Ciclo del combustible nuclear

Un yacimiento de uranio, como la uraninita , descubierto mediante técnicas geofísicas, se evalúa y muestrea para determinar las cantidades de materiales de uranio que se pueden extraer del yacimiento a un coste determinado. Las reservas de uranio son las cantidades de mineral que se estima que se pueden recuperar a los costes establecidos.

El uranio natural se compone principalmente de dos isótopos, U-238 y U-235. El 99,28% del metal es U-238, el 0,71% es U-235 y el 0,01% restante es mayoritariamente U-234. El número en estos nombres se refiere al número de masa atómica del isótopo , que es la suma del número de protones y el número de neutrones en el núcleo atómico .

El núcleo atómico del U-235 casi siempre se fisiona al ser impactado por un neutrón libre , por lo que se dice que este isótopo es fisionable . En cambio, el núcleo de un átomo de U-238, en lugar de fisionarse al ser impactado por un neutrón libre, casi siempre absorbe el neutrón y produce un átomo del isótopo U-239. Este isótopo sufre entonces una desintegración radiactiva natural para producir Pu-239, que, al igual que el U-235, es un isótopo fisionable. Se dice que los átomos de U-238 son fértiles porque, mediante la irradiación de neutrones en el núcleo, algunos acaban produciendo átomos de Pu-239 fisionable.

El mineral de uranio se puede extraer mediante minería convencional a cielo abierto y subterránea, similar a la utilizada para la extracción de otros metales. En Estados Unidos, también se emplean métodos de lixiviación in situ para la extracción de uranio . En esta tecnología, el uranio se lixivia del mineral in situ a través de una red de pozos espaciados regularmente y luego se recupera de la solución de lixiviación en una planta de superficie. Los minerales de uranio en Estados Unidos suelen tener una concentración de óxido de uranio (U₃O₈ ) _{de entre el 0,05 % y el 0,3} % . Algunos yacimientos de uranio desarrollados en otros países presentan una mayor ley y son de mayor tamaño que los yacimientos explotados en Estados Unidos. El uranio también se encuentra presente en concentraciones muy bajas (de 50 a 200 partes por millón) en algunos yacimientos nacionales de fosfato de origen marino. Debido a que se extraen grandes cantidades de roca fosfática para la producción de ácido fosfórico por vía húmeda , utilizado en fertilizantes de alta concentración y otros productos químicos fosfatados, en algunas plantas de procesamiento de fosfato, el uranio, aunque presente en concentraciones muy bajas, puede recuperarse económicamente del flujo del proceso.

Cuando el uranio se extrae de la tierra, no contiene suficiente uranio puro por libra para ser utilizado. El proceso de molienda es cómo 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 mediante la inmersión en ácidos. Los ácidos utilizados incluyen ácido clorhídrico y ácido nitroso, pero los más comunes son los ácidos sulfúricos. Alternativamente, si el material del que está hecho el mineral es particularmente resistente a los ácidos, entonces 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. Esta solución luego 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 dos maneras: intercambio de solventes o intercambio iónico . En el primero, se mezcla un solvente con la solución. El uranio disuelto se une al solvente y flota en la superficie, mientras que los demás materiales disueltos permanecen en la mezcla. Durante el intercambio iónico, se mezcla un material diferente con la solución y el uranio se une a él. Una vez filtrado, el material se retira y se lava. ^{[ 3 ]} La solución repetirá este proceso de filtración para extraer la mayor cantidad posible de uranio utilizable. El uranio filtrado se seca para obtener uranio U ₃ O _8. El proceso de molienda suele producir un material en polvo seco que consiste en uranio natural, " yellowcake ", que se vende en el mercado del uranio como U ₃ O ₈ . Cabe señalar que el material no siempre es amarillo.

Por lo general, el óxido de uranio molido, U ₃ O ₈ ( octóxido de triuranio ), se procesa para obtener una de dos sustancias, según el uso previsto.

