El ciclo del combustible del torio es un ciclo de combustible nuclear que utiliza un isótopo del torio ,232
El
, como material fértil . En el reactor,232
El
se transmuta en el isótopo fisible de uranio artificial233
tú
que es el combustible nuclear . A diferencia del uranio natural , el torio natural contiene solo trazas de material fisionable (como231
El
), que son insuficientes para iniciar una reacción nuclear en cadena . Se necesita material fisionable adicional u otra fuente de neutrones para iniciar el ciclo del combustible. En un reactor alimentado con torio,232
El
absorbe neutrones para producir233
tú
Esto es paralelo al proceso en los reactores reproductores de uranio , mediante el cual se obtiene uranio fértil .238
tú
Absorbe neutrones para formar fisibles.239
Pu
Dependiendo del diseño del reactor y del ciclo del combustible, la energía generada233
tú
o bien se fisiona in situ o se separa químicamente del combustible nuclear usado y se transforma en nuevo combustible nuclear.
El ciclo del combustible de torio tiene varias ventajas potenciales sobre el ciclo del combustible de uranio , incluyendo una mayor abundancia de torio , propiedades físicas y nucleares superiores, una menor producción de plutonio y actínidos , [1] y una mejor resistencia a la proliferación de armas nucleares cuando se utiliza en un reactor de agua ligera tradicional [1] [2] aunque no en un reactor de sal fundida . [3] [4] [5]
Las preocupaciones sobre los límites de los recursos mundiales de uranio motivaron el interés inicial en el ciclo del combustible de torio. [6] Se imaginó que a medida que se agotaran las reservas de uranio, el torio complementaría al uranio como material fértil. Sin embargo, para la mayoría de los países el uranio era relativamente abundante y la investigación en los ciclos del combustible de torio disminuyó. Una excepción notable fue el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . [7] En el siglo XXI, el potencial declarado del torio para mejorar la resistencia a la proliferación y las características de los desechos condujo a un renovado interés en el ciclo del combustible de torio. [8] [9] [10] Si bien el torio es más abundante en la corteza continental que el uranio y se extrae fácilmente de la monacita como un producto secundario de la minería de elementos de tierras raras , es mucho menos abundante en el agua de mar que el uranio. [11]
En el Laboratorio Nacional de Oak Ridge , en la década de 1960, se utilizó el experimento del reactor de sal fundida233
tú
como combustible fisible en un experimento para demostrar una parte del reactor reproductor de sales fundidas que fue diseñado para operar con el ciclo de combustible de torio. Los experimentos del reactor de sales fundidas (MSR) evaluaron la viabilidad del torio, utilizando fluoruro de torio (IV) disuelto en un fluido de sales fundidas que eliminaba la necesidad de fabricar elementos combustibles. El programa MSR fue desfinanciado en 1976 después de que su patrocinador Alvin Weinberg fuera despedido. [12]
En 1993, Carlo Rubbia propuso el concepto de un amplificador de energía o "sistema impulsado por acelerador" (ADS), que consideraba una forma novedosa y segura de producir energía nuclear que explotara las tecnologías de aceleradores existentes. La propuesta de Rubbia ofrecía la posibilidad de incinerar residuos nucleares de alta actividad y producir energía a partir de torio natural y uranio empobrecido . [13] [14]
Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y director de tecnología de Flibe Energy, ha promovido durante mucho tiempo el ciclo del combustible de torio y, en particular, los reactores de fluoruro de torio líquido (LFTR). Investigó por primera vez los reactores de torio mientras trabajaba en la NASA , mientras evaluaba diseños de plantas de energía adecuados para colonias lunares. En 2006, Sorensen inició "energyfromthorium.com" para promover y hacer disponible información sobre esta tecnología. [15]
Un estudio del MIT de 2011 concluyó que, si bien existen pocas barreras para un ciclo de combustible de torio, con los diseños de reactores de agua ligera actuales o a corto plazo también hay pocos incentivos para que se produzca una penetración significativa en el mercado. Por lo tanto, concluyen que hay pocas posibilidades de que los ciclos de torio reemplacen a los ciclos de uranio convencionales en el mercado de energía nuclear actual, a pesar de los beneficios potenciales. [16]
En el ciclo del torio, el combustible se forma cuando232
El
captura un neutrón (ya sea en un reactor rápido o en un reactor térmico ) para convertirse en233
El
Esto normalmente emite un electrón y un antineutrino (
no
) por
β−
decaer para convertirse233
Pensilvania
Esto luego emite otro electrón y antineutrino por un segundo
β−
decaer para convertirse233
tú
, el combustible:
