Combustible nuclear

  Se denomina combustible nuclear a todo material que puede ser utilizado para liberar energía mediante procesos de transformación nuclear tales como fisión, fusión, o decaimiento radioactivo. Si se observa la energía vinculada de un isótopo en particular, puede haber una ganancia de energía mediante fusión de elementos con un número atómico menor al del hierro, y mediante fisión de isótopos que tengan un número atómico mayor que el hierro.

El proceso más utilizado en aplicaciones prácticas es la fisión nuclear. El combustible nuclear más habitual, está constituido por elementos fisibles pesados (como el Uranio y el Plutonio) que pueden dar lugar a una reacción en cadena en un reactor en la que al ser alcanzados los átomos pesados por los neutrones, los átomos del combustible se parten, se libera energía y se liberan neutrones que alimentan la reacción en cadena. Combustible nuclear hace referencia tanto al material como a los objetos físicos (por ejemplo los manojos de combustible, compuestos de barras conteniendo combustible). Los combustibles nucleares más habituales son el ²³⁵U y el ²³⁹Pu. Los procesos de producción del combustible nuclear que comprenden la minería, refinado, purificado, su utilización y el tratamiento final de residuos, conforman en su conjunto el denominado ciclo del combustible nuclear, que es de relevancia en la generación de energía nuclear.

Otro proceso nuclear que puede ser utilizado es la fusión. En dicho proceso se utilizan como combustible isótopos ligeros, tales como el ³H (tritio).

No todos los combustibles nucleares se utilizan en reacciones de fisión o fusión. Por ejemplo, el ²³⁸Pu y algunos otros elementos se usan para producir pequeñas cantidades de energía nuclear mediante procesos de decaimiento radioactivo en generadores radiotérmicos u otras baterías atómicas.

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Combustibles de fisión nuclear

El combustible nuclear utilizado por los reactores de agua a presion (PWR) y de agua en ebullicion (BWR) es esencialmente el mismo, y consiste de Uranio. Para poder utilizar el uranio en un reactor nuclear es necesario una serie de pasos de procesamiento para convertirlo desde la forma mineral en que se encuentra en la naturaleza a los pellets de óxido cerámico que se cargan en el núcleo de un reactor nuclear.

Esencialmente son cuatro o cinco pasos que se muestran en las imágenes adjuntas. Primero, se extrae uranio de la tierra y se tritura y procesa para obtener la "yellow cake" (tarta amarilla). El siguiente paso consiste en, o bien, convertir el uranio en UF₆ para enriquecimiento antes de reconvertirlo en óxido de uranio, o bien, saltarse completamente esta etapa, pasando al cuarto paso directamente, como en el caso del combustible para el CANDU.

Un estudio de las virtudes y vicios de los diferentes combustibles se puede consultar (en inglés) en [1].

Compuestos químicos habituales del combustible nuclear

Oxide fuel

UO2

El dióxido de uranio es un cerámico sólido negro. Se puede obtener por reacción de nitrato de uranio con una base de amonio para formar un sólido (uraniato de amonio, el cual se calienta (calcina) para formar U₃O₈ que, entonces, puede convertirse calentándolo en una mezcla de argón / hidrógeno a (700 ^oC) para formar UO₂. El UO₂ se mezcla con un vinculador orgánico y comprimido en bolitas (pellets), los cuales son quemados a una temperatura mucho más alta (en H₂/Ar) para sinterizar el sólido. El propósito es conseguir un sólido que tenga un bajo grado de porosidad.

Es importante destacar que la corrosión del dióxido de uranio en un entorno acuoso se controla mediante procesos electroquímicos similares a la corrosión galvánica de la superficie de los metales.

MOX

El Óxido mixto, o combustible MOX, es una mezcla de plutonio y de uranio natural o agotado que se comporta de forma similar (aunque no idéntica) al uranio enriquecido que alimenta la mayoría de los reactores nucleares. El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio de bajo enriquecimiento (LEU) utilizado en el reactor de agua ligera los cuales son los predominantes en la generación de energía nuclear.

Se han manifestado algunas preocupaciones sobre el hecho de que los núcleos de MOX usados, plantean nuevos retos sobre qué hacer con los residuos, a pesar de que el MOX es a su vez una solución para el tratamiento, mediante transmutación de los sobrantes de plutonio.

Actualmente, Marzo de 2005 el reprocesado de combustible nuclear comercial para obtener MOX se está realizando en Inglaterra y Francia, y en menor medida en Rusia, India y Japón. China tiene planes para desarrollar reactores de rápida reproducción y reprocesado.

