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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 etapa inicial , que son la preparación del combustible, pasos en el período de servicio en el que se utiliza el combustible durante el funcionamiento del reactor y pasos en la etapa final , que son necesarios para gestionar, contener y reprocesar o eliminar de forma segura el combustible nuclear gastado . Si el combustible gastado no se reprocesa, el ciclo del combustible se denomina ciclo de combustible abierto (o ciclo de combustible de un solo paso ); si el combustible gastado se reprocesa, se denomina ciclo de combustible cerrado .
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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 ocurra 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 a través de las colisiones sin absorberlos. Los reactores que utilizan agua pesada o grafito como moderador pueden funcionar utilizando uranio natural .
Un reactor de agua ligera (LWR) utiliza agua en la forma en que se encuentra en la naturaleza y requiere combustible enriquecido a concentraciones más altas de isótopos fisionables. Por lo general, los LWR utilizan uranio enriquecido a un 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 (LEU) es el combustible de óxido mixto (MOX) producido mediante la mezcla de plutonio con uranio natural o empobrecido, y estos combustibles proporcionan una vía para utilizar el excedente de plutonio 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 de uranio y torio gastados 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 mantener una reacción en cadena. También son capaces de generar isótopos fisionables a partir de materiales fértiles; un reactor reproductor es aquel que genera más material fisionable de esta manera del que consume.
Durante la reacción nuclear dentro de un reactor, los isótopos fisionables del combustible nuclear se consumen, produciendo cada vez más productos de fisión , la mayoría de los cuales se consideran desechos radiactivos . La acumulación de productos de fisión y el consumo de isótopos fisionables finalmente detienen la reacción nuclear, haciendo que el combustible se convierta en combustible nuclear gastado . Cuando se utiliza combustible de LEU enriquecido al 3%, el combustible gastado generalmente consiste en aproximadamente 1% de U-235, 95% de U-238, 1% de plutonio y 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 órdenes de magnitud menores en comparación con otras plantas de energía debido a la alta densidad energética 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 energía nuclear [ cita requerida ] .
Un yacimiento de uranio, como la uraninita , descubierto mediante técnicas geofísicas, se evalúa y se toman muestras para determinar las cantidades de materiales de uranio que se pueden extraer del yacimiento a costos específicos. Las reservas de uranio son las cantidades de mineral que se estima que se pueden recuperar a costos establecidos.
El uranio natural se compone principalmente de dos isótopos, el U-238 y el U-235. El 99,28 % del metal es U-238, el 0,71 % es U-235 y el 0,01 % restante es principalmente U-234. El número en dichos 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 otra parte, 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. Este isótopo luego sufre una desintegración radiactiva natural para producir Pu-239, que, como el U-235, es un isótopo fisible. 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 la minería de 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 calidad y también son más grandes que los depósitos extraídos en los Estados Unidos. El uranio también está presente en cantidades de muy baja calidad (50 a 200 partes por millón) en algunos depósitos domésticos que contienen fosfato de origen marino. Dado que se extraen grandes cantidades de roca que contiene fosfato para la producción de ácido fosfórico por vía húmeda, que se utiliza en fertilizantes de alto análisis y otros productos químicos a base de fosfato, en algunas plantas de procesamiento de fosfato el uranio, aunque está presente en concentraciones muy bajas, se puede recuperar de manera económica del flujo de proceso.
Cuando se extrae el uranio del suelo, no contiene suficiente uranio puro por libra para ser utilizado. El proceso de molienda es la forma en que el ciclo extrae el uranio utilizable del resto de los materiales, también conocidos como relaves. Para comenzar el proceso de molienda, el mineral se muele hasta convertirlo en polvo fino con agua o se tritura hasta convertirlo en polvo sin agua. [3] Una vez que los materiales han sido tratados físicamente, comienzan el proceso de tratamiento químico al rociarlos con ácidos. Los ácidos utilizados incluyen ácidos clorhídrico y nitroso, pero los ácidos más comunes son los ácidos sulfúricos. Alternativamente, si el material del que está hecho el mineral es particularmente resistente a los ácidos, se utiliza un álcali en su lugar. [4] Después de ser tratadas químicamente, las partículas de uranio se disuelven en la solución utilizada para tratarlas. Luego, esta solución se filtra hasta que los sólidos restantes se separan de los líquidos que contienen el uranio. Los sólidos indeseables se eliminan como relaves . [5] Una vez que se han eliminado los relaves de la solución, el uranio se extrae del resto de la solución líquida, de una de dos maneras, intercambio de solvente o intercambio iónico . En el primero de estos, se mezcla un solvente en la solución. El uranio disuelto se une al solvente y flota en la parte superior mientras que los otros materiales disueltos permanecen en la mezcla. Durante el intercambio iónico, se mezcla un material diferente en la solución y el uranio se une a él. Una vez filtrado, el material se tamiza y se lava. [3] La solución repetirá este proceso de filtración para extraer la mayor cantidad posible de uranio utilizable. Luego, el uranio filtrado se seca en uranio U 3 O 8 . El proceso de molienda generalmente produce material en forma de polvo seco que consiste en uranio natural, " torta amarilla ", que se vende en el mercado del uranio como U 3 O 8 . Tenga en cuenta que el material no siempre es amarillo.
