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href="#Corrosión_y_otros_cambios_a_los_materiales_en_el_reactor"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4</span> <span>Corrosión y otros cambios a los materiales en el reactor</span> </div> </a> <button aria-controls="toc-Corrosión_y_otros_cambios_a_los_materiales_en_el_reactor-sublist" class="cdx-button cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only vector-toc-toggle"> <span class="vector-icon mw-ui-icon-wikimedia-expand"></span> <span>Alternar subsección Corrosión y otros cambios a los materiales en el reactor</span> </button> <ul id="toc-Corrosión_y_otros_cambios_a_los_materiales_en_el_reactor-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Corrosión_al_interior_del_revestimiento" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Corrosión_al_interior_del_revestimiento"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4.1</span> <span>Corrosión al interior del revestimiento</span> </div> </a> <ul id="toc-Corrosión_al_interior_del_revestimiento-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Reactores_moderados_por_grafito" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Reactores_moderados_por_grafito"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4.2</span> <span>Reactores moderados por grafito</span> </div> </a> <ul id="toc-Reactores_moderados_por_grafito-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Reactores_refrigerados_por_agua" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Reactores_refrigerados_por_agua"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4.3</span> <span>Reactores refrigerados por agua</span> </div> </a> <ul id="toc-Reactores_refrigerados_por_agua-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Corrosión" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-3"> <a class="vector-toc-link" href="#Corrosión"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4.3.1</span> <span>Corrosión</span> </div> </a> <ul id="toc-Corrosión-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Tensiones_térmicas_por_enfriamiento" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-3"> <a class="vector-toc-link" href="#Tensiones_térmicas_por_enfriamiento"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4.3.2</span> <span>Tensiones térmicas por enfriamiento</span> </div> </a> <ul id="toc-Tensiones_térmicas_por_enfriamiento-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Envejecimiento_del_acero" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Envejecimiento_del_acero"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">4.4</span> <span>Envejecimiento del acero</span> </div> </a> <ul id="toc-Envejecimiento_del_acero-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Agrietamiento_y_sobrecalentamiento_del_combustible" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Agrietamiento_y_sobrecalentamiento_del_combustible"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">5</span> <span>Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible</span> </div> </a> <button aria-controls="toc-Agrietamiento_y_sobrecalentamiento_del_combustible-sublist" class="cdx-button cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only vector-toc-toggle"> <span class="vector-icon mw-ui-icon-wikimedia-expand"></span> <span>Alternar subsección Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible</span> </button> <ul id="toc-Agrietamiento_y_sobrecalentamiento_del_combustible-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Pérdida_de_productos_de_la_fisión_volátiles_desde_los_gránulos" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Pérdida_de_productos_de_la_fisión_volátiles_desde_los_gránulos"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">5.1</span> <span>Pérdida de productos de la fisión volátiles desde los gránulos</span> </div> </a> <ul id="toc-Pérdida_de_productos_de_la_fisión_volátiles_desde_los_gránulos-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Génesis_del_137Cs" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-3"> <a class="vector-toc-link" href="#Génesis_del_137Cs"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">5.1.1</span> <span>Génesis del <sup>137</sup>Cs</span> </div> </a> <ul id="toc-Génesis_del_137Cs-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Génesis_del_134Cs" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-3"> <a class="vector-toc-link" href="#Génesis_del_134Cs"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">5.1.2</span> <span>Génesis del <sup>134</sup>Cs</span> </div> </a> <ul id="toc-Génesis_del_134Cs-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Un_ejemplo_de_un_estudio_PIE_reciente" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Un_ejemplo_de_un_estudio_PIE_reciente"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">5.2</span> <span>Un ejemplo de un estudio PIE reciente</span> </div> </a> <ul id="toc-Un_ejemplo_de_un_estudio_PIE_reciente-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Liberación_de_los_productos_de_la_fisión_en_agua_de_refrigeración_en_un_accidente_del_tipo_ocurrido_en_Three_Mile_Island" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Liberación_de_los_productos_de_la_fisión_en_agua_de_refrigeración_en_un_accidente_del_tipo_ocurrido_en_Three_Mile_Island"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">6</span> <span>Liberación de los productos de la fisión en agua de refrigeración en un accidente del tipo ocurrido en Three Mile Island</span> </div> </a> <ul id="toc-Liberación_de_los_productos_de_la_fisión_en_agua_de_refrigeración_en_un_accidente_del_tipo_ocurrido_en_Three_Mile_Island-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Fuga_en_Chernóbil" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Fuga_en_Chernóbil"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">7</span> <span>Fuga en Chernóbil</span> </div> </a> <button aria-controls="toc-Fuga_en_Chernóbil-sublist" class="cdx-button cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only vector-toc-toggle"> <span class="vector-icon mw-ui-icon-wikimedia-expand"></span> <span>Alternar subsección Fuga en Chernóbil</span> </button> <ul id="toc-Fuga_en_Chernóbil-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Tabla_datos_químicos" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Tabla_datos_químicos"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">7.1</span> <span>Tabla datos químicos</span> </div> </a> <ul id="toc-Tabla_datos_químicos-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Degradación_del_elemento_de_combustible_completo" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Degradación_del_elemento_de_combustible_completo"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">8</span> <span>Degradación del elemento de combustible completo</span> </div> </a> <button aria-controls="toc-Degradación_del_elemento_de_combustible_completo-sublist" class="cdx-button cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only vector-toc-toggle"> <span class="vector-icon mw-ui-icon-wikimedia-expand"></span> <span>Alternar subsección Degradación del elemento de combustible completo</span> </button> <ul id="toc-Degradación_del_elemento_de_combustible_completo-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-PHEBUS" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#PHEBUS"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">8.1</span> <span>PHEBUS</span> </div> </a> <ul id="toc-PHEBUS-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-LOFT" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#LOFT"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">8.2</span> <span>LOFT</span> </div> </a> <ul id="toc-LOFT-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Contacto_del_combustible_derretido_con_el_agua_y_el_hormigón" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Contacto_del_combustible_derretido_con_el_agua_y_el_hormigón"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">9</span> <span>Contacto del combustible derretido con el agua y el hormigón</span> </div> </a> <button aria-controls="toc-Contacto_del_combustible_derretido_con_el_agua_y_el_hormigón-sublist" class="cdx-button cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only vector-toc-toggle"> <span class="vector-icon mw-ui-icon-wikimedia-expand"></span> <span>Alternar subsección Contacto del combustible derretido con el agua y el hormigón</span> </button> <ul id="toc-Contacto_del_combustible_derretido_con_el_agua_y_el_hormigón-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Agua" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Agua"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">9.1</span> <span>Agua</span> </div> </a> <ul id="toc-Agua-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Investigaciones_recientes" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-3"> <a class="vector-toc-link" href="#Investigaciones_recientes"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">9.1.1</span> <span>Investigaciones recientes</span> </div> </a> <ul id="toc-Investigaciones_recientes-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Concreto" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Concreto"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">9.2</span> <span>Concreto</span> </div> </a> <ul id="toc-Concreto-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Flujos_del_lava_desde_el_corio" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Flujos_del_lava_desde_el_corio"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">10</span> <span>Flujos del lava desde el corio</span> </div> </a> <ul id="toc-Flujos_del_lava_desde_el_corio-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Corrosión_del_combustible_gastado" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Corrosión_del_combustible_gastado"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">11</span> <span>Corrosión del combustible gastado</span> </div> </a> <button aria-controls="toc-Corrosión_del_combustible_gastado-sublist" class="cdx-button cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only vector-toc-toggle"> <span class="vector-icon mw-ui-icon-wikimedia-expand"></span> <span>Alternar subsección Corrosión del combustible gastado</span> </button> <ul id="toc-Corrosión_del_combustible_gastado-sublist" class="vector-toc-list"> <li id="toc-Películas_de_dióxido_de_uranio" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Películas_de_dióxido_de_uranio"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">11.1</span> <span>Películas de dióxido de uranio</span> </div> </a> <ul id="toc-Películas_de_dióxido_de_uranio-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Nanopartículas_de_metales_nobles_e_hidrógeno" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Nanopartículas_de_metales_nobles_e_hidrógeno"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">11.2</span> <span>Nanopartículas de metales nobles e hidrógeno</span> </div> </a> <ul id="toc-Nanopartículas_de_metales_nobles_e_hidrógeno-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Véase_también" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-2"> <a class="vector-toc-link" href="#Véase_también"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">11.3</span> <span>Véase también</span> </div> </a> <ul id="toc-Véase_también-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </li> <li id="toc-Referencias" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Referencias"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">12</span> <span>Referencias</span> </div> </a> <ul id="toc-Referencias-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> <li id="toc-Enlaces_externos" class="vector-toc-list-item vector-toc-level-1"> <a class="vector-toc-link" href="#Enlaces_externos"> <div class="vector-toc-text"> <span class="vector-toc-numb">13</span> <span>Enlaces externos</span> </div> </a> <ul id="toc-Enlaces_externos-sublist" class="vector-toc-list"> </ul> </li> </ul> </div> </div> </nav> </div> </div> <div class="mw-content-container"> <main id="content" class="mw-body"> <header class="mw-body-header vector-page-titlebar"> <nav aria-label="Contenidos" class="vector-toc-landmark"> <div id="vector-page-titlebar-toc" class="vector-dropdown vector-page-titlebar-toc vector-button-flush-left" > <input type="checkbox" id="vector-page-titlebar-toc-checkbox" role="button" aria-haspopup="true" data-event-name="ui.dropdown-vector-page-titlebar-toc" class="vector-dropdown-checkbox " aria-label="Cambiar a la tabla de contenidos" > <label id="vector-page-titlebar-toc-label" for="vector-page-titlebar-toc-checkbox" class="vector-dropdown-label cdx-button cdx-button--fake-button cdx-button--fake-button--enabled cdx-button--weight-quiet cdx-button--icon-only " aria-hidden="true" ><span class="vector-icon mw-ui-icon-listBullet mw-ui-icon-wikimedia-listBullet"></span> <span class="vector-dropdown-label-text">Cambiar a la tabla de contenidos</span> </label> <div class="vector-dropdown-content"> <div id="vector-page-titlebar-toc-unpinned-container" class="vector-unpinned-container"> </div> </div> </div> </nav> <h1 id="firstHeading" class="firstHeading mw-first-heading"><span class="mw-page-title-main">Comportamiento del combustible nuclear durante un accidente del reactor</span></h1> <div id="p-lang-btn" class="vector-dropdown mw-portlet mw-portlet-lang" > <input type="checkbox" id="p-lang-btn-checkbox" role="button" aria-haspopup="true" data-event-name="ui.dropdown-p-lang-btn" class="vector-dropdown-checkbox mw-interlanguage-selector" aria-label="Ir a un artículo en otro idioma. 