Ciclo del combustible nuclear

Los ciclos de combustible nuclear describen cómo se extrae, procesa, utiliza y elimina el combustible nuclear

El ciclo del combustible nuclear, también llamado cadena del combustible nuclear, es la progresión del combustible nuclear a través de una serie de etapas diferentes. Consta de pasos en el front end, que son la preparación del combustible, pasos en el período de servicio en el que se utiliza el combustible durante la operación del reactor, y pasos en el back-end, que son necesarios para gestionar, contener y reprocesar o eliminar de forma segura el combustible nuclear gastado. Si el combustible gastado no se reprocesa, el ciclo de combustible se denomina ciclo de combustible abierto (o ciclo de combustible de paso único); si el combustible gastado se reprocesa, se denomina ciclo de combustible cerrado.

Conceptos básicos

El ciclo de vida del combustible en el actual sistema estadounidense. Si se pone en un lugar el inventario total de combustible nuclear gastado generado por la flota comercial de centrales eléctricas en los Estados Unidos, sería de 7,6 metros (25 pies) de altura y de 91 metros (300 pies) de un lado, aproximadamente la huella de un campo de fútbol americano.

La energía nuclear se basa en material fisionable que puede sostener una reacción en cadena con neutrones. Ejemplos de tales materiales incluyen uranio y plutonio. La mayoría de los reactores nucleares utilizan un moderador para reducir la energía cinética de los neutrones y aumentar la probabilidad de que se produzca la fisión. Esto permite que los reactores utilicen material con una concentración mucho menor de isótopos fisionables que los necesarios para las armas nucleares. El grafito y el agua pesada son los moderadores más efectivos, porque reducen la velocidad de los neutrones a través de las colisiones sin absorberlos. Los reactores que utilizan agua pesada o grafito como moderador pueden funcionar con uranio natural.

Un reactor de agua ligera (LWR) utiliza agua en la forma en que se encuentra en la naturaleza y requiere combustible enriquecido a concentraciones más altas de isótopos fisionables. Por lo general, los LWR utilizan uranio enriquecido al 3-5 % de U-235, el único isótopo fisionable que se encuentra en cantidades significativas en la naturaleza. Una alternativa a este combustible de uranio poco enriquecido (LEU) es el combustible de óxido mixto (MOX) producido al mezclar plutonio con uranio natural o empobrecido, y estos combustibles brindan una vía para utilizar el excedente de plutonio apto para armas. Otro tipo de combustible MOX consiste en mezclar LEU con torio, lo que genera el isótopo fisionable U-233. Tanto el plutonio como el U-233 se producen a partir de la absorción de neutrones mediante la irradiación de materiales fértiles en un reactor, en particular el isótopo común de uranio U-238 y el torio, respectivamente, y pueden separarse de los combustibles de uranio y torio gastados en las plantas de reprocesamiento.

Algunos reactores no usan moderadores para desacelerar los neutrones. Como las armas nucleares, que también utilizan armas no moderadas o "rápidas" neutrones, estos reactores de neutrones rápidos requieren concentraciones mucho más altas de isótopos fisionables para sostener una reacción en cadena. También son capaces de reproducir isótopos fisionables a partir de materiales fértiles; un reactor reproductor es aquel que genera más material fisionable de esta manera del que consume.

Durante la reacción nuclear dentro de un reactor, los isótopos fisionables del combustible nuclear se consumen, produciendo cada vez más productos de fisión, la mayoría de los cuales se consideran desechos radiactivos. La acumulación de productos de fisión y el consumo de isótopos fisionables finalmente detienen la reacción nuclear, lo que hace que el combustible se convierta en combustible nuclear gastado. Cuando se utiliza combustible LEU enriquecido al 3 %, el combustible gastado normalmente consta de aproximadamente 1 % de U-235, 95 % de U-238, 1 % de plutonio y 3 % de productos de fisión. El combustible gastado y otros desechos radiactivos de alto nivel son extremadamente peligrosos, aunque los reactores nucleares producen volúmenes de desechos de órdenes de magnitud más pequeños en comparación con otras centrales eléctricas debido a la alta densidad energética del combustible nuclear. La gestión segura de estos subproductos de la energía nuclear, incluidos su almacenamiento y eliminación, es un problema difícil para cualquier país que utilice energía nuclear.

Extremo frontal

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  1 mineral de uranio – la principal materia prima del combustible nuclear

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  2 pastel amarillo – la forma en que se transporta uranio a una planta de conversión

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  3 UF6 – utilizado en el enriquecimiento

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  4 Combustible nuclear – un sólido compacto, inerte, insoluble

Exploración

Un depósito de uranio, como la uraninita, descubierto mediante técnicas geofísicas, se evalúa y toma muestras para determinar las cantidades de materiales de uranio que se pueden extraer del depósito a costos específicos. Las reservas de uranio son las cantidades de mineral que se estima que serán recuperables a los costos establecidos.

El uranio natural se compone principalmente de dos isótopos U-238 y U-235, siendo el 99,28 % del metal U-238 mientras que el 0,71 % es U-235 y el 0,01 % restante es principalmente U-234. El número en tales nombres se refiere al número de masa atómica del isótopo, que es el número de protones más el número de neutrones en el núcleo atómico.

El núcleo atómico del U-235 casi siempre se fisiona cuando lo golpea un neutrón libre y, por lo tanto, se dice que el isótopo es un "fisionable" isótopo. Por otro lado, el núcleo de un átomo de U-238, en lugar de sufrir una fisión cuando es golpeado por un neutrón libre, casi siempre absorberá el neutrón y producirá un átomo del isótopo U-239. Luego, este isótopo sufre una descomposición radiactiva natural para producir Pu-239, que, al igual que el U-235, es un isótopo fisionable. Se dice que los átomos de U-238 son fértiles porque, a través de la irradiación de neutrones en el núcleo, algunos eventualmente producen átomos de Pu-239 fisionable.

Minería

El mineral de uranio se puede extraer mediante minería convencional a cielo abierto y métodos subterráneos similares a los que se utilizan para extraer otros metales. Los métodos de minería por lixiviación in situ también se utilizan para extraer uranio en los Estados Unidos. En esta tecnología, el uranio se lixivia del mineral en el lugar a través de una serie de pozos espaciados regularmente y luego se recupera de la solución de lixiviación en una planta de superficie. Los minerales de uranio en los Estados Unidos suelen oscilar entre un 0,05 y un 0,3 % de óxido de uranio (U₃O₈). Algunos depósitos de uranio desarrollados en otros países son de mayor ley y también son más grandes que los depósitos extraídos en los Estados Unidos. El uranio también está presente en cantidades de grado muy bajo (50 a 200 partes por millón) en algunos depósitos domésticos de fosfato de origen marino. Debido a que se extraen cantidades muy grandes de roca que contiene fosfato para la producción de ácido fosfórico de proceso húmedo que se utiliza en fertilizantes de alto análisis y otros productos químicos de fosfato, en algunas plantas de procesamiento de fosfato, el uranio, aunque presente en concentraciones muy bajas, puede recuperarse económicamente de la corriente del proceso.