Para su uso en la mayoría de los reactores, el U₃O₈ _se suele convertir en hexafluoruro de uranio (UF₆ ₎ , la materia prima para la mayoría de las instalaciones comerciales de enriquecimiento de uranio. El hexafluoruro de uranio, sólido a temperatura ambiente, se convierte en gas a 57 _° C (134 °F). En esta etapa del ciclo, el producto de conversión del hexafluoruro de uranio aún conserva la mezcla isotópica natural (99,28 % de U-238 más 0,71 % de U-235, más 0,01 % del U-234, que es prácticamente inutilizable).  

Para su uso en reactores como _el CANDU , que no requieren combustible enriquecido, el U₃O₈ _puede convertirse en dióxido de uranio ( UO₂ ₎ , que puede incluirse en elementos combustibles cerámicos .

En un método de conversión, denominado opción húmeda, el concentrado de uranio se disuelve en ácido nítrico y luego se extrae con fosfato de tributilo. La mezcla resultante se seca y se lava, obteniéndose trióxido de uranio. ^{[ 6 ]} El trióxido de uranio se mezcla con hidrógeno puro, obteniéndose dióxido de uranio y agua. Posteriormente, el dióxido de uranio se mezcla con cuatro partes de fluoruro de hidrógeno, obteniéndose más agua y tetrafluoruro de uranio. Finalmente, el producto final, hexafluoruro de uranio, se obtiene simplemente añadiendo más fluoruro a la mezcla. ^{[ 7 ]}

En la industria nuclear actual, el volumen de material convertido directamente en UO2 _suele ser bastante pequeño en comparación con el que se convierte en _UF6 .

La concentración natural (0,71 %) del isótopo fisionable U-235 es menor que la requerida para mantener una reacción en cadena nuclear en los núcleos de los reactores de agua ligera . Por consiguiente, el UF6 _producido a partir de fuentes de uranio natural debe enriquecerse a una mayor concentración del isótopo fisionable antes de ser utilizado como combustible nuclear en dichos reactores. El combustible para reactores de agua ligera se enriquece típicamente a partir de uranio natural a aproximadamente 3-5 % de U-235, ^{[ 8 ]} y muchos núcleos modernos utilizan enriquecimientos hacia el extremo superior de este rango (a menudo cerca del 5 %) para permitir una mayor quema y ciclos de combustible más largos, aunque también se utilizan enriquecimientos menores para algunas aplicaciones. El enriquecimiento se logra utilizando cualquiera de varios 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 (UE), que puede utilizarse para blindaje , proyectiles de energía cinética , protección contra la radiación y lastre . A partir de 2008, existen enormes cantidades de uranio empobrecido almacenadas. Solo el Departamento de Energía de los Estados Unidos posee 470 000 toneladas . ^{[ 9 ]} Aproximadamente el 95% del uranio empobrecido se almacena como hexafluoruro de uranio (UF ₆ ).

Para su uso como combustible nuclear, el hexafluoruro de uranio enriquecido se convierte en dióxido de uranio (UO₂ ₎ en polvo, que luego se procesa en forma de pastillas. Estas pastillas se cuecen en un horno de sinterización a alta temperatura para crear pastillas cerámicas duras de uranio enriquecido . Posteriormente, las pastillas cilíndricas se someten a un proceso de molienda para lograr un tamaño uniforme. Según las especificaciones de diseño de cada núcleo de reactor nuclear , las pastillas se apilan en tubos de aleación metálica resistente a la corrosión . Estos tubos se sellan para contener las pastillas de combustible; se denominan barras de combustible. Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos especiales que 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. Antiguamente se usaba acero inoxidable , pero actualmente 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 agrupan en haces ^{[ 10 ]} con una separación precisa entre ellos. A estos haces se les asigna un número de identificación único, lo que permite su seguimiento desde la fabricación hasta su uso y eliminación.