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</ul> <div class="after-portlet after-portlet-lang"><span class="wb-langlinks-edit wb-langlinks-link"><a href="https://www.wikidata.org/wiki/Special:EntityPage/Q28821#sitelinks-wikipedia" title="Editar enlaces interlingüísticos" class="wbc-editpage">Editar enlaces</a></span></div> </div> </div> </div> </header> <div class="vector-page-toolbar"> <div class="vector-page-toolbar-container"> <div id="left-navigation"> <nav aria-label="Espacios de nombres"> <div id="p-associated-pages" class="vector-menu vector-menu-tabs mw-portlet mw-portlet-associated-pages" > <div class="vector-menu-content"> <ul class="vector-menu-content-list"> <li id="ca-nstab-main" class="selected vector-tab-noicon mw-list-item"><a href="/wiki/Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor" title="Ver la página de contenido [c]" accesskey="c"><span>Artículo</span></a></li><li id="ca-talk" class="vector-tab-noicon mw-list-item"><a href="/wiki/Discusi%C3%B3n:Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor" rel="discussion" title="Discusión acerca de la página [t]" accesskey="t"><span>Discusión</span></a></li> </ul> </div> </div> <div id="vector-variants-dropdown" class="vector-dropdown emptyPortlet" > <input type="checkbox" id="vector-variants-dropdown-checkbox" role="button" aria-haspopup="true" data-event-name="ui.dropdown-vector-variants-dropdown" class="vector-dropdown-checkbox " aria-label="Cambiar variante de idioma" > <label id="vector-variants-dropdown-label" for="vector-variants-dropdown-checkbox" class="vector-dropdown-label cdx-button cdx-button--fake-button cdx-button--fake-button--enabled cdx-button--weight-quiet" aria-hidden="true" ><span class="vector-dropdown-label-text">español</span> </label> <div class="vector-dropdown-content"> <div id="p-variants" class="vector-menu mw-portlet mw-portlet-variants emptyPortlet" > <div class="vector-menu-content"> <ul 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historial</span></a></li> </ul> </div> </div> </nav> <nav class="vector-page-tools-landmark" aria-label="Página de herramientas"> <div id="vector-page-tools-dropdown" class="vector-dropdown vector-page-tools-dropdown" > <input type="checkbox" id="vector-page-tools-dropdown-checkbox" role="button" aria-haspopup="true" data-event-name="ui.dropdown-vector-page-tools-dropdown" class="vector-dropdown-checkbox " aria-label="Herramientas" > <label id="vector-page-tools-dropdown-label" for="vector-page-tools-dropdown-checkbox" class="vector-dropdown-label cdx-button cdx-button--fake-button cdx-button--fake-button--enabled cdx-button--weight-quiet" aria-hidden="true" ><span class="vector-dropdown-label-text">Herramientas</span> </label> <div class="vector-dropdown-content"> <div id="vector-page-tools-unpinned-container" class="vector-unpinned-container"> <div id="vector-page-tools" class="vector-page-tools vector-pinnable-element"> <div class="vector-pinnable-header vector-page-tools-pinnable-header vector-pinnable-header-unpinned" data-feature-name="page-tools-pinned" data-pinnable-element-id="vector-page-tools" data-pinned-container-id="vector-page-tools-pinned-container" data-unpinned-container-id="vector-page-tools-unpinned-container" > <div class="vector-pinnable-header-label">Herramientas</div> <button class="vector-pinnable-header-toggle-button vector-pinnable-header-pin-button" data-event-name="pinnable-header.vector-page-tools.pin">mover a la barra lateral</button> <button class="vector-pinnable-header-toggle-button vector-pinnable-header-unpin-button" data-event-name="pinnable-header.vector-page-tools.unpin">ocultar</button> </div> <div id="p-cactions" class="vector-menu mw-portlet mw-portlet-cactions emptyPortlet vector-has-collapsible-items" title="Más opciones" > <div class="vector-menu-heading"> Acciones </div> <div class="vector-menu-content"> <ul class="vector-menu-content-list"> <li id="ca-more-view" class="selected vector-more-collapsible-item mw-list-item"><a href="/wiki/Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor"><span>Leer</span></a></li><li id="ca-more-edit" class="vector-more-collapsible-item mw-list-item"><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit" title="Editar esta página [e]" accesskey="e"><span>Editar</span></a></li><li id="ca-more-history" class="vector-more-collapsible-item mw-list-item"><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=history"><span>Ver historial</span></a></li> </ul> </div> </div> <div id="p-tb" class="vector-menu mw-portlet mw-portlet-tb" > <div class="vector-menu-heading"> General </div> <div class="vector-menu-content"> <ul class="vector-menu-content-list"> <li id="t-whatlinkshere" class="mw-list-item"><a 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tales como sobrecalentamiento. El costo del trabajo en esta área suele ser muy caro, así que a menudo ha sido realizado en colaboración con otros países, usualmente bajo el liderazgo del <a href="/w/index.php?title=Comit%C3%A9_para_la_Seguridad_de_las_Instalaciones_Nucleares&action=edit&redlink=1" class="new" title="Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (aún no redactado)">Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares</a> (en inglés: Committee on the Safety of Nuclear Installations, CSNI). </p> <meta property="mw:PageProp/toc" /> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Abultamiento">Abultamiento</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=1" title="Editar sección: Abultamiento"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Revestimiento">Revestimiento</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=2" title="Editar sección: Revestimiento"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>El combustible se puede hinchar y el revestimiento que lo cubre y que forman una varilla de combustible y como resultado se puede deformar. Es normal llenar la brecha entre el combustible y el <a href="/wiki/Combustible_nuclear#Presentaciones_físicas_habituales_del_combustible_nuclear" title="Combustible nuclear">revestimiento</a> con gas de <a href="/wiki/Helio" title="Helio">helio</a> para permitir un mejor contacto termal entre el combustible y el revestimiento. Durante su uso la cantidad de gas al interior de la varilla de combustible puede aumentar por la formación de <a href="/wiki/Gases_nobles" title="Gases nobles">gases nobles</a> (<a href="/wiki/Kript%C3%B3n" title="Kriptón">kriptón</a> y <a href="/wiki/Xen%C3%B3n" title="Xenón">xenón</a>) producidos por el proceso de <a href="/wiki/Fisi%C3%B3n_nuclear" title="Fisión nuclear">fisión</a>. Si ocurre una <a href="/wiki/P%C3%A9rdida_accidental_de_refrigerante" class="mw-redirect" title="Pérdida accidental de refrigerante">pérdida accidental de refrigerante</a> (en inglés: Loss-Of-Coolant Accident, LOCA) (como en el caso de <a href="/wiki/Accidente_de_Three_Mile_Island" title="Accidente de Three Mile Island">Three Mile Island</a>) o un <a href="/w/index.php?title=Reactivity_Initiated_Accident&action=edit&redlink=1" class="new" title="Reactivity Initiated Accident (aún no redactado)">accidente iniciado por reactividad</a> (en inglés: Reactivity Initiated Accident, RIA) (como en el caso de <a href="/wiki/Accidente_de_Chern%C3%B3bil" title="Accidente de Chernóbil">Chernobyl</a> o de <a href="/wiki/SL-1" title="SL-1">SL-1</a>) entonces la temperatura de este gas puede aumentar. Como la varilla de combustible está sellada a <a href="/wiki/Presi%C3%B3n" title="Presión">presión</a> del gas aumentará (PV = nRT) y esta posiblemente deformará y reventará el revestimiento. Se ha notado que tanto la <a href="/wiki/Corrosi%C3%B3n" title="Corrosión">corrosión</a> como la <a href="/wiki/Irradiaci%C3%B3n" class="mw-redirect" title="Irradiación">irradiación</a> pueden alterar las propiedades de la <a href="/w/index.php?title=Aleaci%C3%B3n_de_zirconio&action=edit&redlink=1" class="new" title="Aleación de zirconio (aún no redactado)">aleación de zirconio</a> que se usa normalmente como revestimiento, haciéndola <a href="/wiki/Fragilidad" title="Fragilidad">quebradiza</a>. Como un resultado los experimentos que usan tubos de aleación de zirconio no irradiados pueden llevar a mal interpretaciones. </p><p>De acuerdo a un <a href="/wiki/Paper" class="mw-redirect" title="Paper">artículo</a><sup id="cite_ref-1" class="reference separada"><a href="#cite_note-1"><span class="corchete-llamada">[</span>1<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> se ha identificado las siguientes diferencias entre los modos de falla del revestimiento de combustible usado y sin usar. </p> <ul><li>Las barras de combustible no irradiado fueron presurizadas antes de ser instaladas en un reactor especial en el <a href="/w/index.php?title=Reactor_de_Investigaci%C3%B3n_de_Seguridad_Nuclear&action=edit&redlink=1" class="new" title="Reactor de Investigación de Seguridad Nuclear (aún no redactado)">Reactor de Investigación de Seguridad Nuclear</a> (en inglés: Nuclear Safety Research Reactor, NSRR) japonés donde ellas fueron sometidas a una transientes RIA simulada. Estas barras fallaron después de un abombamiento en la parte final de la transientes cuando la temperatura del revestimiento era alta. La falla del revestimiento en estas pruebas fue <a href="/wiki/Ductilidad" title="Ductilidad">dúctil</a>, y la apertura fue explosiva.</li></ul> <ul><li>El combustible usado (61 GW días/<a href="/wiki/Tonelada" title="Tonelada">tonelada</a> de uranio) falló al inicio de las transientes con una <a href="/wiki/Fractura#fractura_por_fragilidad" title="Fractura">fractura por fragilidad</a> en forma de una grieta longitudinal.</li></ul> <ul><li>Se encontró que el tubo de <a href="/wiki/Hidruro" title="Hidruro">hidruro</a> de circonio es más débil y que la presión de reventado es más baja.<sup id="cite_ref-2" class="reference separada"><a href="#cite_note-2"><span class="corchete-llamada">[</span>2<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup></li></ul> <p>El proceso de falla común del combustible en los reactores refrigerados con agua es una transición a una película de <a href="/wiki/Ebullici%C3%B3n" title="Ebullición">ebullición</a> y una subsecuente <a href="/wiki/Ignici%C3%B3n" class="mw-disambig" title="Ignición">ignición</a> del revestimiento de circonio en el vapor. Los efectos de la intensa reacción del hidrógeno caliente producen un flujo sobre los gránulos de combustible y sobre la pared del manojo que se representan en forma adecuada en la imagen al costado. </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Combustible">Combustible</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=3" title="Editar sección: Combustible"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>El <a href="/wiki/Combustible_nuclear" title="Combustible nuclear">combustible nuclear</a> puede hincharse durante su uso, esto se debe a efectos tales como la formación de <a href="/wiki/Burbuja" title="Burbuja">burbujas</a> en el combustible y al daño que ocurre al reticulado del sólido. La hinchazón puede someter a tensiones mecánicas al revestimiento que cubre al combustible. Un documento sobre el tema de la hinchazón del combustible puede ser bajado desde el <a href="/wiki/Sitio_web" title="Sitio web">sitio web</a> de la <a href="/wiki/NASA" title="NASA">NASA</a>.<sup id="cite_ref-3" class="reference separada"><a href="#cite_note-3"><span class="corchete-llamada">[</span>3<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Liberación_de_gases_de_la_fisión"><span id="Liberaci.C3.B3n_de_gases_de_la_fisi.C3.B3n"></span>Liberación de gases de la fisión</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=4" title="Editar sección: Liberación de gases de la fisión"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En la medida de que el combustible es degradado o calentado, los <a href="/wiki/Producto_de_la_fisi%C3%B3n_nuclear" class="mw-redirect" title="Producto de la fisión nuclear">productos de la fisión</a> más volátiles que están atrapados al interior del dióxido de uranio pueden liberarse. Para un ejemplo ver la siguiente referencia citada.