Combustible MOX

Combustible de óxido mixto, comúnmente conocido como combustible MOX, es un combustible nuclear que contiene más de un óxido de material fisionable, generalmente compuesto de plutonio mezclado con uranio natural, uranio reprocesado o uranio empobrecido. 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.

Por ejemplo, una mezcla de 7 % de plutonio y 93 % de uranio natural reacciona de manera similar, aunque no idéntica, al combustible LEU (3 a 5 % de uranio-235). El MOX generalmente consta de dos fases, UO₂ y PuO₂, y/o una solución sólida monofásica (U,Pu)O₂. El contenido de PuO₂ puede variar del 1,5% en peso al 25-30% en peso según el tipo de reactor nuclear.

Un atractivo del combustible MOX es que es una forma de utilizar plutonio excedente apto para armas, una alternativa al almacenamiento de plutonio excedente, que tendría que protegerse contra el riesgo de robo para su uso en armas nucleares. Por otro lado, algunos estudios advirtieron que la normalización del uso comercial mundial del combustible MOX y la expansión asociada del reprocesamiento nuclear aumentarán, en lugar de reducir, el riesgo de proliferación nuclear, al fomentar una mayor separación del plutonio del combustible gastado en la industria nuclear civil. ciclo de combustible

Resumen

En cada núcleo de reactor nuclear a base de uranio hay fisión de isótopos de uranio como el uranio-235 y la formación de nuevos isótopos más pesados debido a la captura de neutrones, principalmente por el uranio-238. La mayor parte de la masa de combustible en un reactor es uranio-238. Por captura de neutrones y dos desintegraciones beta sucesivas, el uranio-238 se convierte en plutonio-239, que, por captura sucesiva de neutrones, se convierte en plutonio-240, plutonio-241, plutonio-242 y (después de más desintegraciones beta) otros nucleidos transuránicos o actínidos. El plutonio-239 y el plutonio-241 son fisionables, como el uranio-235. Pequeñas cantidades de uranio-236, neptunio-237 y plutonio-238 se forman de manera similar a partir del uranio-235.

Normalmente, con el cambio de combustible LEU cada cinco años aproximadamente, la mayor parte del plutonio-239 se "quema" en el reactor Se comporta como el uranio-235, con una sección transversal ligeramente superior para la fisión, y su fisión libera una cantidad similar de energía. Por lo general, alrededor del uno por ciento del combustible gastado descargado de un reactor es plutonio, y alrededor de dos tercios del plutonio es plutonio-239. En todo el mundo, cada año surgen casi 100 toneladas de plutonio en el combustible gastado.

Reprocesar el plutonio en combustible utilizable aumenta la energía derivada del uranio original en un 12 %, y si el uranio-235 también se recicla por reenriquecimiento, se convierte en un 20 % aproximadamente. Actualmente, el plutonio solo se reprocesa y se usa una vez como combustible MOX; El combustible MOX gastado, con una alta proporción de actínidos menores e isótopos de plutonio, se almacena como desecho.

Los reactores nucleares existentes deben volver a obtener la licencia antes de que se pueda introducir el combustible MOX porque su uso cambia las características operativas de un reactor, y la planta debe diseñarse o adaptarse ligeramente para aceptarlo; por ejemplo, se necesitan más barras de control. A menudo, solo entre un tercio y la mitad de la carga de combustible se cambia a MOX, pero para más del 50 % de la carga de MOX, se necesitan cambios significativos y el reactor debe diseñarse en consecuencia. El diseño del reactor System 80, desplegado en particular en la Estación de Generación Nuclear Palo Verde de EE. UU. cerca de Phoenix, Arizona, fue diseñado para una compatibilidad del núcleo MOX del 100 %, pero hasta ahora siempre ha funcionado con uranio fresco poco enriquecido. En teoría, los tres reactores de Palo Verde podrían usar el MOX que surge de siete reactores de combustible convencional cada año y ya no requerirían combustible de uranio fresco.

Los reactores de neutrones rápidos BN-600 y BN-800 están diseñados para una carga de MOX del 100 %. En 2022, el BN-800 se cargó completamente con combustible MOX por primera vez.

Según Atomic Energy of Canada Limited (AECL), los reactores CANDU podrían usar núcleos 100% MOX sin modificación física. AECL informó al comité de disposición de plutonio de la Academia Nacional de Ciencias de los Estados Unidos que tiene una amplia experiencia en probar el uso de combustible MOX que contiene entre 0,5 y 3 % de plutonio.

