Combustible nuclear

El combustible nuclear es un material que puede ser 'consumido' por fisión nuclear o fusión para sacar la energía nuclear. El combustible nuclear se puede referir al propio combustible, o a objetos físicos (por ejemplo bultos formados de varas de combustible) formado del material de combustible, mezclado con la moderación estructural, de neutrón o materiales de reflejo del neutrón.

La mayor parte de combustible nuclear contiene elementos fisibles pesados que son capaces de la fisión nuclear. Cuando estos combustibles son golpeados por neutrones, son por su parte capaces de emitir neutrones cuando se rompen aparte. Esto hace posible un efecto de dominó autónomo que suelta la energía con un precio controlado en un reactor nuclear o con un precio incontrolado muy rápido en una arma nuclear.

El combustible nuclear fisible más común es el uranio 235 (U) y plutonio 239 (Pu). Las acciones de minería, refinado, purificación, utilización, y por último eliminación del combustible nuclear juntos arreglan el ciclo de combustible nuclear.

No todos los tipos de combustible nuclear crean el poder de la fisión nuclear. El plutonio 238 y algunos otros elementos es usado para producir pequeñas cantidades de la energía nuclear por el decaimiento radiactivo en el radioisótopo generadores termoeléctricos y otros tipos de baterías atómicas. También, la luz nuclides como el tritium (H) se puede usar como el combustible para la fusión nuclear.

El combustible nuclear tiene la densidad de energía más alta de todas las fuentes de combustible prácticas.

Combustible de óxido

Para reactores de la fisión, el combustible (típicamente basado en el uranio) está por lo general basado en el óxido metálico; los óxidos se usan, más bien que los propios metales porque el punto de fusión de óxido es mucho más alto que ese del metal y porque no se puede quemar, siendo ya en el estado oxidado.

UOX

El dióxido de uranio es un semiconductor negro sólido. Se puede hacer reaccionando uranyl el nitrato con una base (amoníaco) para formar un sólido (amonio uranate). Se calienta (calcinado) para formar UO que se puede convertir entonces calentándose en un argón / mezcla de hidrógeno (700 °C) para formar UO. El UO se mezcla entonces con una carpeta orgánica y se presiona en bolitas, estas bolitas se disparan entonces a una temperatura mucho más alta (en H/Ar) a sinter el sólido. El objetivo es formar un sólido denso que tiene pocos poros.

La conductividad térmica del dióxido de uranio es muy baja comparado con ese de metal del circonio, y disminuye cuando la temperatura sube.

Es

importante notar que la corrosión del dióxido de uranio en un ambiente acuoso es controlada por procesos electroquímicos similares a la corrosión galvánica de una superficie metálica.

MOX

El óxido variado o combustible MOX, es una mezcla de plutonio y uranio empobrecido o natural que se comporta de manera similar (aunque no idénticamente) a la comida de uranio enriquecida para la cual la mayor parte de reactores nucleares se diseñaron. El combustible de MOX es una alternativa al combustible de uranio bajo enriquecido (LEU) usado en los reactores acuáticos ligeros que predominan la generación de la energía nuclear.

Alguna preocupación se ha expresado que los corazones MOX usados introducirán nuevos desafíos de la disposición, aunque MOX sea un medio de eliminar el plutonio de sobra por la transmutación.

Actualmente (el marzo de 2005) reprocesamiento de combustible nuclear comercial para hacer MOX se hace en Inglaterra y Francia, y en menor grado en Rusia, India y Japón. China planea desarrollar reactores generadores rápidos y reprocesamiento.

La Sociedad de la Energía nuclear Global, es un plan estadounidense de formar una sociedad internacional para ver gastado por el combustible nuclear tratado de nuevo en un camino que da el plutonio en ello utilizable para el combustible nuclear, pero no para armas nucleares. El reprocesamiento de combustible nuclear comercial y de reactor gastado no se ha permitido en los Estados Unidos debido a consideraciones de no proliferación. Todas las otras naciones de reprocesamiento han tenido mucho tiempo armas nucleares de "la investigación" enfocada por los militares - combustibles de reactor excepto Japón.