<sup id="cite_ref-4" class="reference separada"><a href="#cite_note-4"><span class="corchete-llamada">[</span>4<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p><p>Se ha escrito un informe sobre la liberación de <sup>85</sup>Kr, <sup>106</sup>Ru y <sup>137</sup>Cs a partir de uranio cuando aire se encuentra presente. Se encontró que el dióxido de uranio era convertido a U<sub>3</sub>O<sub>8</sub> entre aproximadamente 300 y 500 °C en el aire. Ellos informaron que este proceso requiere algún tiempo para iniciarse, después del tiempo de inducción en que la muestra gana <a href="/wiki/Masa" title="Masa">masa</a>. Los autores informaron que había una capa de U<sub>3</sub>O<sub>7</sub> sobre la superficie del dióxido de uranio durante este tiempo de inducción. Además dijeron que se liberó entre 3% a 8% de <a href="/wiki/Kript%C3%B3n" title="Kriptón">kriptón</a>-85, y que ocurrió mucho menos de <a href="/wiki/Rutenio" title="Rutenio">rutenio</a> (0,5%) y <a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">cesio</a> (2,6 x 10<sup>−3</sup>%) durante la oxidación del dióxido de uranio.<sup id="cite_ref-5" class="reference separada"><a href="#cite_note-5"><span class="corchete-llamada">[</span>5<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Transferencia_de_calor_entre_el_revestimiento_y_el_agua">Transferencia de calor entre el revestimiento y el agua</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=5" title="Editar sección: Transferencia de calor entre el revestimiento y el agua"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En un reactor de potencia refrigerado por agua (o en una <a href="/w/index.php?title=Piscina_de_refrigeraci%C3%B3n&action=edit&redlink=1" class="new" title="Piscina de refrigeración (aún no redactado)">piscina de refrigeración</a> llena de agua usada para almacenamiento de combustible), si ocurre un <a href="/w/index.php?title=Pico_de_tensi%C3%B3n&action=edit&redlink=1" class="new" title="Pico de tensión (aún no redactado)">pico de tensión</a> como resultado de un <a href="/w/index.php?title=Accidente_iniciado_por_reactividad&action=edit&redlink=1" class="new" title="Accidente iniciado por reactividad (aún no redactado)">accidente iniciado por reactividad</a>, puede ser muy útil una comprensión del proceso de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento hacia el agua. En un estudio francés, una tubería metálica sumergida en agua (ambos bajo condiciones típicas de una piscina y de un <a href="/wiki/Reactor_de_agua_a_presi%C3%B3n" title="Reactor de agua a presión">reactor de agua a presión</a> (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR), fue calentada eléctricamente para simular la generación de calor por procesos nucleares al interior de una varilla de combustible. La <a href="/wiki/Temperatura" title="Temperatura">temperatura</a> de la tubería fue monitoreada por <a href="/wiki/Termopar" title="Termopar">termocuplas</a> y para las pruebas conducidas bajo las condiciones de un reactor de agua a presión, el agua que entraba a la tubería más grande (14,2 mm de <a href="/wiki/Di%C3%A1metro" title="Diámetro">diámetro</a>) que sostenía la tubería metálica bajo pruebas (9,5 mm de diámetro exterior y de 600 mm de largo) estaba a 280 °<a href="/wiki/Grado_Celsius" title="Grado Celsius">C</a> y a 15 <a href="/wiki/MPa" class="mw-redirect" title="MPa">MPa</a>. El agua fluía a través de la tubería interna a aproximadamente 4 ms<sup>−1</sup> y el revestimiento estaba sometido a un calentamiento de entre 2200 y 4900 °C s<sup>−1</sup> para simular un RIA. Se encontró que a medida que la temperatura del revestimiento aumentaba la tasa de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento se incrementaba primero cuando el agua hervía en los sitios de <a href="/wiki/Nucleaci%C3%B3n" title="Nucleación">nucleación</a>. Cuando el flujo de calor es más grande que el <a href="/w/index.php?title=Flujo_cr%C3%ADtico_de_calor&action=edit&redlink=1" class="new" title="Flujo crítico de calor (aún no redactado)">flujo crítico de calor</a> ocurre una crisis de ebullición. Esto sucede cuando la temperatura de la superficie de revestimiento del combustible se incrementa de tal forma que la superficie del metal está demasiado caliente (la superficie se seca) como para que se produzca la <a href="/w/index.php?title=Nucleaci%C3%B3n_por_ebullici%C3%B3n&action=edit&redlink=1" class="new" title="Nucleación por ebullición (aún no redactado)">nucleación por ebullición</a>. Cuando la superficie se seca la tasa de <a href="/wiki/Transmisi%C3%B3n_de_calor" class="mw-redirect" title="Transmisión de calor">transferencia de calor</a> disminuye, después de un mayor aumento en la temperatura de la superficie del metal se vuelve a iniciar la ebullición pero ahora como <a href="/wiki/Efecto_Leidenfrost" title="Efecto Leidenfrost">ebullición de película</a>.<sup id="cite_ref-6" class="reference separada"><a href="#cite_note-6"><span class="corchete-llamada">[</span>6<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Corrosión_y_otros_cambios_a_los_materiales_en_el_reactor"><span id="Corrosi.C3.B3n_y_otros_cambios_a_los_materiales_en_el_reactor"></span>Corrosión y otros cambios a los materiales en el reactor</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=6" title="Editar sección: Corrosión y otros cambios a los materiales en el reactor"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Corrosión_al_interior_del_revestimiento"><span id="Corrosi.C3.B3n_al_interior_del_revestimiento"></span>Corrosión al interior del revestimiento</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=7" title="Editar sección: Corrosión al interior del revestimiento"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Las <a href="/wiki/Aleaci%C3%B3n" title="Aleación">aleaciones</a> de <a href="/wiki/Zirconio" class="mw-redirect" title="Zirconio">zirconio</a> pueden producir <a href="/w/index.php?title=Grietas_de_tensi%C3%B3n_por_corrosi%C3%B3n&action=edit&redlink=1" class="new" title="Grietas de tensión por corrosión (aún no redactado)">grietas de tensión por corrosión</a> cuando son expuestas al <a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">yodo</a>,<sup id="cite_ref-7" class="reference separada"><a href="#cite_note-7"><span class="corchete-llamada">[</span>7<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> el <a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">yodo</a> se forma como un producto de la fisión que depende de la naturaleza del combustible que escapa del <a href="/wiki/Pellet" class="mw-disambig" title="Pellet">gránulo</a>.<sup id="cite_ref-8" class="reference separada"><a href="#cite_note-8"><span class="corchete-llamada">[</span>8<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> Ha sido demostrado que el <a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">yodo</a> causa que aumente la tasa de agrietamiento en tubos de <a href="/wiki/Zircaloy" title="Zircaloy">zircaloy</a>-4 presurizados.<sup id="cite_ref-9" class="reference separada"><a href="#cite_note-9"><span class="corchete-llamada">[</span>9<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Reactores_moderados_por_grafito">Reactores moderados por grafito</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=8" title="Editar sección: Reactores moderados por grafito"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En el caso de los reactores <a href="/wiki/Moderaci%C3%B3n" title="Moderación">moderados</a> por <a href="/wiki/Grafito" title="Grafito">grafito</a> refrigerados por <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_carbono" title="Dióxido de carbono">dióxido de carbono</a> tales como los reactores de potencia <a href="/w/index.php?title=MAGNOX&action=edit&redlink=1" class="new" title="MAGNOX (aún no redactado)">MAGNOX</a> y <a href="/wiki/Reactor_refrigerado_por_gas_avanzado" title="Reactor refrigerado por gas avanzado">reactores refrigerados por gas avanzados</a> (en inglés: Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) una reacción importante de corrosión es la reacción de una <a href="/wiki/Mol%C3%A9cula" title="Molécula">molécula</a> de dióxido de carbono con grafito (<a href="/wiki/Carb%C3%B3n" title="Carbón">carbón</a>) para formar dos moléculas de <a href="/wiki/Mon%C3%B3xido_de_carbono" title="Monóxido de carbono">monóxido de carbono</a>. Este es uno de los procesos que limita la vida útil en este tipo de reactor. </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Reactores_refrigerados_por_agua">Reactores refrigerados por agua</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=9" title="Editar sección: Reactores refrigerados por agua"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="Corrosión"><span id="Corrosi.C3.B3n"></span>Corrosión</h4><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=10" title="Editar sección: Corrosión"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En un reactor refrigerado por agua la acción de la <a href="/wiki/Radiaci%C3%B3n" title="Radiación">radiación</a> sobre el <a href="/wiki/Agua" title="Agua">agua</a> (<a href="/wiki/Radi%C3%B3lisis" title="Radiólisis">radiólisis</a>) forma <a href="/wiki/Per%C3%B3xido_de_hidr%C3%B3geno" title="Peróxido de hidrógeno">peróxido de hidrógeno</a> y <a href="/wiki/Ox%C3%ADgeno" title="Oxígeno">oxígeno</a>. Esto puede causar agrietamiento por tensión de corrosión de las partes metálicas que incluyen el revestimiento del <a href="/wiki/Combustible" title="Combustible">combustible</a> y otras redes de tuberías. Para mitigar esto <a href="/wiki/Hidrazina" title="Hidrazina">hidrazina</a> e <a href="/wiki/Hidr%C3%B3geno" title="Hidrógeno">hidrógeno</a> son inyectados en el circuito primario de refrigeración en los reactores del tipo <a href="/wiki/Reactor_de_agua_en_ebullici%C3%B3n" title="Reactor de agua en ebullición">de agua en ebullición</a> (en inglés: Boiling Water Reactor, BWR) o <a href="/wiki/Reactor_de_agua_a_presi%C3%B3n" title="Reactor de agua a presión">de agua presurizada</a> (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR) como un <a href="/wiki/Anticorrosivo" title="Anticorrosivo">inhibidor de corrosión</a> para ajustar las propiedades <a href="/wiki/Reducci%C3%B3n-oxidaci%C3%B3n" title="Reducción-oxidación">redox</a> del sistema. Una revisión de desarrollos recientes sobre este tópico ha sido publicada en la referencia citada.<sup id="cite_ref-10" class="reference separada"><a href="#cite_note-10"><span class="corchete-llamada">[</span>10<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="Tensiones_térmicas_por_enfriamiento"><span id="Tensiones_t.C3.A9rmicas_por_enfriamiento"></span>Tensiones térmicas por enfriamiento</h4><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=11" title="Editar sección: Tensiones térmicas por enfriamiento"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En un <a href="/wiki/P%C3%A9rdida_accidental_de_refrigerante" class="mw-redirect" title="Pérdida accidental de refrigerante">accidente de pérdida de refrigeración</a> (en inglés: Loss-Of-Coolant Accident, LOCA) se calcula que la superficie del revestimiento podría alcanzar una temperatura de entre 800 y 1400 °<a href="/wiki/Kelvin" title="Kelvin">K</a>, y que el revestimiento estaría expuesto a <a href="/wiki/Vapor_(estado)" title="Vapor (estado)">vapor</a> por algún tiempo antes de se pudiera reintroducir agua en el reactor para poder enfriar el combustible. Durante ese tiempo cuando el revestimiento caliente está expuesto al vapor ocurriría algo de oxidación del zirconio, formándose <a href="/w/index.php?title=%C3%93xido_de_zirconio&action=edit&redlink=1" class="new" title="Óxido de zirconio (aún no redactado)">óxido de zirconio</a> que contiene más zirconio que la <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_zirconio" title="Dióxido de zirconio">zirconia</a>. Esta fase Zr(O) es la fase-α, donde más oxidación forma zirconia. Mientras más tiempo el revestimiento es expuesto al vapor menos dúctil se volverá. Una medida de ductilidad es comprimir un anillo a lo largo del diámetro (a una tasa constante de desplazamiento, en este caso 2 mm min<sup>−1</sup>) hasta que ocurra una grieta, luego el anillo comenzará a fallar. La elongación que ocurre entre cuando la máxima fuerza es aplicada y cuando la carga mecánica cae al 80% de la carga requerida para inducir la primera grieta es la L<sub>0,8</sub> medida en <a href="/wiki/Mil%C3%ADmetro" title="Milímetro">mm</a>. Mientras más dúctil es una muestra mayor será el valor de L<sub>0,8</sub>. </p><p>En un experimento el zirconio es calentado en vapor a 1473 K, luego esta es enfriada lentamente en vapor hasta 1173 K antes de ser inundado en agua. A medida que el tiempo de calentamiento a 1473 K es aumentado el zirconio se convierte es más frágil y el valor de L<sub>0,8</sub> cae.