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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 la parte inicial , 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 la parte posterior , que son necesarios para gestionar, contener y reprocesar o eliminar el combustible nuclear gastado . Si el combustible gastado no se reprocesa, el ciclo del combustible se denomina ciclo abierto del combustible (o ciclo del combustible de una sola vez ); si el combustible gastado se reprocesa, se denomina ciclo cerrado del combustible .
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La energía nuclear depende de 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 eficaces, porque ralentizan los neutrones durante 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 que se encuentra en la naturaleza y requiere combustible enriquecido con concentraciones más altas de isótopos fisionables. Normalmente, 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 (UPE) es el combustible de óxidos mixtos (MOX), producido mezclando plutonio con uranio natural o empobrecido, y estos combustibles brindan una vía para utilizar el plutonio excedente apto para armas . Otro tipo de combustible MOX implica 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 gastados de uranio y torio en plantas de reprocesamiento .
Algunos reactores no utilizan moderadores para frenar los neutrones. Al igual que las armas nucleares, que también utilizan neutrones no moderados o "rápidos", estos reactores de neutrones rápidos requieren concentraciones mucho más altas de isótopos fisionables para sostener una reacción en cadena. También son capaces de generar isótopos fisibles a partir de materiales fértiles; Un reactor reproductor es aquel que genera de esta manera más material fisionable del que consume.
Durante la reacción nuclear dentro de un reactor, los isótopos fisibles del combustible nuclear se consumen, produciendo cada vez más productos de fisión , la mayoría de los cuales se consideran residuos radiactivos . La acumulación de productos de fisión y el consumo de isótopos fisionables acaban por detener 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 un 1% de U-235, un 95% de U-238, un 1% de plutonio y un 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 mucho menores en comparación con otras centrales eléctricas debido a la alta densidad de energía del combustible nuclear. La gestión segura de estos subproductos de la energía nuclear, incluido su almacenamiento y eliminación, es un problema difícil para cualquier país que utilice la energía nuclear [ cita requerida ] .
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 son 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 fisionará cuando sea golpeado por un neutrón libre y, por lo tanto, se dice que el isótopo es un isótopo " fisible ". Por otro lado, el núcleo de un átomo de U-238, en lugar de sufrir 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 desintegración radiactiva natural para producir Pu-239, que, como 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 fisible.
El mineral de uranio se puede extraer mediante minería convencional a cielo abierto y métodos subterráneos similares a los utilizados para extraer otros metales. Los métodos de minería de lixiviación in situ también se utilizan para extraer uranio en los Estados Unidos . En esta tecnología, el uranio se lixivia del mineral in situ 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 aproximadamente 0,05 y 0,3% de óxido de uranio (U 3 O 8 ). Algunos depósitos de uranio desarrollados en otros países son de mayor ley y también más grandes que los depósitos minados en los Estados Unidos. El uranio también está presente en cantidades muy bajas (50 a 200 partes por millón) en algunos depósitos nacionales que contienen fosfatos de origen marino. Debido a que se extraen grandes cantidades de roca que contiene fosfato para la producción de ácido fosfórico de proceso húmedo utilizado 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 el flujo del proceso.
Los minerales de uranio extraídos normalmente se procesan triturando los materiales minerales hasta obtener un tamaño de partícula uniforme y luego tratando el mineral para extraer el uranio mediante lixiviación química. El proceso de molienda produce comúnmente un material seco en forma de polvo compuesto de uranio natural, " torta amarilla ", que se vende en el mercado de uranio como U 3 O 8 . Tenga en cuenta que el material no siempre es amarillo.
Generalmente, el óxido de uranio molido, U 3 O 8 ( octóxido de triuranio ), luego se procesa en cualquiera de dos sustancias, según el uso previsto.
Para su uso en la mayoría de los reactores, el U 3 O 8 generalmente se convierte en hexafluoruro de uranio (UF 6 ), el insumo para la mayoría de las instalaciones comerciales de enriquecimiento de uranio. El hexafluoruro de uranio, un sólido a temperatura ambiente, se vuelve gaseoso a 57 °C (134 °F). En esta etapa del ciclo, el producto de conversión de hexafluoruro de uranio todavía tiene la mezcla isotópica natural (99,28% de U-238 más 0,71% de U-235).
Para su uso en reactores como CANDU que no requieren combustible enriquecido, el U 3 O 8 puede convertirse en dióxido de uranio (UO 2 ) que puede incluirse en elementos combustibles cerámicos .
