El ciclo del combustible de torio es un ciclo del combustible nuclear que utiliza un isótopo de torio ,232
Th
, como material fértil . En el reactor,232
Th
se transmuta en el isótopo fisible de uranio artificial233
Ud.
que es el combustible nuclear . A diferencia del uranio natural , el torio natural contiene sólo trazas de material fisionable (como231
Th
), que son insuficientes para iniciar una reacción nuclear en cadena . Es necesario material fisionable adicional u otra fuente de neutrones para iniciar el ciclo del combustible. En un reactor alimentado con torio,232
Th
absorbe neutrones para producir233
Ud.
. Esto es paralelo al proceso en los reactores reproductores de uranio mediante el cual238
Ud.
absorbe neutrones para formar sustancias fisibles.239
PU
. Dependiendo del diseño del reactor y del ciclo del combustible, la energía generada233
Ud.
o se fisiona in situ o se separa químicamente del combustible nuclear usado y se transforma en combustible nuclear nuevo.
El ciclo de combustible de torio tiene varias ventajas potenciales sobre el ciclo de combustible de uranio , incluida una mayor abundancia de torio , propiedades físicas y nucleares superiores, producción reducida de plutonio y actínidos , [1] y una mejor resistencia a la proliferación de armas nucleares cuando se utiliza en un reactor tradicional de agua ligera [ 1] [2] aunque no en un reactor de sales fundidas . [3] [4] [5]
Las preocupaciones sobre los límites de los recursos mundiales de uranio motivaron el interés inicial en el ciclo del combustible del torio. [6] Se preveía que a medida que se agotaran las reservas de uranio, el torio complementaría al uranio como material fértil. Sin embargo, en la mayoría de los países el uranio era relativamente abundante y la investigación sobre los ciclos del combustible del torio decayó. Una excepción notable fue el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . [7] En el siglo XXI, el supuesto potencial del torio para mejorar la resistencia a la proliferación y las características de los desechos llevó a un renovado interés en el ciclo del combustible del torio. [8] [9] [10] Si bien el torio es más abundante en la corteza continental que el uranio y se extrae fácilmente de la monacita como producto secundario de la minería de elementos de tierras raras , es mucho menos abundante en el agua de mar que el uranio. [11]
En el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960, el experimento del reactor de sales fundidas utilizó233
Ud.
como combustible fisionable en un experimento para demostrar una parte del reactor reproductor de sales fundidas que fue diseñado para funcionar en el ciclo del combustible de torio. Los experimentos del reactor de sales fundidas (MSR) evaluaron la viabilidad del torio, utilizando fluoruro de torio (IV) disuelto en un fluido de sales fundidas que eliminó la necesidad de fabricar elementos combustibles. El programa MSR fue retirado de sus fondos en 1976 después de que su patrocinador, Alvin Weinberg, fuera despedido. [12]
En 1993, Carlo Rubbia propuso el concepto de amplificador de energía o "sistema impulsado por acelerador" (ADS), que consideró una forma novedosa y segura de producir energía nuclear que explotaba las tecnologías de aceleradores existentes. La propuesta de Rubbia ofrecía la posibilidad de incinerar residuos nucleares de alta actividad y producir energía a partir de torio natural y uranio empobrecido . [13] [14]
Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo jefe de Flibe Energy, ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio con fluoruro líquido (LFTR). Investigó por primera vez los reactores de torio mientras trabajaba en la NASA , mientras evaluaba diseños de plantas de energía adecuados para colonias lunares. En 2006, Sorensen fundó "energyfromthorium.com" para promover y difundir información sobre esta tecnología. [15]
Un estudio del MIT de 2011 concluyó que, si bien existen pocas barreras para un ciclo de combustible de torio, con los diseños de reactores de agua ligera actuales o de corto plazo también hay pocos incentivos para que se produzca una penetración significativa en el mercado. Como tal, concluyen que hay pocas posibilidades de que los ciclos de torio reemplacen a los ciclos de uranio convencionales en el mercado actual de energía nuclear, a pesar de los beneficios potenciales. [dieciséis]
En el ciclo del torio, el combustible se forma cuando232
Th
captura un neutrón (ya sea en un reactor rápido o en un reactor térmico ) para convertirse en233
Th
. Este normalmente emite un electrón y un antineutrino (
v
) por
b−
decaer para convertirse233
Pensilvania
. Este luego emite otro electrón y un antineutrino por un segundo.
b−
decaer para convertirse233
Ud.