El óxido de uranio generalmente molido, U3O8 ( octóxido de triuranio ) , se procesa luego en una de dos sustancias dependiendo del uso previsto.
Para su uso en la mayoría de los reactores, el U 3 O 8 se convierte normalmente en hexafluoruro de uranio (UF 6 ), el material de partida para la mayoría de las instalaciones comerciales de enriquecimiento de uranio. El hexafluoruro de uranio, que a temperatura ambiente es sólido, se convierte en gaseoso a 57 °C (134 °F). En esta etapa del ciclo, el producto de la conversión del hexafluoruro de uranio todavía tiene la mezcla isotópica natural (99,28 % de U-238 más 0,71 % de U-235).
Existen dos formas de convertir el óxido de uranio en sus formas utilizables, dióxido de uranio y hexafluoruro de uranio: la opción húmeda y la opción seca. En la opción húmeda, el óxido de uranio se disuelve en ácido nítrico y luego se extrae utilizando fosfato de tributilo. La mezcla resultante se seca y se lava, lo que da como resultado trióxido de uranio. [6] Luego, el trióxido de uranio se mezcla con hidrógeno puro, lo que da como resultado dióxido de uranio y monóxido de dihidrógeno o agua. Después, el dióxido de uranio se mezcla con cuatro partes de fluoruro de hidrógeno, lo que da como resultado más agua y tetrafluoruro de uranio. Finalmente, el producto final, el hexafluoruro de uranio, se crea simplemente agregando más fluoruro a la mezcla. [7]
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 los reactores de agua ligera . Por consiguiente, el UF6 producido a partir de fuentes naturales de uranio debe enriquecerse hasta una concentración más alta del isótopo fisionable antes de ser utilizado 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 vaya a utilizar: el combustible para reactores de agua ligera normalmente se enriquece hasta un 3,5% de U-235, pero también se requiere uranio enriquecido hasta concentraciones más bajas. El enriquecimiento se logra utilizando cualquiera de los diversos métodos de separación de isótopos . La difusión gaseosa y la centrifugación de gas son los métodos de enriquecimiento de uranio más utilizados, pero actualmente se están desarrollando nuevas tecnologías de enriquecimiento.
La mayor parte (96%) del subproducto del enriquecimiento es uranio empobrecido (DU), que puede utilizarse para blindaje , penetradores de energía cinética , blindaje radiológico y lastre . En 2008, había grandes cantidades de uranio empobrecido almacenadas. Solo el Departamento de Energía de los Estados Unidos tiene 470.000 toneladas . [8] Alrededor del 95% del uranio empobrecido se almacena como hexafluoruro de uranio (UF6 ) .
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 pellets se cuecen en un horno de sinterización de alta temperatura para crear pellets cerámicos duros de uranio enriquecido . Luego, los pellets cilíndricos se someten a un proceso de molienda para lograr un tamaño de pellet uniforme. Los pellets se apilan, de acuerdo con las especificaciones de diseño de cada núcleo de reactor nuclear , en tubos de aleación de metal resistente a la corrosión . Los tubos se sellan para contener los pellets de combustible: estos tubos se denominan barras de combustible. Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos de combustible 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 utilizaba acero inoxidable , pero ahora la mayoría de los reactores utilizan una aleación de circonio . En los tipos de reactores más comunes, los reactores de agua en ebullición (BWR) y los reactores de agua a presión (PWR), los tubos se ensamblan en haces [9] con distancias precisas entre ellos. A estos haces se les asigna un número de identificación único, que permite rastrearlos desde su fabricación hasta su uso y eliminación.
El transporte es una parte integral del ciclo del combustible nuclear. Hay reactores nucleares en funcionamiento en varios países, pero la extracción de uranio es viable sólo en unas pocas zonas. Además, en el transcurso de más de cuarenta años de funcionamiento de la industria nuclear, se han desarrollado varias instalaciones especializadas en diversos lugares del mundo para proporcionar servicios del ciclo del combustible y existe la necesidad de transportar materiales nucleares hacia y desde estas instalaciones. [10] La mayoría de los transportes de material de 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 (UF6 ) , 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 a menudo a grandes distancias. Los materiales nucleares son generalmente transportados por empresas de transporte especializadas.
