reactor de fluoruro líquido de torio

El reactor de torio de fluoruro líquido ( LFTR ; a menudo pronunciado «lifter» ) es un tipo de reactor de sales fundidas . Los LFTR utilizan el ciclo del combustible de torio con una sal fundida (líquida) a base de fluoruro como combustible. En un diseño típico, el líquido se bombea entre un núcleo crítico y un intercambiador de calor externo donde el calor se transfiere a una sal secundaria no radiactiva. La sal secundaria luego transfiere su calor a una turbina de vapor o a una turbina de gas de ciclo cerrado . ^{[ 1 ]}

Los reactores alimentados con sales fundidas (MSR) suministran el combustible nuclear mezclado con una sal fundida. No deben confundirse con los diseños que utilizan una sal fundida solo para refrigeración (reactores de fluoruro de alta temperatura) y que aún tienen un combustible sólido. ^{[ 2 ]} Los reactores de sales fundidas, como clase, incluyen tanto quemadores como reproductores en espectros rápidos o térmicos, que utilizan combustibles a base de sales de fluoruro o cloruro y una gama de consumibles fisionables o fértiles. Los LFTR se definen por el uso de sales de combustible de fluoruro y la reproducción de torio en uranio-233 en el espectro de neutrones térmicos.

El concepto LFTR se investigó por primera vez en el Experimento de Reactor de Sales Fundidas del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960, aunque el MSRE no utilizó torio. El LFTR ha sido objeto de un renovado interés a nivel mundial recientemente. ^[³^] Japón, China, el Reino Unido y empresas privadas de EE. UU., República Checa, Canadá ^[⁴^] y Australia han expresado su intención de desarrollar y comercializar la tecnología.

Los LFTR se diferencian de otros reactores de potencia en casi todos los aspectos: utilizan torio que se transforma en uranio-233, en lugar de uranio-235 ( uranio enriquecido ) con isótopos; se recargan mediante bombeo sin necesidad de apagar el reactor. ^{[ 5 ]} Su refrigerante de sal líquida permite una temperatura de funcionamiento más alta y una presión mucho menor en el circuito de refrigeración primario. Estas características distintivas dan lugar a numerosas ventajas potenciales, así como a desafíos de diseño.

Fondo

Pequeños cristales de torita , un mineral de torio , observados con aumento.

Para 1946, ocho años después del descubrimiento de la fisión nuclear , se habían identificado públicamente tres isótopos fisionables para su uso como combustible nuclear : ^{[ 6 ]}^{[ 7 ]}

El uranio-235 , que ya es fisionable , se presenta como el 0,72% del uranio natural.
Plutonio-239 , que puede obtenerse a partir de uranio-238 no fisionable (>99% del uranio natural).
Uranio-233 , que puede producirse a partir de torio-232 no fisionable (~ 100% del torio natural ; que tiene una abundancia aproximadamente cuatro veces mayor en la corteza terrestre que el uranio ^{[ 8 ]} ).

El Th-232, el U-235 y el U-238 son nucleidos primordiales , que han existido en su forma actual durante más de 4.500 millones de años , anteriores a la formación de la Tierra ; se forjaron en los núcleos de estrellas moribundas mediante el proceso r y se dispersaron por la galaxia por supernovas . ^{[ 9 ]} Su desintegración radiactiva produce aproximadamente la mitad del calor interno de la Tierra . ^{[ 10 ]}

Por razones técnicas e históricas ^{[ 11 ]} , los tres se asocian con diferentes tipos de reactores. El U-235 es el principal combustible nuclear del mundo y se utiliza habitualmente en reactores de agua ligera . El U-238/Pu-239 se utiliza principalmente en reactores reproductores rápidos de sodio líquido y reactores CANDU . El Th-232/U-233 es el más adecuado para reactores de sales fundidas (MSR). ^{[ 12 ]}

Alvin M. Weinberg fue pionero en el uso del MSR en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge . En ORNL, se diseñaron, construyeron y operaron con éxito dos prototipos de reactores de sales fundidas. Estos fueron el Experimento de Reactor de Aeronaves (ARE) en 1954 y el Experimento de Reactor de Sales Fundidas (MSRE) de 1965 a 1969. Ambos reactores de prueba utilizaron sales de combustible de fluoruro líquido. El MSRE demostró notablemente la alimentación con U-233 y U-235 durante pruebas separadas. ^{[ 13 ]}^{: ix} Weinberg fue destituido de su cargo y el programa MSR se cerró a principios de la década de 1970, ^{[ 14 ]} después de lo cual la investigación se estancó en los Estados Unidos. ^{[ 15 ]}^{[ 16 ]} Hoy en día, el ARE y el MSRE siguen siendo los únicos reactores de sales fundidas que se han operado.

Conceptos básicos de cría

En un reactor nuclear , existen dos tipos de combustible. El primero es el material fisionable , que se divide al ser impactado por neutrones , liberando una gran cantidad de energía y también dos o tres neutrones nuevos. Estos pueden dividir más material fisionable, lo que resulta en una reacción en cadena continua. Ejemplos de combustibles fisionables son el U-233, el U-235 y el Pu-239. El segundo tipo de combustible se denomina fértil . Ejemplos de combustible fértil son el Th-232 (torio extraído) y el U-238 (uranio extraído). Para volverse fisionables, estos nucleidos deben primero absorber un neutrón producido en el proceso de fisión, para convertirse en Th-233 y U-239 respectivamente. Después de dos desintegraciones beta secuenciales, se transmutan en los isótopos fisionables U-233 y Pu-239 respectivamente. Este proceso se denomina reproducción. ^{[ 5 ]}

Todos los reactores generan combustible de esta manera, ^{[ 17 ]} pero los reactores térmicos de combustible sólido actuales no generan suficiente combustible nuevo a partir del fértil para compensar la cantidad de combustible fisionable que consumen. Esto se debe a que los reactores actuales utilizan el ciclo de uranio-plutonio extraído en un espectro de neutrones moderado. Dicho ciclo de combustible, que utiliza neutrones ralentizados, produce menos de dos neutrones nuevos al fisionar el plutonio generado. Dado que se requiere un neutrón para mantener la reacción de fisión, esto deja un presupuesto de menos de un neutrón por fisión para generar combustible nuevo. Además, los materiales del núcleo, como metales, moderadores y productos de fisión, absorben algunos neutrones, dejando muy pocos neutrones para generar suficiente combustible para continuar operando el reactor. En consecuencia, deben agregar combustible fisionable nuevo periódicamente y reemplazar parte del combustible antiguo para dejar espacio para el nuevo.

En un reactor que genera al menos la misma cantidad de combustible nuevo que consume, no es necesario añadir combustible fisionable nuevo. Solo se añade combustible fértil nuevo, que se convierte en fisionable dentro del reactor. Además, es necesario eliminar los productos de fisión. Este tipo de reactor se denomina reactor reproductor . Si genera la misma cantidad de combustible fisionable nuevo a partir del fértil para seguir funcionando indefinidamente, se denomina reactor reproductor de equilibrio o isobreeder. Un reactor LFTR suele diseñarse como un reactor reproductor: se introduce torio y se obtienen productos fisionables.

Los reactores que utilizan el ciclo de combustible de uranio-plutonio requieren reactores rápidos para mantener la reproducción, ya que solo con neutrones de alta velocidad el proceso de fisión proporciona más de 2 neutrones por fisión. Con torio, es posible la reproducción mediante un reactor térmico . Esto se demostró en la central nuclear de Shippingport , cuya carga final de combustible produjo ligeramente más material fisionable a partir de torio del que consumió, a pesar de ser un reactor de agua ligera bastante estándar . Los reactores térmicos requieren menos combustible fisionable, que es costoso, para arrancar, pero son más sensibles a los productos de fisión que quedan en el núcleo.

Existen dos maneras de configurar un reactor reproductor para llevar a cabo la reproducción necesaria. Se puede colocar el combustible fértil y el fisionable juntos, de modo que la reproducción y la fisión se produzcan en el mismo lugar. Alternativamente, se pueden separar el combustible fisionable y el fértil. Esta última configuración se conoce como núcleo y manto, ya que un núcleo fisionable produce el calor y los neutrones, mientras que un manto separado se encarga de toda la reproducción.

Variaciones en el diseño del sistema primario del reactor

Oak Ridge investigó ambas formas de fabricar un combustible para su reactor de sales fundidas. Debido a que el combustible es líquido, se les denomina reactores de sales fundidas de torio térmico de "fluido único" y de "dos fluidos".

reactor de fluido único

Esquema simplificado de un reactor de un solo fluido.

El diseño de un solo fluido incluye un gran recipiente de reactor lleno de sal de fluoruro que contiene torio y uranio. Las barras de grafito sumergidas en la sal funcionan como moderador y guían el flujo de la sal. En el diseño del reactor reproductor de sales fundidas (MSBR) del ORNL ^{[ 18 ],} una menor cantidad de grafito cerca del borde del núcleo del reactor haría que la región exterior estuviera submoderada y aumentaría la captura de neutrones por el torio en esa zona. Con esta disposición, la mayoría de los neutrones se generaron a cierta distancia del límite del reactor, reduciendo la fuga de neutrones a un nivel aceptable. ^{[ 19 ]} Sin embargo, un diseño de un solo fluido requiere un tamaño considerable para permitir la reproducción. ^{[ 20 ]}

En una configuración de reproductor, se especificó un procesamiento extenso del combustible para eliminar los productos de fisión de la sal combustible. ^{[ 13 ]}^{: 181} En una configuración de convertidor, el requisito de procesamiento del combustible se simplificó para reducir el costo de la planta. ^{[ 19 ]} La contrapartida fue el requisito de recarga periódica de uranio.

