Ciclo de combustible de torio
El ciclo de combustible de torio es un ciclo de combustible nuclear que utiliza el isótopo de torio Th-232 como material fisionable . En el reactor, el isótopo Th-232 se convierte en el isótopo fisionable de uranio artificial U-233 , que es combustible nuclear , en un proceso de transmutación nuclear . A diferencia del uranio natural, el torio natural contiene solo trazas de material fisionable (como Th-231) que son insuficientes para iniciar una reacción nuclear en cadena . Para inicializar el ciclo del combustible en estas condiciones, se requieren materiales fisionables adicionales o una fuente adicional de neutrones. En un reactor de torio, Th-232 absorbe neutrones y se convierte en U-233. Este proceso es similar a los de los reactores reproductores de uranio , donde el isótopo de uranio U-238 absorbe neutrones para formar el isótopo fisionable Pu-239. Según el diseño del reactor y el ciclo del combustible, el U-233 resultante es fisionable in situ o se separa químicamente del combustible nuclear gastado y se utiliza para fabricar combustible nuevo.
El ciclo de combustible de torio tiene varias ventajas potenciales sobre el ciclo de combustible de uranio , incluida una mayor disponibilidad de torio, mejores propiedades físicas y nucleares, menor producción de plutonio y actínidos , lo que significa un mejor cumplimiento del régimen de no proliferación nuclear cuando se utiliza en agua ligera tradicional. reactores [1] [2] (aunque este no es el caso de los reactores de sales fundidas). [3] [4]
Historia
El interés inicial en el ciclo del torio fue motivado por preocupaciones sobre los recursos limitados de uranio del mundo. Se supuso que después del agotamiento de las reservas de uranio, el torio se utilizaría como aditivo del uranio como material fisionable. Sin embargo, dado que las reservas de uranio son relativamente grandes en muchos países, el interés en el ciclo del combustible de torio se ha desvanecido. Una excepción notable fue el programa de energía nuclear de tres etapas de la India. [5] En el siglo XXI, el potencial del torio en términos de no proliferación de armas nucleares y la reducción de la producción de desechos nucleares ha llevado a un renovado interés en el ciclo del combustible del torio. [6] [7] [8]
En la década de 1960 en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge , los experimentos del reactor de sal fundida que usaban el isótopo U-233 como combustible demostraron parte del ciclo del combustible del torio. Los experimentos del reactor de sales fundidas (MSR) necesarios para evaluar las capacidades del fluoruro de torio (IV) utilizado en torio en forma de fusión, eliminando la necesidad de fabricar celdas de combustible. El programa JSR se cerró en 1976 después de que su patrocinador, Alvin Weinberg , fuera despedido. [9]
En 2006, Carlo Rubbia propuso el concepto de un amplificador de energía (sistema accionado por acelerador, ADS), que vio como una forma nueva y segura de generar energía nuclear utilizando las tecnologías de aceleradores existentes. El concepto de Rubbia brinda la oportunidad de evitar la acumulación de desechos nucleares de alto nivel mediante la generación de energía a partir del torio natural y el uranio empobrecido . [10] [11]
Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo jefe de Flibe Energy, ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, especialmente , del reactor de fluoruro de torio líquido (LFTR). Mientras estuvo en la NASA, primero exploró los reactores de torio como una opción para alimentar colonias lunares. En 2006, Sorensen fundó el sitio web "energyfromthorium.com" para promover y difundir información sobre esta tecnología. [12]