, el combustible:
La fisión nuclear produce productos de fisión radiactiva que pueden tener vidas medias desde días hasta más de 200.000 años . Según algunos estudios de toxicidad, [17] el ciclo del torio puede reciclar completamente los desechos de actínidos y solo emitir desechos de productos de fisión, y después de unos cientos de años, los desechos de un reactor de torio pueden ser menos tóxicos que el mineral de uranio que se habría utilizado. producir combustible de uranio poco enriquecido para un reactor de agua ligera de la misma potencia. Otros estudios asumen algunas pérdidas de actínidos y encuentran que los desechos de actínidos dominan la radiactividad de los desechos del ciclo del torio en algunos períodos futuros. [18] Se han propuesto algunos productos de fisión para la transmutación nuclear , lo que reduciría aún más la cantidad de desechos nucleares y el tiempo durante el cual tendrían que almacenarse (ya sea en un depósito geológico profundo o en otro lugar). Sin embargo, si bien la viabilidad principal de algunas de esas reacciones se ha demostrado a escala de laboratorio, hasta 2024 no existe una transmutación deliberada a gran escala de productos de fisión en ningún lugar del mundo, y el próximo proyecto de investigación MYRRHA sobre transmutación se centra principalmente en residuos transuránicos. Además, la sección transversal de algunos productos de fisión es relativamente baja y otros, como el cesio, están presentes como una mezcla de isótopos estables, de vida corta y larga en los desechos nucleares, lo que hace que la transmutación dependa de una costosa separación de isótopos .
En un reactor, cuando un neutrón choca contra un átomo fisible (como ciertos isótopos de uranio), divide el núcleo o es capturado y transmuta el átomo. En el caso de233
Ud.
, las transmutaciones tienden a producir combustibles nucleares útiles en lugar de desechos transuránicos . Cuando233
Ud.
absorbe un neutrón, se fisiona o se convierte234
Ud.
. La probabilidad de fisión por absorción de un neutrón térmico es aproximadamente del 92%; la relación captura-fisión de233
Ud.
, por lo tanto, es aproximadamente 1:12, lo cual es mejor que las relaciones correspondientes de captura versus fisión de235
Ud.
(aproximadamente 1:6), o239
PU
o241
PU
(ambos alrededor de 1:3). [6] [19] El resultado es menos desechos transuránicos que en un reactor que utiliza el ciclo de combustible de uranio-plutonio.
234
Ud.
, como la mayoría de los actínidos con un número par de neutrones, no es fisible, pero la captura de neutrones produce fisible.235
Ud.
. Si el isótopo fisionable no logra fisionarse al capturar neutrones, produce236
Ud.
,237
Notario público
,238
PU
, y eventualmente fisible239
PU
e isótopos más pesados de plutonio . El237
Notario público
puede eliminarse y almacenarse como residuo o retenerse y transmutarse en plutonio, donde una mayor parte se fisiona, mientras que el resto se convierte en plutonio.242
PU
, luego el americio y el curio , que a su vez pueden eliminarse como desechos o devolverse a los reactores para su posterior transmutación y fisión.
sin embargo, el231
Pensilvania
(con una vida media de3,27 × 10 4 años ) formado mediante ( n ,2 n ) reacciones con232
Th
(flexible231
Th
que decae a231
Pensilvania
), si bien no es un residuo transuránico, contribuye de manera importante a la radiotoxicidad a largo plazo del combustible nuclear gastado. Mientras231
En principio, Pa puede volver a convertirse en232
Por absorción de neutrones , su sección transversal de absorción de neutrones es relativamente baja, lo que hace que esto sea bastante difícil y posiblemente antieconómico .
232
Ud.
también se forma en este proceso, a través de reacciones ( n ,2 n ) entre neutrones rápidos y233
Ud.
,233
Pensilvania
, y232
Th
:
A diferencia de la mayoría de los isótopos pesados con números pares,232
Ud.
También es un combustible fisionable que se fisiona poco más de la mitad del tiempo que tarda en absorber un neutrón térmico. [20] 232
Ud.
tiene una vida media relativamente corta (68,9 años ), y algunos productos de desintegración emiten radiación gamma de alta energía , como220
Rn
,212
Bi
y particularmente208
tl
. La cadena de desintegración completa , junto con las vidas medias y las energías gamma relevantes, es:
232
Ud.
decae a228
Th
donde se une a la cadena de descomposición de232
Th
Los combustibles del ciclo del torio producen fuertes emisiones gamma , que dañan la electrónica y limitan su uso en bombas.232
Ud.
No se puede separar químicamente de233
Ud.
del combustible nuclear usado ; sin embargo, la separación química del torio del uranio elimina el producto de desintegración.228
Th
y la radiación del resto de la cadena de desintegración, que se acumula gradualmente a medida que228
Th
se vuelve a acumular. La contaminación también podría evitarse utilizando un reactor reproductor de sales fundidas y separando el233
Pensilvania
antes de que se descomponga en233
Ud.