En la industria nuclear actual, el volumen de material convertido directamente en UO 2 suele ser bastante pequeño en comparación con el convertido en UF 6 .
La concentración natural (0,71%) del isótopo fisionable U-235 es menor que la necesaria para mantener una reacción nuclear en cadena en los núcleos de reactores de agua ligera . En consecuencia, el UF 6 producido a partir de fuentes naturales de uranio debe enriquecerse hasta alcanzar una mayor concentración del isótopo fisionable antes de utilizarse como combustible nuclear en dichos reactores. El nivel de enriquecimiento para un pedido particular de combustible nuclear lo especifica el cliente según la aplicación para la que lo utilizará: el combustible para reactores de agua ligera normalmente se enriquece al 3,5% de 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 . Los métodos de enriquecimiento de uranio más utilizados son la difusión gaseosa y la centrifugación de gas , pero actualmente se están desarrollando nuevas tecnologías de enriquecimiento.
La mayor parte (96%) del subproducto del enriquecimiento es uranio empobrecido (DU), que puede usarse para armaduras , penetradores de energía cinética , protección contra la radiación y lastre . En 2008, había grandes cantidades de uranio empobrecido almacenado. Sólo el Departamento de Energía de Estados Unidos tiene 470.000 toneladas . [3] Aproximadamente el 95% del uranio empobrecido se almacena como hexafluoruro de uranio (UF 6 ).
Para su uso como combustible nuclear, el hexafluoruro de uranio enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio (UO 2 ) que luego se procesa en forma de pellets. Luego, los gránulos se cuecen en un horno de sinterización de alta temperatura para crear gránulos cerámicos duros de uranio enriquecido . Luego, los gránulos cilíndricos se someten a un proceso de molienda para lograr un tamaño de gránulo uniforme. Los pellets se apilan, según las especificaciones de diseño del núcleo de cada reactor nuclear , en tubos de aleación metálica resistente a la corrosión . Los tubos están sellados para contener las pastillas de combustible: estos tubos se llaman barras de combustible. Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos combustibles 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 haces [4] con los tubos espaciados a distancias precisas. Luego, estos paquetes reciben un número de identificación único, que permite rastrearlos desde la fabricación hasta el uso y la eliminación.
El transporte es una parte integral del ciclo del combustible nuclear. En varios países hay reactores nucleares en funcionamiento, pero la extracción de uranio sólo es viable en unas pocas zonas. Además, en el transcurso de más de cuarenta años de funcionamiento de la industria nuclear, se han construido varias instalaciones especializadas en diversos lugares del mundo para prestar servicios del ciclo del combustible y existe la necesidad de transportar materiales nucleares hacia y desde esas instalaciones. [5] La mayoría de los transportes de material combustible nuclear se producen entre diferentes etapas del ciclo, pero ocasionalmente un material puede transportarse entre instalaciones similares. Con algunas excepciones, los materiales del ciclo del combustible nuclear se transportan en forma sólida, siendo la excepción el hexafluoruro de uranio (UF 6 ), 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 frecuentemente internacionales y suelen recorrer largas distancias. Los materiales nucleares generalmente son transportados por empresas de transporte especializadas.
Dado que los materiales nucleares son radiactivos , es importante garantizar que se limite la exposición a la radiación de quienes participan en el transporte de dichos materiales y del público en general a lo largo de las rutas de transporte. El embalaje de materiales nucleares incluye, cuando corresponda, blindaje para reducir la posible exposición a la radiación. En el caso de algunos materiales, como los conjuntos combustibles de uranio nuevos, los niveles de radiación son insignificantes y no se requiere protección. Otros materiales, como el combustible gastado y los desechos de alta actividad, son altamente radiactivos y requieren un manejo especial. Para limitar el riesgo en el transporte de materiales altamente radiactivos, se utilizan contenedores conocidos como contenedores de envío de combustible nuclear gastado , que están diseñados para mantener la integridad en condiciones normales de transporte y durante condiciones hipotéticas de accidente.
El núcleo de un reactor nuclear se compone de unos cientos de "conjuntos", dispuestos en una serie regular de celdas, cada una de las cuales está formada por una barra de combustible o control rodeada, en la mayoría de los diseños, por un moderador y un refrigerante , que en la mayoría de los reactores es agua. .
Debido al proceso de fisión que consume los combustibles, las barras de combustible viejas deben reemplazarse periódicamente por otras nuevas (esto se llama ciclo (de reemplazo)). Durante un ciclo de sustitución determinado, sólo se reemplazan algunos de los conjuntos (normalmente un tercio), ya que el agotamiento del combustible se produce 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 retirados. 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 disponerse 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 viejos y los nuevos, sin dejar de maximizar la reactividad del núcleo del reactor para maximizar el consumo de combustible. y minimizar los costos del ciclo del combustible.