Dado que los materiales nucleares son radiactivos , es importante garantizar que 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 sea limitada. El embalaje de los materiales nucleares incluye, cuando corresponde, un blindaje para reducir la posible exposición a la radiación. En el caso de algunos materiales, como los conjuntos de combustible de uranio nuevo, los niveles de radiación son insignificantes y no se requiere blindaje. Otros materiales, como el combustible gastado y los desechos de alta actividad, son altamente radiactivos y requieren una manipulación especial. Para limitar el riesgo en el transporte de materiales altamente radiactivos, se utilizan contenedores conocidos como contenedores de transporte de combustible nuclear gastado , que están diseñados para mantener la integridad en condiciones normales de transporte y durante condiciones hipotéticas de accidente.
Aunque los contenedores de transporte varían en diseño, material, tamaño y propósito, por lo general son tubos largos hechos de acero inoxidable u hormigón con los extremos sellados para evitar fugas. Con frecuencia, la carcasa de los contenedores tendrá al menos una capa de material resistente a la radiación, como plomo. El interior del tubo también variará según lo que se transporte. Por ejemplo, los contenedores que transportan barras de combustible agotadas o sin usar tendrán mangas que mantienen las barras separadas, mientras que los contenedores que transportan hexafluoruro de uranio por lo general no tienen organización interna. Dependiendo del propósito y la radiactividad de los materiales, algunos contenedores tienen sistemas de ventilación, protección térmica, protección contra impactos y otras características más específicas de la ruta y la carga. [11]
Un núcleo de reactor nuclear está compuesto por unos cientos de "conjuntos", dispuestos en una disposición regular de celdas, estando formada cada celda por una barra de combustible o de control rodeada, en la mayoría de los diseños, por un moderador y un refrigerante , que es agua en la mayoría de los reactores.
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 reemplazo dado, solo 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 el lugar de los retirados. Incluso los haces de la misma edad tendrán diferentes niveles de quemado debido a sus posiciones anteriores en el núcleo. Por lo tanto, los haces disponibles deben organizarse de tal manera que se maximice el rendimiento, al tiempo que se satisfacen las limitaciones de seguridad y las restricciones operativas. En consecuencia, los operadores del reactor 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, al tiempo que se maximiza la reactividad del núcleo del reactor para maximizar el quemado de combustible y minimizar los costos del ciclo del combustible.
Se trata de un problema de optimización discreta , que no es factible computacionalmente con los métodos combinatorios actuales , debido a la enorme 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 para este problema. 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 causar agrietamiento. 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 que se le da al combustible gastado simulado que se fabrica mezclando óxidos metálicos finamente molidos, moliéndolos como una suspensión, secándolos por aspersión antes de calentarlos en hidrógeno/argón a 1700 °C. [12] 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 en el SIMFUEL una fase de perovskita cúbica que es un zirconato de bario y estroncio (Ba x Sr 1−x ZrO 3 ).
El dióxido de uranio es mínimamente soluble en agua, pero después de la oxidación puede convertirse en trióxido de uranio u otro compuesto de uranio (VI) que es mucho más soluble. El dióxido de uranio (UO 2 ) puede oxidarse a un óxido hiperestequiométrico rico en oxígeno (UO 2+x ) que puede oxidarse 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. En el caso del 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. [13]
La concentración de carbonato en el agua que está en contacto con el combustible usado tiene un efecto considerable en la velocidad de corrosión, porque el uranio (VI) forma complejos de carbonato aniónico solubles como [UO 2 (CO 3 ) 2 ] 2− y [UO 2 (CO 3 ) 3 ] 4− . Cuando no hay iones de carbonato y el agua no es fuertemente ácida, los compuestos de uranio hexavalente que se forman en la oxidación del dióxido de uranio a menudo forman fases insolubles de trióxido de uranio hidratado . [14]
Se pueden depositar películas delgadas de dióxido de uranio sobre superficies de oro mediante " pulverización catódica " con uranio metálico y una mezcla de gases argón / 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 perspectiva del probable comportamiento de lixiviación del dióxido de uranio. [15]
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 el combustible a base de dióxido de uranio interactúa con el tubo de aleación de circonio utilizado 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 (de la vaina). 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 la vaina. Después de difundirse en estos huecos, se desintegran en isótopos de cesio. Debido al gradiente térmico que existe en el combustible durante el uso, los productos de fisión volátiles tienden a ser impulsados desde el centro de la pastilla hacia el área del borde. [16] 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 baja 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: una se ocupa de la operación en las condiciones previstas, mientras que la otra se ocupa de las condiciones de mala operación en las que se ha producido alguna alteración de las condiciones normales de operación o ( más raramente ) está ocurriendo un accidente.
Las emisiones de radiactividad de las operaciones normales son las pequeñas emisiones planificadas de las plantas de procesamiento, enriquecimiento, reactores de energía, plantas de reprocesamiento y depósitos de desechos de uranio. Estas pueden presentarse en forma química/física diferente de las emisiones que podrían ocurrir en condiciones de accidente. Además, la firma isotópica de un accidente hipotético puede ser muy diferente de la de una descarga de radiactividad planificada en condiciones normales de operación al medio ambiente.