En 2011, el Instituto Tecnológico de Massachusetts concluyó que, si bien no existen obstáculos técnicos importantes para la aplicación del ciclo del combustible de torio, la existencia de reactores de agua ligera deja pocos incentivos para una penetración significativa en el mercado de esta tecnología. Por lo tanto, hay pocas posibilidades de que el ciclo del torio reemplace al uranio convencional en el mercado de la energía nuclear, a pesar de sus beneficios potenciales. [13]
Reacciones nucleares del torio
“El torio es como la madera en bruto, primero debe convertirse en uranio, al igual que la madera en bruto debe secarse para que se prenda fuego”
— Ratan Kumar Sinha, expresidente de la Comisión de Energía Atómica de la India [14]En el ciclo del torio, el combustible nuclear se forma cuando el isótopo Th-232 captura un neutrón (esto puede ocurrir tanto en un reactor de neutrones rápidos como en un reactor de neutrones térmicos ), que produce el isótopo Th-233. El último isótopo es inestable. Típicamente, emite un electrón y un antineutrino ( ν ) en el proceso β−
-decae y se convierte en un isótopo de protactinio Pa-233. Este isótopo sufre otra desintegración β y se convierte en U-233, que puede usarse como combustible:
![{\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/f54ed9ab9c12691aba01cc0f642fa9b5ac661ea3)
Residuos de productos de fisión
El proceso de fisión nuclear produce productos de fisión radiactivos que pueden tener vidas medias que van desde unos pocos días hasta más de 200.000 años. Según algunos estudios [15] , el ciclo del torio puede reciclar por completo los residuos de actínidos, dejando solo los productos de fisión como residuos, y en unos pocos cientos de años, los residuos de un reactor de torio serán menos tóxicos que el mineral de uranio, que se utiliza en la producción de combustible de uranio de bajo enriquecimiento para reactores de agua ligera de la misma potencia. Otros estudios indican que la contaminación por actínidos puede dominar los desechos del ciclo del torio en algunos períodos futuros. [dieciséis]
Actínidos de desecho
En un reactor, cuando los neutrones golpean átomos fisionables (por ejemplo, algunos isótopos de uranio), rompen el núcleo o son absorbidos por él, provocando transformaciones nucleares (transmutaciones) de los elementos. En el caso del U-233, es más probable que la transmutación produzca combustible nuclear utilizable que desechos de transuranio . Cuando el U-233 absorbe un neutrón, se divide o se convierte en U-234. La probabilidad de fisión tras la absorción de un neutrón térmico es de alrededor del 92%, es decir, la relación entre la captura y las probabilidades de fisión es de alrededor de 1:12, que es mejor que la cifra correspondiente para el U-235 (1:6), o para Pu- 239 y Pu-241 (para ambos alrededor de 1:3). [17] [18] El resultado es menos residuos transuránicos que un reactor que utiliza un ciclo de combustible de uranio-plutonio.
El U-234, como la mayoría de los nucleidos pares , no se fisiona, pero captura un neutrón y se convierte en U-235. Si este isótopo fisionable no se fisiona al capturar un neutrón, se convierte en U-236, Np-237, Pu-238 y, finalmente, en Pu-239 fisionable e isótopos de plutonio más pesados . El Np-237 puede extraerse del combustible y almacenarse como desecho, o convertirse en plutonio, que es parcialmente fisionable, y en parte convertido en Pu-242, y luego en americio y curio , que a su vez pueden eliminarse como desechos o devolverse en el reactor para transmutación y fisión.
Sin embargo, Pa-231 (con una vida media de 32.700 años), que se produce a partir de Th-232 por la reacción ( n ,2 n ) (a través del isótopo Th-231, que luego se convierte en Pa-231), es el factor principal en la radiotoxicidad a largo plazo del combustible nuclear gastado.