La fisión nuclear produce productos de fisión radiactivos que pueden tener vidas medias de días a más de 200.000 años . Según algunos estudios de toxicidad, [17] el ciclo del torio puede reciclar completamente los desechos de actínidos y solo emitir desechos de productos de fisión, y después de unos pocos cientos de años, los desechos de un reactor de torio pueden ser menos tóxicos que el mineral de uranio que se habría utilizado para producir combustible de uranio poco enriquecido para un reactor de agua ligera de la misma potencia. Otros estudios suponen algunas pérdidas de actínidos y encuentran que los desechos de actínidos dominan la radiactividad de los desechos del ciclo del torio en algunos períodos futuros. [18] Se han propuesto algunos productos de fisión para la transmutación nuclear , lo que reduciría aún más la cantidad de desechos nucleares y el tiempo durante el cual tendrían que almacenarse (ya sea en un depósito geológico profundo o en otro lugar). Sin embargo, si bien se ha demostrado la viabilidad principal de algunas de esas reacciones a escala de laboratorio, a fecha de 2024 no se ha producido ninguna transmutación deliberada a gran escala de productos de fisión en ningún lugar del mundo, y el próximo proyecto de investigación MYRRHA sobre transmutación se centra principalmente en los residuos transuránicos. Además, la sección transversal de algunos productos de fisión es relativamente baja y otros, como el cesio, están presentes como una mezcla de isótopos estables, de vida corta y de vida larga en los residuos nucleares, lo que hace que la transmutación dependa de una costosa separación de isótopos .
En un reactor, cuando un neutrón choca con un átomo fisible (como ciertos isótopos del uranio), o bien divide el núcleo o bien es capturado y transmuta el átomo. En el caso de233
tú
Las transmutaciones tienden a producir combustibles nucleares útiles en lugar de desechos transuránicos .233
tú
absorbe un neutrón, se fisiona o se convierte en234
tú
La probabilidad de fisión por absorción de un neutrón térmico es de alrededor del 92%; la relación captura-fisión de233
tú
, por lo tanto, es de aproximadamente 1:12, lo que es mejor que las relaciones de captura vs. fisión correspondientes de235
tú
(aproximadamente 1:6), o239
Pu
o241
Pu
(ambos aproximadamente 1:3). [6] [19] El resultado es menos desechos transuránicos que en un reactor que utiliza el ciclo de combustible uranio-plutonio.
234
tú
, como la mayoría de los actínidos con un número par de neutrones, no es fisible, pero la captura de neutrones produce fisión.235
tú
Si el isótopo fisionable no se fisiona en la captura de neutrones, produce236
tú
,237
Notario público
,238
Pu
, y eventualmente fisible239
Pu
y los isótopos más pesados del plutonio .237
Notario público
puede eliminarse y almacenarse como desecho o retenerse y transmutarse en plutonio, donde una mayor parte se fisiona, mientras que el resto se convierte en242
Pu
, luego americio y curio , que a su vez pueden eliminarse como desechos o devolverse a los reactores para una mayor transmutación y fisión.
Sin embargo, la231
Pensilvania
(con una vida media de3,27 × 10 4 años ) formado a través de ( n ,2 n ) reacciones con232
El
(flexible231
El
que se descompone en231
Pensilvania
), aunque no es un residuo transuránico, es un importante contribuyente a la radiotoxicidad a largo plazo del combustible nuclear gastado.231
En principio, Pa se puede volver a convertir en232
Por absorción de neutrones , su sección transversal de absorción de neutrones es relativamente baja, lo que hace que esto sea bastante difícil y posiblemente antieconómico .
232
tú
También se forma en este proceso, a través de reacciones ( n ,2 n ) entre neutrones rápidos y233
tú
,233
Pensilvania
, y232
El
:
A diferencia de la mayoría de los isótopos pesados de números pares,232
tú
También es un combustible fisible que se fisiona poco más de la mitad del tiempo cuando absorbe un neutrón térmico. [20] 232
tú
tiene una vida media relativamente corta (68,9 años ), y algunos productos de desintegración emiten radiación gamma de alta energía , como220
Enfermera
,212
Bi
y particularmente208
El
La cadena de desintegración completa , junto con las vidas medias y las energías gamma relevantes, es:
232
tú
se desintegra en228
El
donde se une a la cadena de desintegración de232
El
Los combustibles del ciclo del torio producen emisiones gamma duras que dañan los componentes electrónicos y limitan su uso en bombas.232
tú
No se puede separar químicamente de233
tú
del combustible nuclear usado ; sin embargo, la separación química del torio del uranio elimina el producto de desintegración.228
El
y la radiación del resto de la cadena de desintegración, que se acumula gradualmente como228
El
se vuelve a acumular. La contaminación también podría evitarse utilizando un reactor reproductor de sales fundidas y separando las233
Pensilvania
antes de que se descomponga233
tú
. [3] Las emisiones gamma duras también crean un peligro radiológico que requiere manipulación remota durante el reprocesamiento.