Combustible metálico

Los combustibles metálicos tienen la ventaja de una conductividad de calor mucho más alta que combustibles de óxido, pero no pueden sobrevivir igualmente altas temperaturas. Los combustibles metálicos tienen una historia larga del uso, estirarse del reactor de Clementine en 1946 a muchos prueba y reactores de investigación. Los combustibles metálicos tienen el potencial para la densidad del átomo fisible más alta. Los combustibles metálicos normalmente se alean, pero algunos combustibles metálicos se han hecho con el metal de uranio puro. Las aleaciones de uranio que se han usado incluyen el aluminio de uranio, el circonio de uranio, el silicio de uranio, el molibdeno de uranio y el circonio de uranio hydride. Cualquier de los combustibles ya mencionados se puede hacer con el plutonio y otro actinides como la parte de un ciclo de combustible nuclear cerrado. Los combustibles metálicos se han usado en reactores acuáticos y reactores generadores rápidos metálicos líquidos, como el EBR-II.

Combustible de TRIGA

El combustible de TRIGA se usa en TRIGA (Formación, Investigación, Isótopos, Física nuclear General) reactores.

El reactor TRIGA usa uranium-zirconium-hydride (UZrH) combustible, que tiene un pronto coeficiente de temperaturas negativo, significando que como la temperatura de los aumentos principales, las disminuciones de la reactividad — por tanto es muy improbable para una fusión accidental ocurrir. La mayor parte de corazones que usan este combustible son "la salida alta" corazones donde el exceso se escapó los neutrones se pueden utilizar para la investigación. El combustible de TRIGA al principio se diseñó para usar el uranio muy enriquecido, sin embargo en 1978 el Ministerio de Energía estadounidense lanzó su Enriquecimiento Reducido para el programa Research Test Reactors, que promovió la conversión de reactor al combustible de uranio bajo enriquecido. Un total de 35 reactores TRIGA se ha instalado en posiciones a través de los EE. UU. Más 35 reactores se han instalado en otros países.

Combustible de Actinide

En un reactor de neutrón rápido, actinides menor producido por la captura de neutrón de uranio y plutonio se puede usar como el combustible. El metal actinide combustible es típicamente una aleación de circonio, uranio, plutonio y actinides menor. Se puede hacer intrínsecamente seguro ya que la extensión termal de la aleación metálica aumentará la salida de neutrón.

Combustibles de cerámica

Los combustibles de cerámica además de óxidos tienen la ventaja de conductividades de alta temperatura y puntos de fusión, pero son más propensos al hinchazón que combustibles de óxido y no se entienden también.

Uranio nitride

Esto a menudo es el combustible de opción para diseños de reactor que la NASA produce, una ventaja consiste en que las Naciones Unidas tienen una mejor conductividad térmica que UO. El uranio nitride tiene un punto de fusión muy alto. Este combustible tiene la desventaja que a menos que N se usara (en el lugar de N más común) que una cantidad grande de C se generaría del nitrógeno por el (n, p) reacción. Como el nitrógeno requerido para tal combustible sería tan caro es probable que el combustible tuviera que ser tratado de nuevo por un método pyro de permitir al N para recuperarse. Es probable que si el combustible se tratara y se disolviera en el ácido nítrico que el nitrógeno enriquecido por N se diluiría con N común.

Carburo de uranio

La mayor parte de lo que se conoce sobre el carburo de uranio está en la forma de elementos de combustible del tipo del alfiler para reactores generadores rápidos metálicos líquidos durante su estudio intenso durante los años 60 y los años 70. Sin embargo, recientemente hubo un interés reanimado al carburo de uranio en la forma de combustible del plato y el más notablemente, partículas de combustible micro (como partículas de TRISO).