El transporte es una parte integral del ciclo del combustible nuclear. Existen reactores nucleares en funcionamiento en varios países, pero la extracción de uranio solo es viable en unas pocas áreas. Además, en el transcurso de más de cuarenta años de operación de la industria nuclear, se han desarrollado varias instalaciones especializadas en diversas ubicaciones alrededor del mundo para brindar servicios del ciclo del combustible, y existe la necesidad de transportar materiales nucleares hacia y desde estas instalaciones. ^{[ 11 ]} La mayoría de los transportes de material de combustible nuclear ocurren 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, la excepción es el hexafluoruro de uranio (UF ₆ ), que se considera un gas. La mayor parte del material utilizado en el combustible nuclear se transporta varias veces durante el ciclo. Los transportes son frecuentemente internacionales y a menudo cubren grandes distancias. Los materiales nucleares generalmente son 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 su transporte y del público en general a lo largo de las rutas de transporte sea limitada. El embalaje de los materiales nucleares incluye, cuando corresponde, 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 residuos de alta actividad, son altamente radiactivos y requieren un manejo especial. Para limitar el riesgo en el transporte de materiales altamente radiactivos, se utilizan contenedores conocidos como contenedores de transporte de combustible nuclear gastado , diseñados para mantener su integridad en condiciones normales de transporte y durante hipotéticas condiciones de accidente.

Aunque los contenedores de transporte varían en diseño, material, tamaño y propósito, suelen ser tubos largos de acero inoxidable o concreto con los extremos sellados para evitar fugas. Con frecuencia, la pared del contenedor tiene al menos una capa de material resistente a la radiación, como plomo. El interior del tubo también varía según lo que se transporte. Por ejemplo, los contenedores que transportan barras de combustible agotadas o sin usar tienen manguitos que mantienen las barras separadas, mientras que los contenedores que transportan hexafluoruro de uranio generalmente no tienen organización interna. Según el propósito y la radiactividad de los materiales, algunos contenedores cuentan con sistemas de ventilación, protección térmica, protección contra impactos y otras características más específicas para la ruta y la carga. ^{[ 12 ]}

El núcleo de un reactor nuclear está compuesto por unos cientos de "conjuntos", dispuestos en una matriz regular de celdas, cada celda formada por una barra de combustible o de control rodeada, en la mayoría de los diseños, por un moderador y un refrigerante , que en la mayoría de los reactores es agua.

Debido al proceso de fisión que consume el combustible, las barras de combustible usadas deben reemplazarse periódicamente por otras nuevas (esto se denomina ciclo de reemplazo). Durante un ciclo de reemplazo, solo se reemplazan algunos de los conjuntos (normalmente un tercio), ya que el agotamiento del combustible se produce a ritmos diferentes en distintas zonas del núcleo del reactor. Además, por razones de eficiencia, no es conveniente colocar los nuevos conjuntos exactamente en la misma ubicación que los retirados. Incluso los haces de la misma antigüedad tendrán diferentes niveles de quemado debido a su posición anterior en el núcleo. Por lo tanto, los haces disponibles deben disponerse de forma que se maximice el rendimiento, al tiempo que se cumplen las limitaciones de seguridad y las restricciones operativas. En consecuencia, los operadores del reactor se enfrentan al problema de la recarga óptima de combustible , que consiste en optimizar la redistribución de todos los conjuntos, tanto los usados ​​como los nuevos, maximizando la reactividad del núcleo del reactor para maximizar el quemado del combustible y minimizar los costes del ciclo.

Este es un problema de optimización discreta , computacionalmente inviable con los métodos combinatorios actuales , debido a la enorme cantidad de permutaciones y la complejidad de cada cálculo. Se han propuesto numerosos métodos numéricos para su resolución y se han desarrollado muchos paquetes de software comerciales para la gestión del combustible. Este es un problema persistente en las operaciones de reactores, ya que aún no se ha encontrado una solución definitiva. Los operadores utilizan una combinación de técnicas computacionales y empíricas para abordarlo.