<sup id="cite_ref-11" class="reference separada"><a href="#cite_note-11"><span class="corchete-llamada">[</span>11<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Envejecimiento_del_acero">Envejecimiento del acero</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=12" title="Editar sección: Envejecimiento del acero"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>La irradiación causa que las propiedades del <a href="/wiki/Acero" title="Acero">acero</a> sean más pobres, por ejemplo el <a href="/wiki/Acero_inoxidable" title="Acero inoxidable">SS316</a> se convierte en menos dúctil y menos <a href="/wiki/Tenacidad" title="Tenacidad">tenaz</a>. También la <a href="/wiki/Deformaci%C3%B3n_por_fluencia_lenta" title="Deformación por fluencia lenta">fluencia</a> y el agrietamiento por tensión de corrosión se vuelven peores. Se han publicado continuamente artículos sobre este efecto.<sup id="cite_ref-12" class="reference separada"><a href="#cite_note-12"><span class="corchete-llamada">[</span>12<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Agrietamiento_y_sobrecalentamiento_del_combustible">Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=13" title="Editar sección: Agrietamiento y sobrecalentamiento del combustible"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Esto se debe a que a medida que el combustible se <a href="/wiki/Dilataci%C3%B3n_t%C3%A9rmica" title="Dilatación térmica">expande al calentarse</a>, el núcleo del pellet se expande más que los bordes. Por esta <a href="/wiki/Tensi%C3%B3n_mec%C3%A1nica" title="Tensión mecánica">tensión termal</a> así formado el combustible se agrieta, las grietas tienden a ir desde el centro hasta el borde en un patrón de forma de estrella. Se ha publicado una <a href="/wiki/Tesis_doctoral" title="Tesis doctoral">tesis doctoral</a> sobre la materia<sup id="cite_ref-13" class="reference separada"><a href="#cite_note-13"><span class="corchete-llamada">[</span>13<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> por un estudiante en el <a href="/wiki/Instituto_Real_de_Tecnolog%C3%ADa" class="mw-redirect" title="Instituto Real de Tecnología">Instituto Real de Tecnología</a> en <a href="/wiki/Estocolmo" title="Estocolmo">Estocolmo</a> (<a href="/wiki/Suecia" title="Suecia">Suecia</a>). </p><p>El agrietamiento del combustible tiene el efecto de liberar la radiactividad del combustible tanto en condiciones de accidente como cuando el <a href="/wiki/Combustible_nuclear_gastado" title="Combustible nuclear gastado">combustible gastado</a> es usado como una forma final de desecho. El agrietamiento aumenta el área de superficie del combustible lo que a su vez aumenta la tasa a la los productos de la fisión pueden dejar el combustible. </p><p>La temperatura del combustible varia como una función de la distancia desde el centro hacia el borde. A una distancia <i>x</i> desde el centro la temperatura (T<sub>x</sub>) está descrita por la <a href="/wiki/Ecuaci%C3%B3n" title="Ecuación">ecuación</a> donde ρ es la densidad de la potencia (W m<sup>−3</sup>) y K<sub>f</sub> es la <a href="/wiki/Conductividad_t%C3%A9rmica" title="Conductividad térmica">conductividad térmica</a>. </p><p>T<sub>x</sub> = T<sub>Borde</sub> + ρ (r<sub>pellet</sub>² – <i>x</i>²) (4 K<sub>f</sub>)<sup>−1</sup> </p><p>Para explicar este a para una serie de pellet de combustible siendo usados con una temperatura de borde de 200 °C (normalmente para un <a href="/wiki/Reactor_de_agua_en_ebullici%C3%B3n" title="Reactor de agua en ebullición">BWR</a>) con diferentes <a href="/wiki/Di%C3%A1metro" title="Diámetro">diámetros</a> y densidades de potencia de 250 Wm<sup>−3</sup> que han sido modelados usando la ecuación mostrada arriba. Estas pellets de combustible son más bien grandes; es normal usar pellets de óxido que son aproximadamente de 10 mm de diámetro. </p><p>Para explicar esto, usando la ecuación mostrada anteriormente, se ha modelado una serie de pellets de combustible con una temperatura de 200 °C (típica para un <a href="/wiki/Reactor_de_agua_en_ebullici%C3%B3n" title="Reactor de agua en ebullición">reactor de agua en ebullición</a>) con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm<sup>-3</sup>. Estas pellets de combustibles son más bien grandes, siendo lo normal usar pellets de óxido de aproximadamente 10 mm de diámetro. </p> <figure class="mw-halign-center" typeof="mw:File/Thumb"><a href="/wiki/Archivo:Rim200pd250rad1000fueltemp.png" class="mw-file-description"><img src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/3/3d/Rim200pd250rad1000fueltemp.png/400px-Rim200pd250rad1000fueltemp.png" decoding="async" width="400" height="274" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/3/3d/Rim200pd250rad1000fueltemp.png/600px-Rim200pd250rad1000fueltemp.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/3/3d/Rim200pd250rad1000fueltemp.png/800px-Rim200pd250rad1000fueltemp.png 2x" data-file-width="911" data-file-height="623" /></a><figcaption>Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de energía de 250 W por <a href="/wiki/Metro_c%C3%BAbico" title="Metro cúbico">metro cúbico</a>. La temperatura central es muy diferente para los combustibles sólidos.</figcaption></figure> <figure class="mw-halign-center" typeof="mw:File/Thumb"><a href="/wiki/Archivo:Rim200pd250rad1300fueltemp.png" class="mw-file-description"><img src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/1/10/Rim200pd250rad1300fueltemp.png/400px-Rim200pd250rad1300fueltemp.png" decoding="async" width="400" height="274" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/1/10/Rim200pd250rad1300fueltemp.png/600px-Rim200pd250rad1300fueltemp.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/1/10/Rim200pd250rad1300fueltemp.png/800px-Rim200pd250rad1300fueltemp.png 2x" data-file-width="911" data-file-height="623" /></a><figcaption>Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 26 mm de diámetro con una densidad de energía de 250 W por metro cúbico.</figcaption></figure> <figure class="mw-halign-center" typeof="mw:File/Thumb"><a href="/wiki/Archivo:Rim200pd250rad1600fueltemp.png" class="mw-file-description"><img src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/c/c6/Rim200pd250rad1600fueltemp.png/400px-Rim200pd250rad1600fueltemp.png" decoding="async" width="400" height="274" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/c/c6/Rim200pd250rad1600fueltemp.png/600px-Rim200pd250rad1600fueltemp.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/c/c6/Rim200pd250rad1600fueltemp.png/800px-Rim200pd250rad1600fueltemp.png 2x" data-file-width="911" data-file-height="623" /></a><figcaption>Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 32 mm de diámetro con una densidad de energía de 250 W por metro cúbico.</figcaption></figure> <p>Para mostrar los efectos de diferentes densidades de potencia sobre la temperatura central véase los dos gráficos de más abajo para gránulos de 20 mm a diferentes niveles de potencia. Está claro que para todos los gránulos (y mucho más para los de dióxido de uranio) que para un tamaño determinado de gránulo se debe establecer un límite para la <a href="/wiki/Densidad_de_energ%C3%ADa" title="Densidad de energía">densidad de energía</a>. Es probable que las matemáticas usadas para estos cálculos podrían ser usadas para explicar cómo funcionan los <a href="/wiki/Fusible" title="Fusible">fusibles</a> eléctricos y que podrían ser usadas para predecir la temperatura central en cualquier sistema donde el calor es liberado a través de un objeto de forma de cilindro.<sup id="cite_ref-14" class="reference separada"><a href="#cite_note-14"><span class="corchete-llamada">[</span>14<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <figure class="mw-halign-center" typeof="mw:File/Thumb"><a href="/wiki/Archivo:Rim200pd500rad1000fueltemp.png" class="mw-file-description"><img src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/4/40/Rim200pd500rad1000fueltemp.png/400px-Rim200pd500rad1000fueltemp.png" decoding="async" width="400" height="274" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/4/40/Rim200pd500rad1000fueltemp.png/600px-Rim200pd500rad1000fueltemp.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/4/40/Rim200pd500rad1000fueltemp.png/800px-Rim200pd500rad1000fueltemp.png 2x" data-file-width="911" data-file-height="623" /></a><figcaption>Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 20 mm con una densidad de energía de 500 W por metro cúbico. Debido a que el <a href="/wiki/Punto_de_fusi%C3%B3n" title="Punto de fusión">punto de fusión</a> del dióxido de uranio es de aproximadamente 3300 K, está claro que el combustible de dióxido de uranio está sobrecalentado en el centro.</figcaption></figure> <figure class="mw-halign-center" typeof="mw:File/Thumb"><a href="/wiki/Archivo:Rim200pd1000rad1000fueltemp.png" class="mw-file-description"><img src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/0/00/Rim200pd1000rad1000fueltemp.png/400px-Rim200pd1000rad1000fueltemp.png" decoding="async" width="400" height="274" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/0/00/Rim200pd1000rad1000fueltemp.png/600px-Rim200pd1000rad1000fueltemp.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/0/00/Rim200pd1000rad1000fueltemp.png/800px-Rim200pd1000rad1000fueltemp.png 2x" data-file-width="911" data-file-height="623" /></a><figcaption>Perfil de temperatura para un gránulo de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de energía de 1000 W por metro cúbico. Otros combustibles que no sean dióxido de uranio no se ven comprometidos.</figcaption></figure> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Pérdida_de_productos_de_la_fisión_volátiles_desde_los_gránulos"><span id="P.C3.A9rdida_de_productos_de_la_fisi.C3.B3n_vol.C3.A1tiles_desde_los_gr.C3.A1nulos"></span>Pérdida de productos de la fisión volátiles desde los gránulos</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=14" title="Editar sección: Pérdida de productos de la fisión volátiles desde los gránulos"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>El calentamiento de los gránulos puede resultar en que algunos <a href="/wiki/Producto_de_la_fisi%C3%B3n_nuclear" class="mw-redirect" title="Producto de la fisión nuclear">productos de la fisión</a> se pierdan desde el núcleo del gránulo. Si el <a href="/wiki/Xen%C3%B3n" title="Xenón">xenón</a> puede dejar rápidamente el gránulo entonces aumentará la cantidad de <sup>134</sup>Cs y de <sup>137</sup>Cs que está presente en la brecha entre el <a href="/wiki/Combustible_nuclear#Presentaciones_físicas_habituales_del_combustible_nuclear" title="Combustible nuclear">revestimiento</a> y el combustible. Como un resultado si los tubos de <a href="/w/index.php?title=Aleaci%C3%B3n_de_zirconio&action=edit&redlink=1" class="new" title="Aleación de zirconio (aún no redactado)">zircaloy</a> que contienen los gránulos se rompen entonces ocurrirá una mayor liberación de cesio radiactivo por parte del combustible. Es importante comprender que el <sup>134</sup>Cs y el <sup>137</sup>Cs son formados por diferentes procesos, y de ahí que como consecuencia que los dos isótopos de cesio pueden ser encontrados en diferentes partes de una varilla de combustible. </p><p>Está claro que el los isótopos volátiles de <a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">yodo</a> y <a href="/wiki/Xen%C3%B3n" title="Xenón">xenón</a> demoran minutos en difundirse desde los gránulos hacia la brecha entre el combustible y el revestimiento. Ahí el xenón puede desintegrarse en un isótopo de cesio de larga <a href="/wiki/Vida_media" title="Vida media">vida media</a>. </p> <div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="Génesis_del_137Cs"><span id="G.C3.A9nesis_del_137Cs"></span>Génesis del <sup>137</sup>Cs</h4><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=15" title="Editar sección: Génesis del 137Cs"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <table class="wikitable" style="text-align:center"> <caption>Formación del <sup>137</sup>Cs a partir de sus precursores </caption> <tbody><tr> <th>Elemento</th> <th>Isótopo</th> <th>Modo de desintegración</th> <th>Vida media</th> <th>Rendimiento de la fisión directa </th></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Esta%C3%B1o" title="Estaño">Sn</a> </th> <td>137</td> <td>β</td> <td>muy corta (<1 s)</td> <td>0,00% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Antimonio" title="Antimonio">Sb</a> </th> <td>137</td> <td>β</td> <td>muy corta (<1 s)</td> <td>0,03% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Telurio" title="Telurio">Te</a> </th> <td>137</td> <td>β</td> <td>2,5 segundos</td> <td>0,19% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">I</a> </th> <td>137</td> <td>β</td> <td>24,5 segundos</td> <td>1,40% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Xen%C3%B3n" title="Xenón">Xe</a> </th> <td>137</td> <td>β</td> <td>3,8 minutos</td> <td>1,44% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">Cs</a> </th> <td>137</td> <td>β</td> <td>30 años</td> <td>0,08% </td></tr></tbody></table> <p>Estos rendimientos fueron calculados para el <sup>235</sup>U asumiendo <a href="/wiki/Temperatura_neutr%C3%B3nica#Neutrones_térmicos" title="Temperatura neutrónica">neutrones termales</a> (0,0253 <a href="/wiki/Electronvoltio" title="Electronvoltio">eV</a>) usando datos de la carta de <a href="/wiki/Nucleido" title="Nucleido">núclidos</a>.