Combustible MOX gastado

El contenido de plutonio sin quemar en el combustible MOX gastado de los reactores térmicos es significativo: supera el 50 % de la carga inicial de plutonio. Sin embargo, durante la quema de MOX, la proporción de isótopos fisionables (impares) a no fisionables (pares) cae de alrededor del 65% al 20%, dependiendo de la quema. Esto dificulta cualquier intento de recuperar los isótopos fisionables y cualquier cantidad de Pu recuperada requeriría una fracción tan alta de Pu en cualquier MOX de segunda generación que sería poco práctico. Esto significa que tal combustible gastado sería difícil de reprocesar para una mayor reutilización (quema) de plutonio. El reprocesamiento regular de MOX gastado bifásico es difícil debido a la baja solubilidad de PuO₂ en ácido nítrico.

A partir de 2015, la única demostración de combustible de alto quemado reciclado dos veces ocurrió en el reactor rápido Phénix.

Aplicaciones actuales

Un MOX usado, que tiene 63 días GW (termales) de quemadura y ha sido examinado con un microscopio electrónico de escaneo utilizando el microprobe de electrones. El encendedor del píxel en el lado derecho superior el contenido de plutonio del material en ese punto

El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para fabricar MOX se realiza en Francia y, en menor medida, en Rusia, India y Japón. En el Reino Unido, THORP operó desde 1994 hasta 2018. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos y reprocesamiento. El reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales no está permitido en los Estados Unidos debido a consideraciones de no proliferación. Alemania tenía planes para una planta de reprocesamiento en Wackersdorf, pero como esto no se materializó, se basó en las capacidades de reprocesamiento nuclear de Francia hasta que prohibió legalmente el transporte de combustible gastado alemán para su reprocesamiento en 2005.

Estados Unidos estaba construyendo una planta de combustible MOX en el sitio del río Savannah en Carolina del Sur. Aunque la Autoridad del Valle de Tennessee (TVA) y Duke Energy expresaron interés en usar combustible de reactor MOX a partir de la conversión de plutonio apto para armas, TVA (actualmente el cliente más probable) dijo en abril de 2011 que retrasaría una decisión hasta que pudiera ver cómo Combustible MOX realizado en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi. En mayo de 2018, el Departamento de Energía informó que la planta requeriría otros $ 48 mil millones para completarse, además de los $ 7,6 mil millones ya gastados. La construcción fue cancelada.

Reactores térmicos

La mayoría de los reactores térmicos modernos que utilizan combustible de óxido de uranio de alto quemado producen una proporción bastante significativa de su producción hacia el final de la vida útil del núcleo a partir de la fisión del plutonio producido por la captura de neutrones en el uranio 238 antes en la vida útil del núcleo, por lo que agregar algunos óxido de plutonio al combustible en la fabricación no es en principio un paso muy radical. Alrededor de 30 reactores térmicos en Europa (Bélgica, Países Bajos, Suiza, Alemania y Francia) utilizan MOX y otros 20 tienen licencia para hacerlo. La mayoría de los reactores lo utilizan como un tercio de su núcleo, pero algunos aceptan hasta un 50 % de ensamblajes de MOX. En Francia, EDF pretende tener toda su serie de reactores de 900 MWe funcionando con al menos un tercio de MOX. Japón pretendía tener un tercio de sus reactores utilizando MOX para 2010 y ha aprobado la construcción de un nuevo reactor con una carga completa de combustible de MOX. Del combustible nuclear total utilizado en la actualidad, MOX proporciona el 2%.

Los problemas de licencia y seguridad del uso de combustible MOX incluyen:

• El óxido de plutonio es sustancialmente más tóxico que el óxido de uranio, lo que hace que la fabricación de combustible sea más difícil y costosa.
• Como los isótopos de plutonio absorben más neutrones que los combustibles de uranio, los sistemas de control de reactores pueden necesitar modificaciones.
• El combustible MOX tiende a funcionar más caliente debido a una menor conductividad térmica, que puede ser un problema en algunos diseños de reactores.
• La liberación de gas de fisión en conjuntos de combustible MOX puede limitar el tiempo máximo de quemadura del combustible MOX.

Alrededor del 30 % del plutonio cargado originalmente en el combustible MOX se consume en un reactor térmico. En teoría, si un tercio de la carga de combustible del núcleo es MOX y dos tercios de combustible de uranio, hay un cambio neto cero en la masa de plutonio en el combustible gastado y el ciclo podría repetirse; sin embargo, persisten múltiples dificultades en el reprocesamiento del combustible MOX gastado. A partir de 2010, el plutonio solo se recicla una vez en los reactores térmicos y el combustible MOX gastado se separa del resto del combustible gastado para almacenarlo como desecho.

Todos los isótopos de plutonio son fisionables o fértiles, aunque el plutonio-242 necesita absorber 3 neutrones antes de convertirse en curio-245 fisionable; en los reactores térmicos, la degradación isotópica limita el potencial de reciclado del plutonio. Alrededor del 1 % del combustible nuclear gastado de los LWR actuales es plutonio, con una composición isotópica aproximada del 52 % 23994Pu, 24 % 24094Pu, 15 % 24194Pu, 6 % 24294Pu y 2% 23894Pu cuando el combustible se retira por primera vez del reactor.

