Este artículo discute cómo se comporta el combustible nuclear de dióxido de uranio tanto durante la operación normal de un reactor nuclear como bajo condiciones de un accidente, tales como sobrecalentamiento. El costo del trabajo en esta área suele ser muy caro, así que a menudo ha sido realizado en colaboración con otros países, usualmente bajo el liderazgo del Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (en inglés: Committee on the Safety of Nuclear Installations, CSNI). Abultamiento Revestimiento El combustible se puede hinchar y el revestimiento que lo cubre y que forman una varilla de combustible y como resultado se puede deformar. Es normal llenar la brecha entre el combustible y el revestimiento con gas de helio para permitir un mejor contacto termal entre el combustible y el revestimiento. Durante su uso la cantidad de gas al interior de la varilla de combustible puede aumentar por la formación de gases nobles (kriptón y xenón) producidos por el proceso de fisión. Si ocurre una pérdida accidental de refrigerante (en inglés: Loss-Of-Coolant Accident, LOCA) (como en el caso de Three Mile Island) o un accidente iniciado por reactividad (en inglés: Reactivity Initiated Accident, RIA) (como en el caso de Chernobyl o de SL-1) entonces la temperatura de este gas puede aumentar. Como la varilla de combustible está sellada a presión del gas aumentará (PV = nRT) y esta posiblemente deformará y reventará el revestimiento. Se ha notado que tanto la corrosión como la irradiación pueden alterar las propiedades de la aleación de zirconio que se usa normalmente como revestimiento, haciéndola quebradiza. Como un resultado los experimentos que usan tubos de aleación de zirconio no irradiados pueden llevar a mal interpretaciones.

De acuerdo a un artículo se ha identificado las siguientes diferencias entre los modos de falla del revestimiento de combustible usado y sin usar.

Las barras de combustible no irradiado fueron presurizadas antes de ser instaladas en un reactor especial en el Reactor de Investigación de Seguridad Nuclear (en inglés: Nuclear Safety Research Reactor, NSRR) japonés donde ellas fueron sometidas a una transientes RIA simulada. Estas barras fallaron después de un abombamiento en la parte final de la transientes cuando la temperatura del revestimiento era alta. La falla del revestimiento en estas pruebas fue dúctil, y la apertura fue explosiva.

El combustible usado (61 GW días/tonelada de uranio) falló al inicio de las transientes con una fractura por fragilidad en forma de una grieta longitudinal.

Se encontró que el tubo de hidruro de circonio es más débil y que la presión de reventado es más baja.

El proceso de falla común del combustible en los reactores refrigerados con agua es una transición a una película de ebullición y una subsecuente ignición del revestimiento de circonio en el vapor. Los efectos de la intensa reacción del hidrógeno caliente producen un flujo sobre los gránulos de combustible y sobre la pared del manojo que se representan en forma adecuada en la imagen al costado.

Combustible El combustible nuclear puede hincharse durante su uso, esto se debe a efectos tales como la formación de burbujas en el combustible y al daño que ocurre al reticulado del sólido. La hinchazón puede someter a tensiones mecánicas al revestimiento que cubre al combustible. Un documento sobre el tema de la hinchazón del combustible puede ser bajado desde el sitio web de la NASA.

Liberación de gases de la fisión En la medida de que el combustible es degradado o calentado, los productos de la fisión más volátiles que están atrapados al interior del dióxido de uranio pueden liberarse. Para un ejemplo ver la siguiente referencia citada.

Se ha escrito un informe sobre la liberación de 85Kr, 106Ru y 137Cs a partir de uranio cuando aire se encuentra presente. Se encontró que el dióxido de uranio era convertido a U3O8 entre aproximadamente 300 y 500 °C en el aire. Ellos informaron que este proceso requiere algún tiempo para iniciarse, después del tiempo de inducción en que la muestra gana masa. Los autores informaron que había una capa de U3O7 sobre la superficie del dióxido de uranio durante este tiempo de inducción. Además dijeron que se liberó entre 3% a 8% de kriptón-85, y que ocurrió mucho menos de rutenio (0,5%) y cesio (2,6 x 10−3%) durante la oxidación del dióxido de uranio.

Transferencia de calor entre el revestimiento y el agua En un reactor de potencia refrigerado por agua (o en una piscina de refrigeración llena de agua usada para almacenamiento de combustible), si ocurre un pico de tensión como resultado de un accidente iniciado por reactividad, puede ser muy útil una comprensión del proceso de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento hacia el agua. En un estudio francés, una tubería metálica sumergida en agua (ambos bajo condiciones típicas de una piscina y de un reactor de agua a presión (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR), fue calentada eléctricamente para simular la generación de calor por procesos nucleares al interior de una varilla de combustible. La temperatura de la tubería fue monitoreada por termocuplas y para las pruebas conducidas bajo las condiciones de un reactor de agua a presión, el agua que entraba a la tubería más grande (14,2 mm de diámetro) que sostenía la tubería metálica bajo pruebas (9,5 mm de diámetro exterior y de 600 mm de largo) estaba a 280 °C y a 15 MPa. El agua fluía a través de la tubería interna a aproximadamente 4 ms−1 y el revestimiento estaba sometido a un calentamiento de entre 2200 y 4900 °C s−1 para simular un RIA. Se encontró que a medida que la temperatura del revestimiento aumentaba la tasa de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento se incrementaba primero cuando el agua hervía en los sitios de nucleación. Cuando el flujo de calor es más grande que el flujo crítico de calor ocurre una crisis de ebullición. Esto sucede cuando la temperatura de la superficie de revestimiento del combustible se incrementa de tal forma que la superficie del metal está demasiado caliente (la superficie se seca) como para que se produzca la nucleación por ebullición. Cuando la superficie se seca la tasa de transferencia de calor disminuye, después de un mayor aumento en la temperatura de la superficie del metal se vuelve a iniciar la ebullición pero ahora como ebullición de película.