La conductividad térmica alta y el punto de fusión alto hacen el carburo de uranio un combustible atractivo. Además, debido a la ausencia de oxígeno en este combustible (durante el curso de irradiación, la presión de gas excedente puede construir de la formación de O u otros gases) así como la capacidad de complementar una capa de cerámica (un interfaz de cerámica y de cerámica tiene ventajas estructurales y químicas), el carburo de uranio podría ser el candidato de combustible ideal por cierta Generación IV reactores como el reactor rápido refrescado por el gas.

Combustibles líquidos

Los combustibles líquidos son líquidos que contienen el combustible nuclear disuelto. Los reactores abastecidos de combustible por el líquido generalmente tienen mecanismos del feedback negativo grandes y por lo tanto son diseños particularmente estables; sin embargo la forma de combustible líquida también tiene la desventaja de ser fácilmente dispersible en caso de un accidente, como un agujero en el sistema primario.

Sales fundidas

Los combustibles de sal fundidos hacen disolver el combustible nuclear directamente en el refrigerante de sal fundido. Los reactores abastecidos de combustible por la sal fundidos, como el fluoruro líquido thorium reactor (LFTR), son diferentes que reactores refrescados por la sal fundidos que no disuelven el combustible nuclear en el refrigerante.

Los combustibles de sal fundidos se usaron en el LFTR conocido como el Experimento del Reactor de Sal Fundido, así como otros experimentos de reactor principales líquidos. El combustible líquido para el reactor de sal fundido era una mezcla de litio, beryllium, thorium y fluoruros de uranio: LiF BeF ThF UF (72-16-12-0.4% mol). Tenía una temperatura de funcionamiento máxima de 705°C en el experimento, pero podría haber funcionado a temperaturas mucho más altas, ya que el punto de ebullición de la sal fundida era superior a 1400°C.

Soluciones acuosas de sales de uranyl

Los reactores homogéneos acuosos (AHRs) usan una solución del sulfato uranyl u otra sal de uranio en el agua. Históricamente, AHRs han sido todos pequeños reactores de investigación, no reactores de poder grandes. Un AHR conocido como el Sistema de Producción del Isótopo Médico se está considerando para la producción de isótopos médicos.

Formas físicas comunes de combustible nuclear

El dióxido de uranio (UO) el polvo se comprime a bolitas cilíndricas y sintered en altas temperaturas para producir bolitas de combustible nuclear de cerámica con una densidad alta y bien definió propiedades físicas y composición química. Un proceso de molienda es usado para conseguir una geometría cilíndrica uniforme con tolerancias estrechas. Tales bolitas de combustible se apilan entonces y llenas en los tubos metálicos. El metal usado para los tubos depende del diseño del reactor. El acero inoxidable se usó en el pasado, pero la mayor parte de reactores ahora usan una aleación del circonio que, además de ser muy resistente a la corrosión, tiene la absorción de neutrón baja. Los tubos que contienen las bolitas de combustible se sellan: estos tubos se llaman varas de combustible. Las varas de combustible terminadas se agrupan en asambleas de combustible que son usadas para aumentar el corazón de un reactor de poder.

El revestimiento es la capa externa de las varas de combustible, que están de pie entre el refrigerante y el combustible nuclear. Se hace de un resistente a la corrosión el material con el corte transversal de absorción bajo para neutrones termales, por lo general Zircaloy o acero en construcciones modernas o magnesio con la pequeña cantidad de aluminio y otros metales para los reactores de Magnox ahora obsoletos. El revestimiento impide a fragmentos de la fisión radiactivos evitar el combustible en el refrigerante y contaminarlo.

Bolita jpg|Nuclear de Image:Fuel Comisión Reguladora (NRC) Imagen de bolitas de combustible (frescas) no irradiadas.

Imagen de la vara jpg|NRC de Image:Pellet de bolitas de combustible frescas listas para asamblea.

Cuadro de Image:Nuclear-Fuel.jpg|NRC de combustible fresco inspeccionado.