Reactores rápidos

Porque la relación fisión-captura de neutrones rápidos o de alta energía cambia para favorecer la fisión de casi todos los actínidos, incluido ²³⁸
₉₂U
, los reactores rápidos podrían usarlos todos como combustible. Todos los actínidos pueden sufrir una fisión inducida por neutrones con neutrones no moderados o rápidos. Por lo tanto, un reactor rápido es más eficiente que un reactor térmico para utilizar plutonio y actínidos superiores como combustible.

Estos reactores rápidos son más adecuados para la transmutación de otros actínidos que los reactores térmicos. Debido a que los reactores térmicos usan neutrones lentos o moderados, los actínidos que no son fisionables con neutrones térmicos tienden a absorber los neutrones en lugar de fisionarse. Esto conduce a la acumulación de actínidos más pesados y reduce el número de neutrones térmicos disponibles para continuar la reacción en cadena. Un reactor subcrítico con una fuente de neutrones externa podría operar en el espectro de neutrones rápidos (sin la necesidad de combustibles altamente enriquecidos como es común en los reactores rápidos) o usar neutrones térmicos para generar materiales fisionables, compensando la pérdida de neutrones aumentando el flujo. de la fuente de neutrones.

Fabricación

Separación de plutonio

El primer paso es separar el plutonio del uranio restante (alrededor del 96 % del combustible gastado) y los productos de fisión con otros desechos (juntos, alrededor del 3 %) mediante el proceso PUREX.

Mezcla en seco

El combustible MOX se puede fabricar triturando óxido de uranio (UO₂) y óxido de plutonio (PuO₂) antes de prensar el óxido mixto en gránulos, pero este proceso tiene la desventaja de formar mucho polvo radiactivo.

Coprecipitación

Una mezcla de nitrato de uranilo y nitrato de plutonio en ácido nítrico se convierte mediante tratamiento con una base como el amoníaco para formar una mezcla de diuranato de amonio e hidróxido de plutonio. Después de calentar en una mezcla de 5% de hidrógeno y 95% de argón se formará una mezcla de dióxido de uranio y dióxido de plutonio. Usando una base, el polvo resultante puede pasar por una prensa y convertirse en gránulos. Luego, los gránulos se pueden sinterizar en una mezcla de uranio y óxido de plutonio.

Contenido de americio

El plutonio del combustible reprocesado generalmente se convierte en MOX en menos de cinco años desde su producción para evitar problemas derivados de las impurezas producidas por la descomposición de los isótopos de plutonio de vida corta. En particular, el plutonio-241 se descompone en americio-241 con una vida media de 14 años. Debido a que el americio-241 es un emisor de rayos gamma, su presencia es un peligro potencial para la salud ocupacional. Sin embargo, es posible eliminar el americio del plutonio mediante un proceso de separación química. Incluso en las peores condiciones, la mezcla de americio/plutonio es menos radiactiva que un licor de disolución de combustible gastado, por lo que debería ser relativamente sencillo recuperar el plutonio mediante PUREX u otro método de reprocesamiento acuoso.

Contenido curioso

Es posible que tanto el americio como el curio puedan agregarse a un combustible U/Pu MOX antes de que se cargue en un reactor rápido o en un reactor subcrítico que funcione en "modo quemador de actínidos". Este es un medio de transmutación. El trabajo con curio es mucho más difícil que con americio porque el curio es un emisor de neutrones, la línea de producción de MOX debería protegerse con plomo y agua para proteger a los trabajadores.

Además, la irradiación de neutrones del curio genera los actínidos superiores, como el californio, que aumentan la dosis de neutrones asociada con el combustible nuclear usado; esto tiene el potencial de contaminar el ciclo del combustible con fuertes emisores de neutrones. Como resultado, es probable que el curio se excluya de la mayoría de los combustibles MOX. Un reactor subcrítico como el Accelerator Driven System podría "quemarse" tales combustibles si se resuelven los problemas asociados con su manejo y transporte. Sin embargo, para evitar variaciones de potencia debido a una criticidad no deseada, la neutrónica debe conocerse con precisión en cualquier momento dado, incluido el efecto de la acumulación o el consumo de nucleidos emisores de neutrones, así como de venenos de neutrones.

Torio MOX

También se está probando combustible MOX que contiene óxidos de torio y plutonio. Según un estudio noruego, "la reactividad en vacío del refrigerante del combustible de torio-plutonio es negativa para contenidos de plutonio de hasta el 21 %, mientras que la transición es del 16 % para el combustible MOX". Los autores concluyeron: "El combustible de torio-plutonio parece ofrecer algunas ventajas sobre el combustible MOX con respecto a los valores de boro y barra de control, CVR y consumo de plutonio".