El estudio del combustible usado

El combustible nuclear usado se estudia en el examen posterior a la irradiación , donde se examina el combustible usado para conocer 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 del estado sólido de la mayor parte del sólido permanece igual que la del dióxido de uranio cúbico puro. SIMFUEL es el nombre que se le da al combustible gastado simulado que se hace mezclando óxidos metálicos finamente molidos, moliéndolos como una suspensión, secándolos por pulverización antes de calentarlos en hidrógeno/argón a 1700  °C. ^{[ notas 1 ]} 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 menores 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 tras su oxidación puede convertirse en trióxido de uranio u otro compuesto de uranio(VI) mucho más soluble. El dióxido de uranio (UO₂ ₎ puede _oxidarse a un óxido hiperestequiométrico rico en oxígeno (UO₂⁺x ₎ que puede _oxidarse aún más a _U₄O₉ , _U₃O₇ , _U₃O₈ y _UO₃ · _{2H₂O .}

Debido a que el combustible usado contiene emisores alfa (plutonio y actínidos menores ), se ha investigado el efecto de añadir un emisor alfa ( ^{238Pu ) al dióxido de uranio sobre la tasa de lixiviación del óxido. Para el óxido triturado, la adición de 238Pu} tendió a aumentar la tasa de lixiviación, pero la diferencia en la tasa de lixiviación entre 0,1 y 10 % de ^238Pu fue muy pequeña. ^{[ 13 ]}

La concentración de carbonato en el agua en contacto con el combustible usado tiene un efecto considerable en la velocidad de corrosión, ya que el uranio (VI) forma complejos de carbonato aniónicos solubles como [UO₂ ₍ CO₃ ₎ ₂ _] ²⁻ ^y [UO₂ ₍ CO₃ ₎ ₃ _] ⁴⁻ ^. Cuando no hay iones carbonato y el agua no es fuertemente ácida, los compuestos de uranio hexavalente que se forman por oxidación del dióxido de uranio suelen formar fases insolubles de trióxido de uranio hidratado . ^{[ notas 2 ]}

Se pueden depositar películas delgadas de dióxido de uranio sobre superficies de oro mediante pulverización catódica , utilizando uranio metálico y una mezcla de gases argón / oxígeno . Estas superficies de oro modificadas con dióxido de uranio se han utilizado tanto en experimentos de voltametría cíclica como de impedancia de CA , y estos ofrecen información sobre el posible comportamiento de lixiviación del dióxido de uranio. ^{[ 14 ]}

Interacciones del revestimiento del combustible

El estudio del ciclo del combustible nuclear incluye el análisis del comportamiento de los materiales nucleares tanto en condiciones normales como en caso de accidente. Por ejemplo, se ha investigado ampliamente la interacción del combustible a base de dióxido de uranio con el tubo de aleación de circonio que lo recubre. Durante su uso, el combustible se expande térmicamente y reacciona con la superficie de la aleación de circonio, formando una nueva capa que contiene tanto combustible como circonio (proveniente del revestimiento). En el lado del combustible de esta capa mixta, se observa una capa con una mayor proporción de cesio respecto al uranio que la mayor parte del combustible. Esto se debe a que los isótopos de xenón se forman como productos de fisión que se difunden desde la red cristalina del combustible hacia huecos como el estrecho espacio entre el combustible y el revestimiento. Tras difundirse en estos huecos, se desintegran en isótopos de cesio. Debido al gradiente térmico presente en el combustible durante su uso, los productos de fisión volátiles tienden a desplazarse desde el centro de la pastilla hacia el borde. ^{[ nota 3 ]} 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 con mayor conductividad térmica se mantendrán por debajo de sus puntos de fusión.

