruro adicional, tal como por lo menos uno de nitruro de circonio, nitruro de torio, nitruro de hafnio, nitruro de titanio o nitruros de tierras raras u otros nitruros de actínidos. El combustible nuclear no está adaptado para un reactor refrigerado por agua, sino para un tipo particular de reactor denominado reactor autónomo pequeño, sellado y transportable, SSTAR, que es un reactor reproductor, y por tanto el combustible nuclear de UN presenta un contenido muy alto del isotopo 235U.

El documento US nº 4.059.539 da a conocer un combustible nuclear que consiste en (U, Zr) N en el que ZrN se disuelve en una matriz de UN. El combustible está adaptado para un reactor reproductor.

El documento US nº 7.582.232 se refiere a un procedimiento de fabricación de un combustible nuclear de nitruro de actínidos, por ejemplo nitruro de uranio. La fabricación comienza proporcionando un óxido de actínido, tras lo cual se añade fluoruro de hidrógeno con 15N enriquecido. En la reivindicación 3 se propone añadir óxido de circonio al óxido de actínido inicial en una fase temprana de la producción, es decir antes de que el combustible se convierta en un nitruro de actínido. El óxido de circonio parece convertirse en mononitruro de circonio durante el procedimiento de fabricación.

El documento GB 918 044 da a conocer diversas composiciones de combustibles nucleares de óxido que contienen U o Th junto con un constituyente metálico.

El documento US nº 3.213.032 da a conocer un procedimiento para sinterizar nitruro de uranio a altas densidades, y sugiere añadir adyuvantes de sinterización para permitir densidades sinterizadas que se aproximan a la densidad teórica de UN.

Sumario de la invención Es conocido por tanto utilizar un combustible nuclear basado en nitruro de uranio en reactores reproductores, que no se refrigeran por agua. El UN presenta ventajas económicas y técnicas en relación con UO2. El objetivo de la presente invención es por tanto proporcionar un combustible nuclear adaptado para reactores refrigerados por agua y basado en UN.

Este objetivo se alcanza mediante el combustible nuclear definido inicialmente, que se caracteriza por las características de caracterización de las reivindicaciones 1 y 2.

El UN puro contiene aproximadamente un 40% más de átomos de uranio que UO2. Un combustible nuclear basado en UN dará como resultado por tanto una mejora significativa de los costes de funcionamiento, y por tanto de los costes de generación de electricidad. Además, el UN presenta una conductividad térmica más alta, que, además y en contraposición con UO2, aumenta con la temperatura. La conductividad térmica es aproximadamente 3 -8 veces más alta para UN que para UO2 dependiendo de la temperatura. En consecuencia, un combustible nuclear basado

en UN no se calentará en el mismo grado que UO2 durante el funcionamiento del reactor nuclear, lo que es ventajoso por varios motivos, por ejemplo menos expansión térmica, menos liberación de gases de fisión y menos energía almacenada, siendo esta última ventaja importante en el caso de un LOCA, accidente con pérdida de refrigerante.

El UN no es ventajoso en comparación con UO2 ya que el UN es más reactivo con el agua que UO2. Ésta es una limitación potencial para su utilización en reactores refrigerados por agua, por ejemplo, un LWR, en el que no puede excluirse una fuga en las vainas de combustible. Aunque UO2 reacciona lentamente con el agua en las condiciones de LWR (de 250º C a 350º C) , la velocidad de reacción de UN es tal que los gases producidos se expanden y rompen las vainas. En consecuencia, hasta ahora no ha sido posible utilizar UN en reactores refrigerados por agua, en los que hay un riesgo de que el agua penetre en las vainas de combustible y entre en contacto con el combustible nuclear, véase el artículo XPS and XRD studies of corrosion of uranium nitrate by water de S. Sunder y N. H. Miller en Journal of Alloys and Compounds, páginas 271-273 (1998) . Los autores concluyen que el UN no puede utilizarse en reactores refrigerados por agua.

Introduciendo un aditivo según la presente invención, la velocidad de reacción de UN con agua puede reducirse hasta un nivel aceptable. El UN con el aditivo o aditivos definido (s) también será estable en un entorno que contiene agua. Los aditivos que van a añadirse al compuesto que contiene uranio reaccionarán con el agua para formar una capa protectora estanca, insoluble en agua sobre el contenido en UN en todas las superficies, incluyendo superficies agrietadas.

Los aditivos definidos cumplen con los siguientes criterios importantes. No reaccionan con las vainas utilizadas comúnmente hechas de una aleación a base de circonio, tal como Zircaloy-2 y Zircaloy-4. Presentan todos una sección transversal de absorción de neutrones relativamente baja. Los aditivos preferidos y ejemplificados en la presente memoria presentan todos una sección transversal de neutrones en el mismo intervalo que Zr. Además, los aditivos son todos estables en entornos radiactivos. Los aditivos pueden añadirse en forma elemental o como un compuesto, tal como un óxido, un nitruro, un hidruro etc. También pueden estar presentes en el combustible nuclear terminado en forma elemental o como un compuesto, por ejemplo un óxido, un nitruro, un hidruro etc., tal como ZrH2, Si3N4, AI2O3, MoyOx, SiO2, ZrH3. Los aditivos se acumularán en los bordes de los granos, e impedirán la penetración del agua en el UN en todas las superficies expuestas, incluyendo superficies agrietadas.