Combustible de PWR

El combustible del reactor acuático presurizado (PWR) consiste en varas cilíndricas puestas en bultos. Un óxido de uranio de cerámica se forma en bolitas y se inserta en tubos de Zircaloy que se atan en un fardo juntos. Los tubos Zircaloy son aproximadamente 1 cm en el diámetro, y el hueco del revestimiento de combustible está lleno del gas de helio para mejorar la conducción de calor del combustible al revestimiento. Hay aproximadamente 179-264 varas de combustible por bulto de combustible y aproximadamente 121 a 193 bultos de combustible se cargan en un corazón de reactor. Generalmente, los bultos de combustible consisten en varas de combustible atadas en un fardo 14×14 a 17×17. Los bultos de combustible de PWR son aproximadamente 4 metros de largo. En bultos de combustible PWR, las varas de control se insertan a través de la cumbre directamente en el bulto de combustible. Los bultos de combustible por lo general se enriquecen varios por ciento en U. El óxido de uranio se seca antes de insertar en los tubos para tratar de eliminar la humedad en el combustible de cerámica que puede llevar a la corrosión y el hidrógeno embrittlement. Los tubos Zircaloy se presurizan con el helio para tratar de minimizar la interacción del revestimiento de la bolita que puede llevar al fracaso de la vara de combustible a lo largo de los períodos largos.

Combustible de BWR

En reactores del agua hirviente (BWR), el combustible es similar al combustible PWR salvo que los bultos son "canned"; es decir hay un tubo delgado que rodea cada bulto. Esto se hace principalmente para impedir a variaciones de densidad locales afectar neutronics y la hidráulica termal del corazón de reactor. En bultos de combustible BWR modernos, hay 91, 92, o 96 varas de combustible por asamblea según el fabricante. Una variedad entre 368 asambleas para el más pequeño y 800 asambleas para los Estados Unidos más grandes. BWR forma el corazón de reactor. Cada vara de combustible BWR está de vuelta llena del helio a una presión de aproximadamente tres atmósferas (300 kPa).

Combustible de CANDU

Los bultos de combustible de CANDU son sobre medio metro mucho tiempo y 10 cm en el diámetro. Consisten en sintered (UO) bolitas en tubos de la aleación del circonio, soldados a platos del final de la aleación del circonio. Cada bulto es aproximadamente 20 kilogramos, y una carga principal típica está a la orden de 4500-6500 bultos, según el diseño. Los tipos modernos típicamente tienen 37 alfileres de combustible idénticos radialmente arreglados sobre el eje largo del bulto, pero en varias configuraciones diferentes pasadas y números de alfileres se han usado. El bulto de CANFLEX tiene 43 elementos de combustible, con dos tallas del elemento. También es aproximadamente 10 cm (4 pulgadas) en el diámetro, 0.5 m (20 en) mucho tiempo y pesa aproximadamente 20 kilogramos (44 libras) y sustituye el bulto estándar de 37 alfileres. Se ha diseñado expresamente para aumentar el rendimiento de combustible utilizando dos diámetros del alfiler diferentes. Los diseños de CANDU corrientes no necesitan el uranio enriquecido para conseguir criticality (debido a su asesor acuático pesado más eficiente), sin embargo, un poco de llamada de conceptos más nueva al enriquecimiento bajo para ayudar a reducir la talla de los reactores.

Formas de combustible menos comunes

Varias otras formas de combustible nuclear encuentran el uso en aplicaciones específicas, pero carecen del uso extendido de los encontrados en BWRs, PWRs y centrales eléctricas CANDU. Muchas de estas formas de combustible sólo se encuentran en reactores de investigación o tienen aplicaciones militares.

Combustible de Magnox

Los reactores de Magnox se presurizan, dióxido de carbono refrescado, el grafito moderó reactores usando el uranio natural (es decir no enriqueció) como combustible y aleación de magnox como el revestimiento de combustible. La presión de trabajo varía de 6.9 a 19.35 barra para los buques de la presión de acero y los dos diseños del hormigón armado hechos funcionar en 24.8 y 27 barra. Magnox también es el nombre de un alloy—mainly del magnesio con pequeñas cantidades de aluminio y otro metals—used en el revestimiento no enriqueció el combustible de metal de uranio por una cubierta de no oxidación para contener productos de la fisión.