Contaminación por uranio-232
El uranio-232 también se forma en este proceso por la reacción (n,2n) cuando los neutrones rápidos golpean el U-233 a lo largo de la cadena a través del Pa-233 y Th-232:
![{\displaystyle {\begin{matriz}{l}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}-> [\beta^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[\beta^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^ {232}_{92}U))}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232} _ {92}U))}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^ {-}]{^{231}_{91}Pa}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92 }U}}}\\{}\end{matriz}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/d70740e207f1d9999535b02f50dcc4c14982f406)
El uranio-232 tiene una vida media relativamente corta (68,9 años) y algunos de sus productos de desintegración, como el Rn-224, el Bi-212 y especialmente el Tl-208, emiten rayos gamma de alta energía . La cadena de desintegración completa y la vida media de cada isótopo se muestran en la siguiente figura:
![{\displaystyle {\begin{alineado}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th))\ &\mathrm {(68.9 \ años)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ año)} \\{ \ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3,6\ día,\ 0,24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} \\{\ce {^ {216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0.15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82} Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\ alfa] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^ -] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} \\{}\end{alineado}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/84159d783a87a794a657d34a04f5e151e74f207f)
Los combustibles del ciclo del torio emiten una fuerte radiación gamma que destruye la electrónica, lo que limita su uso como armas atómicas. El U-232 no se puede separar químicamente del U-233 en el combustible nuclear gastado ; sin embargo, la separación química del torio del uranio elimina el producto de desintegración Th-228 y evita la formación de otros isótopos del ciclo del torio. La contaminación también se puede evitar utilizando un reproductor de sales fundidas y separando el Pa-233 antes de que se descomponga en U-233. La radiación gamma fuerte crea un riesgo de radiación que requiere manipulación remota durante el reprocesamiento.
Combustible nuclear
Como combustible nuclear, el torio es similar al U-238, que constituye la mayor parte del uranio natural y empobrecido. La sección transversal de absorción de neutrones térmicos (σ a ) y la integral de resonancia (sección transversal de absorción de neutrones promedio para neutrones de energía media) para Th-232 son aproximadamente 3,3 veces mayores que los valores correspondientes para U-238.
Beneficios
Según las estimaciones existentes, las reservas de torio en la corteza terrestre son aproximadamente de tres a cuatro veces superiores a las reservas de uranio, [19] aunque la información actual sobre las reservas de torio es limitada. Actualmente, el torio se obtiene como subproducto de la extracción de elementos de tierras raras de arenas de monacita .
Aunque la sección transversal de fisión de neutrones térmicos (σ f ) del isótopo U-233 resultante es comparable a la del U-235 y Pu-239, tiene una sección transversal de captura mucho más baja (σ γ ), lo que permite menos absorciones de neutrones no acompañadas por fisión. Finalmente, la relación entre el número de neutrones emitidos y un neutrón absorbido (η) supera 2 en una amplia gama de energías, incluido el espectro térmico y, como resultado, el combustible de torio puede convertirse en la base de un reactor reproductor térmico . El reproductor del ciclo uranio-plutonio debe utilizar neutrones de mayor energía, ya que para los neutrones térmicos el factor de multiplicación es inferior a 2.
El combustible de torio también tiene propiedades físicas y químicas favorables que mejoran el rendimiento del reactor y del almacenamiento de desechos. En comparación con el combustible predominante del reactor, el dióxido de uranio (UO 2 ), el 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 .
Debido a que el U-233 producido en el ciclo del torio está significativamente contaminado con el isótopo U-232, el combustible nuclear gastado de los reactores del diseño propuesto no es muy adecuado para producir uranio apto para armas, lo que contribuye a la régimen de no proliferación nuclear. El U-233 no se puede aislar químicamente de una mezcla con U-232. Además, tiene varios productos de descomposición que emiten rayos gamma de alta energía . Estos fotones de alta energía representan un peligro de radiación , lo que sugiere un trabajo remoto con uranio separado.