El hecho de que se libere un radioisótopo no significa que vaya a entrar en el organismo de un ser humano y causarle 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 los minerales arcillosos, como la ilita 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 los hongos pueden transportar una cantidad considerable de 137 Cs que puede transferirse a los seres 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 tanto, es poco probable que contamine el agua de pozo . 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 fuertemente ligado a los minerales del suelo, los cultivos y la hierba que crecen en él pueden absorber menos radiactividad .
En la ganadería lechera, una de las mejores medidas contra el 137C es mezclar el suelo arándolo profundamente. Esto tiene el efecto de poner el 137C fuera del alcance de las raíces superficiales de la hierba, por lo que se reducirá el nivel de radiactividad en la hierba. Además, después de una guerra nuclear o un accidente grave, la eliminación de los primeros centímetros de tierra y su enterramiento en una zanja poco profunda reducirá la dosis gamma a largo plazo para los humanos debido al 137C , ya que los fotones gamma se atenuarán al pasar a través del suelo.
Incluso después de que el elemento radiactivo llega a las raíces de la planta, el metal puede ser rechazado por la bioquímica de la planta. Se han informado los detalles de la absorción de 90 Sr y 137 Cs en girasoles cultivados en condiciones hidropónicas . [17] 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 en la absorción de los radioisótopos.
En la ganadería , una importante medida 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 un 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 por día. El azul de Prusia reduce la semivida biológica (diferente de la semivida nuclear ) del cesio. La semivida física o nuclear del 137 Cs es de unos 30 años. Esta es una constante que no se puede cambiar, pero la semivida biológica no es constante. Cambiará según la naturaleza y los hábitos del organismo para el que se expresa. El cesio en los seres humanos normalmente tiene una semivida biológica de entre uno y cuatro meses. Una ventaja adicional del azul de Prusia es que el cesio que se extrae del animal en los excrementos está en una forma que no está disponible para las plantas. Por lo tanto, evita que el cesio se recicle. El azul de Prusia que se utiliza para el tratamiento de personas y animales es de un tipo especial. Los intentos de utilizar el tipo de pigmento utilizado en las pinturas no han tenido éxito. Cabe señalar que existe una fuente de datos sobre el cesio en la radiación de Chernóbil en [1] ( Instituto de Investigación de Radiología Agrícola de Ucrania ).
El OIEA supone que, en condiciones normales de funcionamiento, el refrigerante de un reactor refrigerado por agua contendrá algo de radiactividad [18], pero durante un accidente en el reactor, el nivel de radiactividad del refrigerante puede aumentar. El OIEA afirma que, en una serie de condiciones diferentes, pueden liberarse del combustible cantidades diferentes del inventario del núcleo; las cuatro condiciones que el OIEA considera son el funcionamiento normal , un pico en la actividad del refrigerante debido a una parada repentina/pérdida de presión (el núcleo permanece cubierto de agua), una falla del revestimiento que resulte en la liberación de la actividad en el espacio entre el combustible y el revestimiento (esto podría deberse a que el combustible quede descubierto por la pérdida de agua durante 15 a 30 minutos, donde el revestimiento alcanzaría una temperatura de 650 a 1250 °C) o una fusión del núcleo (el combustible tendrá que estar descubierto durante al menos 30 minutos, y el revestimiento alcanzaría una temperatura superior a 1650 °C). [19]
Partiendo del 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 prevista por el OIEA, [20] se puede predecir 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 requerida ]
Es normal dejar reposar el combustible usado después de la irradiación para permitir que los isótopos de yodo de vida corta y radiotóxicos se desintegren. En un experimento en los EE. UU., se reprocesó combustible nuevo que no se había dejado desintegrar (la prueba Green [2] [3]) para investigar los efectos de una gran liberación de yodo a partir del reprocesamiento de combustible enfriado por poco tiempo. Es normal en las plantas de reprocesamiento depurar los gases de escape del disolvente para evitar la emisión de yodo. Además de la emisión de yodo, los gases nobles y el tritio se liberan del combustible cuando se disuelve. Se ha propuesto que mediante voloxidación (calentando el combustible en un horno en condiciones oxidantes) la mayoría del tritio se puede recuperar del combustible. [4]
Se escribió un artículo sobre la radiactividad en las ostras encontradas en el Mar de Irlanda . [21] Se encontró mediante espectroscopia 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 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 RBMK o los reactores CANDU , pueden recargarse sin apagarse. Esto se logra mediante el uso de muchos tubos de presión pequeños para contener el combustible y el refrigerante, en lugar de un gran recipiente a presión como en los diseños de reactores de agua a presión (PWR) o reactores de agua en ebullición (BWR). Cada tubo puede aislarse individualmente y recargarse mediante una máquina de abastecimiento de combustible controlada por el operador, normalmente a un ritmo de hasta 8 canales por día de los aproximadamente 400 que hay en los reactores CANDU. El reabastecimiento en carga permite abordar el problema de recarga óptima de combustible de forma continua, lo que conduce a un uso más eficiente del combustible. Este aumento de la eficiencia se compensa parcialmente con la complejidad adicional de tener cientos de tubos de presión y las máquinas de abastecimiento de combustible para darles servicio.