Magnox es corto para la no oxidación de Magnesio.

Este material tiene la ventaja de un corte transversal de captura de neutrón bajo, pero tiene dos desventajas principales:

El combustible de Magnox incorporó aletas refrescantes para proporcionar la transferencia de calor máxima a pesar de la temperatura de funcionamiento baja, haciendo caro producir. Mientras el uso de metal de uranio más bien que óxido hizo el reprocesamiento más franco y por lo tanto más barato, la necesidad de tratar de nuevo abastecen de combustible un poco tiempo después de que el retiro del reactor significó que el riesgo del producto de la fisión era severo. Se requirió que las instalaciones de manejo remotas caras se dirigieran a este peligro.

Combustible de TRISO

El Tristructural-isotropic (TRISO) combustible es un tipo de la partícula de combustible micro. Consiste en un grano de combustible formado de UO (a veces UC o UCO) en el centro, cubierto de cuatro capas de tres materiales isotropic. Las cuatro capas son una capa parachoques porosa hecha del carbón, seguido de una capa interior densa de carbón pyrolytic (PyC), seguido de una capa de cerámica de SiC para retener productos de la fisión a temperaturas elevadas y dar a la partícula TRISO más integridad estructural, seguida de una capa externa densa de PyC. Las partículas de combustible de TRISO se diseñan para no rajarse debido a las tensiones de procesos (como la extensión termal diferencial o escindir la presión de gas) a temperaturas hasta y más allá 1600°C, y por lo tanto pueden contener el combustible en el peor de guiones del accidente en un reactor correctamente diseñado. Dos tales diseños de reactor son el reactor de la cama del guijarro (PBR), en el cual los miles de partículas de combustible TRISO se dispersan en guijarros del grafito y el bloque prismático reactor refrescado por el gas (como el GT-MHR), en que las partículas de combustible TRISO se fabrican en comprime y colocado en un grafito bloquean la matriz. Ambos de estos diseños de reactor son reactores de muy altos temperatura (VHTR) [formalmente conocido como la alta temperatura reactores refrescados por el gas (HTGR)], una de las seis clases de diseños de reactor en la Generación IV iniciativa.

Las partículas de combustible de TRISO al principio se desarrollaron en Alemania para la alta temperatura reactores refrescados por el gas. El primer reactor nuclear para usar combustibles TRISO era el AVR y la primera central eléctrica era el THTR-300. Actualmente, el combustible de TRISO comprime se están usando en los reactores experimentales, el HTR-10 en China y el HTTR en Japón.

Combustible de QUADRISO

En partículas QUADRISO un veneno de neutrón burnable (europium óxido u óxido erbium o carburo) la capa rodea el grano de combustible de partículas TRISO ordinarias para manejar mejor el exceso de reactividad. Si el corazón se equipa tanto con TRISO como con combustibles QUADRISO, al principio de la vida los neutrones no alcanzan el combustible de las partículas QUADRISO porque son parados por el veneno de burnable. Después de la irradiación el veneno merma y corrientes de neutrones en el grano de combustible de partículas QUADRISO que inducen reacciones de la fisión. Este mecanismo compensa la reducción de combustible de combustible TRISO ordinario. En el concepto de combustible QUADRISO generalizado el veneno se puede finalmente mezclar con el grano de combustible o pyrocarbon externo. El QUADRISO http://linkinghub.elsevier.com/retrieve/pii/S0029549310002037 concepto se ha concebido en el Laboratorio Nacional Argonne.

Combustible de RBMK

El combustible del reactor de RBMK se usó en el Soviet reactores del tipo de RBMK diseñados y construidos. Esto es un combustible de óxido de uranio enriquecido bajo. Los elementos de combustible en un RBMK son 3 m de largo cada uno, y dos de éstos se sientan espalda con espalda en cada canal de combustible, tubo de la presión. El uranio tratado de nuevo del combustible gastado del reactor VVER ruso es usado para fabricar el combustible RBMK. Después de accidente de Chernobyl, el enriquecimiento de combustible se cambió del 2.0% al 2.4%, para compensar modificaciones de la vara de control y la introducción de amortiguadores adicionales.

