thumb|300px|Proceso de producción del combustible nuclear. Se denomina combustible nuclear a todo aquel material que haya sido adaptado para poder ser utilizado en la generación de energía nuclear.
El término combustible nuclear puede referirse tanto al material físil o fértil tanto al material nuclear en sí mismo como al conjunto ensamblado utilizado en el reactor, es decir, los elementos combustibles, compuestos por barras que contienen el material físil en su interior, junto con el moderador y otros componentes estructurales del reactor.
El proceso más utilizado y conocido es la fisión nuclear. El combustible nuclear más común está formado por elementos fisibles como el uranio, generando reacciones en cadena controladas dentro de los reactores nucleares que se encuentran en las centrales nucleares. El isótopo utilizado más habitualmente en la fisión es el 235U.
Los procesos de producción del combustible nuclear que comprenden la minería, refinado, purificado, su utilización y el tratamiento final de residuos, conforman en su conjunto el denominado ciclo del combustible nuclear.
Otro proceso nuclear que puede ser utilizado es la fusión. En dicho proceso se utilizan como combustible isótopos ligeros como el tritio y el deuterio.
Otros elementos como el 239Pu y otros se usan para producir pequeñas cantidades de energía mediante procesos de desintegración radiactiva en los generadores termoeléctricos de radioisótopos o en otros tipos de pilas atómicas.
Fabricación de combustible nuclear
El combustible nuclear utilizado por los reactores de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR) se fabrica a partir del uranio natural. El uranio tal como se encuentra en la naturaleza está formado por tres tipos de isótopos: uranio-238 (238U), uranio-235 (235U) y uranio-234 (234U). La composición porcentual del uranio naturales: 99,28% de 238U, 0,71% de 235U y 0,005% de 234U. Los reactores PWR y BWR funcionan obteniendo la energía de la fisión de los átomos de 235U contenidos en el combustible y de otras reacciones nucleares, principalmente la fisión del 239Pu generado por activación del 238U.
Para que los reactores moderados por agua ligera (PWR, BWR, VVER, ...) puedan funcionar es necesario aumentar la proporción del isótopo 235U desde el 0,71% con el que se presenta en la naturaleza hasta una concentración de entre el 2% y el 5%, mediante un proceso llamado enriquecimiento de Uranio.
Para poder utilizar el uranio en un reactor nuclear es necesario realizar una serie de procesos químicos y físicos para convertirlo desde la forma mineral en que se encuentra en la naturaleza a los pellets de óxido cerámico que se cargan en el núcleo de un reactor nuclear. Son fundamentalmente cuatro o cinco pasos, las imágenes adjuntas ilustran el material obtenido después de cada paso:
Primero, se extrae uranio de la tierra y se tritura y procesa (habitualmente se disuelve con ácido sulfúrico) para obtener la "yellow cake" (torta amarilla). El siguiente paso consiste en, bien convertir el uranio en UF6 para su enriquecimiento en el isótopo 235 antes de reconvertirlo en óxido de uranio, bien saltarse esta etapa pasando al cuarto paso, como se hace con el combustible CANDU.Enriquecimiento de Uranio. Centro Nacional de Energía Atómica de Argentina.
Tipos de combustibles para reactores de fisión nuclear Combustibles a base de óxidos Dióxido de Uranio (UO2) Este combustible es el que utilizan la mayoría de los reactores PWR y BWR en operación.
El dióxido de uranio se utiliza en forma de cerámico sólido negro. Al ser un material cerámico, el dióxido de uranio posee una baja conductividad térmica, lo que resulta en una elevada temperatura en la zona central de las pastillas combustibles cuando se encuentran en un reactor nuclear. La conductividad térmica es una función de la porosidad del material y del grado de quemado que posea el combustible (se denomina "quemado del combustible" al porcentaje de átomos de uranio iniciales que han fisionado). La fisión genera otros isótopos que afectan al combustible, a su comportamiento y a sus propiedades. Algunos productos permanecen disueltos en el material combustible (como los lantánidos), otros precipitan como por ejemplo el Paladio y otros forman burbujas que contienen productos como el Xenón o el Kriptón. El combustible también se ve afectado por las radiaciones, por los desplazamientos por el retroceso de los fragmentos de fisión al producirse esta reacción y por las tensiones de origen térmico. Un aumento de porosidad da lugar a una disminución de la conductividad térmica y al hinchado del material combustible.
El dióxido de uranio se puede obtener por reacción de nitrato de uranio con una base de amonio para formar un sólido (uranato de amonio, el cual se calienta (calcina) para formar U3O8 que, entonces, puede convertirse calentándolo en una mezcla de argón / hidrógeno a (C) para formar UO2. El UO2 se mezcla con un vinculador orgánico y se comprime en bolitas (llamados pellets), que son quemados a una temperatura mucho más alta (en atmósfera de H2/Ar) para sinterizar el sólido. El propósito de este sinterizado es conseguir un sólido que tenga un bajo grado de porosidad.
Óxidos mixtos (MOX)
El Combustible nuclear de mezcla de óxidos, Óxido mixto, combustible MOX o simplemente MOX, es una mezcla de plutonio y uranio natural o empobrecido que se comporta en un reactor de forma similar al uranio enriquecido que alimenta la mayoría de los reactores nucleares. El MOX es una alternativa al combustible de uranio enriquecido utilizado en la mayoría de los reactores comerciales del mundo.
Se han mostrado algunas preocupaciones sobre el hecho de que los núcleos de MOX plantearían algunas cuestiones sobre la gestión de los residuos de alta actividad que generan. Sin embargo el MOX es a su vez una solución para el tratamiento, mediante fisión, de los sobrantes de plutonio de las centrales que utilizan combustibles de uranio.
