Resumen

El combustible de xido mixto de torio y plutonio (Th-MOX) se ha convertido en una de las soluciones ms prometedoras para reducir las grandes y crecientes reservas de plutonio. En comparacin con los combustibles tradicionales de xido mixto de uranio y plutonio (U-MOX), el combustible Th-MOX tiene una mayor tasa de consumo de plutonio en los LWR. Adems, los combustibles a base de torio tienen mejores propiedades termomecnicas que los combustibles U-MOX tradicionales. Estudios anteriores sobre un ncleo completo de Th-MOX han mostrado una menor eficiencia en los mecanismos de control de la reactividad, una retroalimentacin ms fuerte de la reactividad y una fraccin significativamente menor de neutrones retardados en comparacin con un ncleo tradicional de xido de uranio (UOX). Estos problemas complican la implantacin de un ncleo completo de Th-MOX de forma similar a la de un ncleo tradicional de U-MOX. Para reducir y evitar algunos de estos problemas, se propone la introduccin de una fraccin menor de combustible Th-MOX en el ncleo. En este estudio, un tercio de los conjuntos son de combustible Th-MOX y el resto de combustible UOX tradicional. El estudio de viabilidad se basa en el PWR sueco Ringhals-3. Los resultados muestran que las caractersticas del ncleo son ms similares a las de un ncleo UOX tradicional, y la fraccin de neutrones retardados se encuentra dentro de lmites aceptables. Adems, la amortiguacin de las oscilaciones axiales de xenn inducidas por la insercin de barras de control es casi 5 veces ms eficaz en el ncleo 1/3 Th-MOX que en el ncleo estndar.

• Materias:Energía cinética Equipos de seguridad Combustible fundido Bucle simétrico Accidente nuclear
• Subjects:Kinetic energy Safety equipment Molten fuel Symmetrical loop Nuclear accident
• Palabras claves:Torio; Plutonio; Combustible de óxido mixto; Tasa de consumo; Control de la reactividad; Neutrones retardados
• Keywords:Thorium; Plutonium; Mixed oxide fuel; Consumption rate; Reactivity control; Delayed neutrons