Este es un problema de optimización discreto y computacionalmente inviable mediante 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 respaldar la gestión del combustible. Este es un problema constante en las operaciones de los reactores, ya que no se ha encontrado una solución definitiva. Los operadores utilizan una combinación de técnicas computacionales y empíricas para gestionar este problema.
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 su uso y cómo estos podrían alterar el resultado de un accidente. Por ejemplo, durante el uso normal, el combustible se expande debido a la expansión térmica, lo que puede provocar 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 en estado sólido de la mayor parte del sólido sigue siendo la misma que la del dióxido de uranio cúbico puro. SIMFUEL es el nombre dado al combustible gastado simulado que se obtiene mezclando óxidos metálicos finamente molidos, moliéndolos en forma de suspensión, secándolos por aspersión antes de calentarlos en hidrógeno/argón a 1700 °C. [6] En SIMFUEL, el 4,1% del volumen del sólido estaba en forma de nanopartículas metálicas que están hechas 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. También estaba presente dentro del SIMFUEL una fase de perovskita cúbica que es un circonato de bario y estroncio (Ba x Sr 1-x ZrO 3 ).
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 sea mucho más soluble. El dióxido de uranio (UO 2 ) se puede oxidar a un óxido hiperestequiométrico rico en oxígeno (UO 2+x ) que se puede oxidar aún más a U 4 O 9 , U 3 O 7 , U 3 O 8 y UO 3 .2H 2 O.
Debido a que el combustible usado contiene emisores alfa (plutonio y actínidos menores ), se ha investigado el efecto de agregar un emisor alfa ( 238 Pu) al dióxido de uranio sobre la tasa de lixiviación del óxido. Para el óxido triturado, la adición de 238 Pu tendió a aumentar la tasa de lixiviación, pero la diferencia en la tasa de lixiviación entre 0,1 y 10 % de 238 Pu fue muy pequeña. [7]
La concentración de carbonato en el agua que está en contacto con el combustible usado tiene un efecto considerable sobre la velocidad de corrosión, porque el uranio (VI) forma complejos de carbonato aniónicos solubles como [UO 2 (CO 3 ) 2 ] 2− y [ UO 2 (CO 3 ) 3 ] 4− . Cuando los iones carbonato están ausentes y el agua no es fuertemente ácida, los compuestos de uranio hexavalente que se forman durante la oxidación del dióxido de uranio a menudo forman fases de trióxido de uranio hidratado insolubles . [8]
Se pueden depositar finas películas de dióxido de uranio sobre superficies de oro mediante ' pulverización ' utilizando uranio metálico y una mezcla de gases argón y 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. [9]
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 utilizados 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 circonio, formando una nueva capa que contiene tanto combustible como circonio (del revestimiento). Luego, en el lado del combustible de esta capa mixta, hay una capa de combustible que tiene una proporción 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 huecos como el estrecho espacio entre el combustible y el revestimiento. Después de difundirse en estos vacíos, se desintegra en isótopos de cesio. Debido al gradiente térmico que existe en el combustible durante su uso, los productos de fisión volátiles tienden a ser conducidos desde el centro de la pastilla hasta la zona del borde. [10] 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 mala conductividad térmica) se sobrecalentará en el centro de la pastilla, mientras que las otras formas de uranio más conductoras térmicamente permanecerán por debajo de sus puntos de fusión.
La química nuclear asociada al ciclo del combustible nuclear se puede dividir en dos áreas principales; un área se ocupa del funcionamiento en las condiciones previstas, mientras que la otra se ocupa de las condiciones de mal funcionamiento 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 procedentes de operaciones normales son las pequeñas emisiones planificadas procedentes del procesamiento y enriquecimiento de mineral de uranio, de reactores de potencia, de plantas de reprocesamiento y de depósitos de desechos. Estos pueden estar en formas químicas/físicas diferentes a 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 operativa 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 firmemente a minerales arcillosos como la illita y la montmorillonita , por lo que permanece en las capas superiores del suelo, donde pueden acceder a él las plantas con raíces poco profundas (como la hierba). Por tanto, la hierba y las setas pueden transportar una cantidad considerable de 137 Cs que puede transferirse a los humanos a través de la cadena alimentaria. Pero el 137 Cs no puede migrar rápidamente a través de la mayoría de los suelos y, por lo tanto, es poco probable que contamine el agua de los pozos . 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 entre la radiactividad del suelo (Bq g −1 ) y la del agua del suelo (Bq ml −1 ). Si el radioisótopo está estrechamente unido a los minerales del suelo, los cultivos y la hierba que crecen en el suelo pueden absorber menos radiactividad .