El MSRE fue un prototipo de reactor de región central únicamente. ^{[ 21 ]} El MSRE proporcionó una valiosa experiencia operativa a largo plazo. Según estimaciones de científicos japoneses, un programa LFTR de fluido único podría lograrse mediante una inversión relativamente modesta de aproximadamente 300 a 400 millones de dólares durante 5 a 10 años para financiar la investigación que subsane pequeñas deficiencias técnicas y construya un prototipo de reactor pequeño comparable al MSRE. ^{[ 22 ]}

reactor de dos fluidos

El diseño de dos fluidos es mecánicamente más complejo que el diseño de reactor de "un solo fluido". El reactor de "dos fluidos" tiene un núcleo de alta densidad de neutrones que quema uranio-233 del ciclo del combustible de torio . Una capa separada de sal de torio absorbe neutrones y convierte lentamente su torio en protactinio-233 . El protactinio-233 puede dejarse en la región de la capa donde el flujo de neutrones es menor, de modo que se desintegre lentamente en combustible fisionable U-233, ^{[ 23 ]} en lugar de capturar neutrones. Este U-233 fisionable generado puede recuperarse inyectando flúor adicional para crear hexafluoruro de uranio, un gas que puede capturarse al salir de la solución. Una vez reducido nuevamente a tetrafluoruro de uranio, un sólido, puede mezclarse con el medio de sal del núcleo para fisionarse. La sal del núcleo también se purifica, primero mediante fluoración para eliminar el uranio y luego mediante destilación al vacío para eliminar y reutilizar las sales portadoras. Los residuos de destilación que quedan son los productos de fisión residuales de un reactor LFTR.

Las ventajas de separar el fluido del núcleo y del manto incluyen:

Procesamiento de combustible más sencillo . El torio es químicamente similar a varios productos de fisión llamados lantánidos . Al estar el torio en una capa separada, se mantiene aislado de los lantánidos. Sin torio en el fluido del núcleo, la eliminación de los productos de fisión de los lantánidos se simplifica.
Bajo inventario de material fisible . Debido a que el combustible fisible se concentra en un pequeño fluido central, el núcleo del reactor es más compacto. No hay material fisible en la capa exterior que contenga el combustible fértil para la reproducción, aparte del que ya se ha reproducido allí. Por este motivo, el diseño de ORNL de 1968 requería solo 315 kilogramos de materiales fisibles para poner en marcha un reactor MSBR de dos fluidos de 250 MW(e). ^{[ 24 ]}^{: 35} Esto reduce el costo de la carga inicial de puesta en marcha del material fisible y permite poner en marcha más reactores con una cantidad determinada de material fisible.
Mayor eficiencia en la reproducción . El manto de torio puede capturar eficazmente los neutrones que se escapan de la región central. La fisión en el manto es prácticamente nula, por lo que este no libera cantidades significativas de neutrones. Esto se traduce en una alta eficiencia en el uso de neutrones (economía neutrónica) y una mayor tasa de reproducción, especialmente en reactores pequeños.

Una debilidad del diseño de dos fluidos es la necesidad de reemplazar periódicamente la barrera núcleo-manta debido al daño de neutrones rápidos. ^{[ 25 ]}^{: 29} ORNL eligió grafito para su material de barrera debido a su baja absorción de neutrones , compatibilidad con las sales fundidas, resistencia a altas temperaturas y resistencia e integridad suficientes para separar el combustible y las sales de la manta. El efecto de la radiación de neutrones en el grafito es que se contraiga lentamente y luego se expanda, lo que provoca un aumento en la porosidad y un deterioro en las propiedades físicas. ^{[ 24 ]}^{: 13} Las tuberías de grafito cambiarían de longitud y podrían agrietarse y tener fugas.

Otra debilidad del diseño de dos fluidos es su compleja tubería. ORNL pensó que era necesario un entrelazado complejo de tubos de núcleo y manto para lograr un alto nivel de potencia con una densidad de potencia aceptablemente baja. ^{[ 24 ]}^{: 4} ORNL optó por no seguir adelante con el diseño de dos fluidos, y nunca se construyó ningún ejemplo del reactor de dos fluidos.

Sin embargo, investigaciones más recientes han cuestionado la necesidad de la compleja tubería de grafito entrelazada del ORNL, sugiriendo un reactor simple de tubo en carcasa alargado que permitiría una alta potencia de salida sin tuberías complejas, acomodaría la expansión térmica y permitiría el reemplazo de los tubos. ^{[ 1 ]}^{: 6} Además, el grafito puede reemplazarse con aleaciones de alto molibdeno, que se utilizan en experimentos de fusión y tienen mayor tolerancia al daño por neutrones. ^{[ 1 ]}^{: 6}

Reactor híbrido de "un fluido y medio"

Un reactor de dos fluidos que tiene torio en la sal combustible a veces se denomina reactor de "un fluido y medio" o reactor de 1,5 fluidos. ^{[ 26 ]} Este es un híbrido, con algunas de las ventajas y desventajas de los reactores de uno y dos fluidos. Al igual que el reactor de un fluido, tiene torio en la sal combustible, lo que complica el procesamiento del combustible. Sin embargo, al igual que el reactor de dos fluidos, puede usar una manta separada altamente efectiva para absorber los neutrones que se filtran del núcleo. La desventaja adicional de mantener los fluidos separados mediante una barrera persiste, pero con el torio presente en la sal combustible hay menos neutrones que deben pasar a través de esta barrera hacia el fluido de la manta. Esto resulta en menos daño a la barrera. Cualquier fuga en la barrera también sería de menor consecuencia, ya que el sistema de procesamiento ya debe lidiar con el torio en el núcleo.

La principal cuestión de diseño a la hora de decidir entre un reactor LFTR de uno y medio o de dos fluidos es si será más fácil resolver un reprocesamiento más complicado o una barrera estructural más exigente.

Generación de energía

Un LFTR con una temperatura de operación elevada de 700 grados Celsius puede operar con una eficiencia térmica en la conversión de calor en electricidad del 45 %. ^{[ 23 ]} Esto es superior a los reactores de agua ligera (LWR) actuales, que tienen una eficiencia térmica a eléctrica del 32-36 %. Además de la generación de electricidad , la energía térmica concentrada del LFTR de alta temperatura puede utilizarse como calor de proceso industrial de alta calidad para diversos usos, como la producción de amoníaco con el proceso Haber o la producción de hidrógeno térmico mediante la disociación del agua, eliminando la pérdida de eficiencia que supone la conversión previa a electricidad.

Ciclo Rankine

El ciclo Rankine es el ciclo de potencia termodinámico más básico. El ciclo más simple consta de un generador de vapor , una turbina, un condensador y una bomba. El fluido de trabajo suele ser agua. Un sistema de conversión de potencia Rankine acoplado a un LFTR podría aprovechar el aumento de la temperatura del vapor para mejorar su eficiencia térmica . ^{[ 27 ]} El ciclo de vapor Rankine subcrítico se utiliza actualmente en centrales eléctricas comerciales, mientras que las centrales más nuevas utilizan ciclos de vapor Rankine supercríticos de mayor temperatura y presión. El trabajo de ORNL de las décadas de 1960 y 1970 en el MSBR asumió el uso de una turbina de vapor supercrítica estándar con una eficiencia del 44%, ^{[ 25 ]}^{: 74} y había realizado un trabajo de diseño considerable en el desarrollo de generadores de vapor de sales de fluoruro fundidas. ^{[ 28 ]}

Ciclo de Brayton

El generador de ciclo Brayton tiene un tamaño mucho menor que el ciclo Rankine, menor costo y mayor eficiencia térmica, pero requiere temperaturas de operación más altas. Por lo tanto, es particularmente adecuado para su uso con un LFTR. El gas de trabajo puede ser helio, nitrógeno o dióxido de carbono. El gas caliente a baja presión se enfría en un enfriador ambiental. El gas frío a baja presión se comprime a la alta presión del sistema. El gas de trabajo a alta presión se expande en una turbina para producir energía. A menudo, la turbina y el compresor están conectados mecánicamente a través de un solo eje. ^{[ 29 ]} Se espera que los ciclos Brayton de alta presión tengan un tamaño de generador menor en comparación con los ciclos Rankine de menor presión. Un motor térmico de ciclo Brayton puede operar a menor presión con tuberías de mayor diámetro. ^{[ 29 ]} El primer módulo de energía solar de ciclo Brayton comercial del mundo (100 kW) se construyó y demostró en el desierto de Arava de Israel en 2009. ^{[ 30 ]}

Eliminación de productos de fisión

El reactor LFTR necesita un mecanismo para eliminar los productos de fisión del combustible. Los productos de fisión que quedan en el reactor absorben neutrones y, por lo tanto, reducen la economía neutrónica . Esto es especialmente importante en el ciclo del combustible de torio, donde hay pocos neutrones disponibles y un espectro de neutrones térmicos, en el que la absorción es intensa. El requisito mínimo es recuperar el valioso material fisionable del combustible usado.

La eliminación de los productos de fisión es similar al reprocesamiento de los combustibles sólidos; mediante métodos químicos o físicos, el valioso combustible fisionable se separa de los productos de fisión residuales. Idealmente, el combustible fértil (torio o U-238) y otros componentes del combustible (por ejemplo, la sal portadora o el revestimiento del combustible en los combustibles sólidos) también pueden reutilizarse para producir nuevo combustible. Sin embargo, por razones económicas, también pueden acabar en los residuos.

El procesamiento in situ está diseñado para funcionar de forma continua, limpiando diariamente una pequeña fracción de la sal y devolviéndola al reactor. No es necesario que la sal combustible sea extremadamente pura; el objetivo es mantener bajas las concentraciones de productos de fisión y otras impurezas (como el oxígeno). Es fundamental mantener bajas las concentraciones de algunos elementos de tierras raras, dado su elevado coeficiente de absorción. Otros elementos con un coeficiente de absorción pequeño, como el cesio o el circonio, pueden acumularse durante años de funcionamiento antes de ser eliminados.