<sup id="cite_ref-Tableof_15-0" class="reference separada"><a href="#cite_note-Tableof-15"><span class="corchete-llamada">[</span>15<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="Génesis_del_134Cs"><span id="G.C3.A9nesis_del_134Cs"></span>Génesis del <sup>134</sup>Cs</h4><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=16" title="Editar sección: Génesis del 134Cs"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En el caso del <a href="/w/index.php?title=Is%C3%B3topos_del_cesio&action=edit&redlink=1" class="new" title="Isótopos del cesio (aún no redactado)"><sup>134</sup>Cs</a> el precursor de este isótopo es el <sup>133</sup>Cs estable que se forma por la desintegración de los isótopos de xenón y de yodo de mucho mayor vida media. Ningún <sup>134</sup>Cs se forma sin la <a href="/wiki/Activaci%C3%B3n_neutr%C3%B3nica" class="mw-redirect" title="Activación neutrónica">activación neutrónica</a> ya que el <sup>134</sup>Xe es un <a href="/wiki/Is%C3%B3topo_estable" title="Isótopo estable">isótopo estable</a>. Como un resultado de este diferente proceso de formación la localización física del <sup>134</sup>Cs puede diferir de la del <sup>137</sup>Cs. </p> <table class="wikitable"> <caption>Formación del <sup>134</sup>Cs y sus productos de la desintegración (hijas) </caption> <tbody><tr> <th>Elemento</th> <th>Isótopo</th> <th>Modo de desintegración</th> <th>Vida media</th> <th>Rendimiento de la fisión directa </th></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Indio_(elemento)" title="Indio (elemento)">In</a> </th> <td>133</td> <td>β</td> <td>0,18 segundos</td> <td>0,00% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Esta%C3%B1o" title="Estaño">Sn</a> </th> <td>133</td> <td>β</td> <td>1,45 segundos</td> <td>0,7% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Antimonio" title="Antimonio">Sb</a> </th> <td>133</td> <td>β</td> <td>2,5 minutos</td> <td>1,11% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Telurio" title="Telurio">Te</a> </th> <td>133m</td> <td>β (82,5%)</td> <td>55,4 minutos</td> <td>0,49% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Telurio" title="Telurio">Te</a> </th> <td>133</td> <td>β</td> <td>12,5 minutos</td> <td>0,15% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">I</a> </th> <td>133</td> <td>β</td> <td>20,8 horas</td> <td>1,22% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Xen%C3%B3n" title="Xenón">Xe</a> </th> <td>133</td> <td>β</td> <td>5,2 días</td> <td>0,00% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">Cs</a> </th> <td>133</td> <td>–</td> <td>estable (experimenta activación neutrónica en el núcleo)</td> <td>0,00% </td></tr> <tr> <th><a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">Cs</a> </th> <td>134</td> <td>β</td> <td>2,1 años</td> <td>6,4 x 10<sup>−6</sup>% </td></tr></tbody></table> <p>Estos rendimientos de la fisión fueron calculados para el <sup>235</sup>U asumiendo neutrones termales (0,0253 eV) usando los datos de la carta de los nucleídos.<sup id="cite_ref-Tableof_15-1" class="reference separada"><a href="#cite_note-Tableof-15"><span class="corchete-llamada">[</span>15<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Un_ejemplo_de_un_estudio_PIE_reciente">Un ejemplo de un estudio PIE reciente</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=17" title="Editar sección: Un ejemplo de un estudio PIE reciente"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En un estudio reciente, se examinó <a href="/wiki/Enriquecimiento_de_uranio" title="Enriquecimiento de uranio">uranio enriquecido</a> al 20% dispersado en un rango de diferentes matrices para determinar las localizaciones físicas de los diferentes <a href="/wiki/Elemento_qu%C3%ADmico" title="Elemento químico">elementos químicos</a> e isótopos. </p> <ul><li>Una <a href="/wiki/Soluci%C3%B3n_s%C3%B3lida" title="Solución sólida">solución sólida</a> de <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_uranio" title="Dióxido de uranio">urania</a> en <a href="/w/index.php?title=Di%C3%B3xido_de_zirconio_estabilizado_por_%C3%B3xido_de_itrio_(III)&action=edit&redlink=1" class="new" title="Dióxido de zirconio estabilizado por óxido de itrio (III) (aún no redactado)">zirconia estabilizado por yttria</a> (en inglés: Yttria-Stabilized Zirconia, YSZ) {Y:Zr proporción atómica de 1:4}) (<a href="/wiki/%C3%93xido_de_itrio_(III)" class="mw-redirect" title="Óxido de itrio (III)">yttria</a> es óxido de itrio (III)).</li> <li>Partículas de <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_uranio" title="Dióxido de uranio">urania</a> en una matriz inerte formada por una mezcla de YSZ y <a href="/wiki/Espinela_(mineral)" title="Espinela (mineral)">espinela</a> (MgAl<sub>2</sub>O<sub>4</sub>).</li> <li>Partículas de urania dispersadas en una matriz inerte formada por una mezcla de YSZ y <a href="/wiki/Al%C3%BAmina" title="Alúmina">alúmina</a>.</li></ul> <p>Los combustibles varían en su habilidad para retener el xenón producido por la fisión; el primero de los tres combustibles retuvo el 97% del <a href="/wiki/Anexo:Is%C3%B3topos_de_xen%C3%B3n#Xenón-133" title="Anexo:Isótopos de xenón"> <sup>133</sup>Xe</a>, el segundo retuvo el 94% mientras que el último sólo retuvo el 76% de este isótopo del xenón. El <sup>133</sup>Xe es un isótopo radiactivo de larga vida media que puede difundirse lentamente fuera del gránulo antes de ser activado neutrónicamente para formar <a href="/wiki/Anexo:Is%C3%B3topos_de_xen%C3%B3n#Xenón-134" title="Anexo:Isótopos de xenón"> <sup>134</sup>Cs</a>. El <a href="/wiki/Anexo:Is%C3%B3topos_de_xen%C3%B3n" title="Anexo:Isótopos de xenón"> <sup>137</sup>Xe</a> de vida media más corta fue menos capaz de <a href="/wiki/Lixiviaci%C3%B3n" title="Lixiviación">lixiviarse</a> fuera de los gránulos; 99%, 985 y 95% del <sup>137</sup>Xe fue retenido al interior de los gránulos. También se encontró que la concentración de <a href="/wiki/Cesio-137" title="Cesio-137"><sup>137</sup>Cs</a> en el núcleo del gránulo era mucho más baja que la concentración en el borde del gránulo, mientras que el menos volátil <a href="/w/index.php?title=Is%C3%B3topos_del_rutenio&action=edit&redlink=1" class="new" title="Isótopos del rutenio (aún no redactado)"><sup>106</sup>Ru</a> estaba disperso más uniformemente a través de los gránulos.<sup id="cite_ref-16" class="reference separada"><a href="#cite_note-16"><span class="corchete-llamada">[</span>16<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p><p>El siguiente combustible está compuesto de partículas de una solución sólida de urania en zirconio estabilizado por yttria disperso en alúmina que tenía un <a href="/wiki/Grado_de_combusti%C3%B3n_nuclear" title="Grado de combustión nuclear">quemado</a> de 105 GW-días por metro cúbico.<sup id="cite_ref-17" class="reference separada"><a href="#cite_note-17"><span class="corchete-llamada">[</span>17<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> El <a href="/wiki/Microscopio_electr%C3%B3nico_de_barrido" title="Microscopio electrónico de barrido">escaneo de microscopio electrónico</a> (en inglés: Scanning Electron Microscope, SEM) es de la interfase entre la alúmina y una partícula de combustible. Se puede ver que los productos de la fisión están bien confinados al interior del combustible, poco de los productos de la fisión han ingresado a la matriz de alúmina. El <a href="/wiki/Neodimio" title="Neodimio">neodimio</a> está dispersado a través del combustible en una manera uniforme, mientras que el <a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">cesio</a> está casi homogéneamente disperso a través del combustible. La concentración de cesio es ligeramente más alta en dos puntos donde se encuentran presentes burbujas de xenón. Mucho del xenón está presente en las burbujas, mientras que todo el <a href="/wiki/Rutenio" title="Rutenio">rutenio</a> está presente en la forma de <a href="/wiki/Nanopart%C3%ADcula" title="Nanopartícula">nanopartículas</a>. Las nanopartículas de rutenio no siempre están colocalizadas con las burbujas de xenón. </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Liberación_de_los_productos_de_la_fisión_en_agua_de_refrigeración_en_un_accidente_del_tipo_ocurrido_en_Three_Mile_Island"><span id="Liberaci.C3.B3n_de_los_productos_de_la_fisi.C3.B3n_en_agua_de_refrigeraci.C3.B3n_en_un_accidente_del_tipo_ocurrido_en_Three_Mile_Island"></span>Liberación de los productos de la fisión en agua de refrigeración en un accidente del tipo ocurrido en Three Mile Island</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=18" title="Editar sección: Liberación de los productos de la fisión en agua de refrigeración en un accidente del tipo ocurrido en Three Mile Island"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En <a href="/wiki/Accidente_de_Three_Mile_Island" title="Accidente de Three Mile Island">Three Mile Island</a> un núcleo recién <a href="/wiki/SCRAM" title="SCRAM">apagado de emergencia</a> fue privado de agua de refrigeración, como un resultado del <a href="/w/index.php?title=Calor_por_decaimiento_radiactivo&action=edit&redlink=1" class="new" title="Calor por decaimiento radiactivo (aún no redactado)">calor producido por la desintegración</a> el núcleo se secó y el combustible se dañó. Se realizaron intentos para volver a enfriar el núcleo usando agua. Se muestran en la tabla que sigue a continuación los niveles normales de radiactividad del refrigerante para un <a href="/wiki/Reactor_de_agua_a_presi%C3%B3n" title="Reactor de agua a presión">reactor de agua a presión</a> de una potencia de 3000 MW(t), y las actividades del refrigerante para reactores a los que se ha permitido secarse (y por lo tanto sobrecalentarse) antes de ser recuperado con agua, esto de acuerdo a la <a href="/wiki/Organismo_Internacional_de_Energ%C3%ADa_At%C3%B3mica" title="Organismo Internacional de Energía Atómica">Agencia Internacional de Energía Atómica</a>. En una liberación de brecha la actividad en la separación combustible/revestimiento ha sido liberada mientras que en la liberación del núcleo derretido, este ha sido derretido antes ser recuperado por usando agua.<sup id="cite_ref-18" class="reference separada"><a href="#cite_note-18"><span class="corchete-llamada">[</span>18<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <table class="wikitable" style="text-align:center"> <caption><i>Los niveles de radiactividad en el refrigerante de un PWR típico bajo diferentes condiciones (<a href="/wiki/Becquerel" class="mw-redirect" title="Becquerel">MBq</a> L<sup>−1</sup></i>) </caption> <tbody><tr> <th>Isótopo</th> <th>Normal</th> <th>>20% de brecha de liberación</th> <th>>10% núcleo derretido </th></tr> <tr> <th><sup>131</sup><a href="/wiki/Yodo" title="Yodo">I</a> </th> <td>2</td> <td>200000</td> <td>700000 </td></tr> <tr> <th><sup>134</sup><a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">Cs</a> </th> <td>0,3</td> <td>10000</td> <td>60000 </td></tr> <tr> <th><sup>137</sup><a href="/wiki/Cesio" title="Cesio">Cs</a> </th> <td>0,3</td> <td>6000</td> <td>30000 </td></tr> <tr> <th><sup>140</sup><a href="/wiki/Bario" title="Bario">Ba</a> </th> <td>0,5</td> <td>–</td> <td>100000 </td></tr></tbody></table> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Fuga_en_Chernóbil"><span id="Fuga_en_Chern.C3.B3bil"></span>Fuga en Chernóbil</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=19" title="Editar sección: Fuga en Chernóbil"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>La fuga de radiactividad generada por el combustible usado es controlada principalmente por la volatilidad de los elementos. En <a href="/wiki/Accidente_de_Chern%C3%B3bil" title="Accidente de Chernóbil">Chernobyl</a>, del contenido en este combustible usado, la mayor parte del xenón y del iodo fue liberado mientras que mucho menos del zirconio. El hecho de que sólo los productos de la fisión más volátiles son liberados con facilidad retardara grandemente la fuga de radiactividad en el caso de un accidente que cause un daño serio al núcleo. Usando dos fuentes de datos es posible ver que los elementos que estaban en la forma de gases, compuestos volátiles o semivolátiles (tales como el CsI) fueron liberados en Chernóbil mientras que los elementos menos volátiles que forman soluciones sólidas permanecieron al interior del combustible del reactor. </p><p>De acuerdo al informe <a href="/w/index.php?title=Comit%C3%A9_NEA&action=edit&redlink=1" class="new" title="Comité NEA (aún no redactado)">NEA</a> de la <a href="/wiki/Organizaci%C3%B3n_para_la_Cooperaci%C3%B3n_y_el_Desarrollo_Econ%C3%B3mico" class="mw-redirect" title="Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico">OECD</a> sobre Chernóbil (diez años desde el evento),<sup id="cite_ref-autogenerated1_19-0" class="reference separada"><a href="#cite_note-autogenerated1-19"><span class="corchete-llamada">[</span>19<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> las siguientes proporciones del inventario del núcleo fueron liberadas. Las formas <a href="/wiki/F%C3%ADsica" title="Física">físicas</a> y <a href="/wiki/Qu%C3%ADmica" title="Química">químicas</a> de la fuga incluían <a href="/wiki/Gases" class="mw-redirect" title="Gases">gases</a>, <a href="/wiki/Aerosol" title="Aerosol">aerosoles</a> y combustible sólido finamente fragmentado. De acuerdo a algunas investigaciones el rutenio es muy móvil cuando el combustible nuclear es calentado con aire.