Después de su ciclo de funcionamiento, el reactor se apaga para recargarlo. El combustible descargado en ese momento (combustible gastado) se almacena en el emplazamiento del reactor (normalmente en una piscina de combustible gastado ) o, potencialmente, en una instalación común alejada de los emplazamientos del reactor. Si se supera la capacidad de almacenamiento de la piscina in situ, 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 emplazamiento del reactor o en una instalación alejada del emplazamiento. Las barras de combustible gastado se almacenan normalmente en agua o ácido bórico, que proporciona tanto refrigeración (el combustible gastado sigue 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 año de refrigeración pueden trasladarse a un almacenamiento en contenedores secos .
El combustible gastado que se descarga de los reactores contiene cantidades apreciables de materiales fisionables (U-235 y Pu-239), fértiles (U-238) y otros materiales radiactivos , incluidos venenos de reacción , por lo que el combustible tuvo que ser retirado. 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. Esto actualmente no se hace para el combustible nuclear gastado civil en los Estados Unidos , pero sí en Rusia. Rusia tiene como objetivo maximizar el reciclaje de materiales fisionables del combustible usado. Por lo tanto, el reprocesamiento del combustible usado es una práctica básica, y el uranio reprocesado se recicla y el plutonio se usa en MOX, en la actualidad solo para reactores rápidos. [22]
El combustible de óxido mixto, o MOX , es una mezcla de uranio y plutonio reprocesados y uranio empobrecido que se comporta de manera similar, aunque no idéntica, al uranio enriquecido para el que se diseñaron la mayoría de los reactores nucleares. El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio poco enriquecido (LEU) que se utiliza en los reactores de agua ligera que predominan en la generación de energía nuclear.
En la actualidad, las plantas de Europa están reprocesando el combustible gastado de las empresas de servicios públicos de Europa y Japón. El reprocesamiento del combustible nuclear gastado de los reactores comerciales no está permitido en los Estados Unidos debido al peligro percibido de proliferación nuclear . La Asociación Mundial de Energía Nuclear de la Administración Bush propuso que Estados Unidos formara una asociación internacional para que el combustible nuclear gastado se reprocesara de manera que el plutonio que contiene se pudiera utilizar como combustible nuclear, pero no para armas nucleares .
Como alternativa a la eliminación del refinado PUREX en una matriz de vidrio o Synroc , los elementos más radiotóxicos podrían eliminarse mediante un reprocesamiento avanzado. Después de la separación, los actínidos menores y algunos productos de fisión de larga duración podrían convertirse en isótopos de vida corta o estables mediante irradiación de neutrones o fotones . Esto se denomina transmutación . Siguen siendo necesarias una cooperación internacional sólida y a largo plazo, y muchas décadas de investigación e inversiones enormes antes de alcanzar una escala industrial madura en la que se pueda demostrar la seguridad y la viabilidad económica de la partición y la transmutación (P&T). [23]
Una preocupación actual en el campo de la energía nuclear es la eliminación y el aislamiento seguros del combustible gastado de los reactores o, si se utiliza la opción del 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. [29] En los EE. UU., según la Ley de Política de Residuos Nucleares de 1982 enmendada, el Departamento de Energía es responsable del desarrollo del sistema de eliminación de desechos para el combustible nuclear gastado y los desechos 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 repositorio geológico profundo . El Departamento de Energía eligió Yucca Mountain como ubicación para el repositorio. Su apertura se ha retrasado repetidamente. Desde 1999, miles de envíos de desechos nucleares se han almacenado en la Planta Piloto de Aislamiento de Residuos en Nuevo México.
Los reactores de neutrones rápidos pueden fisionar todos los actínidos, mientras que el ciclo del combustible de torio produce niveles bajos de transuránicos . A diferencia de los reactores de neutrones rápidos, en principio estos ciclos de combustible podrían reciclar su plutonio y actínidos menores y dejar solo productos de fisión y productos de activación como desechos. Los productos de fisión de vida media altamente radiactivos Cs-137 y Sr-90 disminuyen en un factor de 10 cada siglo; mientras que los productos de fisión de vida larga tienen una radiactividad relativamente baja, a menudo comparada favorablemente con la del mineral de uranio original.