En la ganadería lechera, una de las mejores contramedidas contra el 137 C es mezclar el suelo arándolo profundamente. Esto tiene el efecto de poner los 137 C fuera del alcance de las raíces poco profundas del pasto, por lo que se reducirá el nivel de radiactividad en el pasto. También después de una guerra nuclear o un accidente grave, la eliminación de los primeros centímetros de suelo y su entierro en una zanja poco profunda reducirá la dosis gamma a largo plazo para los seres humanos debido al 137 Cs, ya que los fotones gamma se atenuarán al pasar a través de ella. la tierra.
Incluso después de que el elemento radiactivo llega a las raíces de la planta, la bioquímica de la planta puede rechazar el metal. Se han informado los detalles de la absorción de 90 Sr y 137 Cs en girasoles cultivados en condiciones hidropónicas . [11] El cesio se encontró en las venas de las hojas, en el tallo y en las hojas apicales . Se encontró que el 12% del cesio entró en la planta y el 20% del estroncio. Este artículo también informa detalles del efecto de los iones de potasio , amonio y calcio sobre la absorción de los radioisótopos.
En la ganadería , una contramedida importante contra el 137 Cs es alimentar a los animales con una pequeña cantidad de azul de Prusia . Este compuesto de cianuro de hierro y potasio actúa como intercambiador de iones . El cianuro está tan fuertemente unido al hierro que es seguro para un ser humano comer varios gramos de azul de Prusia al día. El azul de Prusia reduce la vida media biológica (diferente de la vida media nuclear ) del cesio. La vida media física o nuclear del 137 Cs es de unos 30 años. Esta es una constante que no se puede cambiar, pero la vida media biológica no es una constante. Cambiará según la naturaleza y 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 mediante los excrementos se encuentra en una forma que no está disponible para las plantas. Por tanto, evita que el cesio se recicle. La forma de azul de Prusia necesaria para el tratamiento de personas o animales es un grado especial. Los intentos de utilizar el grado de pigmento utilizado en pinturas no han tenido éxito. Tenga en cuenta que existe una fuente de datos sobre el tema del cesio en la lluvia radiactiva de Chernobyl en [1] ( Instituto Ucraniano de Investigación en Radiología Agrícola ).
La OIEA supone que, en condiciones normales de funcionamiento, el refrigerante de un reactor refrigerado por agua contendrá cierta radiactividad [12] , pero durante un accidente del reactor el nivel de radiactividad del refrigerante puede aumentar. La OIEA afirma que bajo una serie de condiciones diferentes se pueden liberar diferentes cantidades del inventario central del combustible; las cuatro condiciones que la OIEA considera son funcionamiento normal , un aumento en la actividad del refrigerante debido a un apagado repentino/pérdida de presión (el núcleo permanece cubierto con agua), una falla del revestimiento que resulta en la liberación de actividad en el espacio entre el combustible y el revestimiento (esto podría deberse a que el combustible quedó descubierto por la pérdida de agua durante 15 a 30 minutos cuando el revestimiento alcanzó una temperatura de 650- 1250 °C) o una fusión del núcleo (el combustible deberá estar destapado durante al menos 30 minutos y la vaina alcanzaría una temperatura superior a 1650 °C). [13]
Basado en el supuesto 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 la que predice la OIEA, [14] 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). [ cita necesaria ]
Es normal dejar reposar el combustible usado después de la irradiación para permitir que los isótopos de yodo radiotóxicos y de vida corta se desintegren. En un experimento realizado en los EE. UU., se reprocesó combustible nuevo al que no se había permitido descomponerse (el experimento Green [2] [3]) para investigar los efectos de una gran liberación de yodo durante el reprocesamiento de combustible enfriado poco tiempo. Es normal en las plantas de reprocesamiento eliminar los gases residuales del disolvente para evitar la emisión de yodo. Además de la emisión de yodo, el combustible libera gases nobles y tritio cuando se disuelve. Se ha propuesto que mediante voloxidación (calentando el combustible en un horno en condiciones oxidantes) se puede recuperar la mayor parte del tritio del combustible.[4]
Se escribió un artículo sobre la radiactividad en las ostras encontradas en el Mar de Irlanda . [15] Se descubrió mediante espectroscopía gamma que contenían 141 Ce, 144 Ce, 103 Ru, 106 Ru, 137 Cs, 95 Zr y 95 Nb. Además, se encontró un producto de activación de zinc ( 65 Zn), 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.