El riesgo de radiación a largo plazo (del orden de 10 3 - 10 6 años) del combustible de uranio gastado convencional es causado principalmente por el plutonio y los actínidos menores y, en segundo lugar, por los productos de descomposición de vida prolongada. Una captura de neutrones por parte del isótopo U-238 es suficiente para producir elementos transuránicos , mientras que Th-232 requiere la captura de cinco neutrones. El 98-99% de los núcleos del ciclo del combustible de torio se convierte en U-233 o U-235, los transuranios de vida larga restantes se producen en pequeñas cantidades. Por lo tanto, el torio es una alternativa potencialmente atractiva al uranio en el combustible MOX para minimizar la producción de elementos transuránicos y maximizar la destrucción de plutonio. [veinte]
Desventajas
Hay varias dificultades en el uso del torio como combustible nuclear, en particular para los reactores de combustible sólido:
A diferencia del uranio, el torio natural contiene solo un isótopo y no tiene isótopos fisionables, por lo que se le deben agregar materiales fisionables como U-233 o U-235 para una reacción en cadena . Esto, junto con la alta temperatura de sinterización del óxido de torio, complica la fabricación del combustible. Se realizaron experimentos en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en 1964-1969 con tetrafluoruro de torio como combustible para un reactor de sales fundidas , en el que, como era de esperar, sería más fácil separar las impurezas que ralentizan o detienen la reacción en cadena.
En un ciclo de combustible abierto (es decir, utilizando U-233 in situ), se necesita un alto grado de quemado para lograr un balance de neutrones favorable. Aunque el dióxido de torio muestra índices de quemado de 170.000 MWd/t y 150.000 MWd/t en las centrales eléctricas de Fort St. Vrain y AVR , respectivamente, es difícil alcanzar este parámetro con los reactores de agua ligera (LWR), que constituyen el gran mayoría de los reactores existentes.
En el ciclo abierto del combustible de torio, se desperdicia el isótopo residual U-233 de vida prolongada.
Otro problema con el ciclo del combustible de torio es el tiempo relativamente largo que tarda el Th-232 en convertirse en U-233. La vida media de Pa-233 es de aproximadamente 27 días, que es un orden de magnitud más larga que la de Np-239. Como consecuencia, el Pa-233 existente se convierte en combustible de torio. Pa-233 es un buen absorbente de neutrones, y aunque eventualmente genera el isótopo fisionable U-235, esto requiere la absorción de dos neutrones, lo que empeora el balance de neutrones y aumenta la probabilidad de transuranios .
Además, si se utiliza torio sólido en un ciclo de combustible cerrado que vuelve al ciclo U-233, se requiere control remoto en la fabricación del combustible debido a los altos niveles de radiación de los productos de descomposición del U-233. Esto también es válido para el torio secundario debido a la presencia de Th-228, que forma parte de la cadena de desintegración del U-232. Además, a diferencia de las tecnologías probadas de eliminación de combustible de uranio residual (p. ej ., PUREX ), las tecnologías de procesamiento de torio (p. ej., THOREX) solo están en desarrollo.
Aunque la presencia del U-232 complica las cosas, hay documentos publicados que muestran que el U-233 se usó una vez en una prueba de armas nucleares . Estados Unidos probó una bomba compuesta de plutonio U-233 durante la Operación Tetera en 1955, aunque con mucho menos efecto de lo esperado. [21]
Aunque el combustible de torio produce muchos menos elementos transuránicos de vida larga que el uranio, algunos actínidos de vida larga tienen efectos radiológicos a largo plazo, especialmente el Pa-231.
Los defensores de los reactores nucleares líquidos y de sales fundidas , como el LFTR, argumentan que estas tecnologías compensan las deficiencias del torio presente en los reactores de combustible sólido. Dado que solo se construyeron dos reactores de fluoruro líquido (ORNL ARE y MSRE) y ninguno de ellos utilizó torio, es difícil juzgar los beneficios reales de estos reactores.