<sup id="cite_ref-20" class="reference separada"><a href="#cite_note-20"><span class="corchete-llamada">[</span>20<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p><p>Se ha realizado algún trabajo para el combustible TRISO bajo condiciones similares.<sup id="cite_ref-21" class="reference separada"><a href="#cite_note-21"><span class="corchete-llamada">[</span>21<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Tabla_datos_químicos"><span id="Tabla_datos_qu.C3.ADmicos"></span>Tabla datos químicos</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=20" title="Editar sección: Tabla datos químicos"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <table class="wikitable" style="text-align:center"> <caption>Formas químicas de los productos de la fisión en dióxido de uranio,<sup id="cite_ref-22" class="reference separada"><a href="#cite_note-22"><span class="corchete-llamada">[</span>22<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> el porcentaje liberado en Chernóbil y las temperaturas de acuerdo a Colle <i>et al.</i> requieren la liberación del 10% de un elemento ya sea desde combustible sin oxidar u oxidado. Cuando se asume que los datos de un elemento se aplican a otro elemento la energía está en <i>cursiva</i>. </caption> <tbody><tr> <th>Elemento</th> <th>Gas</th> <th>Metal</th> <th>Óxido</th> <th>Solución sólida</th> <th>Radioisótopos</th> <th>Liberado en Chernobyl<sup id="cite_ref-autogenerated1_19-1" class="reference separada"><a href="#cite_note-autogenerated1-19"><span class="corchete-llamada">[</span>19<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup></th> <th>T requerido para un 10% de liberación desde UO<sub>2</sub></th> <th>T requerido para un 10% de liberación desde U<sub>3</sub>O<sub>8</sub> </th></tr> <tr> <th>Br </th> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Kr </th> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td><i><sup>85</sup>Kr</i></td> <td><i>100%</i></td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Rb </th> <td>Si</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Sr </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>Si</td> <td><sup>89</sup>Sr y <sup>90</sup>Sr</td> <td>4–6%</td> <td>1950 K</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Y </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Zr </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>Si</td> <td><sup>95</sup>Zr</td> <td>3,5%</td> <td>2600 K</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Nb </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Mo </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><sup>99</sup>Mo</td> <td>>3,5%</td> <td>–</td> <td>1200 K </td></tr> <tr> <th>Tc </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>1300 K </td></tr> <tr> <th>Ru </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td><sup>103</sup>Ru y <sup>106</sup>Ru</td> <td>>3,5%</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Rh </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Pd </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Ag </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Cd </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>In </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Sn </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Sb </th> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Te </th> <td>Si</td> <td>Si</td> <td>Si</td> <td>Si</td> <td><sup>132</sup>Te</td> <td>25–60%</td> <td>1400 K</td> <td>1200 K </td></tr> <tr> <th>I </th> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td><sup>131</sup>I</td> <td>50–60%</td> <td>1300 K</td> <td>1100 K </td></tr> <tr> <th>Xe </th> <td>Si</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td><sup>133</sup>Xe</td> <td>100%</td> <td>1450 K</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Cs </th> <td>Si</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><sup>134</sup>Cs y <sup>137</sup>Cs</td> <td>20–40%</td> <td>1300 K</td> <td>1200 a 1300 K </td></tr> <tr> <th>Ba </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>Si</td> <td><sup>140</sup>Ba</td> <td>4–6%</td> <td>1850 K</td> <td>1300 K </td></tr> <tr> <th>La </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td><i>2300 °K</i></td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Ce </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td><sup>141</sup>Ce y <sup>144</sup>Ce</td> <td>3,5%</td> <td><i>2300 °K</i></td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Pr </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td><i>2300 °K</i></td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Nd </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td>2300 K</td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Pm </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td><i>2300 °K</i></td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Sm </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td><i>2300 °K</i></td> <td>– </td></tr> <tr> <th>Eu </th> <td>–</td> <td>–</td> <td>–</td> <td>Si</td> <td>–</td> <td><i>3,5%</i></td> <td><i>2300 °K</i></td> <td>– </td></tr></tbody></table> <p>La liberación de productos de la fisión y de uranio se repitió para dióxido de uranio, usando combustible gastado de un reactor de agua presurizada, con una combustión de 65 GWd t<sup>−1</sup>.<sup id="cite_ref-23" class="reference separada"><a href="#cite_note-23"><span class="corchete-llamada">[</span>23<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> El combustible fue calentado en una celda <a href="/wiki/Martin_Knudsen" title="Martin Knudsen">Knudsen</a> tanto con y sin preoxidación en oxígeno a un <i>c</i> de 650 K. Se encontró que incluso los gases nobles necesitaban una alta temperatura para que pudieran ser liberados del óxido de uranio sólido. Para el combustible no oxidado se requirieron 2300 K para liberar el 10% del uranio, mientras que el combustible oxidado sólo requirió 1700 K para liberar el mismo porcentaje de uranio. </p><p>De acuerdo al informe sobre Chernóbil usado en la tabla mostrada anteriormente se liberaron del núcleo el 3,5% de los siguientes isótopos: <sup>239</sup>Np, <sup>238</sup>Pu, <sup>239</sup>Pu, <sup>240</sup>Pu, <sup>241</sup>Pu y <sup>242</sup>Cm. </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Degradación_del_elemento_de_combustible_completo"><span id="Degradaci.C3.B3n_del_elemento_de_combustible_completo"></span>Degradación del elemento de combustible completo</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=21" title="Editar sección: Degradación del elemento de combustible completo"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>El agua y el zirconio pueden reaccionar violentamente a una temperatura de 1200 °C, y a la misma temperatura el revestimiento de zircaloy puede reaccionar con el dióxido de uranio para formar <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_zirconio" title="Dióxido de zirconio">óxido de zirconio</a> y una <a href="/wiki/Aleaci%C3%B3n" title="Aleación">aleación</a> fundida de uranio/zirconio.<sup id="cite_ref-mrs_24-0" class="reference separada"><a href="#cite_note-mrs-24"><span class="corchete-llamada">[</span>24<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="PHEBUS">PHEBUS</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=22" title="Editar sección: PHEBUS"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>En <a href="/wiki/Francia" title="Francia">Francia</a> existen una instalaciones donde un incidente de combustible derretido puede ser creado bajo condiciones estrictamente controladas.<sup id="cite_ref-25" class="reference separada"><a href="#cite_note-25"><span class="corchete-llamada">[</span>25<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup><sup id="cite_ref-26" class="reference separada"><a href="#cite_note-26"><span class="corchete-llamada">[</span>26<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> En el programa de investigaciones PHEBUS muestras de combustibles son calentadas a temperaturas que exceden las de la operación normal, el combustible bajo pruebas está localizado en un canal especial al interior de un reactor nuclear <a href="/wiki/Toroide" title="Toroide">toroidal</a>. El <a href="/wiki/Reactor_nuclear" title="Reactor nuclear">reactor nuclear</a> es usado como un <i>motor de núcleo</i> para irradiar el combustible bajo pruebas. Mientras que el reactor es enfriado normalmente con su propio sistema de refrigeración, el combustible bajo pruebas tiene un sistema de refrigeración separado, él que está equipado con filtros e instrumentos para estudiar la liberación de radiactividad del combustible dañado. Ya se ha estudiado la liberación de radioisótopos bajo diferentes condiciones. Después de que el combustible ha sido usado en el experimento es sometido a un detallado examen (PIE). Algunos resultados de los PIE de los combustibles probados en PHEBUS (FTP2) han sido mostrados en la sección 3.6<sup id="cite_ref-27" class="reference separada"><a href="#cite_note-27"><span class="corchete-llamada">[</span>27<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup><sup id="cite_ref-28" class="reference separada"><a href="#cite_note-28"><span class="corchete-llamada">[</span>28<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> del informe anual de la <a href="/wiki/ITU" class="mw-disambig" title="ITU">ITU</a> del año 2004. </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="LOFT">LOFT</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=23" title="Editar sección: LOFT"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Las <b>Pruebas de Pérdida de Fluidos</b> (en inglés: Loss of Fluid Tests, LOFT) fue un intento inicial para dimensionar la respuesta real del combustible nuclear bajo las condiciones de una <a href="/wiki/P%C3%A9rdida_accidental_de_refrigerante" class="mw-redirect" title="Pérdida accidental de refrigerante">pérdida accidental de refrigerante</a> que fue financiada por la <a href="/wiki/Comisi%C3%B3n_Reguladora_Nuclear_de_Estados_Unidos" title="Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos">NRC</a>. La instalación fue construida en el <a href="/wiki/Laboratorio_Nacional_de_Idaho" title="Laboratorio Nacional de Idaho">Laboratorio Nacional de Idaho</a>, y esencialmente era un modelo a escala de un reactor de agua presurizada comercial, en este modelo se usó una 'escala potencia/volumen' en el que el modelo LOFT estaba con un núcleo de 50 <a href="/wiki/Vatio#Vatios_eléctricos_y_termales" title="Vatio">MWth</a> contra una central nuclear de 3000 MWth. </p><p>La intención original (1963–1975) era estudiar solo uno o dos grandes fugas por <a href="/wiki/P%C3%A9rdida_accidental_de_refrigerante" class="mw-redirect" title="Pérdida accidental de refrigerante">LOCA</a>, dado que esto había sido la preocupación principal de las audiencias de los 'legisladores' estadounidenses hacia finales de la década de 1060 y principios de la década de 1970. Estas reglas se habían enfocado alrededor de un accidente con una fuga grande estilizado, y de un conjunto de criterios (por ejemplo, para la extensión de la oxidación del combustible revestido) establecidos en el 'Apéndice K' del 10CFR50 (Code of Federal Regulations) (en castellano: Código de Regulaciones Federales). Después del accidente de <a href="/wiki/Accidente_de_Three_Mile_Island" title="Accidente de Three Mile Island">Three Mile Island</a>, el modelamiento detallado de LOCA mucho más pequeño se convirtió en una preocupación de igual importancia. </p><p>Finalmente se completarían 38 pruebas LOFT y su alcance fue ampliado para estudiar un amplio espectro de tamaños de brechas. Estas pruebas fueron usadas para ayudar a validar una serie de programas de computación (tales como el RELAP-4, RELAP-5 y el TRAC) que estaban siendo usados para calcular los aspectos termo-hidráulicos de un LOCA. </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Contacto_del_combustible_derretido_con_el_agua_y_el_hormigón"><span id="Contacto_del_combustible_derretido_con_el_agua_y_el_hormig.C3.B3n"></span>Contacto del combustible derretido con el agua y el hormigón</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=24" title="Editar sección: Contacto del combustible derretido con el agua y el hormigón"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Agua">Agua</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=25" title="Editar sección: Agua"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Se hizo un extensivo trabajo desde 1970 a 1990 revisando la posibilidad de una <a href="/wiki/Explosi%C3%B3n_de_vapor" title="Explosión de vapor">explosión de vapor</a> o de un FCI cuando el '<a href="/wiki/Corium_(reactor_nuclear)" title="Corium (reactor nuclear)">corio</a>' derretido contactara agua. Muchos experimentos sugerían una baja conversión de energía termal a <a href="/wiki/Energ%C3%ADa_mec%C3%A1nica" title="Energía mecánica">energía mecánica</a>, mientras que los modelos teóricos disponibles parecían sugerir que eran posibles eficiencias más altas. Se redactó un informe por la <a href="/wiki/Agencia_para_la_Energ%C3%ADa_Nuclear" title="Agencia para la Energía Nuclear">NEA</a>/ <a href="/wiki/Organizaci%C3%B3n_para_la_Cooperaci%C3%B3n_y_el_Desarrollo_Econ%C3%B3mico" class="mw-redirect" title="Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico">OECD</a> sobre este asunto en el año 2000 que establecía que una explosión de vapor causada por el contacto de corio con agua tenía cuatro etapas.