Como el combustible de un LFTR es una mezcla de sales fundidas, resulta atractivo utilizar el piroprocesamiento , métodos de alta temperatura que trabajan directamente con la sal fundida caliente. El piroprocesamiento no utiliza disolventes sensibles a la radiación y no se ve fácilmente afectado por el calor residual. Puede utilizarse con combustible altamente radiactivo directamente del reactor. ^{[ 31 ]} La separación química in situ, cerca del reactor, evita el transporte y mantiene bajo el inventario total del ciclo del combustible. Idealmente, todo, excepto el combustible nuevo (torio) y los residuos (productos de fisión), permanece dentro de la planta.

Una ventaja potencial de un combustible líquido es que no solo facilita la separación de los productos de fisión del combustible, sino también el aislamiento de los productos de fisión individuales entre sí, lo cual es lucrativo para los isótopos que son escasos y tienen una gran demanda para diversos usos industriales (fuentes de radiación para probar soldaduras mediante radiografía), agrícolas (esterilización de productos mediante irradiación) y médicos ( molibdeno-99 que se desintegra en tecnecio-99m , que es el radioisótopo médico más utilizado ).

Detalles por grupo de elementos

Los metales más nobles ( Pd , Ru , Ag , Mo , Nb , Sb , Tc ) no forman fluoruros en la sal normal, sino finas partículas metálicas coloidales . Estas pueden depositarse sobre superficies metálicas como el intercambiador de calor, o preferiblemente sobre filtros de gran superficie, que son más fáciles de reemplazar. Sin embargo, existe cierta incertidumbre sobre su destino final, ya que el MSRE solo proporcionó una experiencia operativa relativamente corta y los experimentos de laboratorio independientes son difíciles. ^{[ 32 ]}

Gases like Xe and Kr come out easily with a sparge of helium. In addition, some of the "noble" metals are removed as an aerosol. The quick removal of Xe-135 is particularly important, as it is a very strong neutron poison and makes reactor control more difficult if unremoved; this also improves neutron economy. The gas (mainly He, Xe and Kr) is held for about 2 days until almost all Xe-135 and other short lived isotopes have decayed. Most of the gas can then be recycled. After an additional hold up of several months, radioactivity is low enough to separate the gas at low temperatures into helium (for reuse), xenon (for sale) and krypton, which needs storage (e.g. in compressed form) for an extended time (several decades) to wait for the decay of Kr-85.^[18]^:274

For cleaning the salt mixture several methods of chemical separation were proposed.^[33] Compared to classical PUREX reprocessing, pyroprocessing can be more compact and produce less secondary waste. The pyroprocesses of the LFTR salt already starts with a suitable liquid form, so it may be less expensive than using solid oxide fuels. However, because no complete molten salt reprocessing plant has been built, all testing has been limited to the laboratory, and with only a few elements. There is still more research and development needed to improve separation and make reprocessing more economically viable.

Uranium and some other elements can be removed from the salt by a process called fluorine volatility: A sparge of fluorine removes volatile high-valence fluorides as a gas. This is mainly uranium hexafluoride, containing the uranium-233 fuel, but also neptunium hexafluoride, technetium hexafluoride and selenium hexafluoride, as well as fluorides of some other fission products (e.g. iodine, molybdenum and tellurium). The volatile fluorides can be further separated by adsorption and distillation. Handling uranium hexafluoride is well established in enrichment. The higher valence fluorides are quite corrosive at high temperatures and require more resistant materials than Hastelloy. One suggestion in the MSBR program at ORNL was using solidified salt as a protective layer. At the MSRE reactor fluorine volatility was used to remove uranium from the fuel salt. Also for use with solid fuel elements fluorine volatility is quite well developed and tested.^[31]

Otro método simple, probado durante el programa MSRE, es la destilación al vacío a alta temperatura. Los fluoruros de punto de ebullición más bajo como el tetrafluoruro de uranio y la sal portadora LiF y BeF pueden eliminarse por destilación. Bajo vacío la temperatura puede ser inferior al punto de ebullición a presión ambiente. Por lo tanto, una temperatura de aproximadamente 1000 °C es suficiente para recuperar la mayor parte de la sal portadora FLiBe. ^{[ 34 ]} Sin embargo, aunque posible en principio, la separación del fluoruro de torio de los fluoruros de lantánidos de punto de ebullición aún más alto requeriría temperaturas muy altas y nuevos materiales. La separación química para los diseños de 2 fluidos, que utilizan uranio como combustible fisionable, puede funcionar con estos dos procesos relativamente simples: ^{[ 35 ]} El uranio de la sal del manto puede eliminarse por volatilidad del flúor y transferirse a la sal del núcleo. Para eliminar los productos fisionables de la sal del núcleo, primero se elimina el uranio mediante volatilidad del flúor. Luego, la sal portadora puede recuperarse por destilación a alta temperatura. Los fluoruros con un punto de ebullición elevado, incluidos los lantánidos, se quedan como residuos.

Separaciones opcionales de protactinio-233

Los primeros diseños químicos de Oak Ridge no se preocupaban por la proliferación y apuntaban a una reproducción rápida. Planeaban separar y almacenar protactinio-233 , para que pudiera desintegrarse en uranio-233 sin ser destruido por la captura de neutrones en el reactor. Con una vida media de 27 días, 2 meses de almacenamiento asegurarían que el 75 % del ²³³ Pa se desintegrara en combustible ²³³ U. El paso de eliminación de protactinio no es necesario per se para un LFTR. Las soluciones alternativas consisten en operar a una menor densidad de potencia y, por lo tanto, con un mayor inventario fisible (para 1 o 1,5 fluidos) o una manta más grande (para 2 fluidos). Además, un espectro de neutrones más duro ayuda a lograr una reproducción aceptable sin el aislamiento de protactinio. ^{[ 1 ]}

Si se especifica la separación de Pa, esta debe realizarse con bastante frecuencia (por ejemplo, cada 10 días) para que sea efectiva. Para una planta de 1 GW y un solo fluido, esto significa que aproximadamente el 10 % del combustible, o unas 15 toneladas de sales de combustible, deben reprocesarse diariamente. Esto solo es factible si los costos son mucho menores que los costos actuales del reprocesamiento de combustible sólido.

Los diseños más recientes suelen evitar la eliminación de Pa ^{[ 1 ]} y envían menos sal al reprocesamiento, lo que reduce el tamaño y los costos necesarios para la separación química. También evitan las preocupaciones sobre la proliferación debidas al U-233 de alta pureza que podría estar disponible a partir de la desintegración del Pa separado químicamente.

La separación es más difícil si los productos de fisión están mezclados con torio, ya que el torio, el plutonio y los lantánidos (elementos de tierras raras) son químicamente similares. Un proceso sugerido tanto para la separación del protactinio como para la eliminación de los lantánidos es el contacto con bismuto fundido . En una reacción redox , algunos metales pueden transferirse al bismuto fundido a cambio de litio añadido a este. A bajas concentraciones de litio, el U, el Pu y el Pa se desplazan hacia el bismuto fundido. En condiciones más reductoras (mayor cantidad de litio en el bismuto fundido), los lantánidos y el torio también se transfieren al bismuto fundido. Los productos de fisión se eliminan entonces de la aleación de bismuto en una etapa separada, por ejemplo, mediante contacto con una solución fundida de LiCl. ^{[ 36 ]} Sin embargo, este método está mucho menos desarrollado. Un método similar también podría ser posible con otros metales líquidos como el aluminio. ^{[ 37 ]}

Ventajas

Los reactores de sales fundidas alimentados con torio ofrecen muchas ventajas potenciales en comparación con los reactores de agua ligera convencionales alimentados con uranio sólido: ^{[ 8 ]}^{[ 20 ]}^{[ 38 ]}^{[ 39 ]}^{[ 40 ]}^{[ 41 ]}

