dispersed plate type fuel (original) (raw)

The PLACA code was originally built to simulate monolithic plate fuels contained in a metallic cladding, with a gap in between. The international program of high density fuels was recently oriented to the development of a plate-type fuel of a uranium rich alloy with a molybdenum content between 6 to 10 w%, without gap and with a Zircaloy cladding. To give account of these fuels, the DPLACA code was elaborated as a modification of the original code. The extension of the calculation tool to disperse fuels involves a detailed study of the properties and models (still in progress). Of special interest is the material formed by UMo particles dispersed in an Al matrix. This material has appeared as a candidate fuel for high flux research reactors. However, the interaction layer that grows around the particles has a deleterious effect on the material performance in operation conditions and may represent a limit for its applicability. A number of recent experiments carried out on this material provide abundant information that allows testing of the numerical models. Introducción La primera generación de reactores de investigación del tipo conocido como MTR comienza a operar en 1952. Emplea combustibles placa constituidos por aleaciones de Uranio-Aluminio que consisten básicamente de intermetálicos de UAl 2 y UAl 3 dispersos en matriz de Aluminio. Estos combustibles requieren un alto enriquecimiento, 90%, en el isótopo U 235. En busca de combustibles que permitiesen una mayor cantidad de uranio en los años 60 comienzan a utilizarse óxidos de uranio dispersos en aluminio, el más común de ellos U 3 O 8-Al, que aumenta de 30 a 50 % la densidad de uranio. A partir de 1978 en todo el mundo y a instancias el gobierno de USA, se propone la conversión de todos los combustibles en reactores de investigación en uso a combustible con Uranio de bajo enriquecimiento (<20% de U 235), por el peligro de manipular material radiactivo para uso bélico, en el marco del programa denominado Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) [1. De los muchos combustibles utilizados en reactores de investigacion, los candidatos para reemplazar los de alto enriquecimiento fueron los sistemas UAl X-Al, U 3 O 8-Al y UZrH X , que para 1978 poseían densidades de uranio de 1.3, 1.7 y 0.5 g-U/cm 3 respectivamente. En principio se buscó llevar esas densidades a los valores más altos posibles dentro del programa de desarrollo de combustible LEU (Low Enrichment Uranium) de alta densidad. Fueron elevadas hasta 2.3 g-U/cm 3 para UAl X-Al, 3.2 g-U/cm 3 para U 3 O 8-Al y 3.7 g-U/cm 3 para UZrH X. Posteriormente, los combustibles de siliciuros LEU, que utilizan partículas de U 3 Si 2 dispersas en Aluminio, permitieron alcanzan densidades de uranio de 4.8g/cm 3. Como resultado de este esfuerzo, cerca de 40 reactores fueron convertidos o construidos utilizando combustibles LEU. Sin embargo, esas densidades continuan siendo bajas para reactores de muy alto flujo. De este modo da comienzo la búsqueda de un combustible nuevo, más denso, que contenga al menos 8-9 g U/cm 3 , empleando una aleación diferente. La Tabla 1 muestra, a modo de ejemplo, algunas aleaciones posibles y sus respectivas densidades.