Combustible de CerMet

El combustible de CerMet consiste en partículas de combustible de cerámica (por lo general óxido de uranio) introducido en una matriz metálica. Se supone que este tipo de combustible es lo que se usa en reactores Navales de los Estados Unidos. Este combustible tiene características del transporte de alta temperatura y puede resistir una cantidad grande de la extensión.

Combustible del tipo del plato

El combustible del tipo del plato se ha caído del favor durante los años. El combustible del tipo del plato comúnmente se forma del uranio enriquecido encajonado entre el revestimiento metálico. El combustible del tipo del plato se usa en varios reactores de investigación donde un flujo de neutrón alto se desea, para usos como estudios de la irradiación materiales o producción del isótopo, sin las altas temperaturas vistas en el combustible de cerámica, cilíndrico. Se usa actualmente en Advanced Test Reactor (ATR) en Idaho Laboratorio Nacional.

El sodio unió el combustible

El sodio se adhirió el combustible consiste en el combustible que tiene el sodio líquido en el hueco entre la babosa de combustible (o bolita) y el revestimiento. Este tipo de combustible a menudo se usa para los reactores rápidos metálicos líquidos refrescados del sodio. Se ha usado en EBR-I, EBR-II y el FFTF. La babosa de combustible puede ser metálica o de cerámica. La vinculación de sodio es usada para reducir la temperatura del combustible.

Combustible nuclear gastado

El combustible nuclear usado es una mezcla compleja de los productos de la fisión, uranio, plutonio y los metales transplutonium. En el combustible que se ha usado en la alta temperatura en reactores de poder es común para el combustible ser heterogéneo; a menudo el combustible contendrá nanoparticles de metales del grupo platino como el paladio. También el combustible se puede haber rajado bien, haberse hinchado y usar cerca de su punto de fusión. A pesar de que el combustible usado se puede rajar, es muy insoluble en el agua y es capaz de retener la gran mayoría del actinides y productos de la fisión dentro del celosía de cristal del dióxido de uranio.

Combustible de óxido en condiciones del accidente

Dos modos principales de la liberación existen, los productos de la fisión se pueden vaporizar o se pueden dispersar las pequeñas partículas del combustible.

Comportamiento de combustible y examen de la irradiación postal

Post Irradiation Examination (PIE) es el estudio de materiales nucleares usados como el combustible nuclear. Tiene varios objetivos. Se sabe que por el examen de combustible usado que los modos de fracaso que ocurren durante el uso normal (y la manera en la cual el combustible se comportará durante un accidente) se pueden estudiar. Además la información se gana que permite a los usuarios de combustible asegurarse de su calidad y también asiste en el desarrollo de nuevos combustibles. Después de accidentes principales el corazón (o lo que se deja de ello) es normalmente sujeto a la TARTA de averiguar lo que pasó. Un sitio donde la TARTA se hace es el ITU que es el centro de la Unión Europea del estudio de materiales muy radiactivos.

Los materiales en un ambiente de la radiación alto (como un reactor) se pueden someter a comportamientos únicos como hinchazón http://ntrs.nasa.gov/archive/nasa/casi.ntrs.nasa.gov/19700006935_1970006935.pdf y pelota no termal. Si hay reacciones nucleares dentro del material (tal como lo que pasa en el combustible), el stoichiometry también cambiará despacio con el tiempo. Estos comportamientos pueden llevar a nuevas propiedades materiales, agrietamiento, y escindir la liberación de gas.