Combustible de óxido usado

El combustible de óxido usado es una mezcla compleja de los productos de fisión, uranio, plutonio y metales transplutónicos. El combustible que se ha utilizado a altas temperaturas en los reactores de energía es normal que no sea homogéneo, a menudo contiene nanopartículas de metales del grupo del platino tales como el paladio. También es frecuente que el combustible se haya agrietado, formado protuberancias o haya sido utilizado a temperaturas cercanas a su punto de fusión. A pesar del hecho de que el combustible usado pueda agrietarse, es muy insoluble en agua, y puede retener la inmensa mayoría de actínidos y productos de fisión dentro del dióxido de uranio.

Comportamiento del combustible de óxido en situaciones de accidente

Existen dos modos principales de escape, los productos de fisión pueden evaporarse o pequeñas partículas de combustibles se pueden dispersar.

El escape de radioactividad del combustible usado esta muy controlado por la volatilidad de los elementos. Por ejemplo en Chernóbil se liberó mucho xenón y yoduros y mucho menos circonio. El hecho de que sólo los productos de fisión más volátiles sean liberados con facilidad, retrasa en gran medida la liberación de radioactividad en el caso de que un accidente produzca serios daños al núcleo.

De acuerdo con el informe de la Agencia de Energía Nuclear de la OECD sobre Chernóbil [2], se liberaron las siguientes proporciones del inventario del núcleo. Las formas físicas y químicas del escape incluyen gases, aerosoles y, finalmente, combustible sólido fragmentado.

• ¹³³Xe 100%, ¹³¹I 50-60%, ¹³⁴Cs 20-40%, ¹³⁷Cs 20-40%, ¹³²Te 25-60%, ⁸⁹Sr 4-6%, ⁹⁰Sr 4-6%, ¹⁴⁰Ba 4-6%, ⁹⁵Zr 3,5%, ⁹⁹Mo >3,5%, ¹⁰³Ru >3,5%, ¹⁰⁶Ru >3,5%, ¹⁴¹Ce 3,5%, ¹⁴⁴Ce 3,5%, ²³⁹Np 3,5%, ²³⁸Pu 3,5%, ²³⁹Pu 3,5%, ²⁴⁰Pu 3,5%, ²⁴¹Pu 3,5%, ²⁴²Cm 3,5%

Es importante destacar que el agua y el zirconio pueden reaccionar violentamente a 1200 ^oC, a la misma temperatura que el revestimiento de zirconio puede reaccionar con dióxido de uranio para formar óxido de zirconio y una aleación de uranio/zirconio.[3]

• Es interesante hacer notar que en Francia existe un establecimiento en el que cual un incidente de fusionado de combustible puede ser reproducido bajo condiciones de estricto control. [4][5] En el programa de investigación PHEBUS se ha permitido que los combustibles alcancen temperaturas que exceden las de funcionamiento. El combustible en cuestión está en un canal especial que está dentro de un reactor nuclear toroidal. El reactor nuclear se utiliza como un “núcleo de conducción” para irradiar el combustible de prueba. Aunque el reactor está refrigerado de modo normal por su propio sistema de refrigeración, el combustible de prueba dispone también de su propio sistema, que está dotado de filtros y dispositivos para estudiar la radioactividad liberada del combustible dañado. También se ha estudiado la liberación de radioisótopos del combustible bajo distintas condiciones. Una vez el combustible se ha utilizado en el experimento se realiza un examen detallado (PIE). En el informe anual del ITU correspondiente al 2004, en su sección 3.6, se ha informado de algunos resultados del PIE para PHEBUS (FPT2).3.6.[6][7]

Combustible tipo TRIGA

El combustible TRIGA se utiliza en los reactores TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics, en inglés, correspondientes a Entrenamiento, Investigación, Isótopos, Atómica General). El combustible TRIGA está compuesto de una matriz de hidruro de uranio-zirconio. Este combustible posee un elevado grado de seguridad intrínseca, ya que cuando su temperatura aumenta, la sección eficaz de hidrógeno en el combustible se convierte a más altas energías, permitiendo que más neutrones se pierdan, y menos se termalicen. Muchos núcleos que usan este combustible son de "alta pérdidas" en los que los neutrones que fugan del núcleo del reactor son utilizados para investigación.

