CANFLEX

CANFLEX es un sistema avanzado de suministro de combustible diseñado para reactores nucleares de tipo CANDU . Su nombre deriva de su función: suministro de combustible flexible para reactores CANDU. Fue desarrollado por Atomic Energy of Canada Ltd. ( AECL ), junto con el Instituto Coreano de Investigación de Energía Atómica ( KAERI ). Los diseñadores afirman que aportará numerosos beneficios a los reactores CANDU actuales y futuros, tanto los que utilizan uranio natural como los que utilizan otros ciclos avanzados de combustible nuclear . Entre estos beneficios se incluyen mayores márgenes de operación y seguridad, una vida útil prolongada de la planta, una mejor rentabilidad y un aumento de la potencia.

El haz CANFLEX tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elementos. ^{[ 1 ]} Tiene aproximadamente 10 cm (cuatro pulgadas) de diámetro, 0,5 m (20 pulgadas) de largo y pesa alrededor de 20 kg (44 libras) y reemplaza al haz estándar de 37 pines. Ha sido diseñado específicamente para aumentar el rendimiento del combustible mediante el uso de dos diámetros de pines diferentes. Esto reduce la potencia nominal de los pines más calientes en los haces, para la misma potencia total de salida del haz. Además, el diseño incorpora modificaciones geométricas especiales que mejoran la transferencia de calor entre el combustible y el refrigerante circundante. Veinticuatro de estos haces de combustible han sido probados en el reactor CANDU 6 de Point Lepreau en Nuevo Brunswick, Canadá, y los resultados indican que CANFLEX cumple con todas las expectativas y los requisitos reglamentarios.

Para lograrlo, el haz CANFLEX utiliza dos anillos concéntricos de varillas de menor diámetro (11,5 mm) que rodean un núcleo de varillas ligeramente más grandes (13,5 mm), lo que proporciona una distribución de potencia radial más uniforme y reduce la potencia lineal máxima en aproximadamente un 20 % en comparación con el diseño de 37 elementos. La geometría incluye apéndices para mejorar el flujo crítico de calor (CHF), recubrimientos de grafito CANLUB en el interior de las vainas de combustible para reducir la interacción entre las pastillas y el revestimiento, y diseños optimizados de espaciadores y almohadillas de apoyo para mejorar la transferencia de calor y la estabilidad hidráulica. El resultado es un aumento del flujo crítico de calor (CHF) y una potencia crítica del canal entre un 4 % y un 5 % mayor, lo que mejora los márgenes de seguridad y aumenta la seguridad del reactor.

El paquete CANFLEX es totalmente compatible con los canales y las máquinas de recarga de combustible de los reactores CANDU existentes, sin necesidad de modificar el hardware del reactor ni los sistemas de recarga, lo que lo convierte en un verdadero reemplazo directo para los diseños de combustible actuales. Su flexibilidad también permite su funcionamiento con una amplia gama de tipos de combustible: uranio natural (CANFLEX-NU), uranio ligeramente enriquecido (CANFLEX-SEU), uranio recuperado del combustible gastado de reactores de agua ligera (CANFLEX-RU) y combustible de baja reactividad por vacío (CANFLEX-LVRF).

• CANFLEX-NU: Utiliza UO₂ natural y sirve como diseño de referencia; ha sido cualificado y probado en reactores canadienses y coreanos.
• CANFLEX-RU: Utiliza uranio recuperado (≈0,9 % U-235) procedente del reprocesamiento de combustible de reactores de agua ligera (LWR), lo que permite su reciclaje y reduce la demanda de uranio.
• CANFLEX-SEU: Utiliza uranio ligeramente enriquecido (≈1,0–1,2 % U-235), lo que ofrece un mayor grado de quemado y menores costes del ciclo del combustible.
• CANFLEX-LVRF: Utiliza UO₂ enriquecido a ≈1%, optimizado para una reactividad negativa de los huecos, desarrollado para el programa de combustible centrado en la seguridad de Bruce Power.

Los estudios han demostrado que los combustibles CANFLEX-RU o CANFLEX-SEU pueden alcanzar un grado de quemado hasta 1,7 veces superior al del combustible de uranio natural estándar, con coeficientes de temperatura y vacío más negativos, lo que mejora la seguridad general.

El desarrollo comenzó a mediados de la década de 1980 a cargo de AECL, y KAERI se unió en 1991. El diseño se finalizó y validó mediante extensas pruebas fuera del reactor, que incluyeron pruebas de fricción mecánica, pruebas de flujo hidráulico y experimentos de flujo de calor crítico.

En 1998, se llevó a cabo una irradiación de demostración de 24 haces de CANFLEX-NU en el reactor CANDU-6 de Point Lepreau (Nuevo Brunswick, Canadá). Los resultados confirmaron todas las predicciones de diseño, demostrando una excelente integridad estructural, los perfiles de quemado esperados y el cumplimiento de las normas reglamentarias.

Se realizaron pruebas paralelas en la Unidad 1 de Wolsong (Corea del Sur), donde KAERI irradió 24 haces de combustible CANFLEX-NU para verificar su rendimiento en condiciones operativas coreanas. El éxito de estas pruebas validó tanto el rendimiento mecánico como el nuclear del combustible CANFLEX, allanando el camino para su comercialización.

A principios de la década de 2000, CANFLEX-NU ya estaba plenamente cualificado para su uso en reactores nucleares. Posteriormente, British Nuclear Fuels (BNFL) se unió a la colaboración para apoyar la fabricación de CANFLEX-RU para la reutilización del ciclo avanzado del combustible.

Veinticuatro de estos haces de combustible se han probado en el reactor CANDU 6 de Point Lepreau, en Nuevo Brunswick, Canadá, y los resultados indican que CANFLEX cumple con todas las expectativas y los requisitos reglamentarios. Se realizaron pruebas de demostración similares en la Unidad 1 de Wolsong, en Corea del Sur, lo que confirmó la robustez mecánica de CANFLEX, su transferencia de calor mejorada y sus márgenes de seguridad optimizados.

La central nuclear Bruce anunció en 2006 la conversión a combustible CANFLEX para sus reactores.[2] Como parte de esta iniciativa, Bruce Power puso en marcha el Proyecto de Combustible de Baja Reactividad de Vacío (LVRF), adaptando la geometría CANFLEX para uranio ligeramente enriquecido con el fin de reducir la reactividad positiva de los vacíos y mejorar la seguridad. Esto incluyó extensas pruebas fuera del reactor, irradiaciones de demostración y revisiones regulatorias completas.

CANFLEX también ha sido evaluado para su uso en diseños avanzados de reactores CANDU (ACR) y combustibles de óxido mixto de torio-uranio (Th-MOX), lo que demuestra su flexibilidad para futuros ciclos de combustible.

El programa CANFLEX representa una importante colaboración entre AECL (Canadá) y KAERI (Corea), con el apoyo de NB Power, KHNP y el Grupo de Propietarios de CANDU (COG). Refleja más de dos décadas de investigación y desarrollo coordinados en el diseño de combustibles avanzados, con contribuciones posteriores de BNFL (Reino Unido) para la integración de uranio reciclado.

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• Uranio reprocesado
• Asociación Mundial de Energía Nuclear

• Desarrollo del combustible CANFLEX-NU como combustible avanzado CANDU.