La conductividad térmica del dióxido de uranio es baja; es afectado por porosidad y quemadura. La quemadura causa productos de la fisión disueltos en el celosía (como el lanthanides), la precipitación de productos de la fisión como el paladio, la formación de burbujas de gas de la fisión debidas de escindir productos como xenón y criptón y daño por radiación del celosía. La conductividad térmica baja puede llevar al sobrecalentamiento de la parte del centro de las bolitas durante el uso. La porosidad causa una disminución tanto en la conductividad térmica del combustible como en el hinchazón que ocurre durante el uso.

Según el Centro de la Seguridad nuclear Internacional http://www.insc.anl.gov/ la conductividad térmica del dióxido de uranio puede ser predita en condiciones diferentes por una serie de ecuaciones.

La densidad del bulto del combustible se puede relacionar con la conductividad térmica

Donde ρ es la densidad del bulto del combustible y ρ es la densidad teórica del dióxido de uranio.

Entonces la conductividad térmica de la fase (K) porosa es relacionada con la conductividad de la fase perfecta (K, ninguna porosidad) por la ecuación siguiente. Note que s es un término para el factor de la forma de los agujeros.

:K = K (1 − p/1 + (s − 1) p)

Más bien que medir la conductividad térmica usando los métodos tradicionales en la física como disco de las Heces, método de Forbes o barra de Searle es común usar un método del destello de láser donde un pequeño disco de combustible se coloca en un horno. Calentándose a la temperatura requerida un lado del disco se ilumina con un pulso de láser, el tiempo requerido para la ola de calor fluir a través del disco, la densidad del disco, y el grosor del disco puede ser usado entonces para calcular y determinar la conductividad térmica.

= ρCα\

Si t se define como el tiempo requerido para el no superficie iluminada para experimentar la mitad de su subida de temperaturas final entonces.

= 0.1388 L/t

Ya que detalles ven

http://equip.kaist.ac.kr/Journal/lfat.pdf

Combustibles del decaimiento del radioisótopo

Batería del radioisótopo

La batería atómica de los términos, la batería nuclear y la batería del radioisótopo se usan interchangely para describir un dispositivo que usa el decaimiento radiactivo para generar la electricidad. Estos sistemas usan radioisótopos que producen partículas de la beta de la energía bajas o a veces partículas alfa de energías variadas. Las partículas de la beta de la energía bajas son necesarias para prevenir la producción de la penetración de la energía alta radiación de Bremsstrahlung que requeriría proteger pesado. Los radioisótopos como el tritium, níquel 63, promethium-147, y technetium-99 se han probado. El plutonio 238, curium-242, curium-244 y estroncio 90 se ha usado.

Hay dos categorías principales de baterías atómicas: termal y no termal. Las baterías atómicas no termales, que tienen muchos diseños diferentes, explotan alfa cobrada y partículas de la beta. Estos diseños incluyen los generadores de cobro directos, betavoltaics, la batería nuclear optoelectric y el radioisótopo generador piezoeléctrico. Las baterías atómicas termales por otra parte, convierta el calor del decaimiento radiactivo a la electricidad. Estos diseños incluyen el convertidor termiónico, thermophotovoltaic células, metal del álcali termal al convertidor eléctrico y el diseño más común, el radioisótopo generador termoeléctrico.

Radioisótopo generadores termoeléctricos

Un radioisótopo generador termoeléctrico (RTG) es un generador eléctrico simple que convierte el calor en la electricidad de un radioisótopo usando una serie de termopares.

se ha hecho el combustible más de uso común para RTGs. En la forma del dióxido de plutonio tiene un período de vida media de 87.7 años, densidad de energía razonable y gamma excepcionalmente baja y niveles de la radiación de neutrón. Algunos RTGs terrestres rusos han usado; este isótopo tiene un período de vida media más corto y una densidad de energía mucho inferior, pero es más barato. RTGs tempranos, primero construidos en 1958 por la Comisión de Energía Atómica estadounidense, han usado. Este combustible proporciona la densidad de energía fenomenalmente enorme, (un gramo solo de polonium-210 genera 140 vatios termales) pero ha limitado el uso debido a su período de vida media muy corto y la producción gamma y se ha dividido en fases del uso en esta aplicación.