Los aditivos definidos presentan velocidades de corrosión muy bajas en el agua. Se ha mostrado en trabajos anteriores que Zr en forma de ZrN es eficaz en la protección de combustibles de PuN frente al agua al nivel del 70% en átomos. Se ha mostrado que aditivos de Mo metálico a U metálico eliminan la corrosión de U metálico al nivel del 5 al 19% en volumen. Por tanto, se cree que la adición de compuestos de nitruro, óxido o hidruro de Zr, AI, Mo, Si y U a UN debe proteger la mayoría del UN en la matriz de combustible. Con respecto a un aditivo que comprende U o un compuesto de uranio para proteger UN, debe observarse que, por ejemplo, si se añade U metálico a UN, entonces tras la exposición al agua, el U metálico se oxidará para dar UO2 que protegerá el UN subyacente.

Según una forma de realización de la invención, el contenido en nitrógeno del compuesto que contiene uranio comprende por lo menos el 60% en peso del isótopo 15N, preferentemente por lo menos el 80% en peso del isótopo 15N y todavía más preferentemente por lo menos el 90% en peso del isótopo 15N. Está presente nitrógeno de manera natural como el 99, 634% de 14N (estable con 7 neutrones) y el 0, 366% de 15N (estable con 8 neutrones) . 14N presenta una alta sección transversal de absorción. Enriqueciendo el nitrógeno... [Seguir leyendo]

1. Combustible nuclear en forma de una pastilla (10) de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en 5 ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR, comprendiendo el combustible nuclear -un compuesto que contiene uranio que consiste en UN, en el que el contenido en uranio del compuesto que 10 contiene uranio comprende menos de 10% en peso del isótopo 235U, y -un aditivo que consiste en o que consiste sustancialmente en por lo menos uno de ZrH2, Si3N4, AI2O3, MoyOx, SiO2, ZrH3, Mo en forma elemental y Si en forma elemental, en el que la cantidad del aditivo es igual o inferior a 30% en volumen del combustible nuclear, caracterizado por que la pastilla (10) de combustible nuclear se forma a través de la sinterización de un polvo del compuesto que contiene uranio y un polvo del aditivo, y por que el aditivo está distribuido de manera homogénea en el combustible.

2. Combustible nuclear en forma de una pastilla (10) de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR, comprendiendo el combustible nuclea.

25. un compuesto que contiene uranio que consiste en UN, en el que el contenido en uranio del compuesto que contiene uranio comprende menos de 10% en peso del isótopo 235U, y -un aditivo, caracterizado por que el aditivo consiste en o consiste sustancialmente en por lo menos uno de U3Si2, ZrUAI, ZrUSi, ZrUH, U3Si, U-5Nb-5Zr, U-3Nb-1, 5Zr, U-9Mo, U-6Mo, U-1, 5Mo-1, 0Zr, U-10Zr, U3SiAI y U en forma elemental, en el que la cantidad del aditivo es igual o inferior a 80% en volumen del combustible nuclear, en el que la pastilla (10) de combustible nuclear se forma a través de la sinterización de un polvo del compuesto que 35 contiene uranio y un polvo del aditivo, y por que el aditivo está distribuido de manera homogénea en el combustible.

3. Combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en el que el contenido en nitrógeno del compuesto que contiene uranio comprende por lo menos 60% en peso del isótopo 15N.

4. Combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en el que el contenido en nitrógeno del compuesto que contiene uranio comprende por lo menos 70% en peso del isótopo 15N.

5. Combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en el que el contenido en nitrógeno del compuesto que contiene uranio comprende por lo menos 80% en peso del isótopo 15N. 45

6. Elemento combustible que comprende una vaina y un combustible nuclear según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5.

7. Elemento combustible según la reivindicación 6, en el que el elemento combustible está diseñado como una 50 barra (4) de combustible alargada.

8. Conjunto (1) combustible que comprende una pluralidad de elementos combustibles según cualquiera de las reivindicaciones 6 y 7.

9. Procedimiento de fabricación de un combustible nuclear en forma de una pastilla (10) de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR, comprendiendo el procedimiento las etapas de:

proporcionar un polvo de un compuesto que contiene uranio que consiste en UN, en el que el contenido en uranio del compuesto que contiene uranio comprende menos de 10% en peso del isótopo 235U, añadir al compuesto que contiene uranio un polvo de un aditivo que consiste en o que consiste sustancialmente en por lo menos uno de ZrH2, Si3N4, AI2O3, MoyOx, SiO2, ZrH3, Mo en forma elemental y Si en forma elemental, 65 en el que la cantidad del aditivo es igual o inferior a 30% en volumen del combustible nuclear, 6

mezclar el compuesto que contiene uranio y el aditivo para una mezcla de polvo, y sinterizar la mezcla a presión de sinterización y a temperatura de sinterización para una pastilla de combustible nuclear. 5

10. Procedimiento de fabricación de un combustible nuclear en forma de una pastilla (10) de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR, comprendiendo el procedimiento las etapas de:

proporcionar un polvo de un compuesto que contiene uranio que consiste en UN, en el que el contenido en uranio del compuesto que contiene uranio comprende menos de 10% en peso del isótopo 235U, añadir al compuesto que contiene uranio un polvo de un aditivo que consiste en o consiste sustancialmente en por lo menos uno de U3Si2, ZrUAI, ZrUSi, ZrUH, U3Si, U-5Nb-5Zr, U-3Nb-1, 5Zr, U-9Mo, U-6Mo, U-1, 5Mo-1, 0Zr, U-10Zr, U3SiAI y U en forma elemental, en el que la cantidad del aditivo es igual o inferior a 80% en volumen del combustible nuclear, mezclar el compuesto que contiene uranio y el aditivo para una mezcla de polvo, y sinterizar la mezcla a presión de sinterización y a temperatura de sinterización para una pastilla de combustible nuclear.

11. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 9 y 10, en el que la temperatura de sinterización es de por lo menos 1800º C, por lo menos 2000º C, preferentemente por lo menos 2100º C, todavía más preferentemente por lo menos 2200º C.