Seguridad

Seguridad inherente . Los diseños LFTR utilizan un coeficiente de temperatura de reactividad negativo fuerte para lograr una seguridad inherente pasiva contra excursiones de reactividad. La dependencia de la temperatura proviene de 3 fuentes. La primera es que el torio absorbe más neutrones si se sobrecalienta, el llamado efecto Doppler. ^{[ 42 ]} Esto deja menos neutrones para continuar la reacción en cadena, reduciendo la potencia. La segunda parte es el calentamiento del moderador de grafito, que generalmente causa una contribución positiva al coeficiente de temperatura. ^{[ 42 ]} El tercer efecto tiene que ver con la expansión térmica del combustible. ^{[ 42 ]} Si el combustible se sobrecalienta, se expande considerablemente, lo que, debido a la naturaleza líquida del combustible, lo empujará fuera de la región activa del núcleo. En un núcleo pequeño (por ejemplo, el reactor de prueba MSRE) o bien moderado, esto reduce la reactividad. Sin embargo, en un núcleo grande y submoderado (por ejemplo, el diseño ORNL MSBR), menos sal de combustible significa mejor moderación y, por lo tanto, más reactividad y un coeficiente de temperatura positivo indeseable.
Refrigerante estable . Los fluoruros fundidos son químicamente estables e impermeables a la radiación. Las sales no arden, explotan ni se descomponen, incluso a altas temperaturas y radiación. ^{[ 43 ]} No hay reacciones violentas rápidas con el agua y el aire como las que tiene el refrigerante de sodio. No hay producción de hidrógeno combustible como las que tienen los refrigerantes de agua. ^{[ 44 ]} Sin embargo, la sal no es estable a la radiación a bajas temperaturas (menos de 100 C) debido a la radiólisis .
Operación a baja presión . Debido a que las sales refrigerantes permanecen líquidas a altas temperaturas, ^{[ 43 ]} los núcleos LFTR están diseñados para operar a bajas presiones, como 0,6 MPa ^{[ 45 ]} (comparable a la presión en el sistema de agua potable) de la bomba y la presión hidrostática. Incluso si el núcleo falla , hay poco aumento de volumen. Por lo tanto, el edificio de contención no puede explotar. Las sales refrigerantes LFTR se eligen para que tengan puntos de ebullición muy altos. Incluso un calentamiento de varios cientos de grados durante un transitorio o accidente no causa un aumento de presión significativo. No hay agua ni hidrógeno en el reactor que puedan causar un gran aumento de presión o una explosión como ocurrió durante el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . ^{[ 46 ]}
No hay acumulación de presión por fisión . Los reactores LFTR no están sujetos a la acumulación de presión de productos de fisión gaseosos y volátiles . El combustible líquido permite la eliminación en línea de productos de fisión gaseosos, como el xenón, para su procesamiento, por lo que estos productos de desintegración no se dispersarían en caso de desastre. ^[⁴⁷^] Además, los productos de fisión están unidos químicamente a la sal de fluoruro, incluyendo yodo, cesio y estroncio, capturando la radiación y evitando la dispersión de material radiactivo al medio ambiente. ^[⁴⁸^]
Más fácil de controlar . Un reactor de combustible fundido tiene la ventaja de una fácil eliminación del xenón-135. El xenón-135 , un importante absorbente de neutrones , dificulta el control de los reactores de combustible sólido. En un reactor de combustible fundido, el xenón-135 se puede eliminar. En los reactores de combustible sólido, el xenón-135 permanece en el combustible e interfiere con el control del reactor. ^{[ 49 ]}
Calentamiento lento . El refrigerante y el combustible son inseparables, por lo que cualquier fuga o movimiento de combustible irá intrínsecamente acompañado de una gran cantidad de refrigerante. Los fluoruros fundidos tienen una alta capacidad calorífica volumétrica , algunos como el FLiBe , incluso superior a la del agua. Esto les permite absorber grandes cantidades de calor durante transitorios o accidentes. ^{[ 33 ]}^{[ 50 ]}
Refrigeración pasiva del calor residual . Muchos diseños de reactores (como el del Experimento del Reactor de Sales Fundidas ) permiten que la mezcla de combustible/refrigerante escape a un tanque de drenaje cuando el reactor no está en funcionamiento (véase «Núcleo a prueba de fallos» más adelante). Se prevé que este tanque cuente con algún tipo de sistema de eliminación pasiva del calor residual (los detalles aún están por definir), por lo que su funcionamiento depende de propiedades físicas (en lugar de controles). ^{[ 51 ]}
Núcleo a prueba de fallos . Los LFTR pueden incluir un tapón de congelación en la parte inferior que debe enfriarse activamente, generalmente mediante un pequeño ventilador eléctrico. Si el enfriamiento falla, por ejemplo, debido a un corte de energía, el ventilador se detiene, el tapón se derrite y el combustible se drena a una instalación de almacenamiento subcrítica con enfriamiento pasivo. Esto no solo detiene el reactor, sino que también permite que el tanque de almacenamiento disipe más fácilmente el calor residual de la desintegración radiactiva de corta duración de los combustibles nucleares irradiados. Incluso en caso de una fuga importante del núcleo, como la rotura de una tubería, la sal se derramará en la sala con forma de fregadero donde se encuentra el reactor, que drenará la sal combustible por gravedad al tanque de descarga con enfriamiento pasivo. ^{[ 19 ]}
Residuos de vida más corta . Los LFTR pueden reducir drásticamente la radiotoxicidad a largo plazo de sus residuos de reactor. Los reactores de agua ligera con combustible de uranio tienen combustible que es más del 95 % U-238. Estos reactores normalmente transmutan parte del U-238 en Pu-239, un isótopo de vida larga. Casi todo el combustible está, por lo tanto, a solo un paso de convertirse en un elemento transuránico de vida larga. El plutonio-239 tiene una vida media de 24 000 años y es el transuránico más común en el combustible nuclear gastado de los reactores de agua ligera. Los transuránicos como el Pu-239 hacen que se perciba que los residuos de reactor son un problema eterno . En contraste, el LFTR utiliza el ciclo del combustible de torio , que transmuta el torio en U-233. Debido a que el torio es un elemento más ligero, se requieren más capturas de neutrones para producir los elementos transuránicos. El U-233 tiene dos oportunidades de fisionarse en un LFTR. Primero como U-233 (90% se fisionará) y luego el 10% restante tiene otra oportunidad al transmutarse a U-235 (80% se fisionará). La fracción de combustible que llega al neptunio-237, el elemento transuránico más probable , es por lo tanto solo un 2%, aproximadamente 15 kg por GWe-año. ^{[ 52 ]} Esta es una producción de transuránicos 20 veces menor que la de los reactores de agua ligera, que producen 300 kg de transuránicos por GWe-año. Es importante destacar que, debido a esta producción mucho menor de transuránicos, es mucho más fácil reciclarlos. Es decir, se envían de vuelta al núcleo para que eventualmente se fisionen. Los reactores que operan en el ciclo de combustible de plutonio-U238 producen muchos más transuránicos, lo que hace que el reciclaje completo sea difícil tanto en la neutrónica del reactor como en el sistema de reciclaje. En el LFTR, solo una fracción de un porcentaje, como pérdidas de reprocesamiento, va a los residuos finales. Cuando se combinan estos dos beneficios de menor producción de transuránicos y reciclaje, un ciclo de combustible de torio reduce la producción de residuos transuránicos en más de mil veces en comparación con un reactor de agua ligera convencional de un solo paso alimentado con uranio . El único residuo significativo de larga duración es el propio combustible de uranio, pero este puede utilizarse indefinidamente mediante reciclaje, generando siempre electricidad. Si alguna vez es necesario cerrar la etapa de torio, se puede cerrar parte de los reactores y quemar su inventario de combustible de uranio en los reactores restantes, lo que permite reducir incluso estos residuos finales a un nivel tan pequeño como lo exija la sociedad. ^{[ 53 ]} El LFTR todavía produce productos de fisión radiactivos en sus residuos, pero estos no duran mucho tiempo; la radiotoxicidad de estos productos de fisión está dominada por el cesio-137 y el estroncio-90.. La vida media más larga es la del cesio: 30,17 años. Por lo tanto, después de 30,17 años, la desintegración reduce la radiactividad a la mitad. Diez vidas medias reducirán la radiactividad en dos elevado a la potencia de diez, un factor de 1024. Los productos de fisión en ese punto, en unos 300 años, son menos radiactivos que el uranio natural. ^{[ 54 ]}^{[ 55 ]} Es más, el estado líquido del material combustible permite la separación de los productos de fisión no solo del combustible, sino también entre sí, lo que permite clasificarlos según la duración de la vida media de cada producto de fisión, de modo que los que tienen vidas medias más cortas pueden sacarse del almacenamiento antes que los que tienen vidas medias más largas.
Resistencia a la proliferación . En 2016, el físico y premio Nobel Dr. Carlo Rubbia , exdirector general del CERN , afirmó que una razón principal por la que Estados Unidos redujo la investigación de reactores de torio en la década de 1970 es lo que la hace tan atractiva hoy: el torio es difícil de convertir en un arma nuclear . ^{[ 56 ]} El LFTR resiste la desviación de su combustible a armas nucleares de cuatro maneras: primero, el torio-232 se reproduce convirtiéndose primero en protactinio-233, que luego se desintegra en uranio-233. Si el protactinio permanece en el reactor, también se producen pequeñas cantidades de U-232. El U-232 tiene un producto de la cadena de desintegración (talio-208) que emite rayos gamma potentes y peligrosos. Estos no son un problema dentro de un reactor, pero en una bomba, complican la fabricación de la bomba, dañan la electrónica y revelan la ubicación de la bomba. ^[⁵⁷^] La segunda característica de resistencia a la proliferación proviene del hecho de que los LFTR producen muy poco plutonio, alrededor de 15 kg por gigavatio-año de electricidad (esta es la producción de un solo reactor grande durante un año). Este plutonio es principalmente Pu-238, lo que lo hace inadecuado para la construcción de bombas de fisión, debido al alto calor y los neutrones espontáneos que emite. La tercera vía, un LFTR no produce mucho combustible de reserva. Produce como máximo un 9% más de combustible del que quema cada año, e incluso es más fácil diseñar un reactor que produzca solo un 1% más de combustible. Con este tipo de reactor, la construcción rápida de bombas dejaría fuera de servicio las centrales eléctricas, y esto es un claro indicador de las intenciones nacionales. Y finalmente, el uso de torio puede reducir y eventualmente eliminar la necesidad de enriquecer uranio. El enriquecimiento de uranio es uno de los dos métodos principales mediante los cuales los estados han obtenido materiales para la fabricación de bombas. ^[⁸^]

Economía y eficiencia

Comparación de los requerimientos anuales de combustible y los productos de desecho de una central eléctrica LWR alimentada con uranio de 1 GW y una central eléctrica LFTR alimentada con torio de 1 GW. ^{[ 58 ]}