Unidades del calentador del radioisótopo (RHU)

Las unidades del calentador del radioisótopo normalmente proporcionan aproximadamente 1 vatio del calor cada uno, sacado del decaimiento de unos gramos de plutonio 238. Este calor se emite continuamente durante varias décadas.

Su función debe proporcionar la calefacción muy localizada del equipo sensible (como la electrónica en el espacio exterior). El orbitador de Cassini-Huygens al Saturno contiene 82 de estas unidades (además de sus 3 RTG's principales para la generación de energía). La sonda de Huygens al Titán contiene 35 dispositivos.

Combustibles de la fusión

Los combustibles de la fusión incluyen tritium (H) y deuterio (H) así como helio 3 (Él). Muchos otros elementos se pueden fundir juntos, pero el precio eléctrico más grande de sus núcleos significa que las temperaturas mucho más altas se requieren. Sólo la fusión de los elementos más ligeros seriamente se considera como una futura fuente de energía. Aunque la densidad de energía de combustible de la fusión sea aún más alta que el combustible de la fisión, y las reacciones de la fusión sostenidas durante unos minutos se han conseguido, utilizando el combustible de la fusión ya que una fuente de energía neta permanece una posibilidad teórica.

Primer combustible de la fusión de generación

El deuterio y tritium ambos se consideran combustibles de la fusión de la primera generación; son los más fáciles a fundirse, porque el precio eléctrico en sus núcleos es el más bajo de todos los elementos. Las tres reacciones nucleares el más comúnmente citadas que podrían ser usadas para generar la energía son:

:H + H n (14.07 MeV) + Él (3.52 MeV)

:H + H n (2.45 MeV) + Él (0.82 MeV)

:H + H p (3.02 MeV) + H (1.01 MeV)

Segundo combustible de la fusión de generación

Los segundos combustibles de generación requieren temperaturas de confinamiento más altas o tiempo de confinamiento más largo que los requeridos de primeros combustibles de la fusión de generación, pero generan menos neutrones. Los neutrones son un subproducto no deseado de reacciones de la fusión en un contexto de generación de energía, porque son absorbidos por las paredes de una cámara de la fusión, haciéndolos radiactivos. No pueden ser encajonados por campos magnéticos, porque eléctricamente no se cobran. Este grupo consiste en deuterio y helio 3. Los productos son todas las partículas cargadas, pero pueden haber reacciones del lado significativas que llevan a la producción de neutrones.

:H + Él p (14.68 MeV) + Él (3.67 MeV)

Tercer combustible de la fusión de generación

Los terceros combustibles de la fusión de generación producen sólo partículas cargadas en las reacciones primarias, y las reacciones del lado son relativamente sin importancia. Ya que una muy pequeña cantidad de neutrones se produce, habría poca radiactividad inducida en las paredes de la cámara de la fusión. Esto a menudo se ve como el objetivo del final de la investigación de la fusión. Tiene la reactividad de Maxwellian más alta de cualquier 3er combustible de la fusión de generación. Sin embargo, no hay ningunas fuentes naturales significativas de esta sustancia en la Tierra.

:He + Él 2 puntos + Él (12.86 MeV)

Otro potencial aneutronic reacción de la fusión es la reacción de boro del protón:

:p + B → 3He

Bajo asunciones razonables, las reacciones del lado resultarán en aproximadamente el 0.1% del poder de la fusión llevado por neutrones. Con 123 keV, la temperatura óptima para esta reacción es casi diez veces más alta que esto para las reacciones de hidrógeno puras, el confinamiento de la energía debe ser 500 veces mejor que esto requerido para la reacción D-T, y la densidad de poder será 2500 veces más baja que para D-T.

Véase también

Enlaces externos

Combustible de PWR

Combustible de BWR

Combustible de CANDU

Combustible de TRISO

Combustible de QUADRISO

Combustible de CERMET

Combustible del tipo del plato

Combustible de TRIGA

Combustibles de reactor espaciales

Combustible de la fusión



Buscar