El Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL), en Tennessee, ha presionado capa por capa partículas irradiadas de combustible TRISO de menos de 1 mm con HALEU, un uranio más enriquecido que el de las centrales actuales, y ha comprobado que su escudo de carburo de silicio salió del reactor con menor dureza y menor módulo elástico. El laboratorio, del Departamento de Energía de Estados Unidos, lo anunció el 3 de septiembre de 2026 en una nota oficial.
Las pruebas encontraron cambios de dureza y de rigidez en las distintas capas. Katherine Montoya, física del grupo de Formas de Combustible en Partículas, centra su investigación en la microestructura de partículas TRISO irradiadas y recién fabricadas como estas.
Cuatro capas medidas una a una
Cada partícula mide algo menos de 1 mm de diámetro. En el centro lleva un núcleo con el material fisible, rodeado de una capa porosa de carbono que hace de colchón, la capa interna de carbono pirolítico, la barrera de carburo de silicio y la capa externa de carbono pirolítico, según el Laboratorio Nacional de Idaho (INL). El Departamento de Energía compara su tamaño con el de una semilla de amapola y explica que cada partícula actúa como su propio sistema de contención gracias a su triple recubrimiento.
Para medirlo, el equipo usó el sistema de indentación instrumentada que el ORNL tiene para materiales irradiados y combustibles nucleares. La técnica aprieta una punta muy fina contra el material y registra a la vez la fuerza aplicada y cuánto se hunde. Las pruebas se hicieron en el laboratorio de nanomecánica del ORNL, con partículas del Programa de Desarrollo y Cualificación de Combustible para Reactores Avanzados de Gas (AGR) del Departamento de Energía.
El carburo de silicio salió más blando
La dureza indica cuánto resiste una superficie a que algo se le clave, y el módulo elástico mide la rigidez, es decir, cuánto se deforma un material de forma reversible cuando se le aplica una fuerza. Según el ORNL, la capa de carburo de silicio mostró un módulo y una dureza reducidos después de su paso por el reactor, y las dos capas de carbono pirolítico también cambiaron. La nota no dice en qué sentido cambiaron las capas de carbono ni da valores numéricos.
Montoya, investigadora asociada de I+D del grupo, explica que estas mediciones «pueden ayudar a comparar el estado original de fabricación de una partícula con su comportamiento tras la irradiación». Entró en el grupo en enero de 2023, tras doctorarse en Física en la Universidad de Texas en San Antonio con una tesis sobre el grafito de matriz y el carburo de silicio a altas temperaturas, según su ficha en el ORNL.
La partícula de la foto pasó más de tres años en Idaho
La nota no precisa de qué ensayo salieron las partículas medidas, pero el pie de la imagen del anuncio identifica la partícula fotografiada como una del ensayo AGR-2. Según el informe final del Laboratorio Nacional de Idaho, ese experimento ocupó la posición B-12 del Reactor de Pruebas Avanzadas (ATR) durante 559,2 días efectivos a plena potencia. La irradiación empezó el 22 de junio de 2010 y terminó el 16 de octubre de 2013, a lo largo de 12 ciclos del reactor.
En las cápsulas con oxicarburo de uranio, la temperatura media fue de 987 °C en la cápsula 6 y de 1296 °C en la cápsula 2. El quemado final, que es la fracción de átomos pesados que llegaron a fisionarse, quedó entre el 7,26 % y el 13,15 % por compacto. Al final de la irradiación todos los termopares instalados habían fallado, pero no se observó ninguna prueba definitiva de fallo del combustible.
Por ese mismo reactor ha pasado después otro combustible experimental: el ANEEL, con torio, superó una prueba de alto quemado en el Reactor de Pruebas Avanzadas de Idaho.
Lo que los neutrones vieron por dentro
El anuncio de septiembre sigue a otro de febrero. El 2 de febrero de 2026, el ORNL presentó las primeras mediciones de dispersión de neutrones en partículas TRISO con HALEU, hechas en su Fuente de Neutrones por Espalación con un haz pulsado de un milímetro.
Allí la pregunta era química. Los núcleos del programa AGR mezclan óxido y carburo de uranio porque, según la nota, el oxígeno que libera la fisión del óxido reacciona con las capas de carbono y forma dióxido de carbono, un gas que puede sobrepresurizar la partícula y corroer el carburo de silicio. El carburo de uranio se consume al absorber ese oxígeno.
Will Cureton, investigador de I+D del mismo grupo, explicó que la colaboración busca averiguar «cuánto de ese carburo de uranio se consume tras la irradiación», porque aún se desconocen los requisitos exactos de composición. Esa primera medida se hizo con una partícula sin irradiar del mismo lote que se metió en el reactor, para tener una referencia de partida.
Para qué reactores se prepara este combustible
El HALEU está enriquecido entre un 5 % y menos de un 20 % en uranio-235, frente al 5 % como máximo del combustible de las centrales actuales. Según el Departamento de Energía, lo necesitan la mayoría de los reactores avanzados de Estados Unidos para lograr diseños más pequeños que obtengan más potencia por unidad de volumen. El ORNL añade que permite un quemado mayor, recargas más espaciadas y menos residuos. Fuera de Estados Unidos, el Reino Unido también ha lanzado un programa para producir HALEU.
Con las partículas se fabrican pastillas cilíndricas o esferas del tamaño de una bola de billar, pensadas para reactores de alta temperatura refrigerados por gas o por sales fundidas. Una empresa ya proyecta fabricar combustible TRISO en la propia Oak Ridge.
Lo que el anuncio no cuenta
La nota del ORNL no dice cuánto bajaron la dureza y la rigidez, de qué ensayo del programa AGR salieron las partículas medidas, ni a qué temperatura ni con qué quemado se irradió cada una. Tampoco enlaza un artículo científico con los datos.
Un cambio mecánico tampoco equivale a una fuga. Para saber si una partícula retiene los productos de fisión, las sustancias radiactivas que se forman al dividirse el uranio, hacen falta exámenes posteriores a la irradiación y pruebas de liberación. En AGR-2, las tasas de liberación de gases de fisión fueron bastante bajas, según el informe del INL, que advierte de que las medidas posteriores al tercer ciclo no son fiables por problemas con el flujo de gas y por interferencias entre cápsulas.
El comunicado completo se ha publicado en la web del Laboratorio Nacional de Oak Ridge el 3 de septiembre de 2026.
Imagen: ORNL, U.S. Dept. of Energy