Abundancia de torio. Un reactor LFTR transforma el torio en combustible de uranio-233. La corteza terrestre contiene aproximadamente de tres a cuatro veces más torio que U-238 (el torio es tan abundante como el plomo ). Es un subproducto de la minería de tierras raras, normalmente desechado como residuo. Usando reactores LFTR, hay suficiente torio asequible para satisfacer las necesidades energéticas mundiales durante cientos de miles de años. ^{[ 59 ]} El torio es más común en la corteza terrestre que el estaño, el mercurio o la plata. ^{[ 8 ]} Un metro cúbico de corteza promedio produce el equivalente a unos cuatro terrones de azúcar de torio, suficiente para suministrar las necesidades energéticas de una persona durante más de diez años si se fisionara completamente. ^{[ 8 ]} Se estima que el paso de Lemhi en la frontera entre Montana e Idaho contiene 1.800.000 toneladas de mineral de torio de alta calidad. ^{[ 8 ]} Quinientas toneladas podrían suministrar todas las necesidades energéticas de EE. UU. durante un año. ^{[ 8 ]} Debido a la falta de demanda actual, el gobierno de EE. UU. ha devuelto a la corteza terrestre unas 3200 toneladas métricas de nitrato de torio refinado, enterrándolo en el desierto de Nevada. ^{[ 8 ]}
No hay escasez de recursos naturales . Hay suficientes otros recursos naturales, como berilio, litio, níquel y molibdeno, para construir miles de LFTR. ^{[ 60 ]}
Eficiencia del reactor. Los reactores convencionales consumen menos del uno por ciento del uranio extraído, dejando el resto como residuo. Con un reprocesamiento que funcione a la perfección, el LFTR puede consumir hasta aproximadamente el 99 % de su combustible de torio. La mayor eficiencia del combustible significa que 1 tonelada de torio natural en un LFTR produce tanta energía como 35 toneladas de uranio enriquecido en reactores convencionales (que requieren 250 toneladas de uranio natural), ^{[ 8 ]} o 4.166.000 toneladas de carbón bituminoso en una central eléctrica de carbón.
Eficiencia termodinámica. Los reactores LFTR que operan con turbinas de vapor supercríticas modernas funcionarían con una eficiencia térmica a eléctrica del 45 %. Con los futuros ciclos Brayton de gas cerrados, que podrían utilizarse en una central eléctrica LFTR debido a su funcionamiento a alta temperatura, la eficiencia podría alcanzar el 54 %. Esto supone entre un 20 % y un 40 % más que los reactores de agua ligera actuales (33 %), lo que se traduce en la misma reducción del 20 % al 40 % en el consumo de combustible fisible y fértil, los productos de fisión producidos, el calor residual disipado para refrigeración y la potencia térmica del reactor. ^{[ 8 ]}
No se requiere enriquecimiento ni fabricación de elementos combustibles. Dado que el torio natural al 100% puede utilizarse como combustible, y este se presenta en forma de sal fundida en lugar de barras de combustible sólido, no se necesitan costosos procedimientos de enriquecimiento, validación ni fabricación de barras de combustible sólido. Esto reduce considerablemente los costos de combustible del LFTR. Incluso si el LFTR se pone en marcha con uranio enriquecido, solo necesita este enriquecimiento una vez para su puesta en marcha. Tras la puesta en marcha, no se requiere ningún enriquecimiento adicional. ^{[ 8 ]}
Menor costo del combustible. Las sales son bastante económicas en comparación con la producción de combustible sólido. Por ejemplo, si bien el berilio es bastante caro por kg, la cantidad de berilio requerida para un gran reactor de 1 GWe es bastante pequeña. El MSBR de ORNL requirió 5,1 toneladas de berilio metálico, como 26 toneladas de BeF₂ _. [ ^{60 ] A} un precio de $147/kg de BeF₂ _, [ ^{50 ] :}^{44 este} inventario costaría menos de $4 millones, un costo modesto para una planta de energía multimillonaria. En consecuencia, un aumento del precio del berilio por encima del nivel asumido aquí tiene poco efecto en el costo total de la planta de energía. El costo del litio-7 enriquecido es menos seguro, a $120–800/kg de LiF. ^{[ 1 ]} y un inventario (nuevamente basado en el sistema MSBR) de 17,9 toneladas de litio-7 como 66,5 toneladas de LiF ^{[ 60 ]} hace que el LiF cueste entre $8 millones y $53 millones. Agregar las 99,1 toneladas de torio a $30/kg solo suma $3 millones. El material fisible es más caro, especialmente si se usa plutonio reprocesado costoso, a un costo de $100 por gramo de plutonio fisible. Con una carga fisible inicial de solo 1,5 toneladas, posible gracias al espectro de neutrones suaves ^{[ 1 ]} esto da $150 millones. Sumando todo, el costo total de la carga de combustible única es de $165 a $210 millones. Esto es similar al costo de un primer núcleo para un reactor de agua ligera. ^{[ 61 ]} Dependiendo de los detalles del reprocesamiento, el inventario de sal una vez puede durar décadas, mientras que el LWR necesita un núcleo completamente nuevo cada 4 a 6 años (1/3 se reemplaza cada 12 a 24 meses). La propia estimación de ORNL para el costo total de la sal incluso del sistema de 3 bucles más caro fue de alrededor de $30 millones, que es menos de $100 millones en dinero actual. ^{[ 62 ]}
Los LFTR son más limpios: como sistema de reciclaje completo, los residuos de descarga de un LFTR son predominantemente productos de fisión, la mayoría de los cuales (83%) tienen vidas medias relativamente cortas de horas o días ^{[ 63 ]} en comparación con los residuos de actínidos de vida más larga de las centrales nucleares convencionales. ^{[ 57 ]} Esto resulta en una reducción significativa del período de contención de residuos necesario en un repositorio geológico. El 17% restante de los productos de desecho requiere solo 300 años hasta alcanzar los niveles de fondo. ^{[ 63 ]} La radiotoxicidad de los residuos del ciclo del combustible de torio es aproximadamente 10 000 veces menor que la de uno del ciclo del combustible de uranio. ^{[ 8 ]}
Se necesita menos combustible fisionable . Debido a que los LFTR son reactores de espectro térmico, necesitan mucho menos combustible fisionable para arrancar. Solo se requieren 1 a 2 toneladas de combustible fisionable para arrancar un LFTR de un solo fluido, y potencialmente tan solo 0,4 toneladas para un diseño de dos fluidos. ^{[ 1 ]} En comparación, los reactores reproductores rápidos de combustible sólido necesitan al menos 8 toneladas de combustible fisionable para arrancar el reactor. Si bien los reactores rápidos teóricamente pueden arrancar muy bien con los desechos transuránicos, su alto consumo de combustible fisionable hace que esto sea muy costoso.
No hay tiempo de inactividad para el reabastecimiento de combustible. Los reactores LFTR utilizan combustibles líquidos, por lo que no es necesario apagar ni desmontar el reactor para reabastecerlo. De esta manera, los reactores LFTR pueden reabastecerse sin provocar un corte de energía ( reabastecimiento en línea ).
Seguimiento de carga. Dado que el LFTR no sufre de intoxicación por xenón, no hay problema en reducir la potencia en momentos de baja demanda de electricidad y volver a encenderla en cualquier momento.
No se requiere un recipiente de alta presión. Dado que el núcleo no está presurizado, no necesita el componente más costoso de un reactor de agua ligera: un recipiente de alta presión para el núcleo. En su lugar, se utiliza un recipiente de baja presión y tuberías (para la sal fundida) construidas con materiales relativamente delgados. Si bien el metal empleado es una aleación de níquel exótica, resistente al calor y la corrosión, Hastelloy -N, la cantidad necesaria es relativamente pequeña.
Excelente transferencia de calor. Las sales de fluoruro líquidas, especialmente las sales a base de LiF, tienen buenas propiedades de transferencia de calor. La sal combustible como LiF-ThF ₄ tiene una capacidad calorífica volumétrica que es aproximadamente un 22 % mayor que la del agua, ^{[ 64 ]} FLiBe tiene una capacidad calorífica aproximadamente un 12 % mayor que la del agua. Además, las sales a base de LiF tienen una conductividad térmica aproximadamente el doble que la del agua caliente a presión en un reactor de agua a presión. ^{[ 33 ]}^{[ 50 ]} Esto resulta en una transferencia de calor eficiente y un circuito primario compacto. En comparación con el helio , un refrigerante de reactor de alta temperatura competidor, la diferencia es aún mayor. La sal combustible tiene una capacidad calorífica volumétrica más de 200 veces mayor que la del helio caliente a presión y más de 3 veces la conductividad térmica. Un circuito de sal fundida utilizará tuberías de 1/5 del diámetro y bombas 1/20 de la potencia, de las requeridas para el helio a alta presión, mientras se mantiene a presión atmosférica ^{[ 65 ]}
Contención más pequeña y de baja presión. Al usar sal líquida como refrigerante en lugar de agua a presión, se puede utilizar una estructura de contención solo un poco más grande que el recipiente del reactor. Los reactores de agua ligera utilizan agua a presión, que se convierte instantáneamente en vapor y se expande mil veces en caso de fuga, lo que requiere un edificio de contención mil veces más grande en volumen que el recipiente del reactor. La contención del LFTR no solo puede ser más pequeña en tamaño físico, sino que también es inherentemente de baja presión. No hay fuentes de energía almacenada que puedan causar un rápido aumento de presión (como hidrógeno o vapor) en la contención. ^{[ 46 ]} Esto le da al LFTR una ventaja teórica sustancial no solo en términos de seguridad inherente, sino también en términos de menor tamaño, menor uso de materiales y menor costo de construcción. ^[⁸^]
De los residuos a los recursos. Se sugiere que podría ser posible extraer algunos de los productos de fisión para que tengan un valor comercial independiente. ^{[ 66 ]} Sin embargo, en comparación con la energía producida, el valor de los productos de fisión es bajo y la purificación química es costosa. ^{[ 67 ]}
Minería eficiente. El proceso de extracción de torio de la corteza terrestre es un método mucho más seguro y eficiente que el de uranio. El mineral de torio, la monacita, generalmente contiene concentraciones más altas de torio que el porcentaje de uranio que se encuentra en su respectivo mineral. Esto convierte al torio en una fuente de combustible más rentable y menos dañina para el medio ambiente. La minería de torio también es más fácil y menos peligrosa que la de uranio, ya que se trata de una mina a cielo abierto, que no requiere ventilación como las minas subterráneas de uranio, donde los niveles de radón son potencialmente dañinos . ^{[ 68 ]}

Desafíos

Los reactores LFTR son muy diferentes de los reactores de potencia comerciales que operan actualmente. Estas diferencias crean dificultades de diseño y compromisos:

Aún no hay producción a gran escala : un estudio de 2014 de la Universidad de Chicago concluyó que, dado que este diseño aún no ha alcanzado la fase comercial, no se obtendrán todas las ventajas económicas sin las ventajas de la producción a gran escala: «Aunque el ahorro en costes de subestaciones está asociado a la construcción de un LFTR en comparación con una planta de uranio tradicional, la diferencia de costes, dado el entorno actual de la industria [a partir de 2014], sigue siendo insuficiente para justificar la creación de un nuevo LFTR». ^{[ 69 ]}
Alcanzar el punto de equilibrio en la reproducción es cuestionable : si bien los planes generalmente contemplan la reproducción en el punto de equilibrio, es cuestionable si esto es posible cuando se deben cumplir otros requisitos. ^{[ 42 ]} El ciclo del combustible de torio tiene muy pocos neutrones de reserva. Debido al reprocesamiento químico limitado (por razones económicas) y a las concesiones necesarias para cumplir con los requisitos de seguridad, como un coeficiente de vacío negativo, se pueden perder demasiados neutrones. Los antiguos diseños propuestos de fluido único que prometen un buen rendimiento en la reproducción tienden a tener un coeficiente de vacío positivo inseguro y a menudo asumen que una limpieza excesiva del combustible es económicamente viable. ^{[ 42 ]}
Aún queda mucho por desarrollar : a pesar de que los reactores experimentales ARE y MSRE se construyeron en la década de 1960, el LFTR aún requiere un gran desarrollo. Esto incluye la mayor parte de la separación química, la refrigeración de emergencia (pasiva), la barrera de tritio, el mantenimiento operado a distancia, la producción a gran escala de Li-7, el ciclo de potencia de alta temperatura y materiales más duraderos.
Combustible de arranque : a diferencia del uranio extraído, el torio extraído no tiene un isótopo fisionable. Los reactores de torio producen uranio-233 fisionable a partir de torio, pero requieren una pequeña cantidad de material fisionable para el arranque inicial. Hay relativamente poco de este material disponible. Esto plantea el problema de cómo arrancar los reactores en un corto período de tiempo. Una opción es producir U-233 en los reactores de combustible sólido actuales y luego reprocesarlo a partir de los residuos sólidos. Un LFTR también puede arrancarse con otros isótopos fisionables, uranio enriquecido o plutonio de reactores o bombas desmanteladas. Para el arranque con uranio enriquecido, se necesita un alto enriquecimiento. Las bombas de uranio desmanteladas tienen suficiente enriquecimiento, pero no hay suficiente disponible para arrancar muchos LFTR. Es difícil separar el fluoruro de plutonio de los productos de fisión de los lantánidos. Una opción para un reactor de dos fluidos es operar con plutonio o uranio enriquecido en la sal combustible, generar U-233 en el manto y almacenarlo en lugar de devolverlo al núcleo. En su lugar, se añade plutonio o uranio enriquecido para continuar la reacción en cadena, de forma similar a los reactores de combustible sólido actuales. Cuando se genera suficiente U-233, se reemplaza el combustible con combustible nuevo, conservando el U-233 para otros arranques. Existe una opción similar para un reactor de un solo fluido que funcione como convertidor. Dicho reactor no reprocesaría el combustible durante su funcionamiento. En cambio, el reactor comenzaría con plutonio y torio como combustible fértil, añadiendo plutonio. El plutonio finalmente se consume y el U-233 se produce in situ . Al final de la vida útil del combustible del reactor, la sal combustible gastada puede reprocesarse para recuperar el U-233 generado y poner en marcha nuevos LFTR. ^{[ 70 ]}
Congelación de sales : las mezclas de sales de fluoruro tienen puntos de fusión que van de 300 a 600 °C ( 572 a 1112 °F ). Las sales, especialmente las que contienen fluoruro de berilio, son muy viscosas cerca de su punto de congelación. Esto requiere un diseño cuidadoso y protección contra la congelación en la contención y los intercambiadores de calor. Se debe evitar la congelación en el funcionamiento normal, durante los transitorios y durante los tiempos de inactividad prolongados. La sal del circuito primario contiene los productos de fisión que generan calor de desintegración, que ayudan a mantener la temperatura requerida. Para el MSBR, ORNL planeó mantener toda la sala del reactor (la celda caliente) a alta temperatura. Esto evitó la necesidad de líneas de calentadores eléctricos individuales en todas las tuberías y proporcionó un calentamiento más uniforme de los componentes del circuito primario. ^[¹⁸^]^:³¹¹ Un concepto de "horno líquido" desarrollado para reactores de combustible sólido refrigerados por sales fundidas emplea una piscina de sal amortiguadora separada que contiene todo el circuito primario. ^[⁷¹^] Debido a la alta capacidad calorífica y la considerable densidad de la sal amortiguadora, esta evita la congelación de la sal combustible y participa en el sistema de enfriamiento pasivo del calor residual, proporciona protección contra la radiación y reduce las tensiones de peso muerto en los componentes del circuito primario. Este diseño también podría adoptarse para los reactores de flujo lento (LFTR).
Toxicidad del berilio : La mezcla de sales propuesta FLiBe contiene grandes cantidades de berilio , que es tóxico para los humanos (aunque no tan tóxico como los productos de fisión y otros materiales radiactivos). La sal en los circuitos de enfriamiento primarios debe aislarse de los trabajadores y del medio ambiente para prevenir el envenenamiento por berilio . Esto se hace de forma rutinaria en la industria. ^{[ 72 ]}^{: 52–66} Con base en esta experiencia industrial, se espera que el costo adicional de la seguridad del berilio sea de solo $0.12/MWh. ^{[ 72 ]}^{: 61} Después del arranque, el proceso de fisión en la sal de combustible primaria produce productos de fisión altamente radiactivos con un alto campo de radiación gamma y de neutrones. Por lo tanto, la contención efectiva es un requisito primordial. Es posible operar en su lugar utilizando un eutéctico de fluoruro de litio-fluoruro de torio sin berilio, como lo ha elegido el diseño francés LFTR, el "TMSR". ^{[ 73 ]} Esto tiene el costo de un punto de fusión algo más alto, pero tiene las ventajas adicionales de simplicidad (evitando BeF₂ en los sistemas de reprocesamiento), mayor solubilidad para el trifluoruro de plutonio, producción reducida de tritio (el berilio produce litio-6, que a su vez produce tritio) y transferencia de calor mejorada (BeF₂ aumenta la viscosidad de la mezcla de sales). Los disolventes alternativos, como los fluoruros de sodio, rubidio y circonio, permiten puntos de fusión más bajos a costa de una menor reproducción.^{[ 1 ]}
Pérdida de neutrones retardados : para un control predecible, los reactores nucleares dependen de los neutrones retardados. Requieren neutrones adicionales de evolución lenta provenientes de la desintegración de los productos de fisión para continuar la reacción en cadena. Debido a que los neutrones retardados evolucionan lentamente, esto hace que el reactor sea muy controlable. En un LFTR, la presencia de productos de fisión en el intercambiador de calor y las tuberías significa que una parte de estos neutrones retardados también se pierde. ^{[ 74 ]} No participan en la reacción en cadena crítica del núcleo, lo que a su vez significa que el reactor se comporta de manera menos suave durante los cambios de flujo, potencia, etc. Aproximadamente hasta la mitad de los neutrones retardados se pueden perder. En la práctica, significa que el intercambiador de calor debe ser compacto para que el volumen fuera del núcleo sea lo más pequeño posible. Cuanto más compacto (mayor densidad de potencia) sea el núcleo, más importante se vuelve este problema. Tener más combustible fuera del núcleo en los intercambiadores de calor también significa que se necesita más combustible fisionable costoso para arrancar el reactor. Esto convierte a un intercambiador de calor bastante compacto en un requisito de diseño importante para un LFTR.
Gestión de residuos : Aproximadamente el 83% de los residuos radiactivos tiene una vida media de horas o días, y el 17% restante requiere un almacenamiento de 300 años en confinamiento geológicamente estable para alcanzar los niveles de fondo. ^{[ 63 ]} Si las sales de combustible de fluoruro se almacenan en forma sólida durante muchas décadas, la radiación puede causar la liberación de gas de flúor corrosivo y hexafluoruro de uranio . ^{[ 75 ]} Las sales deben descomponerse y los residuos deben retirarse antes de paradas prolongadas y almacenarse por encima de 100 grados Celsius. ^{[ 76 ]} Los fluoruros son menos adecuados para el almacenamiento a largo plazo porque algunos (por ejemplo, el fluoruro de cesio ) tienen una alta solubilidad en agua a menos que se vitrifiquen en vidrio de borosilicato insoluble . ^{[ 77 ]}
Costos de desmantelamiento inciertos : la limpieza del Experimento del Reactor de Sales Fundidas fue de aproximadamente $130 millones, para una pequeña unidad de 8 MW(th). Gran parte del alto costo se debió a la evolución inesperada de flúor y hexafluoruro de uranio de la sal de combustible frío en almacenamiento que ORNL no descomprimió y almacenó correctamente, pero esto ahora se ha tomado en consideración en el diseño del MSR. ^{[ 76 ]} Además, los costos de desmantelamiento no escalan fuertemente con el tamaño de la planta según la experiencia previa, ^{[ 78 ]} y los costos se incurren al final de la vida útil de la planta, por lo que una pequeña tarifa por kilovatio-hora es suficiente. Por ejemplo, una planta de reactor GWe produce más de 300 mil millones de kWh de electricidad durante una vida útil de 40 años, por lo que una tarifa de desmantelamiento de $0.001/kWh proporciona $300 millones más intereses al final de la vida útil de la planta.
Acumulación de metales nobles : Algunos productos de fisión radiactivos, como los metales nobles , se depositan en las tuberías. Es necesario desarrollar equipos innovadores, como cartuchos de esponja de lana de níquel, para filtrar y retener los metales nobles y evitar su acumulación.
Vida útil limitada del grafito : los diseños compactos tienen una vida útil limitada para el moderador de grafito y el separador del circuito de combustible/reproducción. Bajo la influencia de neutrones rápidos, el grafito primero se contrae y luego se expande indefinidamente hasta que se vuelve muy débil y puede agrietarse, creando problemas mecánicos y haciendo que el grafito absorba suficientes productos de fisión como para envenenar la reacción. ^{[ 79 ]} El diseño de dos fluidos de 1960 tenía un período estimado de reemplazo de grafito de cuatro años. ^{[ 1 ]}^{: 3} Eliminar el grafito de las tuberías selladas fue un incentivo importante para cambiar a un diseño de un solo fluido. ^{[ 18 ]}^{: 3} Reemplazar esta gran parte central requiere equipo operado remotamente. Los diseños MSR tienen que prever este reemplazo. En un reactor de sales fundidas, prácticamente todo el combustible y los productos de fisión se pueden canalizar a un tanque de almacenamiento. Solo una fracción del uno por ciento de los productos de fisión termina en el grafito, principalmente debido a que los productos de fisión chocan contra el grafito. Esto hace que la superficie del grafito sea radiactiva y, sin reciclar/eliminar al menos la capa superficial, crea un flujo de residuos bastante voluminoso. Eliminar la capa superficial y reciclar el resto del grafito resolvería este problema. Existen varias técnicas para reciclar o desechar el grafito moderador nuclear. ^[⁸⁰^] El grafito es inerte e inmóvil a bajas temperaturas, por lo que se puede almacenar o enterrar fácilmente si es necesario. ^[⁸⁰^] Al menos un diseño utilizó bolas de grafito (guijarros) flotando en sal, que podían retirarse e inspeccionarse continuamente sin apagar el reactor. ^[⁸¹^] Reducir la densidad de potencia aumenta la vida útil del grafito. ^[⁸²^]^:¹⁰ En comparación, los reactores de combustible sólido suelen reemplazar 1/3 de los elementos combustibles, incluidos todos los productos de fisión altamente radiactivos que contienen, cada 12 a 24 meses. Esto se hace de forma rutinaria bajo una capa protectora y de refrigeración de agua.