. [3] Las emisiones gamma duras también crean un peligro radiológico que requiere manipulación remota durante el reprocesamiento.
Como material fértil, el torio es similar a238
Ud.
, la mayor parte del uranio natural y empobrecido. La sección transversal de absorción de neutrones térmicos (σ a ) y la integral de resonancia (promedio de secciones transversales de neutrones sobre energías de neutrones intermedias) para232
Th
son aproximadamente tres y un tercio veces los de los valores respectivos para238
Ud.
.
La principal ventaja física del combustible de torio es que hace posible un reactor reproductor que funciona con neutrones lentos , también conocido como reactor reproductor térmico . [6] Estos reactores a menudo se consideran más simples que los reproductores de neutrones rápidos más tradicionales. Aunque la sección transversal de fisión de neutrones térmicos (σ f ) del resultado233
Ud.
es comparable a235
Ud.
y239
PU
, tiene una sección transversal de captura mucho más baja (σ γ ) que los dos últimos isótopos fisibles, lo que proporciona menos absorciones de neutrones no fisibles y una mejor economía de neutrones . La proporción de neutrones liberados por neutrón absorbido (η) en233
Ud.
es mayor que dos en una amplia gama de energías, incluido el espectro térmico. Un reactor reproductor en el ciclo uranio-plutonio necesita utilizar neutrones rápidos, porque en el espectro térmico un neutrón absorbido por239
PU
en promedio conduce a menos de dos neutrones.
Se estima que el torio es entre tres y cuatro veces más abundante que el uranio en la corteza terrestre, [21] aunque el conocimiento actual sobre las reservas es limitado. La demanda actual de torio se ha satisfecho como subproducto de la extracción de tierras raras de las arenas de monacita . En particular, hay muy poco torio disuelto en el agua de mar, por lo que la extracción de agua de mar no es viable, como ocurre con el uranio. Utilizando reactores reproductores, los recursos conocidos de torio y uranio pueden generar energía a escala mundial durante miles de años.
Los combustibles a base de torio también presentan propiedades físicas y químicas favorables que mejoran el rendimiento del reactor y del repositorio . En comparación con el combustible predominante del reactor, el dióxido de uranio ( UO
2), dióxido de torio ( ThO
2) tiene un punto de fusión más alto , una conductividad térmica más alta y un coeficiente de expansión térmica más bajo . El dióxido de torio también exhibe una mayor estabilidad química y, a diferencia del dióxido de uranio, no se oxida más . [6]
Porque el233
Ud.
producido en combustibles de torio está significativamente contaminado con232
Ud.
En los diseños de reactores de potencia propuestos, el combustible nuclear usado a base de torio posee una resistencia inherente a la proliferación .232
Ud.
No se puede separar químicamente de233
Ud.
y tiene varios productos de desintegración que emiten radiación gamma de alta energía . Estos fotones de alta energía representan un peligro radiológico que requiere el uso de manipulación remota del uranio separado y ayuda en la detección pasiva de dichos materiales.
El largo plazo (del orden de aproximadamente10 3 a10 6 años ) el peligro radiológico del combustible nuclear usado convencional a base de uranio está dominado por el plutonio y otros actínidos menores , después de lo cual los productos de fisión de larga duración vuelven a ser contribuyentes importantes. Una sola captura de neutrones en238
Ud.
es suficiente para producir elementos transuránicos , mientras que generalmente son necesarias cinco capturas para hacerlo a partir de232
Th
. Entre el 98% y el 99% de los núcleos de combustible del ciclo del torio se fisionarían en cualquiera de los dos casos.233
Ud.
o235
Ud.
, por lo que se producen menos transuránicos de larga duración. Debido a esto, el torio es una alternativa potencialmente atractiva al uranio en combustibles de óxidos mixtos (MOX) para minimizar la generación de transuránicos y maximizar la destrucción del plutonio. [22]
Existen varios desafíos para la aplicación del torio como combustible nuclear, particularmente para reactores de combustible sólido:
A diferencia del uranio, el torio natural es efectivamente mononucleido y no contiene isótopos fisionables; material fisionable, generalmente233
Ud.
,235
Ud.
o plutonio, debe agregarse para lograr la criticidad . Esto, junto con la alta temperatura de sinterización necesaria para producir combustible de dióxido de torio, complica la fabricación de combustible. El Laboratorio Nacional de Oak Ridge experimentó con tetrafluoruro de torio como combustible en un reactor de sales fundidas de 1964 a 1969, que se esperaba que fuera más fácil de procesar y separar de los contaminantes que ralentizaban o detenían la reacción en cadena.
