Ensayos de compresión diametral en vainas de combustible nuclear avanzado cromadas

• M. Cristóbal Beneyto ^[1] ; J. Ruiz Hervías ^[1]
  1. [1] Universidad Politécnica de Madrid

     Universidad Politécnica de Madrid

     Madrid, España

     
• Localización: Revista española de mecánica de la fractura, ISSN-e 2792-4246, Nº. 10, 2025, págs. 33-38
• Idioma: español
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• Resumen
  • español

    Desde el accidente ocurrido en la central nuclear de Fukushima Daiichi en 2011, se han iniciado diversos programas para desarrollar nuevos combustibles tolerantes a accidentes (ATF) con el objetivo de aumentar el tiempo de respuesta en caso de un accidente severo. Algunos de estos diseños se basan en vainas convencionales (tubos de Zr) recubiertas con materiales que mejoren su resistencia corrosión en vapor de agua a alta temperatura. Se ha llevado a cabo una extensa investigación, principalmente sobre el comportamiento a la corrosión de las vainas ATF en condiciones normales de operación y en escenarios de accidente severo. Sin embargo, se ha prestado menos atención a la influencia del recubrimiento en el comportamiento mecánico de las vainas en condiciones de accidente relacionados con el transporte y la manipulación del combustible gastado. En este estudio, muestras de vaina de Zr con recubrimiento de Cr fueron sometidas a ensayos en autoclave durante 210 días. Posteriormente, se realizaron ensayos de compresión diametral a 20ºC y 300ºC. El comportamiento mecánico es bastante diferente entre los dos conjuntos de muestras analizados, principalmente debido a los distintos materiales de vaina. Las diferencias entre las muestras recubiertas y sin recubrimiento son más pronunciadas a 20ºC que a 300ºC. En ambos casos, la carga máxima es notablemente menor en las muestras que no tienen recubrimiento ni han sido ensayadas en autoclave (sin capa de óxido).

  • English

    Since the accident that occurred at the Fukushima Daiichi NPP in 2011, different programs were started to develop new Accident Tolerant Fuels (ATF) with the aim of increasing the coping time in the case of a severe accident. Some of the new designs are focused on conventional Zr cladding coated with materials that improve cladding behaviour in hightemperature water vapour. Extensive research has been done mainly on the corrosion behaviour of the cladding in normal operation or in severe accident conditions, but less interest has been paid to the influence of the coating in the mechanical behaviour of the cladding. It is important to ensure cladding performance in normal operation and in severe accident scenarios, but also in the accidents related with transport and handling of spent fuel. In this paper, different Cr-coated ATF Zr samples were tested in autoclave for 210 days. Afterwards, they were subjected to ring compression tests at 20º C and 300 °C. The mechanical behaviour is quite different for the two sets of samples tested, mainly because of the different cladding material employed in both cases. Typically, the differences between the coated and uncoated samples are more pronounced at 20ºC. The results are more homogeneous at 300ºC, although the load is noticeable smaller for the uncoated as-received samples for both sets of samples.