Retroalimentación positiva de reactividad causada por grafito : Cuando el grafito se calienta, aumenta la fisión del U-233, lo que provoca una retroalimentación positiva indeseable. ^{[ 42 ]} El diseño del LFTR debe evitar ciertas combinaciones de grafito y sal, así como ciertas geometrías del núcleo. Si este problema se aborda empleando grafito adecuado y, por lo tanto, un espectro bien termalizado, es difícil alcanzar el punto de equilibrio en la producción. ^{[ 42 ]} La alternativa de usar poco o ningún grafito resulta en un espectro de neutrones más rápido. Esto requiere un gran inventario de material fisionable y aumenta el daño por radiación. ^{[ 42 ]}
Solubilidad limitada del plutonio : los fluoruros de plutonio, americio y curio se presentan como trifluoruros, lo que significa que tienen tres átomos de flúor unidos ( PuF₃ ,AmF₃ ,CmF₃ ). Dichos trifluoruros tienen una solubilidad limitada en la sal portadora FLiBe. Esto complica la puesta en marcha, especialmente para un diseño compacto que utiliza un inventario de sal primaria más pequeño. Por supuesto, excluir los desechos que contienen plutonio del proceso de puesta en marcha es una solución aún mejor, lo que elimina este problema. La solubilidad puede aumentarse operando con menos o sin fluoruro de berilio (que no tiene solubilidad para los trifluoruros) o operando a una temperatura más alta(como ocurre con la mayoría de los demás líquidos, la solubilidad aumenta con la temperatura). Un núcleo de espectro térmico y menor densidad de potencia no presenta problemas con la solubilidad del plutonio.
Riesgo de proliferación por reprocesamiento : un reprocesamiento eficaz implica un riesgo de proliferación . Los LFTR podrían utilizarse para procesar plutonio de otros reactores. Sin embargo, como se indicó anteriormente, el plutonio es químicamente difícil de separar del torio y no puede utilizarse en bombas si está diluido en grandes cantidades de torio. Además, el plutonio producido por el ciclo del combustible de torio es principalmente Pu-238 , que produce altos niveles de neutrones espontáneos y calor de desintegración, lo que hace imposible construir una bomba de fisión solo con este isótopo, y extremadamente difícil construir una que contenga incluso porcentajes muy pequeños del mismo. La tasa de producción de calor de 567 W/kg ^{[ 83 ]} significa que un núcleo de bomba de este material produciría continuamente varios kilovatios de calor. La única vía de enfriamiento es por conducción a través de las capas circundantes de alto explosivo, que son malos conductores. Esto crea temperaturas incontrolablemente altas que destruirían el conjunto. La tasa de fisión espontánea de 1204 kBq/g ^{[ 83 ]} es más del doble que la del Pu-240 . Incluso porcentajes muy pequeños de este isótopo reducirían drásticamente el rendimiento de la bomba por "predetonación" debido a que los neutrones de la fisión espontánea inician la reacción en cadena, causando un " silbido " en lugar de una explosión. El reprocesamiento en sí implica manipulación automatizada en una celda caliente completamente cerrada y contenida, lo que complica la desviación. Comparado con los métodos de extracción actuales como PUREX, los procesos pirotécnicos son inaccesibles y producen materiales fisionables impuros, a menudo con grandes cantidades de contaminación por productos de fisión. Si bien esto no representa un problema para un sistema automatizado, plantea serias dificultades para los posibles proliferadores.
Riesgo de proliferación por separación de protactinio : los diseños compactos solo pueden reproducirse mediante la separación rápida de protactinio, lo que supone un riesgo de proliferación, ya que esto potencialmente da acceso a 233-U de alta pureza. Esto es difícil, puesto que el 233-U de estos reactores estará contaminado con 232-U, un emisor de radiación gamma alta, lo que requiere una instalación de enriquecimiento en caliente de protección ^{[ 63 ]} como posible vía para obtener material apto para armas nucleares . Por este motivo, los reactores de potencia comerciales podrían tener que diseñarse sin separación. En la práctica, esto significa no reproducirse o funcionar a una menor densidad de potencia. Un diseño de dos fluidos podría funcionar con una manta más grande y mantener el núcleo de alta densidad de potencia (que no contiene torio y, por lo tanto, tampoco protactinio). Sin embargo, un grupo de ingenieros nucleares argumenta en Nature (2012) que la vía del protactinio es factible y que, por lo tanto, el torio "no es tan benigno como se ha sugerido..." ^[⁸⁴^].
Proliferación de neptunio-237 : En los diseños que utilizan un fluorador, el Np-237 aparece con el uranio como hexafluoruro gaseoso y puede separarse fácilmente mediante lechos de absorción de pastillas de fluoruro sólido. Nadie ha producido una bomba de este tipo, pero la considerable sección transversal de fisión rápida y la baja masa crítica del Np-237 implican la posibilidad. ^{[ 85 ]} Cuando el Np-237 se mantiene en el reactor, se transmuta en Pu-238 de corta vida. Todos los reactores producen neptunio en cantidades considerables, que siempre está presente con alta calidad (mono)isotópica y se extrae fácilmente por vía química. ^{[ 85 ]}
Envenenamiento por neutrones y producción de tritio a partir de litio-6 : el litio-6 es un potente veneno para los neutrones; el uso de LiF con litio natural, con su contenido de litio-6 del 7,5 %, impide el arranque de los reactores. La alta densidad de neutrones en el núcleo transmuta rápidamente el litio-6 en tritio , perdiendo neutrones necesarios para mantener la producción de equilibrio. El tritio es un isótopo radiactivo del hidrógeno, químicamente casi idéntico al hidrógeno ordinario. ^{[ 86 ]} En el MSR, el tritio es bastante móvil porque, en su forma elemental, se difunde rápidamente a través de los metales a alta temperatura. Si el litio está enriquecido isotópicamente en litio-7 y el nivel de separación isotópica es suficientemente alto (99,995 % de litio-7), la cantidad de tritio producida es de solo unos cientos de gramos por año para un reactor de 1 GWe. Esta cantidad mucho menor de tritio proviene principalmente de la reacción litio-7-tritio y del berilio, que puede producir tritio indirectamente al transmutarse primero en litio-6 productor de tritio. Los diseños de LFTR que utilizan una sal de litio, eligen el isótopo litio-7 . En el MSRE, el litio-6 se eliminó con éxito de la sal combustible mediante enriquecimiento isotópico. Dado que el litio-7 es al menos un 16 % más pesado que el litio-6, y es el isótopo más común, el litio-6 es comparativamente fácil y económico de extraer. La destilación al vacío del litio alcanza eficiencias de hasta el 8 % por etapa y solo requiere calentamiento en una cámara de vacío. ^{[ 87 ]} Sin embargo , aproximadamente una fisión de cada 90 000 produce helio-6 , que se desintegra rápidamente en litio-6 y una fisión de cada 12 500 produce un átomo de tritio directamente (en todos los tipos de reactores). Los MSR prácticos operan bajo una capa de gas inerte seco, generalmente helio. Los LFTR ofrecen una buena oportunidad para recuperar el tritio, ya que no está altamente diluido en agua como en los reactores CANDU. Existen varios métodos para atrapar el tritio, como su hidruración a titanio, ^{[ 88 ]} su oxidación a formas menos móviles (pero aún volátiles) como el fluoroborato de sodio o la sal de nitrato fundida, o su atrapamiento en el gas del ciclo de potencia de la turbina y su desgasificación mediante pastillas de óxido de cobre. ^{[ 89 ]}^{: 41} ORNL desarrolló un sistema de refrigeración de circuito secundario que atraparía químicamente el tritio residual para que pudiera eliminarse del refrigerante secundario en lugar de difundirse en el ciclo de potencia de la turbina. ORNL calculó que esto reduciría las emisiones de tritio a niveles aceptables. ^{[ 86 ]}
Corrosión por telurio : El reactor produce pequeñas cantidades de telurio como producto de fisión. En el MSRE, esto causó pequeñas cantidades de corrosión en los límites de grano de la aleación especial de níquel , Hastelloy -N. Estudios metalúrgicos demostraron que agregar de 1 a 2 % de niobio a la aleación Hastelloy -N mejora la resistencia a la corrosión por telurio. ^{[ 54 ]}^{: 81–87} Mantener la proporción de UF₄ /UF_{De 3} a menos de 60, se redujo la corrosión manteniendo la sal combustible ligeramente reductora. El MSRE mantenía en contacto continuo la sal combustible en flujo con una varilla de berilio sumergida en una jaula dentro del recipiente de la bomba. Esto provocaba una deficiencia de flúor en la sal, reduciendo el telurio a una forma menos agresiva (elemental). Este método también es eficaz para reducir la corrosión en general, ya que el proceso de fisión produce más átomos de flúor que, de otro modo, atacarían los metales estructurales.^{[ 90 ]}^{: 3–4}
Daños por radiación en aleaciones de níquel : Se descubrió que la aleación estándar Hastelloy N se fragilizaba por la radiación de neutrones. Los neutrones reaccionaban con el níquel para formar helio. Este gas helio se concentraba en puntos específicos dentro de la aleación, donde aumentaba las tensiones. ORNL abordó este problema añadiendo un 1-2 % de titanio o niobio al Hastelloy N. Esto cambió la estructura interna de la aleación de manera que el helio se distribuyera finamente. Esto alivió la tensión y permitió que la aleación soportara un flujo de neutrones considerable. Sin embargo, la temperatura máxima está limitada a unos 650 °C. ^{[ 91 ]} Puede ser necesario el desarrollo de otras aleaciones. ^{[ 92 ]} La pared exterior del recipiente que contiene la sal puede tener un blindaje neutrónico, como el carburo de boro, para protegerla eficazmente del daño por neutrones. ^{[ 93 ]}
Modelo de negocio : Los proveedores actuales de reactores de combustible sólido obtienen ingresos a largo plazo mediante la fabricación de combustible. Sin combustible que fabricar y vender, un reactor de torio de baja temperatura (LFTR) adoptaría un modelo de negocio diferente. Existirían importantes barreras de entrada para que este negocio fuera viable. La infraestructura y los proveedores de componentes existentes están orientados a reactores refrigerados por agua. El mercado del torio y la minería de torio son reducidos, por lo que la infraestructura necesaria aún no existe. Los organismos reguladores tienen menos experiencia en la regulación de reactores de torio, lo que podría ocasionar retrasos prolongados.
Desarrollo del ciclo de potencia : se necesita desarrollar una turbina grande de helio o dióxido de carbono supercrítico para lograr la máxima eficiencia. Estos ciclos de gas ofrecen numerosas ventajas potenciales para su uso con reactores alimentados o refrigerados con sales fundidas. ^{[ 94 ]} Estos ciclos de gas cerrados enfrentan desafíos de diseño y trabajo de escalado de ingeniería para un conjunto turbina-generador comercial. ^{[ 95 ]} Se podría utilizar una turbina de vapor supercrítica estándar con una pequeña penalización en la eficiencia (la eficiencia neta del MSBR se diseñó para ser de aproximadamente el 44%, utilizando una antigua turbina de vapor de la década de 1970). ^{[ 96 ]} Aún sería necesario desarrollar un generador de sales fundidas a vapor. Actualmente, los generadores de vapor de sales de nitrato fundidas se utilizan en centrales termosolares concentradas como Andasol en España. Dicho generador podría utilizarse para un MSR como un tercer circuito de circulación, donde también atraparía cualquier tritio que se difunda a través del intercambiador de calor primario y secundario. ^{[ 97 ]}