Fresado

Los minerales de uranio extraídos normalmente se procesan moliendo los materiales del mineral hasta obtener un tamaño de partícula uniforme y luego tratando el mineral para extraer el uranio mediante lixiviación química. El proceso de molienda normalmente produce material seco en forma de polvo que consiste en uranio natural, "torta amarilla", que se vende en el mercado de uranio como U₃O₈. Tenga en cuenta que el material no siempre es amarillo.

Conversión de uranio

Por lo general, el óxido de uranio molido, U₃O₈ (ocóxido de triuranio) se procesa luego en cualquiera de las dos sustancias según el uso previsto.

Para su uso en la mayoría de los reactores, el U₃O₈ se suele convertir en hexafluoruro de uranio (UF₆), la reserva de entrada para la mayoría instalaciones comerciales de enriquecimiento de uranio. Sólido a temperatura ambiente, el hexafluoruro de uranio se vuelve gaseoso a 57 °C (134 °F). En esta etapa del ciclo, el producto de conversión del hexafluoruro de uranio todavía tiene la mezcla isotópica natural (99,28% de U-238 más 0,71% de U-235).

Para usar en reactores como CANDU que no requieren combustible enriquecido, el U₃O₈ puede convertirse en dióxido de uranio (UO₂) que pueden incluirse en elementos combustibles cerámicos.

En la industria nuclear actual, el volumen de material convertido directamente en UO₂ suele ser bastante pequeño en comparación con el convertido en UF₆.

Enriquecimiento

Ciclo del combustible nuclear comienza cuando el uranio se mina, enriquece y fabrica al combustible nuclear (1) que se entrega a una central nuclear. Después del uso en la planta de energía, el combustible gastado se entrega a una planta de reprocesamiento (si el combustible se recicla) (2) o a un repositorio final (si no se hace ningún reciclaje) (3) para la disposición geológica. Al reprocesar el 95% del combustible gastado puede ser reciclado para ser devuelto al uso en una central nuclear (4).

La concentración natural (0,71 %) del isótopo fisionable U-235 es inferior a la necesaria para mantener una reacción nuclear en cadena en los núcleos de los reactores de agua ligera. En consecuencia, el UF₆ producido a partir de fuentes naturales de uranio debe enriquecerse a una concentración más alta del isótopo fisionable antes de usarse como combustible nuclear en tales reactores. El cliente especifica el nivel de enriquecimiento para un pedido de combustible nuclear en particular de acuerdo con la aplicación para la que lo utilizará: el combustible para reactores de agua ligera normalmente está enriquecido al 3,5 % en U-235, pero también se requiere uranio enriquecido a concentraciones más bajas. El enriquecimiento se logra utilizando cualquiera de varios métodos de separación de isótopos. La difusión gaseosa y la centrifugación de gas son los métodos de enriquecimiento de uranio más utilizados, pero actualmente se están desarrollando nuevas tecnologías de enriquecimiento.

La mayor parte (96 %) del subproducto del enriquecimiento es uranio empobrecido (DU), que se puede usar para armaduras, penetradores de energía cinética, blindaje contra la radiación y balasto. A partir de 2008 hay grandes cantidades de uranio empobrecido almacenado. Solo el Departamento de Energía de los Estados Unidos tiene 470.000 toneladas. Alrededor del 95 % del uranio empobrecido se almacena como hexafluoruro de uranio (UF₆).

Fabricación

Para su uso como combustible nuclear, el hexafluoruro de uranio enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio (UO₂) que luego se procesa en forma de gránulos. Luego, los gránulos se queman en un horno de sinterización a alta temperatura para crear gránulos cerámicos duros de uranio enriquecido. Luego, los gránulos cilíndricos se someten a un proceso de trituración para lograr un tamaño de gránulo uniforme. Los gránulos se apilan, de acuerdo con las especificaciones de diseño de cada núcleo del reactor nuclear, en tubos de aleación de metal resistente a la corrosión. Los tubos están sellados para contener las pastillas de combustible: estos tubos se denominan barras de combustible. Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos de combustible especiales que luego se utilizan para construir el núcleo de combustible nuclear de un reactor de potencia.

La aleación utilizada para los tubos depende del diseño del reactor. En el pasado se usaba acero inoxidable, pero la mayoría de los reactores ahora usan una aleación de circonio. Para los tipos más comunes de reactores, reactores de agua en ebullición (BWR) y reactores de agua a presión (PWR), los tubos se ensamblan en paquetes con los tubos separados por distancias precisas. Luego, estos paquetes reciben un número de identificación único, que les permite rastrearlos desde la fabricación hasta el uso y la eliminación.

Período de servicio

Transporte de materiales radiactivos

El transporte es una parte integral del ciclo del combustible nuclear. Hay reactores de energía nuclear en funcionamiento en varios países, pero la extracción de uranio es viable solo en unas pocas áreas. Además, en el transcurso de más de cuarenta años de operación de la industria nuclear, se han desarrollado varias instalaciones especializadas en varios lugares del mundo para brindar servicios del ciclo del combustible y existe la necesidad de transportar materiales nucleares hacia y desde estas instalaciones. La mayoría de los transportes de materiales de combustible nuclear ocurren entre diferentes etapas del ciclo, pero ocasionalmente un material puede ser transportado entre instalaciones similares. Con algunas excepciones, los materiales del ciclo del combustible nuclear se transportan en forma sólida, a excepción del hexafluoruro de uranio (UF₆), que se considera un gas. La mayor parte del material utilizado en el combustible nuclear se transporta varias veces durante el ciclo. Los transportes son con frecuencia internacionales y, a menudo, a grandes distancias. Los materiales nucleares generalmente son transportados por empresas de transporte especializadas.

Dado que los materiales nucleares son radiactivos, es importante garantizar que la exposición a la radiación de las personas involucradas en el transporte de dichos materiales y del público en general a lo largo de las rutas de transporte sea limitada. El embalaje de materiales nucleares incluye, cuando corresponda, blindaje para reducir las posibles exposiciones a la radiación. En el caso de algunos materiales, como los elementos combustibles de uranio fresco, los niveles de radiación son insignificantes y no se requiere blindaje. Otros materiales, como el combustible gastado y los desechos de actividad alta, son muy radiactivos y requieren una manipulación especial. Para limitar el riesgo en el transporte de materiales altamente radiactivos, se utilizan contenedores conocidos como cofres de envío de combustible nuclear gastado, que están diseñados para mantener la integridad en condiciones normales de transporte y durante condiciones hipotéticas de accidente.