La eliminación de pozos de perforación horizontales describe propuestas para perforar más de un kilómetro verticalmente y dos kilómetros horizontalmente en la corteza terrestre , con el propósito de desechar formas de desechos de alto nivel, como combustible nuclear gastado , cesio-137 o estroncio-90 . Después del emplazamiento y el período de recuperación, [ aclaración necesaria ] los pozos de perforación se rellenarían y sellarían. Una serie de pruebas de la tecnología se llevaron a cabo en noviembre de 2018 y luego nuevamente de manera pública en enero de 2019 por una empresa privada con sede en EE. UU. [30] La prueba demostró el emplazamiento de un recipiente de prueba en un pozo de perforación horizontal y la recuperación del mismo recipiente. No se utilizaron desechos de alto nivel reales en esta prueba. [31] [32]
Aunque la terminología más común es ciclo del combustible, algunos sostienen que el término cadena de combustible es más preciso, porque el combustible gastado nunca se recicla por completo. El combustible gastado incluye productos de fisión , que generalmente deben tratarse como desechos , así como uranio, 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 reciclaje más completo del plutonio. [33]
No se trata de un ciclo en sí , el combustible se utiliza una sola vez y luego se envía al almacenamiento sin más procesamiento, salvo un 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 . [34] Algunos países, en particular Finlandia, Suecia y Canadá, han diseñado repositorios para permitir la recuperación futura del material en caso de que surja la necesidad, mientras que otros planean el secuestro permanente en un repositorio geológico como el repositorio de residuos nucleares de Yucca Mountain en los Estados Unidos.
Varios países, incluidos Japón, Suiza y, anteriormente, España y Alemania, [ cita requerida ] están utilizando o han utilizado los servicios de reprocesamiento ofrecidos por Areva NC y anteriormente por 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 se puede fabricar en combustible MOX . Debido a que la proporción de isótopos de masa uniforme no fisionables del plutonio 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 de actínidos .
Se afirma que el uso de una instalación de reprocesamiento de escala media in situ y el uso de piroprocesamiento en lugar del reprocesamiento acuoso actual podrían reducir considerablemente el potencial de proliferación nuclear o el posible desvío de material fisionable, ya que la instalación de procesamiento se encuentra in situ. De manera similar, como el plutonio no se separa por sí solo en el ciclo de piroprocesamiento, sino que todos los actínidos se " electro-obtienen " o "refinan" a partir del combustible gastado, el plutonio nunca se separa por sí solo, sino que pasa al nuevo combustible mezclado con actínidos que emiten rayos gamma y alfa, especies que lo "autoprotegen" en numerosos escenarios posibles de robo.
A partir de 2016, Rusia ha estado probando y ahora está implementando el combustible remix , en el que el combustible nuclear gastado se somete a un proceso similar al piroprocesamiento que separa el plutonio de grado de reactor y el uranio restante de los productos de fisión y el revestimiento del combustible. Luego, este metal mezclado se combina con una pequeña cantidad de uranio medianamente enriquecido con una concentración de U-235 de aproximadamente el 17 % para crear un nuevo combustible de óxido metálico combinado con un 1 % de plutonio de grado de 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. A partir de febrero de 2020, Rusia estaba implementando este combustible en algunos de sus reactores VVER de su flota . [36] [37]
Se ha propuesto que, además del uso de plutonio, los actínidos menores podrían emplearse en un reactor de potencia crítica. Ya se están realizando pruebas en las que se utiliza americio como combustible. [38]
Se han diseñado varios 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 de actínidos. Con un diseño cuidadoso del reactor, se pueden consumir todos los actínidos del combustible, dejando solo elementos más ligeros con vidas medias cortas . Si bien esto se ha hecho en plantas prototipo, nunca se ha operado un reactor de este tipo a gran escala. [ cita requerida ]
Sucede que la sección transversal de neutrones de muchos actínidos disminuye al aumentar la energía neutrónica, pero la relación entre fisión y activación simple ( captura de neutrones ) cambia a favor de la fisión a medida que aumenta la energía neutrónica. Por lo tanto, con una energía neutrónica suficientemente alta, debería ser posible destruir incluso el curio sin generar los metales transcurios. Esto podría ser muy deseable, ya que facilitaría considerablemente el reprocesamiento y la manipulación del combustible de actínidos.
Una alternativa prometedora desde esta perspectiva es un reactor subcrítico impulsado por aceleradores . En este caso, se dirige un haz de protones (diseños estadounidenses y europeos) [39] [40] [41] o electrones (diseño japonés) [42] 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 entonces causar 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, el curio-244, con una vida media de 18 años, podría desintegrarse en plutonio-240 antes de utilizarse como combustible en un reactor rápido.
Hasta la fecha no se ha elegido la naturaleza del combustible (objetivos) para la transformación de actínidos.
Si los actínidos se transmutan 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 aceleradores pueda mantener un período de funcionamiento constante durante tiempos igualmente largos que un reactor crítico, y cada vez que el acelerador se detenga, el combustible se enfriará.