Corrosión y otros cambios a los materiales en el reactor Corrosión al interior del revestimiento Las aleaciones de zirconio pueden producir grietas de tensión por corrosión cuando son expuestas al yodo, el yodo se forma como un producto de la fisión que depende de la naturaleza del combustible que escapa del gránulo. Ha sido demostrado que el yodo causa que aumente la tasa de agrietamiento en tubos de zircaloy-4 presurizados.

Reactores moderados por grafito En el caso de los reactores moderados por grafito refrigerados por dióxido de carbono tales como los reactores de potencia MAGNOX y reactores refrigerados por gas avanzados (en inglés: Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) una reacción importante de corrosión es la reacción de una molécula de dióxido de carbono con grafito (carbón) para formar dos moléculas de monóxido de carbono. Este es uno de los procesos que limita la vida útil en este tipo de reactor.

Reactores refrigerados por agua Corrosión En un reactor refrigerado por agua la acción de la radiación sobre el agua (radiólisis) forma peróxido de hidrógeno y oxígeno. Esto puede causar agrietamiento por tensión de corrosión de las partes metálicas que incluyen el revestimiento del combustible y otras redes de tuberías. Para mitigar esto hidrazina e hidrógeno son inyectados en el circuito primario de refrigeración en los reactores del tipo de agua en ebullición (en inglés: Boiling Water Reactor, BWR) o de agua presurizada (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR) como un inhibidor de corrosión para ajustar las propiedades redox del sistema. Una revisión de desarrollos recientes sobre este tópico ha sido publicada en la referencia citada.

Tensiones térmicas por enfriamiento En un accidente de pérdida de refrigeración (en inglés: Loss-Of-Coolant Accident, LOCA) se calcula que la superficie del revestimiento podría alcanzar una temperatura de entre 800 y 1400 °K, y que el revestimiento estaría expuesto a vapor por algún tiempo antes de se pudiera reintroducir agua en el reactor para poder enfriar el combustible. Durante ese tiempo cuando el revestimiento caliente está expuesto al vapor ocurriría algo de oxidación del zirconio, formándose óxido de zirconio que contiene más zirconio que la zirconia. Esta fase Zr(O) es la fase-α, donde más oxidación forma zirconia. Mientras más tiempo el revestimiento es expuesto al vapor menos dúctil se volverá. Una medida de ductilidad es comprimir un anillo a lo largo del diámetro (a una tasa constante de desplazamiento, en este caso 2 mm min−1) hasta que ocurra una grieta, luego el anillo comenzará a fallar. La elongación que ocurre entre cuando la máxima fuerza es aplicada y cuando la carga mecánica cae al 80% de la carga requerida para inducir la primera grieta es la L0,8 medida en mm. Mientras más dúctil es una muestra mayor será el valor de L0,8.

En un experimento el zirconio es calentado en vapor a 1473 K, luego esta es enfriada lentamente en vapor hasta 1173 K antes de ser inundado en agua. A medida que el tiempo de calentamiento a 1473 K es aumentado el zirconio se convierte es más frágil y el valor de L0,8 cae.

Envejecimiento del acero La irradiación causa que las propiedades del acero sean más pobres, por ejemplo el SS316 se convierte en menos dúctil y menos tenaz. También la fluencia y el agrietamiento por tensión de corrosión se vuelven peores. Se han publicado continuamente artículos sobre este efecto.

Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible Esto se debe a que a medida que el combustible se expande al calentarse, el núcleo del pellet se expande más que los bordes. Por esta tensión termal así formado el combustible se agrieta, las grietas tienden a ir desde el centro hasta el borde en un patrón de forma de estrella.

El agrietamiento del combustible tiene el efecto de liberar la radiactividad del combustible tanto en condiciones de accidente como cuando el combustible gastado es usado como una forma final de desecho. El agrietamiento aumenta el área de superficie del combustible lo que a su vez aumenta la tasa a la los productos de la fisión pueden dejar el combustible.

La temperatura del combustible varia como una función de la distancia desde el centro hacia el borde. A una distancia x desde el centro la temperatura (Tx) está descrita por la ecuación donde ρ es la densidad de la potencia (W m−3) y Kf es la conductividad térmica.

Para explicar este a para una serie de pellet de combustible siendo usados con una temperatura de borde de 200 °C (normalmente para un BWR) con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm−3 que han sido modelados usando la ecuación mostrada arriba. Estas pellets de combustible son más bien grandes; es normal usar pellets de óxido que son aproximadamente de 10 mm de diámetro.

Para explicar esto, usando la ecuación mostrada anteriormente, se ha modelado una serie de pellets de combustible con una temperatura de 200 °C (típica para un reactor de agua en ebullición) con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm-3. Estas pellets de combustibles son más bien grandes, siendo lo normal usar pellets de óxido de aproximadamente 10 mm de diámetro.

center|thumb|400px|Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de energía de 250 W por metro cúbico. La temperatura central es muy diferente para los combustibles sólidos.

center|thumb|400px|Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 26 mm de diámetro con una densidad de energía de 250 W por metro cúbico.