<sup id="cite_ref-29" class="reference separada"><a href="#cite_note-29"><span class="corchete-llamada">[</span>29<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <ol><li>Premezcla <ul><li>Cuando la columna de corio entra al agua, se rompe en gotas. Durante esta etapa el contacto termal entre el corio y el agua no es bueno ya que una película de vapor rodea a las gotas de corio y esto las aísla unas de otras. Es posible para este estado <i>meta</i>-estable extinguirse sin una explosión o puede actuar como disparador para la siguiente etapa.</li></ul></li> <li>Activación <ul><li>Una activación generada externa o internamente (tal como una <a href="/wiki/Onda_de_presi%C3%B3n" title="Onda de presión">onda de presión</a>) causa un colapso de la película de vapor entre el corio y el agua.</li></ul></li> <li>Propagación <ul><li>El incremento local en la presión debido al aumento del calor del agua puede generar una mejora en la <a href="/wiki/Transmisi%C3%B3n_de_calor" class="mw-redirect" title="Transmisión de calor">transferencia de calor</a> (usualmente debido a una rápida fragmentación del fluido caliente dentro del líquido más volátil más frío) y una mayor onda de presión, este proceso puede autosostenerse. La mecánica de esta etapa sería similar a la de una clásica <a href="/w/index.php?title=Modelo_de_detonaci%C3%B3n_ZND&action=edit&redlink=1" class="new" title="Modelo de detonación ZND (aún no redactado)">onda de detonación ZND</a>).</li></ul></li> <li>Expansión <ul><li>Este proceso lleva a toda el agua a ser calentada repentinamente hasta hervir. Esto causa un incremento en la presión lo que puede resultar en daños para las instalaciones de la central.</li></ul></li></ol> <div class="mw-heading mw-heading4"><h4 id="Investigaciones_recientes">Investigaciones recientes</h4><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=26" title="Editar sección: Investigaciones recientes"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Se ha realizado algunas investigaciones en <a href="/wiki/Jap%C3%B3n" title="Japón">Japón</a> donde dióxido de uranio y <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_zirconio" title="Dióxido de zirconio">dióxido de zirconio</a> fueron fundidos en un <a href="/wiki/Crisol" title="Crisol">crisol</a> antes de que se les agregara agua. Los resultados de la fragmentación del combustible fueron publicados en el <i>Journal of Nuclear Science and Technology</i>.<sup id="cite_ref-30" class="reference separada"><a href="#cite_note-30"><span class="corchete-llamada">[</span>30<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Concreto">Concreto</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=27" title="Editar sección: Concreto"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Una revisión de este tema puede ser leída en un informe publicado por la NEA<sup id="cite_ref-31" class="reference separada"><a href="#cite_note-31"><span class="corchete-llamada">[</span>31<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> pero las investigaciones continúan hasta el día de hoy. En <a href="/wiki/Alemania" title="Alemania">Alemania</a> el <a href="/wiki/Instituto_de_Tecnolog%C3%ADa_de_Karlsruhe" class="mw-redirect" title="Instituto de Tecnología de Karlsruhe">FZK</a> ha investigado los efectos de la <a href="/wiki/Termita_(mezcla_reactante)" title="Termita (mezcla reactante)">termita</a> sobre el <a href="/wiki/Hormig%C3%B3n" title="Hormigón">concreto</a>, esto es una simulación del efecto del núcleo fundido de un reactor abriéndose camino a través del fondo del <a href="/wiki/Recipiente_del_reactor" title="Recipiente del reactor">recipiente de presión</a> hacia el <a href="/wiki/Edificio_de_contenci%C3%B3n" title="Edificio de contención">edificio de contenimiento</a>.<sup id="cite_ref-32" class="reference separada"><a href="#cite_note-32"><span class="corchete-llamada">[</span>32<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup><sup id="cite_ref-33" class="reference separada"><a href="#cite_note-33"><span class="corchete-llamada">[</span>33<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup><sup id="cite_ref-34" class="reference separada"><a href="#cite_note-34"><span class="corchete-llamada">[</span>34<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Flujos_del_lava_desde_el_corio">Flujos del lava desde el corio</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=28" title="Editar sección: Flujos del lava desde el corio"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Es posible ver en la foto de más abajo que el <a href="/wiki/Corium_(reactor_nuclear)" title="Corium (reactor nuclear)">corio</a> (el núcleo derretido) se enfriará y se volverá sólido con el tiempo. Se piensa que este sólido se desgastará con el tiempo. El sólido puede ser descrito como una <i>Masa Conteniendo Combustible</i> (en inglés: Fuel Containing Mass, FCM), y es una mezcla de <a href="/wiki/Arena" title="Arena">arena</a>, <a href="/wiki/Zirconio" class="mw-redirect" title="Zirconio">zirconio</a> y <a href="/wiki/Di%C3%B3xido_de_uranio" title="Dióxido de uranio">dióxido de uranio</a> que han sido calentados a muy altas temperaturas<sup id="cite_ref-35" class="reference separada"><a href="#cite_note-35"><span class="corchete-llamada">[</span>35<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> hasta que todo ha quedado fundido. La naturaleza química de esta <i>FCM</i> ha sido materia de algunas investigaciones.<sup id="cite_ref-36" class="reference separada"><a href="#cite_note-36"><span class="corchete-llamada">[</span>36<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> También se ha evaluado la cantidad de combustible que queda en esta forma al interior de la planta.<sup id="cite_ref-37" class="reference separada"><a href="#cite_note-37"><span class="corchete-llamada">[</span>37<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> Se ha usado un <a href="/wiki/Pol%C3%ADmero" title="Polímero">polímero</a> de <a href="/wiki/Silicona" title="Silicona">silicona</a> para la descontaminación. </p><p>El evento de Chernóbil fue una fusión de <a href="/wiki/Silicato" title="Silicato">silicato</a> que contenía inclusiones de fases de <a href="/wiki/Zirconio" class="mw-redirect" title="Zirconio">Zr</a>/ <a href="/wiki/Uranio" title="Uranio">U</a>, <a href="/wiki/Acero" title="Acero">acero</a> derretido y alto <a href="/w/index.php?title=Silicato_de_zirconio_(IV)&action=edit&redlink=1" class="new" title="Silicato de zirconio (IV) (aún no redactado)">silicato de zirconio</a> de uranio. El flujo de lava consistió de más de un tipo de material -se encontraron una lava marrón y un material cerámico poroso. El uranio y el zirconio para diferentes partes del sólido son muy distintos, se encontró en la lava marrón una fase rica en uranio con una proporción de U:Zr de 19:3 a aproximadamente 38:10. La fase pobre en uranio en la lava marrón tiene una proporción de U:Zr de aproximadamente 1:10.<sup id="cite_ref-mrs_24-1" class="reference separada"><a href="#cite_note-mrs-24"><span class="corchete-llamada">[</span>24<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> Es posible conocer a partir del examen de las fases Zr/U la historia termal de la mezcla, se puede mostrar que antes de la explosión en algunas partes del núcleo la temperatura era más alta que 2000 °C. Mientras que en algunas áreas la temperatura era mayor que 2400 a 2600 °C. </p> <figure class="mw-halign-center" typeof="mw:File/Thumb"><a href="/wiki/Archivo:Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg" class="mw-file-description"><img src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/8/83/Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg/600px-Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg.png" decoding="async" width="600" height="266" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/8/83/Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg/900px-Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/8/83/Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg/1200px-Levels_of_radioactivity_in_the_lava_under_the_Chernobyl_number_four_reactor_1986.svg.png 2x" data-file-width="1692" data-file-height="750" /></a><figcaption>La radiactividad de los diferentes isótopos en la FCM, esto ha sido calculado por los investigadores rusos en abril de 1986, véase que los niveles de radiactividad han caído una gran cantidad en la actualidad.</figcaption></figure> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Corrosión_del_combustible_gastado"><span id="Corrosi.C3.B3n_del_combustible_gastado"></span>Corrosión del combustible gastado</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=29" title="Editar sección: Corrosión del combustible gastado"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Películas_de_dióxido_de_uranio"><span id="Pel.C3.ADculas_de_di.C3.B3xido_de_uranio"></span>Películas de dióxido de uranio</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=30" title="Editar sección: Películas de dióxido de uranio"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>Se pueden depositar películas de dióxido de uranio mediante <a href="/w/index.php?title=Deposici%C3%B3n_cat%C3%B3dica&action=edit&redlink=1" class="new" title="Deposición catódica (aún no redactado)">pulverización reactiva</a> de una mezcla de <a href="/wiki/Arg%C3%B3n" title="Argón">argón</a> y <a href="/wiki/Ox%C3%ADgeno" title="Oxígeno">oxígeno</a> a baja <a href="/wiki/Presi%C3%B3n" title="Presión">presión</a>. Esto ha sido usado para fabricar una capa de óxido de uranio sobre una superficie de <a href="/wiki/Oro" title="Oro">oro</a> que luego fue estudiada mediante <a href="/wiki/Espectroscopia_diel%C3%A9ctrica" title="Espectroscopia dieléctrica">espectroscopia de impedancia de corriente alterna</a>.