El combustible de óxidos mixtos , comúnmente conocido como combustible MOX , es un combustible nuclear que contiene más de un óxido de material fisionable , que generalmente consiste en plutonio mezclado con uranio natural , uranio reprocesado o uranio empobrecido . El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio poco enriquecido utilizado 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, con el combustible de uranio poco enriquecido (3 a 5% de uranio-235). MOX normalmente consta de dos fases, UO 2 y PuO 2 , y/o una solución sólida de una sola fase (U,Pu)O 2 . El contenido de PuO 2 puede variar desde 1,5% en peso hasta 25-30% en peso dependiendo del tipo de reactor nuclear.
Uno de los atractivos del combustible MOX es que es una forma de utilizar el plutonio excedente apto para armas , una alternativa al almacenamiento del plutonio excedente, que debería protegerse contra el riesgo de robo para su uso en armas nucleares . [1] [2] Por otro lado, algunos estudios advirtieron que la normalización del uso comercial global del combustible MOX y la expansión asociada del reprocesamiento nuclear aumentará, en lugar de reducir, el riesgo de proliferación nuclear , al alentar una mayor separación del plutonio de Combustible gastado en el ciclo del combustible nuclear civil . [3] [4] [5]
En el núcleo de cada reactor nuclear basado en uranio se produce tanto la fisión de isótopos de uranio como el uranio-235 , como 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 de 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 de neutrones sucesivas, se convierte en plutonio-240 , plutonio-241 , plutonio-242 y (tras nuevas desintegraciones beta) otros nucleidos transuránicos o actínidos . El plutonio-239 y el plutonio-241 son fisibles , como el uranio-235. De manera similar, a partir del uranio-235 se forman pequeñas cantidades de uranio-236 , neptunio-237 y plutonio-238 .
Normalmente, como el combustible de uranio poco enriquecido se cambia aproximadamente cada cinco años, la mayor parte del plutonio-239 se "quema" en el reactor. Se comporta como el uranio-235, con una sección transversal ligeramente mayor para la fisión, y su fisión libera una cantidad similar de energía . Normalmente, 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 se generan casi 100 toneladas de plutonio en combustible gastado.
El reprocesamiento del plutonio para convertirlo en combustible utilizable aumenta la energía derivada del uranio original en aproximadamente un 12%, y si el uranio-235 también se recicla mediante reenriquecimiento, esta llega a ser aproximadamente un 20%. [6] Actualmente el plutonio sólo se reprocesa y utiliza una vez como combustible MOX; El combustible MOX gastado, con una alta proporción de actínidos menores e isótopos de plutonio, se almacena como residuo.
Se debe renovar la licencia de los reactores nucleares existentes 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, sólo 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 del Sistema 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 utilizar cada año el MOX procedente de siete reactores alimentados de forma convencional 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. [7]
Según Atomic Energy of Canada Limited (AECL), los reactores CANDU podrían utilizar núcleos 100% MOX sin modificaciones físicas. [8] [9] AECL informó al comité de la Academia Nacional de Ciencias de los Estados Unidos sobre eliminación de plutonio que tiene amplia experiencia en probar el uso de combustible MOX que contiene de 0,5 a 3% de plutonio. [ cita necesaria ]
El contenido de plutonio no quemado en el combustible MOX gastado de los reactores térmicos es significativo: más del 50% de la carga de plutonio inicial. Sin embargo, durante la quema de MOX, la proporción de isótopos fisibles (impares) a no fisibles (pares) cae de alrededor del 65% al 20%, dependiendo del quemado. Esto dificulta cualquier intento de recuperar los isótopos fisibles y cualquier Pu a granel recuperado requeriría una fracción tan alta de Pu en cualquier MOX de segunda generación que no sería práctico. [ ¿ por qué? ] Esto significa que sería difícil reprocesar dicho combustible gastado para su posterior reutilización (quema) de plutonio. El reprocesamiento regular de MOX gastado bifásico es difícil debido a la baja solubilidad del PuO 2 en ácido nítrico. [10]
En 2015, la única demostración de combustible de alto quemado dos veces reciclado se produjo en el reactor rápido Phénix . [11]
El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para producir MOX se realiza en Francia y, en menor medida, en Rusia , India y Japón . En el Reino Unido, THORP operó de 1994 a 2018. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos y reprocesamiento. En Estados Unidos no se permite el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales debido a consideraciones de no proliferación. Alemania tenía planes para una planta de reprocesamiento en Wackersdorf , pero como esto no se materializó, confió en las capacidades de reprocesamiento nuclear francesas hasta que prohibió legalmente el transporte de combustible gastado alemán para reprocesamiento en 2005. [12]
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 utilizar combustible para reactores MOX procedente de la conversión de plutonio apto para armas, [13] TVA (actualmente el cliente más probable) dijo en abril de 2011 que retrasaría una decisión hasta que Pudimos ver cómo se comportó el combustible MOX en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . [14] En mayo de 2018, el Departamento de Energía informó que la planta requeriría otros 48 mil millones de dólares para completarse, además de los 7,6 mil millones de dólares ya gastados. La construcción fue cancelada. [15]