Combustibles Líquidos

Sales anhídridas derretidas

Esto incluye combustibles en los cuales éstos están disueltos en el refrigerante. Fueron utilizados en el experimento de los reactores de sales fundidas y en numerosos experimentos con reactores de núcleos líquidos. El combustible líquido para el reactor de sal fundida era LiF-BeF₂-ThF₄-UF₄ (72-16-12-0,4 mol%), en el experimento tenía una temperatura máxima de funcionamiento de 705 °C, pero hubiera podido soportar mucho más altas temperatura ya que su punto de ebullición excedía los 1400 °C.

Soluciones acuosas de sales de uranio

El reactor homogéneo acuoso utiliza una solución de sulfato de uranio u otras sales de uranio en agua. Este tipo de reactor homogéneo no se ha utilizado por ningún reactor de gran energía. Una de sus desventajas es que el combustible, en caso de accidente, tiene una presentación que favorece que se disperse fácilmente.

Nitruro de uranio

Este es a menudo el combustible de elección para los diseños de reactor que fabrica la NASA. Una ventaja es que el UN tiene una mejor conductividad térmica que el UO₂. El nitruro de uranio tiene una temperatura de fusión muy elevada. Este combustible tiene el inconveniente de que, a menos de que se utilice ¹⁵N (en lugar del más habitual ¹⁴N), se generará una gran cantidad de ¹⁴C del nitrógeno por la reacción pn. Como el nitrógeno necesario para producir este combustible es sumamente costoso, sería lógico que el combustible tuviera que ser reprocesado mediante un método pyro a fin de permitir recuperar el ¹⁵N. También es lógico que si el combustible fuera procesado y disuelto en ácido nítrico el nitrógeno enriquecido con ¹⁵N quedaría diluido en el habitual ¹⁴N.

Carburo de uranio

Otro combustible que se ha sugerido, nuevamente tiene una mejor conductividad térmica que el dióxido de uranio.

Presentaciones físicas habituales del combustible nuclear

Para su uso como combustible en reactores nucleares, el UF₆ producido con Uranio enriquecido en el isótopo U-235, debe ser convertido en polvo de dióxido de uranio (UO₂), que entonces es procesado dándole forma de pequeñas partículas. Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, horneados, en un proceso llamado sinterización durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños cilíndros (pellets) cerámicos de uranio enriquecido. Los pellets cilíndricos entonces son rectificados mediante tornos especiales para conseguir un tamaño uniforme.

A continuación, los pellets son introducidos en tubos metálicos de una aleación resistente a la corrosión, estos tubos son llamados vainas combustibles. Los tubos que contienen los pellets de combustible son cerrados mediante tapones solados en sus extremos: estos tubos con su carga de pellets de uranio son llamados barras combustibles. Las barras combustibles terminadas se agrupan formando manojos combustibles, cada uno con entre 100 a 400 barras combustibles dependiendo la cantidad del diseño específico de cada reactor. Un núcleo de un reactor nuclear contiene varios cientos de manojos combustibles.

El metal de las vainas depende del diseño del reactor- en el pasado se utilizaba acero inoxidable, pero actualmente la mayoría de reactores utilizan una aleación de zirconio. Para los tipos más habituales de reactores (BWR y PWR) los tubos se ensamblan en manojos con los tubos espaciados a distancias precisas. A estos manojos se les asigna un número de identificación único, lo que permite su trazabilidad en todo el ciclo (desde su fabricación, hasta su vertido, pasando por su uso).

Combustible PWR

El combustible del reactor de agua presurizada (PWR) está compuesto por barras cilíndricas puestas en manojos. Se le da forma de bolitas al óxido de uranio cerámico y se insertan en tubos de Zircaloy que se juntan en haces. Los tubos de Zircaloy tienen alrededor de 1 cm de diámetro. Hay alrededor de 179-264 barras de combustible por manojo y alrededor de 121 a 193 haces de manojos se cargan en el núcleo del reactor. Generalmente, los haces de combustible están compuestas por barras de combustible atadas de 14x14 a 17x17. Los haces de combustible PWR tienen cerca de 4 m de largo. En los haces de combustible PWR, las barras de control se insertan desde arriba directamente en el haz de combustible. Los haces de combustible normalmente están enriquecidos en diversos porcentajes de ²³⁵U. El óxido de uranio es secado antes de insertarlo en los tubos para eliminar la humedad en el combustible cerámico que podría ocasionar corrosión y fragilidad del hidrógeno. Los tubos de Zircaloy están presurizados con helio para intentar minimizar la interacción “cladding” de los pellets (PCI) que puede llevar a fallos de la barra de combustible durante largos períodos.

