Se presentan los resultados del envejecimiento trmico a largo plazo de muestras de la camisa del elemento combustible irradiado y no irradiado y del revestimiento del elemento combustible no irradiado a una temperatura comprendida entre 300 y 550C en argn y 600C en aire. Los materiales se han estudiado antes y despus de las pruebas trmicas. Se ha llevado a cabo la estimacin del dao previsto por corrosin del material de barrera en la liberacin de radionucleidos de los elementos combustibles gastados del reactor BN-350 al medio ambiente durante su almacenamiento en seco durante 50 aos.
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