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 producida por la captura de neutrones en el uranio 238 en una etapa anterior de la vida útil del núcleo, por lo que se agrega algo de óxido de plutonio a el combustible en la fabricación no es, en principio, un paso muy radical. Unos 30 reactores térmicos en Europa (Bélgica, Países Bajos, Suiza, Alemania y Francia) utilizan MOX [16] y otros 20 han obtenido licencia para hacerlo. La mayoría de los reactores lo utilizan como aproximadamente un tercio de su núcleo, pero algunos aceptan hasta un 50% de conjuntos de MOX. En Francia, EDF pretende tener toda su serie de reactores de 900 MWe funcionando con al menos un tercio de MOX. Japón se propuso que un tercio de sus reactores utilizaran MOX para 2010 y aprobó la construcción de un nuevo reactor con una carga completa de combustible de MOX. En 2011, del combustible nuclear total utilizado, el MOX proporciona aproximadamente el 2%. [6]
Las cuestiones de licencia y seguridad relacionadas con el uso de combustible MOX incluyen: [16]
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 central es MOX y dos tercios de combustible de uranio, no hay ningún cambio neto 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 residuo. [dieciséis]
Todos los isótopos de plutonio son fisibles o fértiles, aunque el plutonio-242 necesita absorber 3 neutrones antes de convertirse en curio fisible -245; En los reactores térmicos, la degradación isotópica limita el potencial de reciclaje del plutonio. Alrededor del 1% del combustible nuclear gastado de los LWR actuales es plutonio, con una composición isotópica aproximada del 52%.239
94PU
, 24%240
94PU
, 15%241
94PU
, 6%242
94PU
y 2%238
94PU
cuando el combustible se retira por primera vez del reactor. [dieciséis]
Debido a que la relación fisión-captura de neutrones rápidos o de alta energía cambia para favorecer la fisión de casi todos los actínidos , incluidos238
92Ud.
, los reactores rápidos podrían utilizarlos todos como combustible. Todos los actínidos pueden sufrir fisión inducida por neutrones con neutrones rápidos o no moderados. 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 utilizan 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 la cantidad de neutrones térmicos disponibles para continuar la reacción en cadena. Un reactor subcrítico con una fuente de neutrones externa podría funcionar 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 producir materiales fisionables, compensando la pérdida de neutrones aumentando el flujo. de la fuente de neutrones.
El primer paso es separar el plutonio del uranio restante (alrededor del 96% del combustible gastado) y los productos de fisión con otros desechos (en conjunto alrededor del 3%) mediante el proceso PUREX .
El combustible MOX se puede fabricar triturando óxido de uranio (UO 2 ) y óxido de plutonio (PuO 2 ) antes de prensar el óxido mezclado para formar gránulos, pero este proceso tiene la desventaja de formar mucho polvo radiactivo.
Una mezcla de nitrato de uranilo y nitrato de plutonio en ácido nítrico se convierte mediante tratamiento con una base como 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 se puede pasar por una prensa y convertir en gránulos. Luego, los gránulos se pueden sinterizar para obtener una mezcla de óxido de uranio y plutonio.
El plutonio procedente del combustible reprocesado suele transformarse en MOX en menos de cinco años desde su producción para evitar problemas resultantes de las impurezas producidas por la desintegración de los isótopos de plutonio de vida corta . En particular, el plutonio-241 se desintegra en americio-241 con una vida media de 14 años. Debido a que el americio-241 es un emisor de rayos gamma , [ cita necesaria ] 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. [ cita necesaria ]
Es posible que se puedan agregar tanto americio como curio a un combustible U/Pu MOX antes de cargarlo en un reactor rápido o en un reactor subcrítico que funcione en "modo quemador de actínidos". Este es un medio de transmutación. Trabajar con curio es mucho más difícil que con americio porque el curio es un emisor de neutrones, la línea de producción de MOX necesitaría estar protegida con plomo y agua para proteger a los trabajadores.
Asimismo, la irradiación de neutrones del curio genera actínidos superiores , como el californio , que aumentan la dosis de neutrones asociada al 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 quede excluido de la mayoría de los combustibles MOX. Un reactor subcrítico como el Accelerator Driven System podría "quemar" dichos combustibles si se solucionan los problemas asociados a su manipulación y transporte. Sin embargo, para evitar variaciones de potencia debidas a una criticidad involuntaria, los neutrónicos deben 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.
También se está probando combustible MOX que contiene óxidos de torio y plutonio. [17] Según un estudio noruego, "la reactividad del refrigerante en el 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". [18] Los autores concluyeron: "El combustible de torio-plutonio parece ofrecer algunas ventajas sobre el combustible MOX con respecto a los valores de varilla de control y boro , CVR y consumo de plutonio". [18]
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