Novedades recientes

El Fuji MSR

El FUJI MSR fue un diseño para un reactor reproductor térmico de ciclo de combustible de torio alimentado con sales fundidas de 100 a 200 MWe , que utilizaba tecnología similar a la del Experimento de Reactor del Laboratorio Nacional de Oak Ridge. Estaba siendo desarrollado por un consorcio que incluía miembros de Japón, Estados Unidos y Rusia. Como reactor reproductor, convierte el torio en combustibles nucleares. ^[⁹⁸^] Un grupo de la industria presentó planes actualizados sobre el FUJI MSR en julio de 2010. ^[⁹⁹^] Proyectaron un costo de 2,85 centavos por kilovatio hora. ^[¹⁰⁰^]

El consorcio IThEMS planeaba construir primero un reactor MiniFUJI de 10 MWe, mucho más pequeño y con el mismo diseño, una vez que hubiera conseguido 300 millones de dólares adicionales en financiación. Sin embargo, IThEMS cerró sus puertas en 2011 al no lograr obtener la financiación suficiente. Ese mismo año, Kazuo Furukawa, científico jefe de IThEMS, y Masaaki Furukawa fundaron una nueva empresa, Thorium Tech Solution (TTS). TTS adquirió el diseño de FUJI y algunas patentes relacionadas.

Proyecto chino de MSR de torio

La República Popular China ha iniciado un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactores de sales fundidas de torio. ^{[ 101 ]} Fue anunciado formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias (CAS) en enero de 2011. Su objetivo final es investigar y desarrollar un sistema nuclear de sales fundidas basado en torio en aproximadamente 20 años. ^{[ 102 ]}^{[ 103 ]} Un resultado intermedio esperado del programa de investigación TMSR es construir un reactor de investigación refrigerado por sales de fluoruro de lecho de guijarros de 2 MW en 2015, y un reactor de investigación alimentado con sales fundidas de 2 MW en 2017. A esto le seguiría un reactor demostrador de 10 MW y un reactor piloto de 100 MW. ^{[ 104 ]}^{[ 105 ]} El proyecto está liderado por Jiang Mianheng , con un presupuesto inicial de 350 millones de dólares, y ya ha contratado a 140 científicos con doctorado, que trabajan a tiempo completo en la investigación de reactores de sales fundidas de torio en el Instituto de Física Aplicada de Shanghái. La plantilla se ha ampliado a 700 personas en 2015. ^{[ 106 ]}

A finales de agosto de 2021, el Instituto de Física Aplicada de Shanghái (SINAP) completó la construcción de un reactor experimental de sales fundidas de torio de 2 MW (térmico) en Wuwei, Gansu , conocido como TMSR-LF1 . ^{[ 107 ]} China planea continuar el experimento con una versión de 373 MW para 2030. ^{[ 108 ]}

Energía Flibe

Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo nuclear jefe en Teledyne Brown Engineering , ha sido un promotor de larga data del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio de fluoruro líquido. Investigó por primera vez los reactores de torio mientras trabajaba en la NASA, mientras evaluaba diseños de centrales eléctricas adecuados para colonias lunares. El material sobre este ciclo de combustible era sorprendentemente difícil de encontrar, por lo que en 2006 Sorensen creó "energyfromthorium.com", un repositorio de documentos, foro y blog para promover esta tecnología. En 2006, Sorensen acuñó la nomenclatura de reactor de torio de fluoruro líquido y LFTR para describir un subconjunto de diseños de reactores de sales fundidas basados en combustibles de sales de fluoruro líquido con reproducción de torio en uranio-233 en el espectro térmico. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa que inicialmente pretende desarrollar diseños de reactores modulares pequeños LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares; Sorensen señaló que es más fácil promover diseños militares novedosos que diseños de centrales eléctricas civiles en el contexto del entorno político y regulatorio nuclear moderno de EE. UU. ^{[ 109 ]}^{[ 110 ]} Una evaluación tecnológica independiente coordinada con EPRI y Southern Company representa la información más detallada disponible públicamente hasta el momento sobre el diseño LFTR propuesto por Flibe Energy. ^{[ 111 ]}

Átomos de Copenhague

Copenhagen Atomics es una empresa danesa de tecnología de sales fundidas que desarrolla reactores de sales fundidas de 100 MWth para fabricación en masa . El Incinerador de Residuos de Copenhagen Atomics es un reactor de sales fundidas de un solo fluido, moderado por agua pesada, basado en fluoruro, con espectro térmico y control autónomo. Está diseñado para caber dentro de un contenedor de envío de acero inoxidable hermético de 40 pies. El moderador de agua pesada está aislado térmicamente de la sal y se drena y enfría continuamente a menos de 50 °C (122 °F). También se está investigando una versión con moderador de deuteróxido de litio-7 (7LiOD) fundido. El reactor utiliza el ciclo de combustible de torio, empleando plutonio separado del combustible nuclear gastado como carga fisible inicial para la primera generación de reactores, para luego pasar a un reactor reproductor de torio. ^{[ 112 ]} Copenhagen Atomics está desarrollando y probando activamente válvulas, bombas, intercambiadores de calor, sistemas de medición, sistemas de química y purificación de sales, y sistemas de control y software para aplicaciones de sales fundidas. ^{[ 113 ]}

En julio de 2024, Copenhagen Atomics anunció que su reactor está listo para ser probado en un escenario de la vida real con un experimento crítico en el Instituto Paul Scherrer en Suiza en 2026. ^{[ 114 ]}

Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG)

Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG) era una empresa australiana de investigación y desarrollo dedicada al desarrollo comercial mundial de reactores LFTR, así como de sistemas impulsados por aceleradores de torio . En junio de 2015, TEG cesó sus operaciones.

Fundación Alvin Weinberg

La Fundación Alvin Weinberg fue una organización benéfica británica fundada en 2011, dedicada a crear conciencia sobre el potencial de la energía del torio y el LFTR. Fue lanzada formalmente en la Cámara de los Lores el 8 de septiembre de 2011. ^{[ 115 ]}^{[ 116 ]}^{[ 117 ]} Recibe su nombre del físico nuclear estadounidense Alvin M. Weinberg , quien fue pionero en la investigación del reactor de sales fundidas de torio .

Thorcon

El reactor nuclear ThorCon es un reactor flotante de sales fundidas propuesto por la empresa estadounidense ThorCon. La unidad, compuesta por dos reactores, está diseñada para fabricarse en una línea de montaje en un astillero y transportarse en barcaza hasta cualquier costa oceánica o vía fluvial importante. Los reactores se entregan sellados y nunca se abren en el lugar de instalación. Todo el mantenimiento y el procesamiento del combustible se realizan en una ubicación externa.

Grupo de Investigación y Consultoría Nuclear

El 5 de septiembre de 2017, el Grupo de Investigación y Consultoría Nuclear de los Países Bajos anunció que se estaba llevando a cabo una investigación sobre la irradiación de sales fundidas de fluoruro de torio dentro del reactor de alto flujo de Petten . ^[¹¹⁸^]

Véase también

Referencias

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Lecturas adicionales

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Enlaces externos

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Reactores de sales fundidas – Ralph Moir

Vídeos

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