En un ciclo de combustible abierto (es decir, utilizando233
Ud.
in situ), es necesario un mayor quemado para lograr una economía de neutrones favorable . Aunque el dióxido de torio tuvo un buen desempeño en quemados de 170.000 MWd/t y 150.000 MWd/t en la estación generadora de Fort St. Vrain y AVR respectivamente, [6] los desafíos complican lograr esto en los reactores de agua ligera (LWR), que componen la gran mayoría de los reactores de agua ligera (LWR) existentes . reactores de potencia.
En un ciclo de combustible de torio de una sola vez, los combustibles a base de torio producen muchos menos transuránicos de vida larga que los combustibles a base de uranio; algunos productos actínidos de vida larga constituyen un impacto radiológico a largo plazo, especialmente231
Pensilvania
y233
Ud.
. [17] En un ciclo cerrado,233
Ud.
y231
Pensilvania
puede reprocesarse.231
Pensilvania
También se considera un excelente absorbente de venenos combustibles en reactores de agua ligera. [23]
Otro desafío asociado con el ciclo del combustible de torio es el intervalo comparativamente largo durante el cual232
Th
razas para233
Ud.
. La vida media de233
Pensilvania
es de aproximadamente 27 días, que es un orden de magnitud más largo que la vida media de239
Notario público
. Como resultado, sustancial233
Pensilvania
se desarrolla en combustibles a base de torio.233
Pensilvania
es un importante absorbente de neutrones y, aunque eventualmente se reproduce en sustancias fisibles235
Ud.
, esto requiere dos absorciones de neutrones más, lo que degrada la economía de neutrones y aumenta la probabilidad de producción transuránica .
Alternativamente, si se utiliza torio sólido en un ciclo de combustible cerrado en el que233
Ud.
se recicla , la manipulación remota es necesaria para la fabricación de combustible debido a los altos niveles de radiación resultantes de los productos de descomposición del232
Ud.
. Esto también es cierto para el torio reciclado debido a la presencia de228
Th
, que forma parte del232
Ud.
secuencia de decaimiento. Además, a diferencia de la tecnología probada de reciclaje de combustible de uranio (por ejemplo, PUREX ), la tecnología de reciclaje de torio (por ejemplo, THOREX) apenas está en desarrollo.
Aunque la presencia de232
Ud.
complica las cosas, hay documentos públicos que demuestran que233
Ud.
Se ha utilizado una vez en una prueba de arma nuclear . Estados Unidos probó un compuesto233
Ud.
-Núcleo de bomba de plutonio en la explosión MET (Prueba de efectos militares) durante la Operación Teapot en 1955, aunque con un rendimiento mucho menor de lo esperado. [24]
Los defensores de los reactores de núcleo líquido y de sales fundidas , como los LFTR, afirman que estas tecnologías anulan las desventajas del torio presentes en los reactores de combustible sólido. Como sólo se han construido dos reactores de sales de fluoruro de núcleo líquido (el ORNL ARE y el MSRE ) y ninguno ha utilizado torio, es difícil validar los beneficios exactos. [6]
Los combustibles de torio han alimentado varios tipos diferentes de reactores, incluidos reactores de agua ligera , reactores de agua pesada , reactores de gas de alta temperatura , reactores rápidos refrigerados por sodio y reactores de sales fundidas . [25]
Del OIEA TECDOC-1450 "Ciclo del combustible de torio: beneficios y desafíos potenciales", Tabla 1: Utilización de torio en diferentes reactores experimentales y de potencia. [6] Además, de la Administración de Información Energética, "Descargas de combustible nuclear gastado de reactores estadounidenses", Tabla B4: Clase de ensamblaje Dresden 1. [26]
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{{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link)Sin embargo, nos preocupa que otros procesos, que podrían realizarse en instalaciones más pequeñas, puedan usarse para convertir 232Th en 233U y al mismo tiempo minimizar la contaminación por 232U, lo que representa una amenaza de proliferación. En particular, la separación química de un isótopo intermedio, el protactinio-233, que se desintegra en 233U es motivo de preocupación. ... La Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA) considera que 8 kilogramos de 233U son suficientes para construir un arma nuclear1. Por tanto, el 233U plantea riesgos de proliferación.
Según simulaciones por computadora realizadas en ISN, este protactinio domina la toxicidad residual de las pérdidas en
10 000 años
Secciones transversales de neutrones térmicos en graneros (isótopo, captura:fisión, f/f+c, f/c) 233U 45,26:531,3 92,15% 11,74; 235U 98,69:585,0 85,57% 5,928; 239Pu 270,7:747,9 73,42% 2,763; 241Pu 363.0:1012 73.60% 2.788.