Como material fértil, el torio es similar a238
tú
, la mayor parte del uranio natural y empobrecido. La sección eficaz de absorción de neutrones térmicos (σ a ) y la integral de resonancia (promedio de las secciones eficaces de neutrones sobre energías intermedias de neutrones) para232
El
son aproximadamente tres veces y un tercio los valores respectivos para238
tú
.
La principal ventaja física del combustible de torio es que permite de manera única un reactor reproductor que funciona con neutrones lentos , también conocido como reactor reproductor térmico . [6] Estos reactores suelen considerarse más simples que los reproductores de neutrones rápidos más tradicionales. Aunque la sección eficaz de fisión de neutrones térmicos (σ f ) del reactor resultante233
tú
es comparable a235
tú
y239
Pu
, tiene una sección eficaz de captura mucho menor (σ γ ) que los dos últimos isótopos fisionables, lo que proporciona menos absorciones de neutrones no fisionables y una mejor economía de neutrones . La relación de neutrones liberados por neutrón absorbido (η) en233
tú
es mayor que dos en un amplio rango de energías, incluido el espectro térmico. Un reactor reproductor en el ciclo uranio-plutonio necesita utilizar neutrones rápidos, porque en el espectro térmico un neutrón absorbido por239
Pu
En promedio, produce menos de dos neutrones.
Se estima que el torio es aproximadamente tres o cuatro veces más abundante que el uranio en la corteza terrestre, [21] aunque el conocimiento actual sobre las reservas es limitado. La demanda actual de torio se ha satisfecho como subproducto de la extracción de tierras raras de las arenas de monacita . Cabe destacar que hay muy poco torio disuelto en el agua de mar, por lo que la extracción en agua de mar no es viable, como lo es con el uranio. Utilizando reactores reproductores, los recursos conocidos de torio y uranio pueden generar energía a escala mundial durante miles de años.
Los combustibles a base de torio también presentan propiedades físicas y químicas favorables que mejoran el rendimiento del reactor y del depósito . En comparación con el combustible predominante para el reactor, el dióxido de uranio ( UO
2), dióxido de torio ( ThO
2) tiene un punto de fusión más alto , una conductividad térmica más alta y un coeficiente de expansión térmica más bajo . El dióxido de torio también exhibe una mayor estabilidad química y, a diferencia del dióxido de uranio, no se oxida más . [6]
Porque el233
tú
producido en combustibles de torio está significativamente contaminado con232
tú
En los diseños de reactores de potencia propuestos, el combustible nuclear usado basado en torio posee una resistencia inherente a la proliferación .232
tú
No se puede separar químicamente de233
tú
y tiene varios productos de desintegración que emiten radiación gamma de alta energía . Estos fotones de alta energía constituyen un peligro radiológico que requiere el uso de manipulación remota del uranio separado y ayuda en la detección pasiva de dichos materiales.
El largo plazo (del orden de aproximadamente10 3 a10 6 años ) el peligro radiológico del combustible nuclear convencional usado a base de uranio está dominado por el plutonio y otros actínidos menores , después de lo cual los productos de fisión de larga duración vuelven a convertirse en contribuyentes significativos. Una sola captura de neutrón en238
tú
es suficiente para producir elementos transuránicos , mientras que generalmente son necesarias cinco capturas para hacerlo.232
El
Entre el 98 y el 99% de los núcleos de combustible del ciclo del torio se fisionarían en cualquiera de los dos233
tú
o235
tú
, por lo que se producen menos transuránicos de larga duración. Por ello, el torio es una alternativa potencialmente atractiva al uranio en combustibles de óxido mixto (MOX) para minimizar la generación de transuránicos y maximizar la destrucción del plutonio. [22]
La aplicación del torio como combustible nuclear, en particular para los reactores de combustible sólido, plantea varios desafíos:
A diferencia del uranio, el torio natural es efectivamente mononucleídico y no contiene isótopos fisionables; el material fisionable, generalmente233
tú
,235
tú
Para alcanzar la criticidad , se debe añadir torio o plutonio . Esto, junto con la alta temperatura de sinterización necesaria para producir combustible de dióxido de torio, complica la fabricación del combustible. El Laboratorio Nacional de Oak Ridge experimentó con tetrafluoruro de torio como combustible en un reactor de sal fundida entre 1964 y 1969, ya que se esperaba que fuera más fácil de procesar y separar de los contaminantes que ralentizan o detienen la reacción en cadena.