Gestión de combustible en el núcleo

El núcleo de un reactor nuclear se compone de unos pocos cientos de 'ensamblajes', dispuestos en una serie regular de celdas, cada una de las cuales está formada por una barra de combustible o de control rodeada, en la mayoría de los diseños, por un moderador y refrigerante, que es agua en la mayoría de los reactores.

Debido al proceso de fisión que consume los combustibles, las barras de combustible viejas deben reemplazarse periódicamente por otras nuevas (esto se denomina ciclo (de reemplazo)). Durante un ciclo de reemplazo dado, solo se reemplazan algunos de los conjuntos (típicamente un tercio), ya que el agotamiento del combustible ocurre a diferentes velocidades en diferentes lugares dentro del núcleo del reactor. Además, por razones de eficiencia, no es una buena política colocar los nuevos conjuntos exactamente en la ubicación de los eliminados. Incluso los paquetes de la misma edad tendrán diferentes niveles de quemado debido a sus posiciones anteriores en el núcleo. Por lo tanto, los paquetes disponibles deben organizarse de tal manera que se maximice el rendimiento, mientras se satisfacen las limitaciones de seguridad y las restricciones operativas. En consecuencia, los operadores de reactores se enfrentan al llamado problema de recarga óptima de combustible, que consiste en optimizar la reorganización de todos los conjuntos, los antiguos y los nuevos, al mismo tiempo que se maximiza la reactividad del núcleo del reactor para que para maximizar el consumo de combustible y minimizar los costos del ciclo de combustible.

Este es un problema de optimización discreto y computacionalmente inviable por los métodos combinatorios actuales, debido a la gran cantidad de permutaciones y la complejidad de cada cálculo. Se han propuesto muchos métodos numéricos para resolverlo y se han escrito muchos paquetes de software comerciales para apoyar la gestión del combustible. Este es un problema constante en las operaciones de los reactores ya que no se ha encontrado una solución definitiva a este problema. Los operadores utilizan una combinación de técnicas computacionales y empíricas para manejar este problema.

El estudio del combustible usado

El combustible nuclear usado se estudia en el examen posterior a la irradiación, donde se examina el combustible usado para saber más sobre los procesos que ocurren en el combustible durante el uso y cómo estos pueden alterar el resultado de un accidente. Por ejemplo, durante el uso normal, el combustible se expande debido a la expansión térmica, lo que puede causar grietas. La mayor parte del combustible nuclear es dióxido de uranio, que es un sólido cúbico con una estructura similar a la del fluoruro de calcio. En el combustible usado, la estructura de estado sólido de la mayor parte del sólido sigue siendo la misma que la del dióxido de uranio cúbico puro. SIMFUEL es el nombre que se le da al combustible gastado simulado que se fabrica mezclando óxidos metálicos finamente molidos, moliéndolos como una suspensión, secándolos por aspersión antes de calentarlos en hidrógeno/argón a 1700 °C. En SIMFUEL, el 4,1% del volumen del sólido estaba en forma de nanopartículas metálicas que están compuestas de molibdeno, rutenio, rodio y paladio. La mayoría de estas partículas metálicas son de la fase ε (hexagonal) de la aleación Mo-Ru-Rh-Pd, mientras que en el SIMFUEL se encontraron cantidades más pequeñas de las fases α (cúbica) y σ (tetragonal) de estos metales. Dentro del SIMFUEL también estaba presente una fase de perovskita cúbica que es un zirconato de bario y estroncio (Ba_xSr_1−xZrO₃).

La estructura de estado sólido de dióxido de uranio, los átomos de oxígeno están en verde y los átomos de uranio en rojo

El dióxido de uranio es muy insoluble en agua, pero después de la oxidación puede convertirse en trióxido de uranio u otro compuesto de uranio (VI) que es mucho más soluble. El dióxido de uranio (UO₂) se puede oxidar a un óxido hiperestequiométrico rico en oxígeno (UO_2+x) que se puede oxidar aún más a U₄ O₉, U₃O₇, U₃O₈ y UO₃.2H₂O.

Debido a que el combustible usado contiene emisores alfa (plutonio y los actínidos menores), se ha investigado el efecto de agregar un emisor alfa (²³⁸Pu) al dióxido de uranio sobre la tasa de lixiviación del óxido. Para el óxido triturado, agregar ²³⁸Pu tendió a aumentar la tasa de lixiviación, pero la diferencia en la tasa de lixiviación entre 0,1 y 10 % de ²³⁸Pu fue muy pequeña.

La concentración de carbonato en el agua que está en contacto con el combustible usado tiene un efecto considerable en la velocidad de corrosión, porque el uranio (VI) forma complejos de carbonato aniónico soluble como [UO₂ (CO₃)₂]²⁻ y [UO₂(CO₃)₃]⁴⁻. Cuando los iones de carbonato están ausentes y el agua no es fuertemente ácida, los compuestos de uranio hexavalente que se forman en la oxidación del dióxido de uranio a menudo forman fases de trióxido de uranio hidratado insoluble.

Se pueden depositar películas delgadas de dióxido de uranio sobre superficies de oro mediante "pulverización catódica" con uranio metálico y una mezcla de gas argón/oxígeno. Estas superficies de oro modificadas con dióxido de uranio se han utilizado tanto para experimentos de voltamperometría cíclica como de impedancia de CA, y ofrecen una idea del probable comportamiento de lixiviación del dióxido de uranio.

Interacciones del revestimiento de combustible

El estudio del ciclo del combustible nuclear incluye el estudio del comportamiento de los materiales nucleares tanto en condiciones normales como en condiciones de accidente. Por ejemplo, se ha trabajado mucho sobre cómo interactúa el combustible a base de dióxido de uranio con los tubos de aleación de circonio que se usan para cubrirlo. Durante el uso, el combustible se hincha debido a la expansión térmica y luego comienza a reaccionar con la superficie de la aleación de zirconio, formando una nueva capa que contiene tanto combustible como zirconio (del revestimiento). Luego, en el lado del combustible de esta capa mixta, hay una capa de combustible que tiene una relación de cesio a uranio más alta que la mayoría del combustible. Esto se debe a que los isótopos de xenón se forman como productos de fisión que se difunden fuera de la red del combustible hacia vacíos como el estrecho espacio entre el combustible y el revestimiento. Después de difundirse en estos vacíos, se descompone en isótopos de cesio. Debido al gradiente térmico que existe en el combustible durante el uso, los productos de fisión volátiles tienden a ser conducidos desde el centro de la pastilla hacia el área del borde. A continuación se muestra un gráfico de la temperatura del uranio metálico, el nitruro de uranio y el dióxido de uranio en función de la distancia desde el centro de una pastilla de 20 mm de diámetro con una temperatura en el borde de 200 °C. El dióxido de uranio (debido a su baja conductividad térmica) se sobrecalentará en el centro de la pastilla, mientras que las otras formas de uranio más térmicamente conductoras permanecerán por debajo de sus puntos de fusión.

