El combustible nuclear gastado , a veces llamado combustible nuclear usado , es combustible nuclear que ha sido irradiado en un reactor nuclear (normalmente en una central nuclear ). Ya no es útil para mantener una reacción nuclear en un reactor térmico ordinario y, dependiendo de su punto a lo largo del ciclo del combustible nuclear , tendrá constituyentes isotópicos diferentes a los que tenía cuando comenzó. [1]
Las barras de combustible nuclear se vuelven progresivamente más radiactivas (y menos útiles térmicamente) debido a la activación de neutrones a medida que se fisionan, o "queman", en el reactor. Una barra nueva de pastillas de uranio poco enriquecido (que se puede manipular de forma segura con las manos enguantadas) se convertirá en un emisor de rayos gamma altamente letal después de 1 o 2 años de irradiación del núcleo, y no es seguro acercarse a ella a menos que esté protegida por una capa de agua de varios metros de espesor. Esto hace que su acumulación invariable y su almacenamiento temporal seguro en piscinas de combustible gastado sean una fuente primordial de residuos de alta radiactividad y un problema importante y permanente para su eliminación permanente en el futuro.
En el combustible de óxido , existen gradientes de temperatura intensos que hacen que los productos de fisión migren. El circonio tiende a moverse hacia el centro de la pastilla de combustible , donde la temperatura es más alta, mientras que los productos de fisión de menor punto de ebullición se mueven hacia el borde de la pastilla. Es probable que la pastilla contenga muchos poros pequeños similares a burbujas que se forman durante el uso; el producto de fisión xenón migra a estos huecos. Parte de este xenón se desintegrará para formar cesio , por lo que muchas de estas burbujas contienen una gran concentración de135
Cs .
En el caso del combustible de óxido mixto ( MOX ), el xenón tiende a difundirse fuera de las áreas ricas en plutonio del combustible y queda atrapado en el dióxido de uranio circundante. El neodimio tiende a no ser móvil.
También tienden a formarse partículas metálicas de una aleación de Mo-Tc-Ru-Pd en el combustible. Otros sólidos se forman en el límite entre los granos de dióxido de uranio, pero la mayoría de los productos de fisión permanecen en el dióxido de uranio en forma de soluciones sólidas . Existe un artículo que describe un método para realizar una simulación no radiactiva "activa con uranio" del combustible de óxido gastado. [2]
El 3% de la masa consiste en productos de fisión de 235 U y 239 Pu (también productos indirectos en la cadena de desintegración ); estos se consideran desechos radiactivos o pueden separarse aún más para diversos usos industriales y médicos. Los productos de fisión incluyen todos los elementos desde el zinc hasta los lantánidos ; gran parte del rendimiento de la fisión se concentra en dos picos, uno en la segunda fila de transición ( Zr , Mo, Tc, Ru , Rh , Pd , Ag ) y el otro más adelante en la tabla periódica ( I , Xe , Cs , Ba , La , Ce , Nd ). Muchos de los productos de fisión son no radiactivos o solo radioisótopos de vida corta, pero un número considerable son radioisótopos de vida media a larga, como 90 Sr , 137 Cs , 99 Tc y 129 I. Varios países han llevado a cabo investigaciones para segregar los isótopos raros presentes en los desechos de fisión, incluidos los "platinoides de fisión" (Ru, Rh, Pd) y la plata (Ag), como forma de compensar el coste del reprocesamiento; actualmente esto no se hace a nivel comercial.
Los productos de fisión pueden modificar las propiedades térmicas del dióxido de uranio; los óxidos de lantánidos tienden a reducir la conductividad térmica del combustible, mientras que las nanopartículas metálicas aumentan ligeramente la conductividad térmica del combustible. [3]
Aproximadamente el 1% de la masa es 239 Pu y 240 Pu resultante de la conversión de 238 U, que puede considerarse como un subproducto útil o como un residuo peligroso e inconveniente. Una de las principales preocupaciones con respecto a la proliferación nuclear es evitar que este plutonio sea utilizado por estados, distintos de los ya establecidos como estados con armas nucleares , para producir armas nucleares. Si el reactor se ha utilizado normalmente, el plutonio es de grado reactor , no de grado armamentístico: contiene más del 19% de 240 Pu y menos del 80% de 239 Pu, lo que lo hace no ideal para fabricar bombas. Si el período de irradiación ha sido corto, entonces el plutonio es de grado armamentístico (más del 93%).
El 96% de la masa es el uranio restante: la mayor parte del 238 U original y un poco de 235 U. Normalmente, el 235 U sería menos del 0,8% de la masa junto con el 0,4% de 236 U.
El uranio reprocesado contendrá 236 U , que no se encuentra en la naturaleza; este es un isótopo que puede usarse como huella digital del combustible del reactor gastado.
Si se utiliza un combustible de torio para producir 233 U fisible, el SNF (combustible nuclear gastado) tendrá 233 U , con una vida media de 159.200 años (a menos que este uranio se elimine del combustible gastado mediante un proceso químico). La presencia de 233 U afectará la desintegración radiactiva a largo plazo del combustible gastado. Si se compara con el combustible MOX , la actividad de alrededor de un millón de años en los ciclos con torio será mayor debido a la presencia del 233 U no desintegrado por completo.