Algunos diseños de reactores, como los RBMK o los reactores CANDU , pueden recargarse sin necesidad de apagar el reactor. Esto se logra mediante el uso de numerosos tubos de presión pequeños que contienen el combustible y el refrigerante, a diferencia del gran recipiente de presión que se utiliza en los reactores de agua a presión (PWR) o de agua en ebullición (BWR). Cada tubo puede aislarse individualmente y recargarse mediante una máquina de repostaje controlada por un operador, generalmente a una velocidad de hasta 8 canales por día de un total de aproximadamente 400 en los reactores CANDU. La recarga en carga permite abordar de forma continua el problema de la recarga óptima de combustible , lo que resulta en un uso más eficiente del mismo. Este aumento de eficiencia se ve parcialmente compensado por la complejidad adicional que supone contar con cientos de tubos de presión y las máquinas de repostaje necesarias para su mantenimiento.

Después de su ciclo operativo, el reactor se apaga para recargar combustible. El combustible descargado en ese momento (combustible gastado) se almacena en el sitio del reactor (generalmente en una piscina de combustible gastado ) o potencialmente en una instalación común fuera del sitio del reactor. Si se supera la capacidad de almacenamiento de la piscina en el sitio, puede ser conveniente almacenar el combustible envejecido ahora enfriado en instalaciones modulares de almacenamiento en seco conocidas como Instalaciones Independientes de Almacenamiento de Combustible Gastado (ISFSI) en el sitio del reactor o en una instalación fuera del sitio. Las barras de combustible gastado generalmente se almacenan en agua o ácido bórico, lo que proporciona tanto enfriamiento (el combustible gastado continúa generando calor de desintegración como resultado de la desintegración radiactiva residual) como blindaje para proteger el medio ambiente de la radiación ionizante residual , aunque después de al menos un año de enfriamiento pueden trasladarse a almacenamiento en seco en contenedores .

El combustible gastado descargado 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 , razón por la cual el combustible debe 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. Actualmente, esto no se realiza para el combustible nuclear gastado civil en los Estados Unidos , pero sí en Rusia ^{[ 23 ]} y Francia . 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, donde el uranio reprocesado se recicla y el plutonio se utiliza en MOX, actualmente solo para reactores rápidos. ^{[ 24 ]}

El combustible de óxido mixto, o MOX , es una mezcla de uranio y plutonio reprocesados ​​y uranio empobrecido que se comporta de forma 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 de bajo enriquecimiento (LEU) utilizado en los reactores de agua ligera, que predominan en la generación de energía nuclear.

Actualmente, las plantas en Europa reprocesan el combustible gastado de centrales eléctricas en Europa y Japón. El reprocesamiento del combustible nuclear gastado de reactores comerciales no está permitido en Estados Unidos debido al riesgo percibido de proliferación nuclear . La Alianza Global de Energía Nuclear de la Administración Bush propuso que Estados Unidos formara una alianza internacional para reprocesar el combustible nuclear gastado de manera que el plutonio que contiene sea utilizable como combustible nuclear, pero no para armas nucleares .

Como alternativa a la eliminación del refinado PUREX en vidrio o matriz Synroc , los elementos más radiotóxicos podrían eliminarse mediante un reprocesamiento avanzado. Tras la separación, los actínidos menores y algunos productos de fisión de larga vida podrían convertirse en isótopos estables o de corta vida mediante irradiación con neutrones o fotones . Esto se denomina transmutación . Se requiere una cooperación internacional sólida y a largo plazo, así como muchas décadas de investigación y grandes inversiones, antes de alcanzar una escala industrial madura donde se pueda demostrar la seguridad y la viabilidad económica de la partición y transmutación (P&T). ^{[ 25 ]}

Una preocupación actual en el campo de la energía nuclear es la eliminación segura y el aislamiento del combustible gastado de los reactores o, si se utiliza la opción de reprocesamiento, de los desechos de las plantas de reprocesamiento. Estos materiales deben aislarse de la biosfera hasta que la radiactividad que contienen haya disminuido a un nivel seguro. ^{[ 31 ]} En los EE. UU., bajo 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 contemplan la eliminación final de los desechos en forma sólida en una estructura geológica profunda y estable autorizada, denominada depósito geológico profundo . El Departamento de Energía eligió Yucca Mountain como ubicación para el depósito. Su apertura se ha retrasado repetidamente. Desde 1999, miles de envíos de desechos nucleares se han almacenado en la Planta Piloto de Aislamiento de Residuos en Nuevo México.