Por otro lado, si los actínidos se destruyen utilizando un reactor rápido, como un Reactor Rápido Integral , entonces el combustible probablemente no estará 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 puede considerarse positivo (generar más combustible) o negativo (generar más elementos transuránicos radiotóxicos ). Existe una serie de matrices diferentes que pueden controlar esta producción de actínidos pesados.
Los núcleos fisionables (como el 233 U, el 235 U y el 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 se pueden destruir en un reactor crítico. En consecuencia, es importante que la matriz elegida permita que el reactor mantenga alta la proporción de núcleos fisionables y no fisionables, ya que esto le permite destruir los actínidos de vida larga de manera segura. En cambio, la potencia de salida de un reactor subcrítico está limitada por la intensidad del acelerador de partículas impulsor y, por lo tanto, no necesita contener uranio o plutonio en absoluto. En un sistema de este tipo, puede ser preferible tener una matriz inerte que no produzca isótopos de vida larga adicionales. Tener una fracción baja de neutrones retardados no solo no es un problema en un reactor subcrítico, sino que incluso puede ser ligeramente ventajoso, ya que la criticidad se puede acercar a la unidad, sin dejar de ser subcrítica.
Los actínidos se mezclarán con un metal que no formará más actínidos; por ejemplo, se podría utilizar una aleación de actínidos en un sólido como la zirconia .
La razón de ser de la Iniciativa para el Combustible de Matriz Inerte (IMF) es contribuir a los estudios de Investigación y Desarrollo sobre combustibles de matriz inerte que podrían utilizarse para utilizar, reducir y eliminar los excedentes de plutonio aptos para reactores de agua ligera y de armamento. Además del plutonio, las cantidades de actínidos menores también están aumentando. Estos actínidos tienen que eliminarse en consecuencia de una manera 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 nucleares comerciales existentes, por ejemplo, los reactores de agua ligera (LWR) estadounidenses, europeos, rusos o japoneses, los reactores de agua pesada a presión canadienses, o en futuras unidades de transmutación, ha sido enfatizada desde el comienzo de la iniciativa. El enfoque, que hace uso de combustible de matriz inerte, ahora es estudiado por varios grupos en el mundo. [43] [44] Esta opción tiene la ventaja de reducir las cantidades de plutonio y potencialmente los contenidos de actínidos menores antes de la eliminación geológica. La segunda opción se basa en utilizar un combustible lixiviable sin uranio para su reprocesamiento y en seguir una estrategia de reciclaje múltiple. En ambos casos, el material combustible avanzado produce energía mientras consume plutonio o los actínidos menores. Sin embargo, este material debe ser robusto. El material seleccionado debe ser el resultado de un estudio cuidadoso del sistema que incluya una matriz inerte, un absorbente combustible y un material fisionable como componentes mínimos, y con la adición de un estabilizador. Esto produce una solución sólida monofásica o, más simplemente, si no se selecciona esta opción, un componente fisionable y una matriz inerte compuesta. En estudios de selección [45] [46] [47] se identificaron elementos preseleccionados como adecuados. En los años 90 se adoptó una estrategia de IMF de un solo paso considerando las siguientes propiedades:
Esta estrategia de un solo paso y luego salida se puede adaptar como un último ciclo después del reciclaje múltiple si el rendimiento de 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. [54]
Tras el bombardeo de neutrones, el torio puede convertirse en uranio-233 . El 233 U es fisible y tiene una sección transversal de fisión mayor que el 235 U y el 238 U, por lo que es mucho menos probable que produzca actínidos superiores a través de 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 del 235 U y el 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 simple que un sistema impulsado por acelerador.
También es posible crear una matriz hecha de una mezcla de los materiales mencionados anteriormente. Esto se hace más comúnmente en reactores rápidos donde se desea mantener la tasa de reproducción de combustible nuevo lo suficientemente alta como para seguir alimentando el reactor, pero lo suficientemente baja como para que los actínidos generados puedan destruirse de manera segura sin transportarlos a otro sitio. Una forma de hacerlo es usar combustible en el que los actínidos y el uranio se mezclan con circonio inerte, produciendo elementos combustibles con las propiedades deseadas.
