Un nuevo método mejorará la seguridad de los reactores nucleares

Actualizado a las 12/12/2018 - 14:33

Palabras clave：reactor,nuclear,Moscú

Moscú,12/12/2018(El Pueblo en Línea)-En el proceso de desarrollo de combustible nuclear tolerante, los científicos de la Universidad Nacional de Investigaciones Nucleares (MEPhI) de Rusia (Moscú) eligieron la composición de la capa protectora para cubrir la superficie de elementos termógenos. Entonces, decidieron fabricar las capas cubiertas con una sustancia que contiene cromo con el fin de probarlas en el reactor MIR., destaca Sputnik.

De acuerdo a los datos del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA), a principios de 2018, 448 reactores nucleares funcionaban en el mundo y más de 50 reactores estaban en proceso de construcción. Uno de los tipos de reactores más utilizados en las centrales nucleares a nivel mundial son los de agua a presión (PWR, por sus siglas en inglés).

Los elementos termógenos de tales reactores se fabrican, en su mayoría, de aleaciones de zirconio que funcionan con éxito cuando la temperatura es inferior a 350°С. Si la temperatura de la capa sube a 800-900°С, por ejemplo, en caso de que se interrumpa la refrigeración del reactor debido a una avería, se produce una reacción del zirconio en contacto con vapor de agua, lo que da lugar a un desprendimiento de hidrógeno susceptible de inflamarse.

El método de tratamiento de elementos termógenos con haces de iones prevé que la superficie del elemento se pula o se grabe con iones de argón para eliminar las asperezas. Posteriormente, conservando el vacío en las cámaras del equipo, las aleaciones instaladas como electrodos en los magnetrones —dispositivos que forman una carga especial de plasma en la superficie del electrodo para la pulverización con iones de plasma de este electrodo— se pulverizan por capas sobre la superficie de los elementos en forma de capa —de hasta 10 micrómetros de espesor—.

Tras la finalización del ciclo de procesamiento, en la MEPhI se llevó a cabo un análisis de la composición, la estructura y el espesor de las capas con un microscopio electrónico y un microscopio de iones. Los científicos ensayaron asimismo la resistencia de las capas —a la fricción contra elementos de zirconio—, su oxidación en el agua —con una temperatura de 350°С, la presión del agua de 160 atm durante 72 horas— y en el vapor —con una temperatura de 1200°С—.

Los resultados de esta investigación se presentaron en la XVI Escuela-Conferencia Internacional 'Nuevos materiales: combustible nuclear tolerante' que se celebró en la MEPhI por iniciativa de la escuela científica y el laboratorio del tratamiento de materiales con haces de iones del Departamento de Física de los Materiales.