Perfil de temperatura para una pelleta de combustible de 20 mm de diámetro con una densidad de potencia de 1 kW por metro cúbico. Los combustibles distintos del dióxido de uranio no están comprometidos.

Condiciones normales y anormales

La química nuclear asociada con el ciclo del combustible nuclear se puede dividir en dos áreas principales; un área se ocupa de la operación en las condiciones previstas, mientras que la otra área se ocupa de las condiciones de mala operación en las que se ha producido alguna alteración de las condiciones normales de funcionamiento o (más raramente) se está produciendo un accidente.

Las emisiones de radiactividad de las operaciones normales son las pequeñas emisiones planificadas del procesamiento de mineral de uranio, el enriquecimiento, los reactores de potencia, las plantas de reprocesamiento y los depósitos de desechos. Estos pueden estar en una forma química/física diferente de las liberaciones que podrían ocurrir en condiciones de accidente. Además, la firma isotópica de un accidente hipotético puede ser muy diferente de la de una descarga operacional normal planificada de radiactividad al medio ambiente.

El hecho de que se libere un radioisótopo no significa que entrará en un ser humano y luego causará daño. Por ejemplo, la migración de la radiactividad puede verse alterada por la unión del radioisótopo a las superficies de las partículas del suelo. Por ejemplo, el cesio (Cs) se une fuertemente a los minerales arcillosos como la ilita y la montmorillonita, por lo que permanece en las capas superiores del suelo donde las plantas con raíces poco profundas (como el pasto) pueden acceder a él. Por lo tanto, la hierba y las setas pueden transportar una cantidad considerable de ¹³⁷Cs que pueden transferirse a los humanos a través de la cadena alimentaria. Pero ¹³⁷Cs no puede migrar rápidamente a través de la mayoría de los suelos y, por lo tanto, es poco probable que contamine el agua de pozo. Los coloides de los minerales del suelo pueden migrar a través del suelo, por lo que la simple unión de un metal a las superficies de las partículas del suelo no fija completamente el metal.

Según el libro de texto de Jiří Hála, el coeficiente de distribución K_d es la relación de la radiactividad del suelo (Bq g⁻¹) al del agua del suelo (Bq ml⁻¹). Si el radioisótopo está estrechamente ligado a los minerales del suelo, los cultivos y la hierba que crece en el suelo pueden absorber menos radiactividad.

• Cs-137 K_d = 1000
• Pu-239 K_d = 10000 a 100000
• Sr-90 K_d = 80 a 150
• I-131 K_d = 0,007 a 50

En la ganadería lechera, una de las mejores contramedidas contra el ¹³⁷Cs es mezclar el suelo arado profundamente. Esto tiene el efecto de poner el ¹³⁷Cs fuera del alcance de las raíces superficiales de la hierba, por lo que se reducirá el nivel de radiactividad en la hierba. Además, después de una guerra nuclear o un accidente grave, la eliminación de unos pocos centímetros de la parte superior del suelo y su entierro en una zanja poco profunda reducirá la dosis gamma a largo plazo para los humanos debido al ¹³⁷Cs, ya que los fotones gamma serán atenuados por su paso por el suelo.

Incluso después de que el elemento radiactivo llegue a las raíces de la planta, la bioquímica de la planta puede rechazar el metal. Se han informado los detalles de la absorción de ⁹⁰Sr y ¹³⁷Cs en girasoles cultivados en condiciones hidropónicas. El cesio se encontró en las nervaduras de las hojas, en el tallo y en las hojas apicales. Se encontró que el 12% del cesio ingresó a la planta y el 20% del estroncio. Este documento también informa detalles del efecto de los iones de potasio, amonio y calcio en la absorción de los radioisótopos.

En la ganadería, una contramedida importante contra el ¹³⁷Cs es alimentar a los animales con una pequeña cantidad de azul de Prusia. Este compuesto de cianuro de hierro y potasio actúa como un intercambiador de iones. El cianuro está tan unido al hierro que es seguro para un ser humano comer varios gramos de azul de Prusia por día. El azul de Prusia reduce la vida media biológica (diferente de la vida media nuclear) del cesio. La vida media física o nuclear de ¹³⁷Cs es de unos 30 años. Esta es una constante que no se puede cambiar, pero la vida media biológica no es una constante. Cambiará de acuerdo con la naturaleza y los hábitos del organismo para el cual se expresa. El cesio en humanos normalmente tiene una vida media biológica de entre uno y cuatro meses. Una ventaja adicional del azul de Prusia es que el cesio que se extrae del animal en los excrementos se encuentra en una forma que no está disponible para las plantas. Por lo tanto, evita que el cesio sea reciclado. La forma de azul de Prusia requerida para el tratamiento de humanos o animales es de un grado especial. Los intentos de usar el grado de pigmento que se usa en las pinturas no han tenido éxito. Tenga en cuenta que existe una buena fuente de datos sobre el tema del cesio en la lluvia radiactiva de Chernobyl en [1] (Instituto de Investigación de Radiología Agrícola de Ucrania).

Emisión de radiactividad del combustible durante el uso normal y accidentes

El OIEA supone que, en condiciones normales de funcionamiento, el refrigerante de un reactor refrigerado por agua contendrá algo de radiactividad, pero durante un accidente del reactor, el nivel de radiactividad del refrigerante puede aumentar. El OIEA afirma que, bajo una serie de condiciones diferentes, se pueden liberar diferentes cantidades del inventario básico del combustible, las cuatro condiciones que el OIEA considera son funcionamiento normal, un pico en la actividad del refrigerante debido a un apagado repentino /pérdida de presión (el núcleo permanece cubierto de agua), una falla del revestimiento que provoca la liberación de la actividad en el espacio del combustible/revestimiento (esto podría deberse a que el combustible queda al descubierto por la pérdida de agua durante 15 a 30 minutos donde el el revestimiento alcanzó una temperatura de 650–1250 °C) o una fusión del núcleo (el combustible deberá estar descubierto durante al menos 30 minutos, y el revestimiento alcanzaría una temperatura superior a los 1650 °C).

Basado en la suposición de que un reactor de agua a presión contiene 300 toneladas de agua, y que la actividad del combustible de un reactor de 1 GWe es como predice el OIEA, entonces la actividad del refrigerante después de un accidente como el de Three Mile Island (donde se descubre un núcleo y luego se recupera con agua) se puede predecir.