<sup id="cite_ref-38" class="reference separada"><a href="#cite_note-38"><span class="corchete-llamada">[</span>38<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Nanopartículas_de_metales_nobles_e_hidrógeno"><span id="Nanopart.C3.ADculas_de_metales_nobles_e_hidr.C3.B3geno"></span>Nanopartículas de metales nobles e hidrógeno</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=31" title="Editar sección: Nanopartículas de metales nobles e hidrógeno"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <p>De acuerdo a las investigaciones de la <a href="/wiki/Corrosi%C3%B3n" title="Corrosión">corrosión</a> <a href="/wiki/Electroqu%C3%ADmica" title="Electroquímica">electroquímica</a> por Shoesmith<sup id="cite_ref-39" class="reference separada"><a href="#cite_note-39"><span class="corchete-llamada">[</span>39<span class="corchete-llamada">]</span></a></sup> las <a href="/wiki/Nanopart%C3%ADcula" title="Nanopartícula">nanopartículas</a> de <a href="/wiki/Molibdeno" title="Molibdeno">Mo</a>- <a href="/wiki/Tecnecio" title="Tecnecio">Tc</a>- <a href="/wiki/Rutenio" title="Rutenio">Ru</a>- <a href="/wiki/Paladio" title="Paladio">Pd</a> tienen un fuerte efecto sobre la corrosión del combustible de dióxido de uranio. Su trabajo sugiere que cuando la concentración de <a href="/wiki/Hidr%C3%B3geno" title="Hidrógeno">hidrógeno</a> (H<sub>2</sub>) es alta (debido a la corrosión <a href="/wiki/Hipoxia_(ambiental)" class="mw-redirect" title="Hipoxia (ambiental)">anaeróbica</a> del acero) la oxidación del hidrógeno en las nanopartículas ejercerán un efecto protector sobre el dióxido de uranio. Este efecto puede ser como un ejemplo de protección por un <a href="/wiki/Corrosi%C3%B3n_galv%C3%A1nica" title="Corrosión galvánica">ánodo de sacrificio</a> donde en vez de un <a href="/wiki/%C3%81nodo" title="Ánodo">ánodo</a> de metal reaccionando y disolviéndose a la medida de que el gas de hidrógeno es consumido. </p> <div class="mw-heading mw-heading3"><h3 id="Véase_también"><span id="V.C3.A9ase_tambi.C3.A9n"></span>Véase también</h3><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=32" title="Editar sección: Véase también"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <ul><li><a href="/wiki/NUREG-1150" title="NUREG-1150">NUREG-1150</a></li> <li><a href="/wiki/Seguridad_nuclear" title="Seguridad nuclear">Seguridad nuclear</a></li> <li><a href="/wiki/Energ%C3%ADa_nuclear" title="Energía nuclear">Energía nuclear</a></li></ul> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Referencias">Referencias</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=33" title="Editar sección: Referencias"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <div class="listaref" style="-moz-column-width: {{{ancho30em}}}; -webkit-column-width: {{{ancho30em}}}; column-width: {{{ancho30em}}}; list-style-type: decimal;"><ol class="references"> <li id="cite_note-1"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-1">↑</a></span> <span class="reference-text"><span class="broken-link"><span id="CITAREFT._Nakamura,_T._Fuketa,_T._Sugiyama_and_H._Sasajima2004" class="citation publicación">T. Nakamura, T. Fuketa, T. Sugiyama and H. Sasajima (2004). <a rel="nofollow" class="external text" href="http://www.jstage.jst.go.jp/article/jnst/41/1/37/_pdf">«Failure Thresholds of High Burnup BWR Fuel Rods under RIA Conditions»</a>. <i>Journal of Nuclear Science and Technology</i> <b>41</b> (1): 37. <small><a href="/wiki/Digital_object_identifier" class="mw-redirect" title="Digital object identifier">doi</a>:<a rel="nofollow" class="external text" href="https://dx.doi.org/10.3327%2Fjnst.41.37">10.3327/jnst.41.37</a></small>.</span><span title="ctx_ver=Z39.88-2004&rfr_id=info%3Asid%2Fes.wikipedia.org%3AComportamiento+del+combustible+nuclear+durante+un+accidente+del+reactor&rft.atitle=Failure+Thresholds+of+High+Burnup+BWR+Fuel+Rods+under+RIA+Conditions&rft.au=T.+Nakamura%2C+T.+Fuketa%2C+T.+Sugiyama+and+H.+Sasajima&rft.aulast=T.+Nakamura%2C+T.+Fuketa%2C+T.+Sugiyama+and+H.+Sasajima&rft.date=2004&rft.genre=article&rft.issue=1&rft.jtitle=Journal+of+Nuclear+Science+and+Technology&rft.pages=37&rft.volume=41&rft_id=http%3A%2F%2Fwww.jstage.jst.go.jp%2Farticle%2Fjnst%2F41%2F1%2F37%2F_pdf&rft_id=info%3Adoi%2F10.3327%2Fjnst.41.37&rft_val_fmt=info%3Aofi%2Ffmt%3Akev%3Amtx%3Ajournal" class="Z3988"><span style="display:none;"> </span></span></span> <span class="plainlinks" style="background-color: var(--background-color-warning-subtle,lightyellow); color: var(--color-base, #202122); font-size:85%">(<a href="/wiki/Ayuda:C%C3%B3mo_recuperar_un_enlace_roto" title="Ayuda:Cómo recuperar un enlace roto">enlace roto</a> disponible en <a href="/wiki/Internet_Archive" title="Internet Archive">Internet Archive</a>; véase el <a rel="nofollow" class="external text" href="//web.archive.org/web/*/http://www.jstage.jst.go.jp/article/jnst/41/1/37/_pdf">historial</a>, la <a rel="nofollow" class="external text" href="//web.archive.org/web/1/http://www.jstage.jst.go.jp/article/jnst/41/1/37/_pdf">primera versión</a> y la <a rel="nofollow" class="external text" href="//web.archive.org/web/2/http://www.jstage.jst.go.jp/article/jnst/41/1/37/_pdf">última</a>).</span></span> </li> <li id="cite_note-2"><span class="mw-cite-backlink"><a href="#cite_ref-2">↑</a></span> <span class="reference-text"><span id="CITAREFF._Nagase_and_T._Fuketa2005" class="citation publicación">F. Nagase and T. 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Uwo.ca. Recuperado el 2011-03-17.</span> </li> </ol></div> <div class="mw-heading mw-heading2"><h2 id="Enlaces_externos">Enlaces externos</h2><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&action=edit&section=34" title="Editar sección: Enlaces externos"><span>editar</span></a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></div> <ul><li><div class="plainlinks" style="display:inline">Esta obra contiene una traducción derivada de «<a href="https://en.wikipedia.org/wiki/Behavior_of_nuclear_fuel_during_a_reactor_accident" class="extiw" title="en:Behavior of nuclear fuel during a reactor accident">Behavior of nuclear fuel during a reactor accident</a>» de Wikipedia en inglés, concretamente de <a class="external text" href="https://en.wikipedia.org/wiki/Behavior_of_nuclear_fuel_during_a_reactor_accident?oldid=522461985">esta versión</a>, publicada por <a class="external text" href="https://en.wikipedia.org/wiki/Behavior_of_nuclear_fuel_during_a_reactor_accident?action=history">sus editores</a> bajo la <a href="/wiki/Wikipedia:Texto_de_la_Licencia_de_documentaci%C3%B3n_libre_de_GNU" title="Wikipedia:Texto de la Licencia de documentación libre de GNU">Licencia de documentación libre de GNU</a> y la <a rel="nofollow" class="external text" href="https://creativecommons.org/licenses/by-sa/4.0/deed.es">Licencia Creative Commons Atribución-CompartirIgual 4.0 Internacional</a>.</div></li></ul> <dl><dt>Pruebas LOFT</dt></dl> <ul><li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926132002/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1979-december-loss-of-fluid-pipe-break-test.pdf">INEL News</a> Idaho National Engineering Laboratory, 4 December 1979</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926132015/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1979-june-loss-of-fluid-test-successful.pdf">LOFT L2-3 tests completed successfully</a>, Idaho National Engineering Laboratory, June 1979</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926131933/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1980-february-second-loss-of-fluid-small-break-test-conducted.pdf">Second loss of fluid small break test conducted</a>, Idaho National Engineering Laboratory, February 1980</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926131957/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1980-july-loss-of-fluid-test-successfully-completed-organizations-compile-tmi-data.pdf">Pruebas LOFT L3-7 completadas exitosamente</a> (en inglés)</li> <li><a rel="nofollow" class="external autonumber" href="https://web.archive.org/web/20060926132022/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1980-june-loft-conducts-tmi-type-test.pdf">[4]</a></li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926131937/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1982-january-semiscale-tests-reactor-coolant-level-measurement-system.pdf">LOFT conduce pruebas del tipo TMI</a> (en inglés)</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926132018/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1983-april-pbf-fuel-damage-test-slated.pdf">Sistema de medidas de pruebas de semiescala</a> (en inglés)</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926131949/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1983-september-severe-fuel-damage-test-successful.pdf">Pruebas exitosas de severo daño al combustible</a> (en inglés)</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926131953/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1984-january-recap-large-break-loss-of-coolant-accident.pdf">DOE recap</a> (en inglés)</li> <li><a rel="nofollow" class="external text" href="https://web.archive.org/web/20060926132009/http://www.inl.gov/threemileisland/docs/1985-january-1984-recap-including-loss-of-fluid-tests.pdf">Recap de 1984 muestra a los empleados involucrados activamente en los proyectos del sitio, actividades comunitarios</a> (en inglés)</li></ul> <style data-mw-deduplicate="TemplateStyles:r161257576">.mw-parser-output .mw-authority-control{margin-top:1.5em}.mw-parser-output .mw-authority-control .navbox table{margin:0}.mw-parser-output .mw-authority-control .navbox hr:last-child{display:none}.mw-parser-output .mw-authority-control .navbox+.mw-mf-linked-projects{display:none}.mw-parser-output .mw-authority-control .mw-mf-linked-projects{display:flex;padding:0.5em;border:1px solid var(--border-color-base,#a2a9b1);background-color:var(--background-color-neutral,#eaecf0);color:var(--color-base,#202122)}.mw-parser-output .mw-authority-control .mw-mf-linked-projects ul li{margin-bottom:0}.mw-parser-output .mw-authority-control .navbox{border:1px 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style="border-spacing:0;background:transparent;color:inherit"><tbody><tr><th scope="row" class="navbox-group" style="width: 12%; text-align:center;"><a href="/wiki/Control_de_autoridades" title="Control de autoridades">Control de autoridades</a></th><td class="navbox-list navbox-odd" style="text-align:left;border-left-width:2px;border-left-style:solid;width:100%;padding:0px"><div style="padding:0em 0.25em"> <ul><li><b>Proyectos Wikimedia</b></li> <li><span style="white-space:nowrap;"><span typeof="mw:File"><a href="/wiki/Wikidata" title="Wikidata"><img alt="Wd" src="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/f/ff/Wikidata-logo.svg/20px-Wikidata-logo.svg.png" decoding="async" width="20" height="11" class="mw-file-element" srcset="//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/f/ff/Wikidata-logo.svg/30px-Wikidata-logo.svg.png 1.5x, //upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/f/ff/Wikidata-logo.svg/40px-Wikidata-logo.svg.png 2x" data-file-width="1050" data-file-height="590" 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src="https://login.wikimedia.org/wiki/Special:CentralAutoLogin/start?type=1x1&useformat=desktop" alt="" width="1" height="1" style="border: none; position: absolute;"></noscript> <div class="printfooter" data-nosnippet="">Obtenido de «<a dir="ltr" href="https://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&oldid=160550106">https://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Comportamiento_del_combustible_nuclear_durante_un_accidente_del_reactor&oldid=160550106</a>»</div></div> <div id="catlinks" class="catlinks" data-mw="interface"><div id="mw-normal-catlinks" class="mw-normal-catlinks"><a href="/wiki/Especial:Categor%C3%ADas" title="Especial:Categorías">Categorías</a>: <ul><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Qu%C3%ADmica_nuclear" title="Categoría:Química nuclear">Química nuclear</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Combustibles_nucleares" title="Categoría:Combustibles nucleares">Combustibles nucleares</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Seguridad_nuclear" title="Categoría:Seguridad nuclear">Seguridad nuclear</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Tecnolog%C3%ADa_nuclear" title="Categoría:Tecnología nuclear">Tecnología nuclear</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Act%C3%ADnidos" title="Categoría:Actínidos">Actínidos</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Corrosi%C3%B3n" title="Categoría:Corrosión">Corrosión</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Nanotecnolog%C3%ADa" title="Categoría:Nanotecnología">Nanotecnología</a></li></ul></div><div id="mw-hidden-catlinks" class="mw-hidden-catlinks mw-hidden-cats-hidden">Categorías ocultas: <ul><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Wikipedia:P%C3%A1ginas_con_plantillas_con_argumentos_duplicados" title="Categoría:Wikipedia:Páginas con plantillas con argumentos duplicados">Wikipedia:Páginas con plantillas con argumentos duplicados</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Wikipedia:Art%C3%ADculos_con_enlaces_externos_rotos" title="Categoría:Wikipedia:Artículos con enlaces externos rotos">Wikipedia:Artículos con enlaces externos rotos</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Wikipedia:P%C3%A1ginas_con_referencias_con_et_al._impl%C3%ADcito_en_los_autores" title="Categoría:Wikipedia:Páginas con referencias con et al. implícito en los autores">Wikipedia:Páginas con referencias con et al. implícito en los autores</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Wikipedia:P%C3%A1ginas_con_enlaces_m%C3%A1gicos_de_ISBN" title="Categoría:Wikipedia:Páginas con enlaces mágicos de ISBN">Wikipedia:Páginas con enlaces mágicos de ISBN</a></li><li><a href="/wiki/Categor%C3%ADa:Wikipedia:P%C3%A1ginas_con_traducciones_del_ingl%C3%A9s" title="Categoría:Wikipedia:Páginas con traducciones del inglés">Wikipedia:Páginas con traducciones del inglés</a></li></ul></div></div> </div> </main> </div> <div class="mw-footer-container"> <footer id="footer" class="mw-footer" > <ul id="footer-info"> <li id="footer-info-lastmod"> Esta página se 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