Los reactores de neutrones rápidos pueden fisionar todos los actínidos, mientras que el ciclo del combustible de torio produce bajos niveles de transuránicos . A diferencia de los reactores de agua ligera (LWR), en principio, estos ciclos de combustible podrían reciclar su plutonio y actínidos menores , dejando solo productos de fisión y productos de activación como residuos. 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 larga vida tienen una radiactividad relativamente baja, a menudo comparada favorablemente con la del mineral de uranio original.

El almacenamiento mediante perforación horizontal describe propuestas para perforar más de un kilómetro verticalmente y dos kilómetros horizontalmente en la corteza terrestre , con el fin de eliminar residuos de alta actividad como combustible nuclear gastado , cesio-137 o estroncio-90 . Tras el emplazamiento y el período de recuperación, los pozos se rellenarían y sellarían. Una serie de pruebas de esta tecnología se llevaron a cabo en noviembre de 2018 y, posteriormente, de forma pública en enero de 2019 por una empresa privada con sede en Estados Unidos. ^{[ 32 ]} La prueba demostró el emplazamiento de un contenedor de prueba en un pozo horizontal y su posterior recuperación. En esta prueba no se utilizaron residuos reales de alta actividad. ^{[ 33 ] [ 34 ]}

No es un ciclo propiamente dicho , el combustible se usa una vez y luego se envía a almacenamiento sin ningún procesamiento adicional, salvo el 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 . ^{[ 36 ]} Algunos países, en particular Finlandia, Suecia y Canadá, han diseñado depósitos para permitir la recuperación futura del material en caso de ser necesario, mientras que otros planean el secuestro permanente en un depósito geológico como el depósito de residuos nucleares de Yucca Mountain en Estados Unidos.

Varios países, entre ellos Japón, Suiza y anteriormente España y Alemania, utilizan 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 puede transformarse en combustible MOX . Debido a que la proporción de isótopos de plutonio de masa par no fisionables aumenta con cada ciclo, actualmente no existen planes para reutilizar el plutonio del combustible MOX usado para un tercer ciclo en un reactor térmico . Si se dispone de reactores rápidos , estos podrían quemar estos isótopos, o casi cualquier otro isótopo de actínidos .

Se afirma que el uso de una planta de reprocesamiento de tamaño mediano in situ, y el uso de piroprocesamiento en lugar del reprocesamiento acuoso actual, podría reducir considerablemente el potencial de proliferación nuclear o la posible desviación de material fisionable, ya que la planta de procesamiento se encuentra in situ. De manera similar a como el plutonio no se separa por sí solo en el ciclo de piroprocesamiento, sino que todos los actínidos se obtienen electroquímicamente o se refinan a partir del combustible gastado, el plutonio nunca se separa por sí solo, sino que pasa al nuevo combustible mezclado con actínidos emisores de rayos gamma y alfa, especies que lo "autoprotegen" en numerosos escenarios posibles de robo.