Emisiones por reprocesamiento en condiciones normales

Es normal dejar reposar el combustible usado después de la irradiación para permitir que los isótopos de yodo radiotóxicos y de vida corta se descompongan. En un experimento en los EE. UU., se reprocesó el combustible fresco que no se había permitido descomponerse (la prueba verde [2] [3]) para investigar los efectos de una gran liberación de yodo del reprocesamiento de combustible enfriado por poco tiempo. Es normal en las plantas de reprocesamiento depurar los gases de escape del disolvente para evitar la emisión de yodo. Además de la emisión de yodo, los gases nobles y el tritio se liberan del combustible cuando se disuelve. Se ha propuesto que por voloxidación (calentar el combustible en un horno en condiciones de oxidación) la mayoría del tritio puede recuperarse del combustible.[4]

Se escribió un artículo sobre la radiactividad en las ostras encontradas en el Mar de Irlanda. Se encontró por espectroscopia gamma que contenían ¹⁴¹Ce, ¹⁴⁴Ce, ¹⁰³Ru, ¹⁰⁶Ru, ¹³⁷Cs, ⁹⁵Zr y ⁹⁵Nb. Además, se encontró un producto de activación de zinc (⁶⁵Zn), que se cree que se debe a la corrosión del revestimiento de combustible magnox en las piscinas de combustible gastado. Es probable que las liberaciones modernas de todos estos isótopos del evento Windscale sean menores.

Reactancias en carga

Algunos diseños de reactores, como los reactores RBMK o CANDU, pueden recargarse sin apagarse. Esto se logra mediante el uso de muchos tubos de presión pequeños para contener el combustible y el refrigerante, a diferencia de un recipiente de presión grande como en los diseños de reactor de agua a presión (PWR) o reactor de agua en ebullición (BWR). Cada tubo puede ser aislado y reabastecido individualmente por una máquina de abastecimiento de combustible controlada por un operador, generalmente a una velocidad de hasta 8 canales por día de aproximadamente 400 en los reactores CANDU. El reabastecimiento de combustible en carga permite abordar de forma continua el problema de recarga óptima de combustible, lo que lleva a un uso más eficiente del combustible. Este aumento en la eficiencia se ve parcialmente compensado por la complejidad adicional de tener cientos de tubos de presión y las máquinas de abastecimiento de combustible para darles servicio.

Almacenamiento provisional

Después de su ciclo operativo, el reactor se apaga para recargar combustible. El combustible descargado en ese momento (combustible gastado) se almacena en el sitio del reactor (comúnmente en una piscina de combustible gastado) o posiblemente en una instalación común lejos de los sitios del reactor. Si se excede la capacidad de almacenamiento de la piscina en el sitio, puede ser conveniente almacenar el combustible envejecido ahora enfriado en instalaciones modulares de almacenamiento en seco conocidas como Instalaciones Independientes de Almacenamiento de Combustible Gastado (ISFSI) en el sitio del reactor o en una instalación fuera del sitio. Las barras de combustible gastado normalmente se almacenan en agua o ácido bórico, lo que proporciona refrigeración (el combustible gastado continúa generando calor de desintegración como resultado de la desintegración radiactiva residual) y protección para proteger el medio ambiente de la radiación ionizante residual, aunque después de al menos un año de enfriamiento, pueden trasladarse al almacenamiento en barricas secas.

Transporte

Reprocesamiento

El combustible gastado descargado de los reactores contiene cantidades apreciables de materiales fisionables (U-235 y Pu-239), fértiles (U-238) y otros materiales radiactivos, incluidos los venenos de reacción, por lo que hubo que retirar el combustible. Estos materiales fisionables y fértiles pueden separarse químicamente y recuperarse del combustible gastado. El uranio y el plutonio recuperados pueden, si las condiciones económicas e institucionales lo permiten, reciclarse para su uso como combustible nuclear. Esto no se hace actualmente para el combustible nuclear gastado civil en los Estados Unidos, sin embargo, se hace en Rusia. Rusia tiene como objetivo maximizar el reciclaje de materiales fisionables del combustible usado. Por lo tanto, el reprocesamiento del combustible usado es una práctica básica, ya que el uranio reprocesado se recicla y el plutonio se usa en MOX, actualmente solo para reactores rápidos.

El óxido mixto, o combustible MOX, es una mezcla de uranio y plutonio reprocesados y uranio empobrecido que se comporta de manera similar, aunque no idéntica, a la alimentación de uranio enriquecido para la que se diseñaron la mayoría de los reactores nucleares. El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio poco enriquecido (LEU) que se utiliza en los reactores de agua ligera que predominan en la generación de energía nuclear.

Actualmente, las plantas en Europa están reprocesando el combustible gastado de las empresas de servicios públicos en Europa y Japón. El reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales actualmente no está permitido en los Estados Unidos debido al peligro percibido de proliferación nuclear. La Asociación Mundial de Energía Nuclear de la administración Bush propuso que los EE. UU. formen una asociación internacional para que el combustible nuclear gastado sea reprocesado de una manera que haga que el plutonio que contiene se pueda utilizar como combustible nuclear pero no como arma nuclear.

División y transmutación

Como alternativa a la eliminación del refinado PUREX en matriz de vidrio o Synroc, los elementos más radiotóxicos podrían eliminarse mediante un reprocesamiento avanzado. Después de la separación, los actínidos menores y algunos productos de fisión de vida larga podrían convertirse en isótopos estables o de vida corta mediante irradiación con neutrones o fotones. Esto se llama transmutación. Sigue siendo necesaria una cooperación internacional sólida y a largo plazo, y muchas décadas de investigación y grandes inversiones antes de alcanzar una escala industrial madura en la que se pueda demostrar la seguridad y la viabilidad económica de la partición y transmutación (P&T).

Eliminación de residuos

Una preocupación actual en el campo de la energía nuclear es la eliminación segura y el aislamiento del combustible gastado de los reactores o, si se utiliza la opción de reprocesamiento, los desechos de las plantas de reprocesamiento. Estos materiales deben aislarse de la biosfera hasta que la radiactividad contenida en ellos haya disminuido a un nivel seguro. En los EE. UU., según la Ley de Política de Residuos Nucleares de 1982, modificada, el Departamento de Energía tiene la responsabilidad del desarrollo del sistema de eliminación de residuos para el combustible nuclear gastado y los residuos radiactivos de alto nivel. Los planes actuales contemplan la disposición final de los desechos en forma sólida en una estructura geológica estable y profunda autorizada llamada depósito geológico profundo. El Departamento de Energía eligió Yucca Mountain como ubicación para el depósito. Su apertura se ha retrasado repetidamente. Desde 1999, miles de envíos de desechos nucleares se han almacenado en la Planta Piloto de Aislamiento de Residuos en Nuevo México.

Los reactores de neutrones rápidos pueden fisionar todos los actínidos, mientras que el ciclo de combustible del torio produce bajos niveles de transuránicos. A diferencia de los LWR, en principio estos ciclos de combustible podrían reciclar su plutonio y actínidos menores y dejar como desechos únicamente los productos de fisión y los productos de activación. Los productos de fisión de vida media altamente radiactivos Cs-137 y Sr-90 disminuyen por un factor de 10 cada siglo; mientras que los productos de fisión de larga duración tienen una radiactividad relativamente baja, a menudo en comparación favorable con la del mineral de uranio original.