En el caso del combustible de uranio natural , la concentración de componente fisible comienza en el 0,7% de 235 U en el uranio natural. En el momento de la descarga, el componente fisible total sigue siendo del 0,5% (0,2% de 235 U, 0,3% de 239 Pu fisible, 241 Pu fisible ). El combustible se descarga no porque el material fisible se haya agotado por completo, sino porque los productos de fisión que absorben neutrones se han acumulado y el combustible pierde considerablemente su capacidad para sostener una reacción nuclear.
Algunos combustibles de uranio natural utilizan revestimientos químicamente activos, como Magnox , y necesitan ser reprocesados porque el almacenamiento y la eliminación a largo plazo son difíciles. [5]
El combustible de reactores usados contiene trazas de actínidos menores , es decir, actínidos distintos del uranio y el plutonio, entre los que se incluyen el neptunio , el americio y el curio . La cantidad formada depende en gran medida de la naturaleza del combustible utilizado y de las condiciones en las que se utilizó. Por ejemplo, es probable que el uso de combustible MOX ( 239 Pu en una matriz de 238 U) conduzca a la producción de más 241 Am y nucleidos más pesados que un combustible basado en uranio/torio ( 233 U en una matriz de 232 Th).
En el caso de los combustibles altamente enriquecidos utilizados en reactores marinos y reactores de investigación , el inventario de isótopos variará según la gestión del combustible en el núcleo y las condiciones de funcionamiento del reactor.
Cuando se apaga un reactor nuclear y se detiene la reacción en cadena de fisión nuclear, todavía se produce una cantidad significativa de calor en el combustible debido a la desintegración beta de los productos de fisión . Por esta razón, en el momento de apagar el reactor, el calor de desintegración será de aproximadamente el 7% de la potencia del núcleo anterior si el reactor ha tenido un historial de potencia largo y constante . Aproximadamente 1 hora después del apagado, el calor de desintegración será de aproximadamente el 1,5% de la potencia del núcleo anterior. Después de un día, el calor de desintegración cae al 0,4%, y después de una semana será del 0,2%. La tasa de producción de calor de desintegración continuará disminuyendo lentamente con el tiempo.
El combustible gastado que se ha extraído de un reactor se almacena habitualmente en una piscina de combustible gastado llena de agua durante un año o más (en algunos sitios, entre 10 y 20 años) para enfriarlo y proporcionar protección contra su radiactividad. Los diseños prácticos de piscinas de combustible gastado por lo general no dependen de la refrigeración pasiva, sino que requieren que el agua se bombee activamente a través de intercambiadores de calor. Si hay una interrupción prolongada de la refrigeración activa debido a situaciones de emergencia, el agua de las piscinas de combustible gastado puede hervir, lo que posiblemente resulte en la liberación de elementos radiactivos a la atmósfera. [6]
El uso de diferentes combustibles en reactores nucleares da como resultado diferentes composiciones de SNF, con curvas de actividad variables.
Los residuos radiactivos de larga duración que se generan al final del ciclo del combustible son especialmente relevantes a la hora de diseñar un plan completo de gestión de residuos para el SNF. Al analizar la desintegración radiactiva a largo plazo , los actínidos del SNF tienen una influencia significativa debido a sus vidas medias característicamente largas. Dependiendo de con qué se alimente un reactor nuclear , la composición de actínidos en el SNF será diferente.
Un ejemplo de este efecto es el uso de combustibles nucleares con torio . El Th-232 es un material fértil que puede sufrir una reacción de captura de neutrones y dos desintegraciones beta negativas, lo que da como resultado la producción de U-233 fisible . Su desintegración radiactiva influirá fuertemente en la curva de actividad a largo plazo del SNF alrededor de un millón de años. En la figura de la parte superior derecha se puede ver una comparación de la actividad asociada al U-233 para tres tipos diferentes de SNF. Los combustibles quemados son torio con plutonio de grado reactor (RGPu), torio con plutonio de grado armamentístico (WGPu) y combustible de óxido mixto (MOX, sin torio). Para RGPu y WGPu, se puede ver la cantidad inicial de U-233 y su desintegración alrededor de un millón de años. Esto tiene un efecto en la curva de actividad total de los tres tipos de combustible. La ausencia inicial de U-233 y sus productos derivados en el combustible MOX da como resultado una actividad menor en la región 3 de la figura de la parte inferior derecha, mientras que para RGPu y WGPu la curva se mantiene más alta debido a la presencia de U-233 que no se ha desintegrado por completo. El reprocesamiento nuclear puede eliminar los actínidos del combustible gastado para que puedan usarse o destruirse (consulte Producto de fisión de larga duración n.º Actínidos ).