Reactores
El combustible de torio ha sido utilizado por varios tipos diferentes de reactores, incluidos los reactores de agua ligera , los reactores de agua pesada, los reactores de gas de alta temperatura, los reactores rápidos enfriados por sodio y los reactores de sal fundida . [22]
Lista de reactores de torio
Fuente de información: IAEA TECDOC-1450 "Ciclo del combustible de torio: beneficios y desafíos potenciales", Tabla 1: Utilización de torio en diferentes reactores experimentales y de potencia. [17] La tabla no muestra el reactor Dresden 1 (EE. UU.), donde se utilizaron “barras angulares de óxido de torio”. [23]
| Nombre | País | tipo de reactor | Energía | Combustible | años de trabajo |
|---|---|---|---|---|---|
| AVR | Alemania |
HTGR, experimental (reactor de lecho de guijarros) | 15 MW(e) | Th+U-235 Combustible conductor, partículas recubiertas de combustible, óxido y dicarburos | 1967-1988 |
| THTR-300 | Alemania | HTGR, potencia (tipo guijarro) | 300 MW(e) | Th+U-235, Combustible del conductor, partículas de combustible recubiertas, óxido y dicarburos | 1985-1989 |
| Lingen | Alemania | Prueba de irradiación BWR | 60 MW(e) |
Combustible de prueba (Th,Pu)O 2 gránulos | 1968-1973 |
| Dragón ( OCDE - Euratom ) | Reino Unido, Suecia, Noruega, Suiza |
HTGR, Experimental (diseño pin-in-block) | 20 megavatios | Th+U-235 Combustible conductor, partículas recubiertas de combustible, óxido y dicarburos | 1966-1973 |
| fondo de melocotón | EE.UU | HTGR, Experimental (bloque prismático) | 40 MW(e) | Th+U-235 Combustible conductor, partículas recubiertas de combustible, óxido y dicarburos | 1966-1972 |
| Fuerte St Vrain | EE.UU | HTGR, Potencia (bloque prismático) | 330 MW(e) | Th+U-235 Combustible conductor, partículas de combustible recubiertas, dicarburo | 1976-1989 |
| MSRE ORNL | EE.UU | MSR | 7,5 megavatios | Fluoruros fundidos U-233 | 1964-1969 |
| BORAX-IV y estación Elk River | EE.UU | BWR (conjuntos de pasadores) | 2,4 MW(e) 24 MW(e) |
Th+U-235 Conductor pellets de óxido de combustible | 1963-1968 |
| Puerto de embarque | EE.UU | LWBR , PWR , (conjuntos de clavijas) | 100 MW(e) | Th+U-233 Combustible de conductor, gránulos de óxido | 1977-1982 |
| Punto indio 1 | EE.UU | LWBR , PWR , (conjuntos de clavijas) | 285 MW(e) | Th+U-233 Combustible de conductor, gránulos de óxido | 1962-1980 |
| SUSPOP/KSTR KEMA | Países Bajos | Suspensión homogénea acuosa (ensamblajes de clavijas) | 1 megavatio | Th+HEU, gránulos de óxido | 1974-1977 |
| NRX y NRU | Canadá | MTR (conjuntos de pasadores) | 20 megavatios; 200 megavatios | Th+U-235, combustible de prueba | 1947 (NRX) + 1957 (NRU); Pruebas de irradiación de pocos elementos combustibles |
| CIRO; DHRUVA; & KAMINÍ | India | Térmica MTR | 40 megavatios; 100 megavatios; 30 kW (baja potencia, investigación) | Al+U-233 Combustible impulsor, varilla 'J' de Th y ThO2, varilla 'J' de ThO 2 | 1960-2010 (CIRO); otros en funcionamiento |
| KAPS 1 y 2 ; KG 1 y 2; RAP 2, 3 y 4 | India | PHWR , (conjuntos de pasadores) | 220 MW(e) | Gránulos de ThO 2 (para el aplanamiento del flujo de neutrones del núcleo inicial después de la puesta en marcha) | 1980 (RAP 2)+; continuando en todos los PHWR nuevos |
| FBTR | India | LMFBR, (conjuntos de pasadores) | 40 MW (t) | Manta ThO 2 | 1985; en servicio |
Notas
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