Desde 2016, Rusia ha estado probando y ahora está desplegando combustible Remix, en el que el combustible nuclear gastado se somete a un proceso similar al piroprocesamiento, que separa el plutonio de grado reactor y el uranio restante de los productos de fisión y el revestimiento del combustible. Este metal mixto se combina luego con una pequeña cantidad de uranio de enriquecimiento medio con una concentración aproximada de 17 % de U-235 para crear un nuevo combustible de óxido metálico combinado con un 1 % de plutonio de grado reactor y una concentración de U-235 del 4 %. Estas barras de combustible son aptas para su uso en reactores PWR estándar, ya que el contenido de plutonio no es superior al que existe al final del ciclo en el combustible nuclear gastado. En febrero de 2020, Rusia estaba desplegando este combustible en algunos de sus reactores VVER . ^{[ 38 ] [ 39 ]}

Se ha propuesto que, además del plutonio, los actínidos menores podrían utilizarse en un reactor de potencia crítica. Ya se están realizando pruebas en las que se utiliza americio como combustible. ^{[ 40 ]}

Se han diseñado varios reactores, como el Reactor Rápido Integral , para este ciclo de combustible tan particular. En principio, debería ser posible obtener energía de la fisión de cualquier núcleo de actínido. 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 logrado en plantas prototipo, ningún reactor de este tipo ha operado a gran escala.

Resulta que la sección transversal de neutrones de muchos actínidos disminuye al aumentar la energía de los neutrones, pero la relación entre fisión y activación simple ( captura de neutrones ) se inclina a favor de la fisión a medida que aumenta la energía de los neutrones. Por lo tanto, con una energía de neutrones suficientemente alta, debería ser posible destruir incluso el curio sin generar metales transcurios. Esto sería muy conveniente, 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 acelerador . En este caso , un haz de protones (diseños de Estados Unidos y Europa) ^{[ 41 ] [ 42 ] [ 43 ]} o electrones (diseño japonés) ^{[ 44 ]} se dirige hacia un blanco. En el caso de los protones, se desprenden neutrones muy rápidos del blanco, mientras que en el caso de los electrones se generan fotones de muy alta energía . Estos neutrones y fotones de alta energía pueden provocar la fisión de los actínidos pesados.

Estos reactores se comparan muy favorablemente con otras fuentes de neutrones en términos de energía neutrónica:

• Térmico de 0 a 100  eV
• Epitermal de 100  eV a 100  keV
• Rápido (de fisión nuclear ) de 100  keV a 3  MeV
• Fusión DD 2,5  MeV
• Fusión DT 14  MeV
• Núcleo impulsado por acelerador de 200  MeV (plomo impulsado por protones  de 1,6 GeV )

Como alternativa, el curio-244, con una vida media de 18 años, podría dejarse desintegrar en plutonio-240 antes de ser utilizado como combustible en un reactor rápido.

Para cumplir las condiciones requeridas para un concepto de energía nuclear renovable, es necesario explorar una combinación de procesos que abarquen desde el inicio del ciclo del combustible nuclear hasta la producción de combustible y la conversión de energía utilizando combustibles fluidos y reactores específicos, como lo informan Degueldre et al. (2019 ^{[ 57 ]} ). 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). ^{[ 58 ]} Una tasa de extracción de kilotones de U por año durante siglos no modificaría significativamente la concentración de equilibrio de uranio en los océanos (3,3 ppb). Este equilibrio resulta del aporte de 10 kilotones de U por año por las aguas de los ríos y su eliminación en el fondo marino a partir de los 1,37 exatones de agua en los océanos. Para una extracción renovable de uranio, 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 aproximadamente 100 mg por kg. Tras el tiempo de contacto, el material cargado se secaría y se quemaría ( neutral _en CO₂ ) con conversión de calor en electricidad. La "combustión" de uranio en un reactor rápido de sales fundidas ayuda a optimizar la conversión de energía al quemar todos los isótopos de actínidos con un excelente rendimiento para producir la máxima cantidad de energía térmica por fisión y convertirla en electricidad. Esta optimización se puede lograr 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 alcalinotérreos/alcalinotérreos, lo que produce un espectro de neutrones más duro. En estas condiciones óptimas, el consumo de uranio natural sería de 7 toneladas por año y por gigavatio (GW) de electricidad producida. La combinación de la extracción de uranio del mar y su utilización óptima en un reactor rápido de sales fundidas debería permitir que la energía nuclear obtenga la etiqueta de renovable. Además, la cantidad de agua de mar que utiliza una central nuclear para enfriar el último fluido refrigerante y la turbina sería de aproximadamente 2,1 gigatoneladas al año en el caso de un reactor rápido de sales fundidas, lo que equivale a 7 toneladas de uranio natural extraíble al año. Esta práctica justifica la etiqueta de energía renovable. 