En un ciclo de combustible abierto (es decir, utilizando233
tú
in situ), se necesita un mayor quemado para lograr una economía de neutrones favorable . Aunque el dióxido de torio tuvo un buen desempeño en quemados de 170.000 MWd/t y 150.000 MWd/t en la Central Generadora Fort St. Vrain y AVR respectivamente, [6] los desafíos complican el logro de esto en los reactores de agua ligera (LWR), que componen la gran mayoría de los reactores de potencia existentes.
En un ciclo de combustible de torio de un solo paso, los combustibles a base de torio producen muchos menos transuránicos de larga duración que los combustibles a base de uranio; algunos productos actínidos de larga duración constituyen un impacto radiológico a largo plazo, especialmente231
Pensilvania
y233
tú
. [17] En un ciclo cerrado,233
tú
y231
Pensilvania
Puede reprocesarse.231
Pensilvania
También se considera un excelente absorbente de veneno combustible en reactores de agua ligera. [23]
Otro desafío asociado con el ciclo del combustible de torio es el intervalo comparativamente largo durante el cual232
El
se reproduce a233
tú
. La vida media de233
Pensilvania
es de aproximadamente 27 días, lo que es un orden de magnitud más largo que la vida media de239
Notario público
Como resultado, se han producido importantes233
Pensilvania
Se desarrolla en combustibles a base de torio.233
Pensilvania
es un importante absorbente de neutrones y, aunque con el tiempo se convierte en material fisible,235
tú
, esto requiere dos absorciones de neutrones más, lo que degrada la economía de neutrones y aumenta la probabilidad de producción transuránica .
Alternativamente, si se utiliza torio sólido en un ciclo de combustible cerrado en el que233
tú
Se recicla , por lo que es necesario manipularlo a distancia para fabricar combustible debido a los altos niveles de radiación resultantes de los productos de desintegración de232
tú
Esto también es cierto en el caso del torio reciclado debido a la presencia de228
El
, que es parte de la232
tú
secuencia de desintegración. Además, a diferencia de la tecnología probada de reciclado de combustible de uranio (por ejemplo, PUREX ), la tecnología de reciclado de torio (por ejemplo, THOREX) está recién en desarrollo.
Aunque la presencia de232
tú
Para complicar las cosas, hay documentos públicos que demuestran que233
tú
Se ha utilizado una vez en una prueba de armas nucleares . Estados Unidos probó un compuesto233
tú
-núcleo de una bomba de plutonio en la explosión MET (Prueba de Efectos Militares) durante la Operación Teapot en 1955, aunque con un rendimiento mucho menor del esperado. [24]
Los defensores de los reactores de núcleo líquido y de sales fundidas , como los LFTR, afirman que estas tecnologías eliminan las desventajas del torio presentes en los reactores de combustible sólido. Como solo se han construido dos reactores de núcleo líquido de sales de fluoruro (el ORNL ARE y el MSRE ) y ninguno ha utilizado torio, es difícil validar los beneficios exactos. [6]
Los combustibles de torio han alimentado varios tipos diferentes de reactores, incluidos reactores de agua ligera , reactores de agua pesada , reactores de gas de alta temperatura , reactores rápidos refrigerados con sodio y reactores de sal fundida . [25]
Del documento TECDOC-1450 del OIEA "Ciclo del combustible del torio: posibles beneficios y desafíos", cuadro 1: Utilización del torio en diferentes reactores experimentales y de potencia. [6] Además, del documento Energy Information Administration, "Descargas de combustible nuclear gastado de los reactores estadounidenses", cuadro B4: Clase de ensamblaje Dresden 1. [26]
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{{cite web}}: CS1 maint: archived copy as title (link)Sin embargo, nos preocupa que otros procesos, que podrían llevarse a cabo en instalaciones más pequeñas, podrían utilizarse para convertir el 232Th en 233U, minimizando al mismo tiempo la contaminación por 232U, lo que plantearía una amenaza de proliferación. En particular, la separación química de un isótopo intermedio —el protactinio-233— que se desintegra en 233U es motivo de preocupación. ... El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) considera que 8 kilogramos de 233U son suficientes para construir un arma nuclear1. Por lo tanto, el 233U plantea riesgos de proliferación.
Según simulaciones por ordenador realizadas en el ISN, este Protactinio domina la toxicidad residual de las pérdidas en
10 000 años
Secciones eficaces de neutrones térmicos en graneros (isótopo, captura:fisión, f/f+c, f/c) 233U 45,26:531,3 92,15% 11,74; 235U 98,69:585,0 85,57% 5,928; 239Pu 270,7:747,9 73,42% 2,763; 241Pu 363,0:1012 73,60% 2,788.