Algunos diseños de reactores, como los reactores RBMK o CANDU , se pueden repostar sin necesidad de apagarlos. Esto se logra mediante el uso de muchos tubos de presión pequeños para contener el combustible y el refrigerante, a diferencia de un recipiente a presión grande como en los diseños de reactor de agua a presión (PWR) o reactor de agua en ebullición (BWR). Cada tubo puede aislarse y recargarse individualmente mediante una máquina de abastecimiento de combustible controlada por un operador, generalmente a un ritmo de hasta 8 canales por día de los aproximadamente 400 en los reactores CANDU. El reabastecimiento de combustible bajo carga permite abordar continuamente el problema de recarga óptima de combustible , lo que conduce 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.
Después de su ciclo operativo, el reactor se para para reabastecerse de combustible. El combustible descargado en ese momento (combustible gastado) se almacena en el sitio del reactor (comúnmente en una piscina de combustible gastado ) o potencialmente en una instalación común alejada 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 alejada del sitio. Las barras de combustible gastado suelen almacenarse en agua o ácido bórico, lo que proporciona tanto refrigeración (el combustible gastado continúa generando calor de desintegración como resultado de la desintegración radiactiva residual) como protección para proteger el medio ambiente de la radiación ionizante residual , aunque después de al menos un Después de un año de enfriamiento, pueden trasladarse a almacenamiento en barricas secas .
El combustible gastado vertido de los reactores contiene cantidades apreciables de materiales fisibles (U-235 y Pu-239), fértiles (U-238) y otros materiales radiactivos , incluidos 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. Actualmente, esto no se hace con el combustible nuclear gastado de uso civil en los Estados Unidos , pero sí se hace en Rusia. Rusia pretende maximizar el reciclaje de materiales fisionables a partir de combustible usado. Por lo tanto, el reprocesamiento del combustible usado es una práctica básica: el uranio reprocesado se recicla y el plutonio se utiliza en MOX, actualmente sólo para reactores rápidos. [dieciséis]
El óxido mixto, o combustible MOX , es una mezcla de uranio reprocesado , plutonio 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 (UPE) utilizado en los reactores de agua ligera que predominan en la generación de energía nuclear.
Actualmente, las plantas en Europa están reprocesando combustible gastado de empresas de servicios públicos en Europa y Japón. Actualmente, en Estados Unidos no se permite el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales debido al peligro percibido de proliferación nuclear . La Asociación Global de Energía Nuclear de la administración Bush propuso que Estados Unidos forme una asociación internacional para ver el combustible nuclear gastado reprocesado de una manera que haga que el plutonio que contiene sea utilizable para combustible nuclear pero no para armas nucleares .
Como alternativa a la eliminación del refinado PUREX en vidrio o matriz 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 de neutrones o fotones . Esto se llama transmutación . Siguen siendo necesarias una cooperación internacional fuerte y de largo plazo, y muchas décadas de investigación y enormes inversiones antes de alcanzar una escala industrial madura donde se pueda demostrar la seguridad y la viabilidad económica de la partición y la transmutación (P&T). [17]
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, de 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. [23] En los EE.UU., según la Ley de Política de Residuos Nucleares de 1982 y sus modificaciones, el Departamento de Energía tiene la responsabilidad del desarrollo del sistema de eliminación de residuos de combustible nuclear gastado y residuos radiactivos de alto nivel. Los planes actuales exigen la eliminación final de los desechos en forma sólida en una estructura geológica profunda y estable 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 Desechos en Nuevo México.
Los reactores de neutrones rápidos pueden fisionar todos los actínidos, mientras que el ciclo del 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 sólo productos de fisión y productos de activación como desechos. Los productos de fisión Cs-137 y Sr-90, altamente radiactivos y de vida media , disminuyen en un factor de 10 cada siglo; mientras que los productos de fisión de larga duración tienen una radiactividad relativamente baja, a menudo comparada favorablemente con la del mineral de uranio original.