En el ciclo del combustible de torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 se desintegra beta 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 .

${\displaystyle {\ce {{\overset {neutrón}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233}_{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {combustible}{^{233}_{92}U}}}}}$

Después de iniciar el reactor con U-233 existente u otro material fisionable como U-235 o Pu-239 , se puede crear un ciclo de reproducción similar pero más eficiente ^{[ notas 5 ]} que el que se produce con U-238 y 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 sales fundidas , el Pa-233 se extrae y se protege de los neutrones (que podrían transformarlo en Pa-234 y luego en U-234 ), hasta que se haya desintegrado en U-233. Esto se hace para mejorar la relación 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 en la Tierra, con muchos países ^{[ notas 6 ]} que tienen enormes reservas; la preparación del combustible de torio no requiere procesos de enriquecimiento difíciles ^{[ notas 5 ]} y costosos; el ciclo del combustible de torio crea principalmente uranio-233 contaminado con uranio-232 , lo que dificulta su uso en un arma nuclear normal, preensamblada, que es estable durante largos períodos de tiempo (desafortunadamente, los inconvenientes son mucho menores para las armas de uso inmediato o donde 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 reactores 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 este enfoque, utilizando fluoruro de torio en estado líquido a una temperatura lo suficientemente alta como para eliminar la necesidad de fabricar elementos combustibles. Este esfuerzo culminó en el Experimento de Reactor de Sales Fundidas (MSR, por sus siglas en inglés), que utilizó ^232Th como material fértil y ^233U como combustible fisionable. Debido a la falta de financiación, el programa MSR se suspendió en 1976.

El torio se utilizó comercialmente por primera vez en el reactor de la Unidad 1 de Indian Point , que comenzó a operar en 1962. El costo de recuperar el U-233 del combustible gastado se consideró antieconómico, 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 ]}

Actualmente, los únicos isótopos utilizados como combustible nuclear son el uranio-235 (U-235), el uranio-238 (U-238) y el plutonio-239 , aunque el ciclo de combustible de torio propuesto tiene ventajas. Algunos reactores modernos, con modificaciones menores, pueden usar 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, especialmente en la India . ^{[ 60 ]} El principal mineral portador de 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 deposita en vertederos de escombros similares a los relaves de las minas de uranio . Dado que la extracción de elementos de tierras raras se realiza principalmente en China y que no se asocia en la conciencia pública con el ciclo del combustible nuclear, los residuos mineros que contienen torio, a pesar de su radiactividad, no suelen considerarse un problema de residuos nucleares y los organismos reguladores no los tratan como tal.

Prácticamente todos los reactores de agua pesada desplegados y algunos reactores moderados por grafito pueden usar uranio natural , pero la gran mayoría de los reactores del mundo requieren uranio enriquecido , en el que se incrementa la proporción de U-235 a U-238. En los reactores civiles, el enriquecimiento se incrementa a 3-5% de U-235 y 95% de U-238, pero en los reactores navales llega hasta el 93% de U-235. El contenido fisible en el combustible gastado de la mayoría de los reactores de agua ligera es lo suficientemente alto como para permitir su uso como combustible para reactores capaces de usar combustible a base de uranio natural. Sin embargo, esto requeriría al menos un reprocesamiento mecánico y/o térmico (conformar el combustible gastado en un nuevo conjunto de combustible) y, por lo tanto, actualmente no se realiza de forma generalizada.

El término combustible nuclear no se usa normalmente en relación con la energía de fusión , que fusiona isótopos de hidrógeno en helio para liberar energía .