Combustible BWR

En el reactor de agua hirviendo (BWR), el combustible es similar al del PWR excepto que los haces están "enlatados". Es decir hay un tubo delgado envolviendo cada haz. Esto en principio se hace para prevenir variaciones de densidad ocasionadas por efectuar la hidráulica neutrónica y térmica del núcleo a escala global. En los haces de BWR, hay alrededor de 500-800 manojos de combustible (fuel rods) por ensamblaje. Cada fuel rod para BWR está rellenado con helio a una presión de cerca de tres atmósferas (300 kPa).

Combustible para CANDU

Los haces de combustible para CANDU miden alrededor de medio metro de largo y 30 cm de diámetro. Están formados por pellets sinterizados (UO₂) en tubos de zirconio, soldados en los extremos a platos de zirconio. Cada haz pesa alrededor de 20 kg y la carga de un núcleo normalmente es del orden 4.500 haces. Los modelos modernos normalmente tienen 37 clavijas de combustible idénticas dispuestas radialmente alrededor del eje longitudinal del haz, pero en el pasado se utilizaron diversas configuraciones y números de clavijas. Los diseños actuales del CANDU no necesitan uranio enriquecido para alcanza el punto crítico (debido a su más eficiente moderador de neutrones de agua pesada, no obstante, algunos nuevos conceptos exigen un bajo enriquecimiento para ayudar a reducir el tamaño de los reactores.

Presentaciones menos habituales de combustible nuclear

Existen otras varias presentaciones de combustible nuclear para aplicaciones específicas, pero carecen del amplio uso de las utilizadas en las plantas de energía de BWR, PWR, y CANDU. Muchos de estas presentaciones solo se encuentran en reactores de investigación, o tienen aplicaciones militares.

Combustible RBMK

  El combustible para el reactor RBMK se utilizó en los reactores de este tipo de diseño soviético. Los elementos de este combustible son extremadamente largos, del orden de los 7 m. El reactor de Chernóbil era un RMBK de 1GW_e RBMK.

Combustible compacto TRISO

Los combustibles tri-isotrópicos (TRISO) fueron desarrolados inicialmente en Alemania para reactores de altas temperaturas refrigerados por gas. En los combustibles TRISO, el carburo de uranio está normalmente revestido por varias capas de carbón pirolítico y dióxido de silicio para retener los productos de fisión a elevadas temperaturas. Estos combustibles se moldeaban en guijarros de grafito (para reactores de lecho de guijarros) o en barras de combustible de grafito (para reactores prismáticos con núcleo refrigerado por gas). Actualmente se utilizan en el HTR-10 en China, y en el HTTR en Japón, los cuales son reactores experimentales. Los combustibles compactos TRISO podrían utilizarse también en los diseños PBMR y GT-MHR, si tales diseños fueran construidos. La primera planta de energía en utilizar este combustible fue la THTR-300.

Combustible CerMet

El combustible CerMet está formado por particular de combustible cerámico (normalmente óxido de uranio alojadas en una matriz metálica. Se ha especulado con que este tipo de combustible es el utilizado en los reactores de la US Navy.. Este combustible tiene unas características de alto calor de transporte y puede soportar un gran volumen de expansión.

Combustible tipo placa

El combustible de tipo placa ha perdido adeptos con el transcurso de los años. Actualmente se utiliza en el reactor avanzado de pruebas (Advanced Test Reactor –ATR-) en el Laboratorio Nacional de Idaho.

Combustibles basados en el calor de decaimiento de radioisótopos

Dos sistemas explotan la energía térmica producida por la degeneración de los isótopos radioactivos para generar energía eléctrica de gestión térmica.

Generadores termoeléctricos de radioisótopos

Un generador termoeléctrico de radioisótopos (GTR o RTG en inglés) es un generador eléctrico que obtiene su energía de la desintegración radioactiva. En estos aparatos, el calor liberado por la desintegración de un material radioactivo, se convierte en electricidad utilizando una serie de termopares.

El ²³⁸Pu en forma de dióxido de plutonio se ha convertido en el combustible más usado en los GTR. Este radioisótopo tiene un semiperíodo de 87,7 años, una densidad de energía razonable y unos niveles de radiaciones gamma y de neutrones bajos. Algunos GTR terrestres han utilizado ⁹⁰Sr, isótopo que tiene un semiperiodo más corto, una densidad de energía más baja y produce radiaciones gamma, pero es mucho más barato. El primer GTR fue construido en 1958 por la Comisión de Energía Atómica de Estados Unidos (NRC sus siglas en inglés), utilizando ²¹⁰Po. Este combustible proporciona una enorme densidad de energía, (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos) pero tiene un uso limitado debido a su corto semiperiodo y a que emite radiaciones gamma, por lo que fue desestimado para esta aplicación.