La eliminación de pozos de perforación horizontales describe propuestas para perforar más de un kilómetro verticalmente y dos kilómetros horizontalmente en la corteza terrestre, con el fin de eliminar formas de desechos de actividad alta, como combustible nuclear gastado, cesio-137 o Estroncio-90. Después del emplazamiento y el período de recuperación, los pozos de perforación se rellenarían y sellarían. Una serie de pruebas de la tecnología se llevaron a cabo en noviembre de 2018 y luego de nuevo públicamente en enero de 2019 por una empresa privada con sede en EE. UU. La prueba demostró la colocación de un recipiente de prueba en un pozo de perforación horizontal y la recuperación del mismo recipiente. En esta prueba no se utilizaron residuos reales de actividad alta.

Ciclos de combustible

Aunque la terminología más común es ciclo de combustible, algunos argumentan que el término cadena de combustible es más preciso, porque el combustible gastado nunca se recicla por completo. El combustible gastado incluye productos de fisión, que generalmente deben tratarse como desechos, así como uranio, plutonio y otros elementos transuránicos. Cuando se recicla el plutonio, normalmente se reutiliza una vez en reactores de agua ligera, aunque los reactores rápidos podrían conducir a un reciclaje más completo del plutonio.

Ciclo de combustible nuclear de paso único

Un ciclo de combustible de una vez a través (o abierto)

No es un ciclo per se, el combustible se usa una vez y luego se envía a un lugar de almacenamiento sin más procesamiento, excepto empaques adicionales para proporcionar un mejor aislamiento de la biosfera. Este método es el preferido por seis países: Estados Unidos, Canadá, Suecia, Finlandia, España y Sudáfrica. Algunos países, en particular Finlandia, Suecia y Canadá, han diseñado depósitos para permitir la recuperación futura del material en caso de que surja la necesidad, mientras que otros planean el secuestro permanente en un depósito geológico como el depósito de desechos nucleares de Yucca Mountain en los Estados Unidos.

Ciclo del plutonio

Un ciclo de combustible en el que se utiliza plutonio para combustible

El concepto integral de reactores rápidos (color), con el reactor anterior e ciclo de combustible integrado de pyroprocesamiento a continuación. Está disponible una animación y demostración más detalladas.

IFR concept (Black and White with clearer text)

Varios países, incluidos Japón, Suiza y anteriormente España y Alemania, utilizan o han utilizado los servicios de reprocesamiento ofrecidos por Areva NC y anteriormente THORP. Los productos de fisión, los actínidos menores, los productos de activación y el uranio reprocesado se separan del plutonio apto para reactores, que luego se puede convertir en combustible MOX. Debido a que la proporción de isótopos de plutonio de masa uniforme no fisionables aumenta con cada paso del ciclo, actualmente no hay planes para reutilizar el plutonio del combustible MOX usado para un tercer paso en un reactor térmico. Si se dispone de reactores rápidos, es posible que puedan quemar estos o casi cualquier otro isótopo de actínido.

Se afirma que el uso de una instalación de reprocesamiento de mediana escala en el sitio, y el uso de piroprocesamiento en lugar del reprocesamiento acuoso actual, podría reducir considerablemente el potencial de proliferación nuclear o el posible desvío de material fisionable como instalación de procesamiento. es in situ. Del mismo modo que el plutonio no se separa por sí solo en el ciclo de piroprocesamiento, sino que todos los actínidos son "electro-obtenidos" o "refinado" del combustible gastado, el plutonio nunca se separa solo, sino que pasa al nuevo combustible mezclado con actínidos emisores de gamma y alfa, especies que se "autoprotegen" en numerosos escenarios de posibles ladrones.

A partir de 2016, Rusia ha estado probando y ahora está implementando Remix Fuel en el que el combustible nuclear gastado se somete a un proceso como el piroprocesamiento que separa el plutonio de grado del reactor y el uranio restante de los productos de fisión y el revestimiento del combustible. Este metal mixto se combina luego con una pequeña cantidad de uranio enriquecido medio con una concentración de U-235 de aproximadamente el 17 % para hacer un nuevo combustible de óxido de metal combinado con un 1 % de plutonio de grado de reactor y una concentración de U-235 del 4 %. Estas barras de combustible son adecuadas para su uso en reactores PWR estándar ya que el contenido de plutonio no es superior al que existe al final del ciclo en el combustible nuclear gastado. A partir de febrero de 2020, Rusia estaba desplegando este combustible en parte de su flota de reactores VVER.

Reciclaje de actínidos menores

Se ha propuesto que, además del uso de plutonio, los actínidos menores podrían usarse en un reactor de potencia crítica. Ya se están realizando pruebas en las que se está utilizando americio como combustible.

Se han diseñado varios diseños de reactores, como el reactor rápido integral, para este ciclo de combustible bastante diferente. En principio, debería ser posible obtener energía de la fisión de cualquier núcleo de actínido. Con un diseño cuidadoso del reactor, se pueden consumir todos los actínidos del combustible, dejando solo elementos más livianos con vidas medias cortas. Si bien esto se ha hecho en plantas prototipo, ningún reactor de este tipo se ha operado nunca a gran escala.

Sucede que la sección transversal de los neutrones de muchos actínidos disminuye con el aumento de la energía de los neutrones, pero la relación entre la fisión y la activación simple (captura de neutrones) cambia a favor de la fisión a medida que aumenta la energía de los neutrones. Por lo tanto, con una energía de neutrones lo suficientemente alta, debería ser posible destruir incluso el curio sin la generación de los metales transcurio. Esto podría ser muy deseable ya que facilitaría significativamente el reprocesamiento y la manipulación del combustible de actínidos.

Una alternativa prometedora desde esta perspectiva es un reactor subcrítico / reactor subcrítico impulsado por un acelerador. Aquí, un haz de protones (diseños estadounidenses y europeos) o electrones (diseño japonés) se dirige hacia un objetivo. En el caso de los protones, los neutrones muy rápidos se desprenderán del objetivo, mientras que en el caso de los electrones, se generarán fotones de muy alta energía. Estos neutrones y fotones de alta energía podrán entonces provocar la fisión de los actínidos pesados.

Tales reactores se comparan muy bien con otras fuentes de neutrones en términos de energía de neutrones:

• Termal 0 a 100 eV
• Epitermal 100 eV a 100 keV
• Rápido (de la fisión nuclear) 100 keV a 3 MeV
• DD fusión 2.5 MeV
• DT fusión 14 MeV
• núcleo acelerado 200 MeV (conducido por 1.6 GeV protones)
• Muon-catalyzed fusión 7 GeV.

Como alternativa, se podría dejar que el curio-244, con una vida media de 18 años, se descomponga en plutonio-240 antes de usarse como combustible en un reactor rápido.