Actualmente (2005) el reprocesamiento de combustible nuclear comercial para obtener MOX se realiza en Inglaterra, Francia y en menor medida en Rusia, India y Japón. China tiene planes para desarrollar reactores reproductores rápidos y reprocesar.
Combustibles para reactores nucleares de investigación Los reactores de investigación son los utilizados en universidades e institutos de investigación. Estos reactores poseen potencias unos tres órdenes de magnitud inferiores a las potencias de un reactor de generación industrial de electricidad. Además los reactores de investigación operan a temperaturas y presiones mucho menores con respecto a los comerciales, y no generan electricidad. Los reactores de investigación permiten capacitar personal en técnicas nucleares, investigar propiedades de la materia, irradiar materiales para producir radioisótopos de aplicación en medicina nuclear, realizar radiografías por neutrones, realizar análisis por activación neutrónica e irradiar silicio para producir material base para semiconductores (técnica conocida como Silicon NTD), entre otras aplicaciones.
En estos reactores se utiliza uranio enriquecido en un porcentaje de un 12% a un 19.75% en 235U.
Algunos de estos reactores de investigación utilizan combustibles formados por cajas que alojan unas 20 placas de aluminio en cuyo interior está contenido el Uranio. El uranio se encuentra disuelto en el interior de cada placa en forma de U3O8, UAlx o U3Si2.
Otros reactores denominados TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics, en inglés, correspondientes a Entrenamiento, Investigación, Isótopos, "General Atomics") utilizan combustible en forma de barras. El combustible TRIGA está compuesto por una matriz de hidruro de uranio-zirconio. Muchos núcleos que usan este combustible son de "altas pérdidas", donde los neutrones que fugan del núcleo del reactor son utilizados para investigación.
Combustibles líquidos Sales fundidas Estos combustibles se encuentran disueltos en el refrigerante. Se han utilizado en los reactores de sales fundidas y en numerosos experimentos con reactores de núcleo líquido.
El combustible líquido utilizado en el reactor de sal fundida es LiF-BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0,4 mol). Su temperatura máxima de funcionamiento es de 705 °C, pero puede soportar temperaturas mayores ya que su punto de ebullición excede los 1400 °C.Fluoruros fundidos como combustible para reactores nucleares. R. C. Briant y A. M. Weinberg. Oak Ridge Laboratory. Nuclear Science and Engineering. pp. 797-803. (1957).(en inglés)
Soluciones acuosas de sales de uranio El reactor homogéneo acuoso utiliza una solución de sulfato de uranio u otras sales de uranio en agua. Este tipo de reactor homogéneo no se ha utilizado por ningún reactor de gran energía. Una de sus desventajas es que el combustible, en caso de accidente, tiene una presentación que favorece que se disperse fácilmente.
Nitruro de uranio Este es a menudo el combustible de elección para los diseños de reactor que fabrica la NASA. Una ventaja es que el UN tiene una mejor conductividad térmica que el UO2. El nitruro de uranio tiene una temperatura de fusión muy elevada. Este combustible tiene el inconveniente de que, a menos de que se utilice 15N (en lugar del más habitual 14N), se generará una gran cantidad de 14C del nitrógeno por la reacción pn. Como el nitrógeno necesario para producir este combustible es sumamente costoso, sería lógico que el combustible tuviera que ser reprocesado mediante un método pirolítico a fin de permitir recuperar el 15N. También es lógico que si el combustible fuera procesado y disuelto en ácido nítrico el nitrógeno enriquecido con 15N quedaría diluido en el habitual 14N.
Carburo de uranio Otro combustible que se ha sugerido, nuevamente tiene una mejor conductividad térmica que el dióxido de uranio.
Presentaciones físicas habituales del combustible nuclear Para su uso como combustible en reactores nucleares, el UF6 producido con Uranio enriquecido en el isótopo 235U, debe ser convertido en polvo de dióxido de uranio (UO2), que entonces es procesado dándole forma de pequeñas partículas. Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, horneados, en un proceso llamado sinterización durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños cilindros (pellets) cerámicos de uranio enriquecido. Los pellets cilíndricos entonces son rectificados mediante tornos especiales para conseguir un tamaño uniforme.
A continuación, los pellets son introducidos en tubos metálicos de una aleación resistente a la corrosión, estos tubos son llamados vainas combustibles. Los tubos que contienen los pellets de combustible son cerrados mediante tapones soldados en sus extremos: estos tubos con su carga de pellets de uranio son llamados barras combustibles. Las barras combustibles terminadas se agrupan formando haces, manojos o elementos combustibles, cada haz con entre 100 a 400 barras combustibles dependiendo la cantidad del diseño específico de cada reactor. Un núcleo de un reactor nuclear contiene varios cientos de haces o manojos de combustible.
El metal de las vainas depende del diseño del reactor- en el pasado se utilizaba acero inoxidable, pero actualmente la mayoría de reactores utilizan una aleación de zirconio. Para los tipos más habituales de reactores (BWR y PWR) los tubos se ensamblan en haces o manojos con los tubos espaciados a distancias precisas. A estos haces o manojos se les asigna un número de identificación único, lo que permite su trazabilidad en todo el ciclo (desde su fabricación, hasta su almacenamiento como material irradiado usado, pasando por su uso en el reactor).
Combustible para reactores PWR right|thumb|350px|Elemento combustible PWR. Elemento combustible del reactor de agua presurizada del barco de pasajeros y carga NS Savannah. Diseñado y construido por Babcock and Wilcox Company.