Unidades de calor de radioisótopos

Las Unidades de calor de radioisótopos, (RHU) por sus iniciales en inglés, generan aproximadamente 1 vatio de calor, procedentes de la desintegración de algunos gramos de plutonio-238. Este calor es proporcionado de forma continua durante varias décadas.

Su función es generar calor a equipos muy sensibles en el espacio profundo. El satélite artificial Cassini-Huygens enviado al planeta Saturno contiene 82 de estas unidades (además de 3 GTR para generar electricidad). La sonda Huygens a la Titán contiene 35 de estos elementos.

Batería de radioisótopos

Las expresiones batería atómica, batería nuclear y batería de radioisótopos se utilizan para describir un instrumento que usa las emisiones de particular cargadas de un isótopo radioactivo para producir electricidad directamente. A pesar de que el GTR pertenece a esta clase, el término generalmente se refiere a convertidores no térmicos, cuya potencia de salida no es una función de la diferencia de temperaturas. Hay disponibles varios diseños que explotan las partículas alfa y beta, e incluyen los generadores de carga directa, los betavoltáicos, la batería nuclear optoeléctrica y en generador piezoeléctrico de radioisótopos.

Estos sistemas utilizan radioisótopos que generan partículas beta de baja energía o, en ocasiones, particular alfa de energía variable. Las partículas beta de baja energía son necesarias para evitar la producción de alta energía penetrante radiación Bremsstrahlung que requeriría un pesado blindaje. Se han experimentado radioisótopos tales como el tritio, níquel-63, prometio-147, y tecnecio-99. También se han usado el plutonio-238, curio-242, curio-244 y estroncio-90.

Combustibles de fusión

Los principales combustibles de fusión incluyen el tritio(³H) y deuterio (²H) como también el helio tres(³He). Muchos otros elementos pueden fusionarse juntos si se les fuerza a acercarse entre sí lo suficiente, para lo cual es necesario alcanzar temperaturas suficientemente altas. En general, los combustibles de fusión se espera tenerlos al fin de tres generaciones basados en disponer de la luz atómica de fusión atómica del conjunto de núcleos atómicos ligeros.

Combustible de fusión de primera generación

El deuterio y el tritio son considerados la primera generación de combustibles de fusión; existen varias reacciones en las cuales pueden fusionarse juntos. Las tres reacciones más habituales son:

²H + ³H n (14,07 MeV) + ⁴He (3,52 MeV)

²H + ²H n (2,45 MeV) + ³He (0,82 MeV)

²H + ²H p (3,02 MeV) + ³H (1,01 MeV)

Combustible de fusión de segunda generación

La segunda generación de combustibles requiere o bien alcanzar temperaturas más altas de confinamiento para lograr la fusión o tiempos de confinamiento más prolongados, que los requeridos para los combustibles de primera generación. Este grupo está formado por deuterio y helio tres. Los productos de estos reactantes son todas partículas cargadas, pero existen reacciones laterales no beneficiosas que llevan a la activación radioactiva de los componentes del reactor de fusión.

²H + ³He p (14,68 MeV) + ⁴He (3,67 MeV)

Combustible de fusión de tercera generación

Hay varios combustibles de fusión potenciales en la tercera generación. La tercera generación de combustibles de fusión producen sólo partículas cargadas en el proceso de fusión y no hay reacciones laterales. Por lo tanto, no habría ninguna activación radioactiva en el reactor de fusión. A menudo esto es visto como el objetivo final de la investigación de la fusión. El ³He es el combustible de tercera generación que es más probable que se utilice primero ya que tiene la menor reactividad de Maxwell en comparación con otros combustibles de fusión de tercera generación.

³He + ³He 2p + ⁴He (12,86 MeV)

Otra reacción de fusión aneutrónica podría ser la de protón-borón:

p + ¹¹B → 3⁴He

Según estimaciones razonables, las reacciones laterales serían de alrededor del 0,1% de la energía de fusión llevada a término por los neutrones. Con 123 keV, la temperatura óptima de esta reacción es cerca de diez veces más que para las reacciones de hidrógeno puro, el confinamiento de energía debiera ser 500 veces mejor que la requerida para la reacción D-T, y la densidad de energía seria 2.500 veces más baja que para D-T.