La eliminación de perforaciones 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 alto nivel, como el combustible nuclear gastado , el cesio-137 o el estroncio-90 . Después del emplazamiento y del período de recuperación, [ se necesita aclaración ] los pozos de perforación se rellenarían y sellarían. Una empresa privada con sede en EE. UU. llevó a cabo una serie de pruebas de la tecnología en noviembre de 2018 y luego nuevamente de manera pública en enero de 2019. [24] La prueba demostró la colocación de un recipiente de prueba en un pozo de perforación horizontal y la recuperación del mismo recipiente. No se utilizaron residuos reales de alto nivel en esta prueba. [25] [26]
Aunque la terminología más común es ciclo del combustible, algunos sostienen que el término cadena de combustible es más exacto, porque el combustible gastado nunca se recicla por completo. El combustible gastado incluye productos de fisión , que generalmente deben tratarse como residuos , así como el uranio, el 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 reciclado más completo del plutonio. [27]
No es un ciclo per se , el combustible se utiliza una vez y luego se envía al almacenamiento sin procesamiento adicional, salvo embalaje adicional para proporcionar un mejor aislamiento de la biosfera . Este método es el preferido por seis países: Estados Unidos , Canadá , Suecia , Finlandia , España y Sudáfrica . [28] Algunos países, en particular Finlandia, Suecia y Canadá, han diseñado depósitos para permitir la recuperación futura del material si fuera necesario, mientras que otros planean el secuestro permanente en un depósito geológico como el depósito de desechos nucleares de Yucca Mountain en los Estados Unidos.
Varios países, incluidos Japón, Suiza y anteriormente España y Alemania, [ cita necesaria ] están utilizando 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 puede transformarse en combustible MOX . Debido a que la proporción de isótopos no fisibles de plutonio de masa uniforme aumenta con cada paso por el 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 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, podrían reducir considerablemente el potencial de proliferación nuclear o la posible desviación de material fisionable a medida que la instalación de procesamiento esté en funcionamiento. situ. Del mismo modo que el plutonio no se separa por sí solo en el ciclo de piroprocesamiento, sino que todos los actínidos se " electroganan " o se "refinan" a partir del combustible gastado, el plutonio nunca se separa por sí solo, sino que pasa al nuevo combustible mezclado. con actínidos emisores gamma y alfa, especies que lo "autoprotegen" en numerosos escenarios posibles de ladrón.
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 piroprocesamiento que separa el plutonio de grado del reactor y el uranio restante de los productos de fisión y el revestimiento del combustible. Luego, este metal mixto se combina con una pequeña cantidad de uranio medio enriquecido con aproximadamente un 17% de concentración de U-235 para producir un nuevo combustible de óxido metálico combinado con un 1% de plutonio de grado 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. En febrero de 2020, Rusia estaba desplegando este combustible en parte de su flota de reactores VVER . [30] [31]
Se ha propuesto que, además del uso de plutonio, los actínidos menores podrían usarse en un reactor de energía crítica. Ya se están realizando pruebas en las que se utiliza americio como combustible. [32]
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 actínido. Con un diseño cuidadoso del reactor, todos los actínidos del combustible pueden consumirse, dejando sólo elementos más ligeros con vidas medias cortas . Si bien esto se ha hecho en plantas prototipo, nunca se ha puesto en funcionamiento un reactor de este tipo a gran escala. [ cita necesaria ]
Sucede que la sección transversal de neutrones de muchos actínidos disminuye al aumentar la energía de los neutrones, pero la relación entre fisión y activación simple ( captura de neutrones ) cambia a favor de la fisión a medida que aumenta la energía de los neutrones. Así, con una energía de neutrones suficientemente alta, debería ser posible destruir incluso el curio sin que se generen metales transcurio. Esto podría ser muy deseable ya que facilitaría significativamente el reprocesamiento y manipulación del combustible actínido.
Una alternativa prometedora desde esta perspectiva es un reactor subcrítico / reactor subcrítico impulsado por un acelerador . Aquí, un haz de protones (diseños estadounidense y europeo) [33] [34] [35] o de electrones (diseño japonés) [36] 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 provocar la fisión de los actínidos pesados.
Estos reactores se comparan muy bien con otras fuentes de neutrones en términos de energía de neutrones:
Como alternativa, se podría dejar que el curio-244, con una vida media de 18 años, se descomponga en plutonio-240 antes de usarlo como combustible en un reactor rápido.
Hasta la fecha no se ha elegido la naturaleza del combustible (objetivos) para la transformación de actínidos.
Si se transmutan actínidos 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 un funcionamiento continuo prolongado, es poco probable que al menos la primera generación de reactores subcríticos impulsados por acelerador pueda mantener un período de funcionamiento constante durante tiempos igualmente largos que un reactor crítico, y cada vez que el acelerador se detiene, 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 (generación de más elementos transuránicos radiotóxicos ). Existe una serie de matrices diferentes que pueden controlar esta producción de actínidos pesados.