Un par de ciclos de combustible en los que el uranio y el plutonio se mantienen separados de los actinides menores. El ciclo de actinida menor se mantiene dentro de la caja verde.

Combustible u objetivos para esta transmutación de actínidos

Hasta la fecha no se ha elegido la naturaleza del combustible (objetivos) para la transformación de actínidos.

Si los actínidos se transmutan en un reactor subcrítico, es probable que el combustible tenga que ser capaz de tolerar más ciclos térmicos que el combustible convencional. Debido a que los aceleradores de partículas actuales no están optimizados para una operación continua prolongada, es poco probable que al menos la primera generación de reactores subcríticos impulsados por aceleradores pueda mantener un período de operación constante durante tiempos igualmente largos como un reactor crítico, y cada vez que el acelerador se detiene y el combustible se enfriará.

Por otro lado, si los actínidos se destruyen utilizando un reactor rápido, como un reactor rápido integral, lo más probable es que el combustible no esté expuesto a muchos más ciclos térmicos que en una central eléctrica normal.

Dependiendo de la matriz, el proceso puede generar más transuránicos a partir de la matriz. Esto podría verse como bueno (generar más combustible) o como malo (generar más elementos transuránicos radiotóxicos). Existe una serie de matrices diferentes que pueden controlar esta producción de actínidos pesados.

Los núcleos fisionables (como ²³³U, ²³⁵U y ²³⁹Pu) responden bien a los neutrones retardados y, por lo tanto, es importante mantenerlos un reactor crítico estable; esto limita la cantidad de actínidos menores que pueden destruirse en un reactor crítico. Como consecuencia, es importante que la matriz elegida permita que el reactor mantenga alta la proporción de núcleos fisionables a no fisionables, ya que esto le permite destruir los actínidos de vida larga de manera segura. Por el contrario, la potencia de salida de un reactor subcrítico está limitada por la intensidad del acelerador de partículas impulsor y, por lo tanto, no es necesario que contenga nada de uranio o plutonio. En tal sistema, puede ser preferible tener una matriz inerte que no produzca isótopos de vida prolongada adicionales. Tener una fracción baja de neutrones retardados no solo no es un problema en un reactor subcrítico, sino que incluso puede ser ligeramente ventajoso ya que la criticidad puede acercarse a la unidad, sin dejar de ser subcrítica.

Actínidos en matriz inerte

Los actínidos se mezclarán con un metal que no formará más actínidos; por ejemplo, podría usarse una aleación de actínidos en un sólido como la zirconia.

La razón de ser de la Iniciativa para el combustible de matriz inerte (IMF, por sus siglas en inglés) es contribuir a los estudios de investigación y desarrollo sobre combustibles de matriz inerte que podrían usarse para utilizar, reducir y eliminar plutonio apto para armas y para reactores de agua ligera. excesos Además del plutonio, también están aumentando las cantidades de actínidos menores. Por consiguiente, estos actínidos deben eliminarse de forma segura, ecológica y económica. La estrategia prometedora que consiste en utilizar plutonio y actínidos menores utilizando un enfoque de combustible de paso único dentro de los reactores nucleares comerciales existentes, p. Los reactores de agua ligera (LWR) estadounidenses, europeos, rusos o japoneses, los reactores canadienses de agua pesada a presión, o en futuras unidades de transmutación, se ha hecho hincapié desde el comienzo de la iniciativa. El enfoque, que utiliza combustible de matriz inerte, ahora está siendo estudiado por varios grupos en el mundo. Esta opción tiene la ventaja de reducir las cantidades de plutonio y los contenidos de actínidos potencialmente menores antes de la eliminación geológica. La segunda opción se basa en utilizar un combustible libre de uranio lixiviable para su reprocesamiento y siguiendo una estrategia de multireciclaje. En ambos casos, el material combustible avanzado produce energía mientras consume plutonio o los actínidos menores. Sin embargo, este material debe ser robusto. El material seleccionado debe ser el resultado de un cuidadoso estudio del sistema que incluya matriz inerte - absorbente combustible - material fisionable como componentes mínimos y con la adición de estabilizador. Esto produce una solución sólida monofásica o, más simplemente, si no se selecciona esta opción, un componente compuesto de matriz inerte y fisionable. En los estudios de selección, los elementos preseleccionados se identificaron como adecuados. En los años 90 se adoptó una estrategia del FMI de una sola vez considerando las siguientes propiedades:

• Propiedades de neutrones es decir, sección transversal de baja absorción, reactividad constante óptima, coeficiente Doppler adecuado,
• estabilidad de fase, inercia química y compatibilidad,
• propiedades termofísicas aceptables, es decir, capacidad de calor, conductividad térmica,
• buen comportamiento bajo irradiación, es decir, estabilidad de fase, inflamación mínima,
• retención de productos de fisión o actinides residuales, y
• propiedades óptimas después de la irradiación con insolubilidad de una vez a otra.

Esta estrategia única puede adaptarse como último ciclo después del reciclaje múltiple si el rendimiento de la fisión no es lo suficientemente grande, en cuyo caso se requiere la siguiente propiedad buenas propiedades de lixiviación para el reprocesamiento y el reciclaje múltiple.

Actínidos en matriz de torio

Tras el bombardeo de neutrones, el torio se puede convertir en uranio-233. El ²³³U es fisionable y tiene una sección transversal de fisión mayor que el ²³⁵U y el ²³⁸U y, por lo tanto, es mucho menos probable que produzca actínidos superiores a través de la captura de neutrones.

Actínidos en una matriz de uranio

Si los actínidos se incorporan a una matriz de uranio-metal o de óxido de uranio, es probable que la captura de neutrones de ²³⁸U genere nuevo plutonio-239. Una ventaja de mezclar los actínidos con uranio y plutonio es que las grandes secciones transversales de fisión de ²³⁵U y ²³⁹Pu para los neutrones retardados menos energéticos podrían hacer que la reacción sea lo suficientemente estable para llevarse a cabo en un reactor rápido crítico, que probablemente sea más barato y más simple que un sistema impulsado por un acelerador.

Matriz mixta

También es posible crear una matriz hecha de una mezcla de los materiales mencionados anteriormente. Esto se hace más comúnmente en reactores rápidos donde uno puede desear mantener la proporción de reproducción de nuevo combustible lo suficientemente alta como para seguir alimentando el reactor, pero lo suficientemente baja como para que los actínidos generados puedan destruirse de manera segura sin transportarlos a otro sitio. Una forma de hacerlo es utilizar combustible en el que se mezclen actínidos y uranio con circonio inerte, produciendo elementos combustibles con las propiedades deseadas.

