Ciclo del combustible nuclear
Este método es el que siguen seis países:Estados Unidos; Canadá; Suecia; Finlandia; España y Unión Sudafricana.
[5] Algunos países, principalmente Suecia y Canadá, han diseñado repositorios que permitan la futura recuperación del material si surgiera tal necesidad, mientras que otros países planifican su confinamiento permanente.
Muchos países utilizan los servicios de reprocesado ofrecidos por BNFL y COGEMA.
En ellos se separan los productos de fisión, uranio y plutonio para su vertido o uso posterior.
BNFL ya ha empezado a fabricar combustible MOX que está siendo suministrado para hacer funcionar reactores en muchas partes del mundo.
Este uso de combustible que fue creado en un reactor cierra el ciclo.
[1] Pero debe destacarse que el bombardeo de neutrones incluso en un reactor “rápido” no es un método adecuado para 'quemar' todos los transplutónicos.
Como resultado, la emisión de neutrones en un combustible usado que haya incluido el curio, será mucho más alta.
Con un meticuloso diseño del reactor, se pueden consumir todos los actínidos presentes en el combustible, dejando sólo los elementos más ligeros con vidas medias cortas.
Ningún reactor de estas características se ha hecho funcionar a escala industrial.
Cuando esto sucede, la parte cruzada de muchos actínidos disminuye mientras se incrementa la energía neutrónica, pero el ratio de fisión sobre simple activación (reacciones ng) cambia a favor de la fisión a medida que la energía neutrónica se incrementa.
[6] Es verosímil que el combustible pueda resistir más ciclos térmicos que los combustibles convencionales, y ello es así porque el acelerador tienda probablemente a detener su funcionamiento en un supuesto convencional.
Cada vez que el acelerador se detiene el combustible se enfría, y este es el motivo por el que sea normal que muchos reactores de energía convencionales para que la planta funcione a plena potencia, lo hagan de forma continuada durante semanas o meses, en lugar de proceder a encendidos y apagados diarios.
El ciclo de combustible del torio, utiliza al torio para absorber neutrones con lentitud (en un reactor) para al fin formar Uranio-233; el cual a su vez es quemado como combustible.
Finalmente, todo el mineral de torio es potencialmente utilizable en un reactor, lo que, comparado con el 0,7% del uranio natural, se obtengan 40 veces más energía por unidad de masa.
[7][8] Actualmente los únicos isótopos utilizados como combustible nuclear son Uranio U235, Uranio U238 y Plutonio Pu239, a pesar de las ventajas que tiene el propuesto ciclo del torio como combustible.
El término combustible nuclear no se utiliza normalmente con respecto a la energía de fusión, que funde isótopos de hidrógeno en helio para liberar energía.
Los métodos de lixiviación in situ también son utilizados en Estados Unidos.
El producto UF6 convertido contiene sólo uranio natural, no enriquecido.
Los diferentes niveles de enriquecimiento requeridos para una aplicación concreta como combustible nuclear son especificados por el cliente: el combustible para un reactor de agua ligera normalmente está enriquecido hasta cerca del 5% de U235, pero también se requiere uranio enriquecido a concentraciones más bajas.
A estos manojos se les asigna un número de identificación único, lo que permite su trazabilidad desde su fabricación hasta su vertido.
El embalaje del material nuclear incluye, cuando es adecuado, la protección para reducir las potenciales exposiciones a la radiación.
Debido al proceso de fisión que consume los combustibles las barras de combustible viejas deben ser cambiadas periódicamente por nuevas (al período se le llama un ciclo).
Este es un tema todavía en progresión sin que se haya conseguido todavía una solución, por lo que los operadores utilizan una combinación de técnicas de cálculo y empíricas para gestionar el problema.
Algunos diseños de reactores, tales como CANDU o RBMK, pueden ser realimentados sin tener que desconectarlos.
Estos materiales fisibles o fértiles pueden ser separados químicamente y recuperarse del combustible gastado.
El óxido de mezcla, o combustible MOX, es una mezcla de uranio y plutonio recuperados y uranio agotado (DU) que se comporta de forma similar (aunque no idéntica) a la alimentación con uranio enriquecido para la cual fueron diseñados muchos reactores.