Los núcleos fisibles (como 233 U, 235 U y 239 Pu) responden bien a los neutrones retardados y, por lo tanto, son importantes para mantener estable un reactor crítico; esto limita la cantidad de actínidos menores que pueden destruirse en un reactor crítico. Como consecuencia, es importante que la matriz elegida permita al reactor mantener alta la proporción de núcleos fisibles y no fisibles, ya que esto le permite destruir los actínidos de larga vida de forma segura. Por el contrario, la potencia de salida de un reactor subcrítico está limitada por la intensidad del acelerador de partículas impulsoras y, por lo tanto, no es necesario que contenga uranio o plutonio en absoluto. En tal sistema, puede ser preferible tener una matriz inerte que no produzca isótopos adicionales de larga vida. Tener una fracción baja de neutrones retardados no sólo 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.
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 circona .
La razón de ser de la Iniciativa para el Combustible de Matriz Inerte (FMI) es contribuir a los estudios de investigación y desarrollo sobre combustibles de matriz inerte que podrían utilizarse para utilizar, reducir y eliminar los excesos de plutonio apto para armas y reactores de agua ligera. Además del plutonio, también están aumentando las cantidades de actínidos menores. Por consiguiente, estos actínidos deben eliminarse de forma segura, ecológica y económica. La prometedora estrategia que consiste en utilizar plutonio y actínidos menores utilizando un enfoque de combustible de un solo paso dentro de los reactores de energía nuclear comerciales existentes, por ejemplo, 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 enfatizado desde el inicio de la iniciativa. Varios grupos en el mundo estudian actualmente este método, que utiliza combustible de matriz inerte. [37] [38] Esta opción tiene la ventaja de reducir las cantidades de plutonio y contenidos potencialmente menores de actínidos antes de su eliminación geológica. La segunda opción se basa en utilizar un combustible libre de uranio lixiviable para su reprocesamiento y seguir una estrategia de multireciclaje. En ambos casos, el material combustible avanzado produce energía mientras consume plutonio o actínidos menores. Sin embargo, este material debe ser robusto. El material seleccionado debe ser el resultado de un cuidadoso estudio del sistema incluyendo matriz inerte – absorbente quemable – 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, una matriz compuesta inerte y un componente fisionable. En los estudios de selección [39] [40] [41] se identificaron como adecuados elementos preseleccionados. En los años 90 se adoptó una estrategia del FMI considerando las siguientes propiedades:
Esta estrategia de una vez y luego se puede adaptar 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. [48]
Tras el bombardeo de neutrones, el torio se puede convertir en uranio-233 . El 233 U es fisible y tiene una sección transversal de fisión mayor que el 235 U y el 238 U y, por lo tanto, es mucho menos probable que produzca actínidos superiores mediante la captura de neutrones.
Si los actínidos se incorporan a una matriz de uranio-metal o de óxido de uranio, es probable que la captura de neutrones del 238 U genere nuevo plutonio-239. Una ventaja de mezclar los actínidos con uranio y plutonio es que las grandes secciones transversales de fisión de 235 U y 239 Pu para los neutrones retardados menos energéticos podrían hacer que la reacción sea lo suficientemente estable como para llevarse a cabo en un reactor rápido crítico , que probablemente sea Más barato y más sencillo que un sistema impulsado por acelerador.
También es posible crear una matriz a partir de una mezcla de los materiales mencionados anteriormente. Esto se hace más comúnmente en reactores rápidos donde es posible que se desee mantener la proporción de reproducción de combustible nuevo lo suficientemente alta como para seguir alimentando el reactor, pero aún 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 mezclan actínidos y uranio con circonio inerte, produciendo elementos combustibles con las propiedades deseadas.