Ciclo del uranio en modo renovable

Para cumplir con las condiciones requeridas para un concepto de energía nuclear renovable, se debe explorar una combinación de procesos que van desde el inicio del ciclo del combustible nuclear hasta la producción de combustible y la conversión de energía usando reactores y combustibles fluidos específicos, como se informó. por Degueldre et al. (2019). La extracción de uranio a partir de un mineral fluido diluido, como el agua de mar, se ha estudiado en varios países del mundo. Esta extracción debe realizarse con parsimonia, como sugiere Degueldre (2017). Una tasa de extracción de kilotones de U por año durante siglos no modificaría significativamente la concentración de equilibrio de uranio en los océanos (3,3 ppb). Este equilibrio resulta de la entrada de 10 kilotones de U por año por las aguas de los ríos y su barrido en el fondo del mar de los 1,37 exatones de agua en los océanos. Para una extracción de uranio renovable, se sugiere el uso de un material de biomasa específico para adsorber uranio y, posteriormente, otros metales de transición. La carga de uranio en la biomasa rondaría los 100 mg por kg. Después del tiempo de contacto, el material cargado se secaría y quemaría (CO₂ neutral) con conversión de calor en electricidad. La "combustión" de uranio en un reactor rápido de sales fundidas ayuda a optimizar la conversión de energía al quemar todos los isótopos de actínidos con un excelente rendimiento para producir una cantidad máxima de energía térmica a partir de la fisión y convertirla en electricidad. Esta optimización puede lograrse reduciendo la moderación y la concentración de productos de fisión en el combustible/refrigerante líquido. Estos efectos se pueden lograr utilizando una cantidad máxima de actínidos y una cantidad mínima de elementos alcalinos/alcalinotérreos que producen un espectro de neutrones más duro. En estas condiciones óptimas el consumo de uranio natural sería de 7 toneladas anuales y por gigavatio (GW) de electricidad producida. El acoplamiento de la extracción de uranio del mar y su utilización óptima en un reactor rápido de sales fundidas debería permitir que la energía nuclear obtenga la etiqueta de renovable. Además, la cantidad de agua de mar utilizada por una central nuclear para enfriar el último fluido refrigerante y la turbina sería de ~2,1 giga toneladas por año para un reactor rápido de sales fundidas, lo que corresponde a 7 toneladas de uranio natural extraíble por año. Esta práctica justifica la etiqueta de renovables.

Ciclo del torio

En el ciclo del combustible del torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 beta se descompone en protactinio-233 y luego en uranio-233, que a su vez se utiliza como combustible. Por lo tanto, como el uranio-238, el torio-232 es un material fértil.

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Después de iniciar el reactor con el U-233 existente o algún otro material fisionable como el U-235 o el Pu-239, se puede crear un ciclo de reproducción similar pero más eficiente que el del U-238 y el plutonio. El Th-232 absorbe un neutrón para convertirse en Th-233, que rápidamente se descompone en protactinio-233. El protactinio-233 a su vez se descompone con una vida media de 27 días a U-233. En algunos diseños de reactores de sales fundidas, el Pa-233 se extrae y se protege de los neutrones (que podrían transformarlo en Pa-234 y luego en U-234), hasta que se descompone en U-233. Esto se hace para mejorar la tasa de reproducción, que es baja en comparación con los reactores rápidos.

El torio es al menos 4-5 veces más abundante en la naturaleza que todos los isótopos de uranio combinados; el torio se distribuye de manera bastante uniforme en la Tierra y muchos países tienen grandes suministros; la preparación de combustible de torio no requiere procesos de enriquecimiento difíciles y costosos; el ciclo del combustible del torio crea principalmente uranio-233 contaminado con uranio-232, lo que dificulta su uso en un arma nuclear preensamblada normal que es estable durante largos períodos de tiempo (lamentablemente, los inconvenientes son mucho menores para las armas de uso inmediato o donde el final el montaje ocurre justo antes del tiempo de uso); La eliminación de al menos la porción transuránica del problema de los desechos nucleares es posible en MSR y otros diseños de reactores reproductores.

Uno de los primeros intentos de utilizar un ciclo de combustible de torio tuvo lugar en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960. Se construyó un reactor experimental basado en la tecnología de reactores de sales fundidas para estudiar la viabilidad de tal enfoque, utilizando sal de fluoruro de torio mantenida lo suficientemente caliente para ser líquida, eliminando así la necesidad de fabricar elementos combustibles. Este esfuerzo culminó en el experimento del reactor de sales fundidas que utilizó ²³²Th como material fértil y ²³³U como combustible fisionable. Debido a la falta de fondos, el programa MSR se suspendió en 1976.

El torio se usó comercialmente por primera vez en el reactor de la Unidad 1 de Indian Point, que comenzó a funcionar en 1962. El costo de recuperar el U-233 del combustible gastado se consideró antieconómico, ya que menos del 1 % del torio se convirtió en U-233.. El propietario de la planta cambió a combustible de uranio, que se utilizó hasta que el reactor se cerró definitivamente en 1974.

Actividad industrial actual

Actualmente, los únicos isótopos utilizados como combustible nuclear son el uranio-235 (U-235), el uranio-238 (U-238) y el plutonio-239, aunque el ciclo de combustible de torio propuesto tiene ventajas. Algunos reactores modernos, con modificaciones menores, pueden usar torio. El torio es aproximadamente tres veces más abundante en la corteza terrestre que el uranio (y 550 veces más abundante que el uranio-235). Ha habido poca exploración de recursos de torio y, por lo tanto, las reservas probadas son comparativamente pequeñas. El torio es más abundante que el uranio en algunos países, especialmente en la India. El principal mineral que contiene torio, la monacita, es actualmente de mayor interés debido a su contenido de elementos de tierras raras y la mayor parte del torio simplemente se vierte en vertederos similares a los relaves de las minas de uranio. Dado que la extracción de elementos de tierras raras tiene lugar principalmente en China y que no está asociada en la conciencia pública con el ciclo del combustible nuclear, los desechos mineros que contienen torio, a pesar de su radiactividad, no se consideran comúnmente como un problema de desechos nucleares y no se tratan como tales por los reguladores.

Prácticamente todos los reactores de agua pesada desplegados y algunos reactores moderados con grafito pueden usar uranio natural, pero la gran mayoría de los reactores del mundo requieren uranio enriquecido, en el que la proporción de U-235 a U-238 es aumentó. En los reactores civiles, el enriquecimiento aumenta al 3-5 % de U-235 y al 95 % de U-238, pero en los reactores navales hay hasta un 93 % de U-235. El contenido de sustancias fisionables en el combustible gastado de la mayoría de los reactores de agua ligera es lo suficientemente alto como para permitir su uso como combustible para reactores capaces de utilizar combustible a base de uranio natural. Sin embargo, esto requeriría al menos un reprocesamiento mecánico y/o térmico (convertir el combustible gastado en un nuevo conjunto de combustible) y, por lo tanto, actualmente no se hace de forma generalizada.

El término combustible nuclear normalmente no se usa con respecto a la energía de fusión, que fusiona isótopos de hidrógeno en helio para liberar energía.