Según el trabajo del electroquímico de corrosión David W. Shoesmith, [7] [8] las nanopartículas de Mo-Tc-Ru-Pd tienen un fuerte efecto sobre la corrosión del combustible de dióxido de uranio. Por ejemplo, su trabajo sugiere que cuando la concentración de hidrógeno (H 2 ) es alta (debido a la corrosión anaeróbica de la lata de desechos de acero ), la oxidación del hidrógeno en las nanopartículas ejercerá un efecto protector sobre el dióxido de uranio. Este efecto puede considerarse como un ejemplo de protección mediante un ánodo de sacrificio , donde en lugar de que reaccione y se disuelva un ánodo metálico , es el gas hidrógeno el que se consume.
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El combustible nuclear gastado se almacena en piscinas de combustible gastado (SFP, por sus siglas en inglés) o en contenedores secos . En los Estados Unidos, las SFP y los contenedores que contienen combustible gastado se ubican directamente en los emplazamientos de las centrales nucleares o en instalaciones independientes de almacenamiento de combustible gastado (ISFSI, por sus siglas en inglés). Las ISFSI pueden estar adyacentes a un emplazamiento de la central nuclear o pueden estar situadas fuera del reactor (AFR ISFSI, por sus siglas en inglés). La gran mayoría de las ISFSI almacenan el combustible gastado en contenedores secos. La Operación Morris es actualmente la única ISFSI con piscina de combustible gastado en los Estados Unidos.
El reprocesamiento nuclear permite separar el combustible gastado en diversas combinaciones de uranio , plutonio , actínidos menores , productos de fisión , restos de revestimiento de circonio o acero , productos de activación y reactivos o solidificadores introducidos en el propio reprocesamiento. Si se reutilizaran estas partes constituyentes del combustible gastado y se limitaran los desechos adicionales que pueden surgir como subproducto del reprocesamiento, el reprocesamiento podría reducir en última instancia el volumen de desechos que deben eliminarse.
Otra posibilidad es eliminar el combustible nuclear gastado intacto directamente como residuo radiactivo de alto nivel . Estados Unidos ha planeado eliminarlo en formaciones geológicas profundas , como el depósito de residuos nucleares de Yucca Mountain , donde debe protegerse y empaquetarse para evitar su migración al entorno inmediato de los humanos durante miles de años. [1] [9] Sin embargo, el 5 de marzo de 2009, el Secretario de Energía Steven Chu dijo en una audiencia del Senado que "el sitio de Yucca Mountain ya no se consideraba una opción para almacenar residuos de reactores". [10]
En Finlandia se ha aprobado la eliminación geológica mediante el proceso KBS-3 . [11]
En Suiza, el Consejo Federal aprobó en 2008 el plan para el depósito geológico profundo de residuos radiactivos. [12]
Las algas han demostrado selectividad por el estroncio en estudios, mientras que la mayoría de las plantas utilizadas en biorremediación no han mostrado selectividad entre el calcio y el estroncio, saturándose a menudo con calcio, que está presente en mayores cantidades en los residuos nucleares. El estroncio-90 es un subproducto radiactivo producido por los reactores nucleares utilizados en la energía nuclear . Es un componente de los residuos nucleares y del combustible nuclear gastado. La vida media es larga, alrededor de 30 años, y se clasifica como residuo de alto nivel. [13]
Los investigadores han estudiado la bioacumulación de estroncio por parte de Scenedesmus spinosus ( alga ) en aguas residuales simuladas. El estudio afirma que S. spinosus posee una capacidad de biosorción altamente selectiva para el estroncio, lo que sugiere que puede ser adecuado para su uso en aguas residuales nucleares. [14] Un estudio del alga de estanque Closterium moniliferum utilizando estroncio no radiactivo descubrió que al variar la proporción de bario y estroncio en el agua se mejoraba la selectividad del estroncio. [13]
El combustible nuclear gastado sigue siendo un peligro de radiación durante largos períodos de tiempo, con vidas medias de hasta 24.000 años. Por ejemplo, 10 años después de retirarlo de un reactor, la tasa de dosis superficial para un conjunto de combustible gastado típico sigue siendo superior a 10.000 rem/hora, mucho mayor que la dosis letal para todo el cuerpo de los seres humanos, de unos 500 rem recibidos de una sola vez. [15]
Existe un debate sobre si el combustible gastado almacenado en una piscina es susceptible a incidentes como terremotos [16] o ataques terroristas [17] que podrían potencialmente provocar una liberación de radiación. [18]
En el caso poco frecuente de que se produzca una falla de combustible durante el funcionamiento normal, el refrigerante primario puede ingresar al elemento. Normalmente, se utilizan técnicas visuales para la inspección posterior a la irradiación de los haces de combustible. [19]
Desde los ataques del 11 de septiembre, la Comisión Reguladora Nuclear ha instituido una serie de normas que exigen que todas las piscinas de combustible sean impermeables a los desastres naturales y a los ataques terroristas. Como resultado, las piscinas de combustible usado están revestidas con un revestimiento de acero y hormigón grueso, y se inspeccionan periódicamente para garantizar su resistencia a terremotos, tornados, huracanes y seiches . [20] [21]