Comportamiento del combustible en un reactor nuclear

Examen Post Irradiación (PIE, de las iniciales en inglés). Es normal que el combustible experimental y normal sean examinados tras su uso en un reactor. [8][9][10][11] Dada la intensidad de naturaleza radioactiva del combustible gastado esto se realiza en una celda caliente, se utiliza una combinación de métodos de degradación y no destructivos.

Es normal examinar los siguientes efectos o defectos en el combustible:

• Protuberancias.
  • Se puede bajar un documento, en inglés, sobre este tema en la web de la NASA. [12]

• Liberación de gas de fisión.

Puesto que el combustible está degradado o calentado los productos más volátiles de la fisión que están atrapados dentro del dióxido de uranio pueden liberarse.

• Agrietado del combustible.
  • Las grietas se deben a que el combustible se dilata con el calor, y el núcleo de las bolitas se dilatan más que la envoltura. Debido a la tensión térmica generada el combustible se agrieta, con grietas que tienden a ir del centro a los bordes formando un patrón en forma de estrella.

La temperatura varía en función de la distancia entre el centro y el borde. A una distancia x del centro la temperatura (T_x) se describe mediante una ecuación en la que ρ es la densidad de energía (W m^-3) y K_f es la conductividad térmica.

T_x = T_borde + ρ (r_bolita² - x²) (4 K_f)^-1

Para explicar esto, se han modelado, utilizando esta ecuación, unas series de bolitas usadas con una temperatura en su borde de 200^oC (habitual para un BWR) con diferentes diámetros y densidades de energía de 250 Wm^-3. A destacar que estas bolitas de combustible son bastante más grandes que las que son de uso normal, bolitas de óxido que tienen alrededor de 10 mm de diámetro.

Referencia Radiochemistry and Nuclear Chemistry, G. Choppin, J-O Liljenzin and J. Rydberg, 3rd Ed, 2002, Butterworth-Heinemann, ISBN 0750674636

El PIE se utiliza para comprobar que el combustible es a la vez seguro y efectivo. Después de accidentes importantes del núcleo (o de lo que queda de él) normalmente se investiga el PIE para averiguar que sucedió. Un lugar donde se calcula el PIE es el ITU que es el centro de la Unión Europea para el estudio de los materiales altamente radioactivos.

Véase también

• ciclo del combustible nuclear

Enlaces externos y referencias

(en inglés):

Combustible PWR

• de combustible 543 NEI
• Imagen de un conjunto de combustiblePWR
• Imagen mostrando el manejo de un haz PWR
• Mitsubishi nuclear fuel Co.

Combustible BWR

• Imagen del ensamblaje de un BWR enlatado
• Descripción física del combustible LWR
• Enlaces a fotos de BWR desde la página web de nuclear tourist

Combustible CANDU

• Imágenes del combustible CANDU y FAQ
• Nociones básicas del diseño del CANDU
• La evolución de los ciclos del combustible CANDU y su uso potencial para contribuir a la paz mundial
• Curso de gestión del combustible CANDU
• Especificaciones del combustible y del reactor CANDU (Nuclear Tourist)
• Barras y haces de combustible Candu

Combustible TRISO

• Descripción del combustible TRISO
• [http://www.ndt.net/article/wcndt00/papers/idn540/idn540.htm Examen no destructivo de las cápsulas de combustible nuclear de SiC utilizando la técnica de microfotografía con rayos X fluorescentes.
• Proceso del combustible compacto GT-MHR
• Descripción del combustible TRISO para "guijarros (pebbles)"
• Página Web de LANL mostrando varios pasos de la producción del combustible TRISO

Combustible CERMET

• Una revisión de 50 años de los programas de desarrollo de combustible nuclear espacial
• Combustible Cermet nuclear basado en el torio: fabricación de microsfera sinterizada por secado de difusión
• El uso del combustible CERMET basado en el molibdeno, para la gestión de actínidos en LWR

Combustible del tipo placa

• Lista de reactores en el INL e imagen de un núcleo de ATR
• Combustible de placa ATR

Combustible TRIGA

• Web de combustibles General Atomics TRIGA

Combustibles de reactores espaciales

• Conferencia Nuclear del Espacio 2005 (SNC '05)

Combustible de fusión

• Presentación de combustibles de fusión avanzados