Para cumplir las condiciones requeridas para un concepto de energía nuclear renovable, es necesario explorar una combinación de procesos que vayan desde el extremo inicial del ciclo del combustible nuclear hasta la producción de combustible y la conversión de energía utilizando combustibles fluidos y reactores específicos, como informaron Degueldre et al. Alabama. (2019 [49] ). 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). [50] 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 del aporte de 10 kilotones de U por año por las aguas de los ríos y su eliminación en el fondo del mar de los 1,37 exatones de agua de los océanos. [ cita necesaria ] 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 sobre la biomasa sería de unos 100 mg por kg. Después del tiempo de contacto, el material cargado se secaría y quemaría (CO 2 neutro) con conversión de calor en electricidad. [ cita necesaria ] La 'quema' de uranio en un reactor rápido de sales fundidas ayuda a optimizar la conversión de energía al quemar todos los isótopos actínidos con un rendimiento excelente para producir una cantidad máxima de energía térmica a partir de la fisión y convertirla en electricidad. Esta optimización se puede lograr reduciendo la moderación y la concentración del producto 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 produzcan un espectro de neutrones más duro. [ cita necesaria ] En estas condiciones óptimas, el consumo de uranio natural sería de 7 toneladas por año y por gigavatio (GW) de electricidad producida. La combinación 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 renovable. [ cita necesaria ]
En el ciclo del combustible del torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 beta decae a protactinio -233 y luego a uranio-233 , que a su vez se utiliza como combustible. De ahí que, al igual que el uranio-238 , el torio-232 sea un material fértil .
Después de poner en marcha el reactor con U-233 existente o algún otro material fisible como U-235 o Pu-239 , se puede crear un ciclo de reproducción similar pero más eficiente [51] que el del U-238 y el plutonio. El Th-232 absorbe un neutrón para convertirse en Th-233, que rápidamente se desintegra a protactinio -233. El protactinio-233 a su vez se desintegra 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 desintegra en U-233. Esto se hace para mejorar la proporción de reproducción , que es baja en comparación con los reactores rápidos .
El torio es al menos 4 o 5 veces más abundante en la naturaleza que todos los isótopos de uranio combinados; el torio está distribuido de manera bastante uniforme por la Tierra y muchos países [52] tienen enormes reservas del mismo; La preparación de combustible de torio no requiere procesos de enriquecimiento difíciles [51] y costosos; El ciclo del combustible del torio crea principalmente uranio-233 contaminado con uranio-232 , lo que hace que sea más difícil de usar en un arma nuclear normal preensamblada que sea estable durante largos períodos de tiempo (desafortunadamente, los inconvenientes son mucho menores para armas de uso inmediato o donde se finalice). el montaje se produce justo antes del tiempo de uso); La eliminación de al menos la porción transuránica del problema de los desechos nucleares es posible en el MSR y otros diseños de reactores reproductores.
Uno de los primeros esfuerzos por 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 reactor de sales fundidas para estudiar la viabilidad de tal enfoque, utilizando sal de fluoruro de torio mantenida lo suficientemente caliente como para ser líquida, eliminando así la necesidad de fabricar elementos combustibles. Este esfuerzo culminó en el experimento del reactor de sales fundidas que utilizó 232 Th como material fértil y 233 U como combustible fisionable. Debido a la falta de financiación, el programa MSR se suspendió en 1976.
El torio se utilizó comercialmente por primera vez en el reactor 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 al combustible de uranio, que se utilizó hasta que el reactor se cerró permanentemente en 1974. [53]
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 del torio propuesto tiene ventajas. Algunos reactores modernos, con modificaciones menores, pueden utilizar 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 tanto, las reservas probadas son comparativamente pequeñas. El torio es más abundante que el uranio en algunos países, especialmente en la India . [54] El principal mineral que contiene torio, la monacita , es actualmente de gran interés debido a su contenido de elementos de tierras raras y la mayor parte del torio simplemente se vierte en desechos similares a los relaves de las minas de uranio . Como la extracción de elementos de tierras raras se produce principalmente en China y como la conciencia pública no la asocia con el ciclo del combustible nuclear, los relaves mineros que contienen torio -a pesar de su radioactividad- no se consideran comúnmente como un problema de desechos nucleares y no se tratan como tales por parte de los reguladores.
Prácticamente todos los reactores de agua pesada jamás desplegados y algunos reactores moderados con grafito pueden utilizar uranio natural , pero la gran mayoría de los reactores del mundo requieren uranio enriquecido , en el que se incrementa la proporción de U-235 a U-238. En los reactores civiles, el enriquecimiento se incrementa al 3-5% de U-235 y al 95% de U-238, pero en los reactores navales llega hasta el 93% de U-235. El contenido fisible 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 combustible) y, por lo tanto, actualmente no se hace de manera generalizada.
El término combustible nuclear normalmente no se utiliza con respecto a la energía de fusión , que fusiona isótopos de hidrógeno en helio para liberar energía .
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutrón}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233} _{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {combustible}{^{233}_{92}U}}}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/7b4b1d2418815e7e2d2dde79a67430f7861b93c4)