Para cumplir con las condiciones requeridas para un concepto de energía nuclear renovable, uno tiene que explorar una combinación de procesos que van desde el principio del ciclo del combustible nuclear hasta la producción de combustible y la conversión de energía utilizando combustibles fluidos y reactores específicos, como lo informaron Degueldre et al. (2019 [55] ). La extracción de uranio de un mineral fluido diluido como el agua de mar se ha estudiado en varios países del mundo. Esta extracción debe llevarse a cabo de manera parsimoniosa, como sugiere Degueldre (2017). [56] 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 de la entrada de 10 kilotones de U por año por las aguas de los ríos y su limpieza en el fondo del mar de los 1,37 exatones de agua en los océanos. [ cita requerida ] 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 en la biomasa sería de alrededor de 100 mg por kg. Después del tiempo de contacto, el material cargado se secaría y se quemaría (CO 2 neutral) con conversión de calor en electricidad. [ cita requerida ] La 'quema' de uranio en un reactor rápido de sal fundida ayuda a optimizar la conversión de energía al quemar todos los isótopos de actínidos con un excelente rendimiento para producir una cantidad máxima de energía térmica a partir de la fisión y convertirla en electricidad. Esta optimización se puede alcanzar reduciendo la moderación y la concentración de productos de fisión en el combustible líquido/refrigerante. Estos efectos se pueden lograr utilizando una cantidad máxima de actínidos y una cantidad mínima de elementos alcalinos/alcalinotérreos produciendo un espectro de neutrones más duro. [ cita requerida ] Bajo 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 aproximadamente 2,1 gigatoneladas al año para un reactor rápido de sales fundidas, lo que corresponde a 7 toneladas de uranio natural extraíble al año. Esta práctica justifica la etiqueta de renovable. [ cita requerida ]
En el ciclo del combustible de torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 se desintegra en protactinio -233 y luego en uranio-233 , que a su vez se utiliza como combustible. Por lo tanto, al igual que el uranio-238 , el torio-232 es un material fértil .
Después de poner en marcha el reactor con el U-233 existente o algún otro material fisionable como el U-235 o el Pu-239 , se puede crear un ciclo de reproducción similar pero más eficiente [57] que el del U-238 y el plutonio. El Th-232 absorbe un neutrón para convertirse en Th-233, que se desintegra rápidamente en protactinio -233. El protactinio-233, a su vez, se desintegra con una vida media de 27 días en U-233. En algunos diseños de reactores de sal fundida , 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 ha desintegrado en U-233. Esto se hace para mejorar la tasa de reproducción , que es baja en comparación con los reactores rápidos .
El torio es al menos 4-5 veces más abundante en la naturaleza que todos los isótopos de uranio combinados; el torio está distribuido de manera bastante uniforme alrededor de la Tierra y muchos países [58] tienen enormes suministros del mismo; la preparación de combustible de torio no requiere procesos de enriquecimiento difíciles [57] y costosos; el ciclo del combustible de 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 las armas de uso inmediato o cuando el ensamblaje final ocurre justo antes del momento de uso); la eliminación de al menos la porción transuránica del problema de los desechos nucleares es posible en los diseños de MSR y otros reactores reproductores.
Uno de los primeros intentos de 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 reactores de sales fundidas para estudiar la viabilidad de dicho enfoque, utilizando sal de fluoruro de torio mantenida a una temperatura lo suficientemente alta como para que se volviera líquida, eliminando así la necesidad de fabricar elementos combustibles. Este esfuerzo culminó en el Experimento del Reactor de Sal Fundida que utilizó 232 Th como material fértil y 233 U como combustible fisible. Debido a la falta de financiación, el programa MSR se interrumpió en 1976.
El torio se utilizó por primera vez con fines comerciales en el reactor de la Unidad 1 de Indian Point , que comenzó a funcionar en 1962. El coste de recuperar el U-233 del combustible gastado se consideró poco rentable, ya que menos del 1% del torio se convertía en U-233. El propietario de la planta cambió al combustible de uranio, que se utilizó hasta que el reactor se cerró definitivamente en 1974. [59]
En la actualidad, 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 de 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 lo tanto, las reservas probadas son comparativamente pequeñas. El torio es más abundante que el uranio en algunos países, en particular la India . [60] El principal mineral que contiene torio, la monacita, es actualmente de interés principalmente debido a su contenido de elementos de tierras raras y la mayor parte del torio simplemente se vierte en vertederos similares a los relaves de las minas de uranio . Como la extracción de tierras raras se realiza principalmente en China y no está asociada en la conciencia pública con el ciclo del combustible nuclear, los relaves mineros que contienen torio, a pesar de su radiactividad, no se consideran comúnmente un problema de desechos nucleares y los reguladores no los tratan como tal.
Prácticamente todos los reactores de agua pesada que se han utilizado y algunos reactores moderados por grafito pueden utilizar uranio natural , pero la gran mayoría de los reactores del mundo requieren uranio enriquecido , en el que se aumenta la proporción de U-235 a U-238. En los reactores civiles, el enriquecimiento se aumenta a un 3-5% de U-235 y un 95% de U-238, pero en los reactores navales hay hasta un 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 basado en uranio natural. Sin embargo, esto requeriría al menos un reprocesamiento mecánico y/o térmico (convertir el combustible gastado en un nuevo conjunto de combustible) y, por lo tanto, actualmente no se realiza ampliamente.
El término combustible nuclear normalmente no se utiliza en relación con 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)
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