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Ciclo del combustible de torio

Una muestra de torio El ciclo del combustible de torio es un ciclo de combustible nuclear que utiliza un isótopo de torio , 232 Th , como material fértil . En el reactor, 232 El...

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Una muestra de torio

El ciclo del combustible de torio es un ciclo de combustible nuclear que utiliza un isótopo de torio , 232Th , como material fértil . En el reactor, 232El torio se transmuta en el isótopo de uranio artificial fisionable 233.U que es el combustible nuclear . A diferencia del uranio natural , el torio natural contiene solo cantidades ínfimas de material fisionable (como el 231Th ), que son insuficientes para iniciar una reacción nuclear en cadena . Se necesita material fisionable adicional u otra fuente de neutrones para iniciar el ciclo del combustible. En un reactor alimentado con torio, 232El torio absorbe neutrones para producir 233.U. Esto es similar al proceso en los reactores reproductores de uranio mediante el cual el fértil 238El uranio absorbe neutrones para formar el isótopo fisionable 239.Pu . Dependiendo del diseño del reactor y del ciclo del combustible, el 233 generadoEl uranio se fisiona in situ o se separa químicamente del combustible nuclear usado y se transforma en nuevo combustible nuclear.

El ciclo del combustible de torio tiene varias ventajas potenciales sobre un ciclo de combustible de uranio , incluyendo la mayor abundancia del torio , propiedades físicas y nucleares superiores, producción reducida de plutonio y actínidos , [ 1 ] y mejor resistencia a la proliferación de armas nucleares cuando se usa en un reactor de agua ligera tradicional [ 1 ] [ 2 ] aunque no en un reactor de sales fundidas . [ 3 ] [ 4 ] [ 5 ]

Historia

La preocupación por los límites de los recursos mundiales de uranio motivó el interés inicial en el ciclo del combustible de torio. [ 6 ] Se preveía que, a medida que se agotaran las reservas de uranio, el torio lo complementaría como material fértil. Sin embargo, para la mayoría de los países, el uranio era relativamente abundante y la investigación en ciclos de combustible de torio disminuyó. Una excepción notable fue el programa de energía nuclear de tres etapas de la India propuesto por Homi J. Bhabha [7]. En el siglo XXI, el potencial que se le atribuía al torio para mejorar la resistencia a la proliferación y las características de los residuos condujo a un renovado interés en el ciclo del combustible de torio. [ 7 ] [ 8 ] [ 9 ] Si bien el torio es más abundante en la corteza continental que el uranio y se extrae fácilmente de la monacita como subproducto de la minería de elementos de tierras raras , es mucho menos abundante en el agua de mar que el uranio. [ 10 ]

En el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960, el Experimento del Reactor de Sales Fundidas utilizó 233Se utilizó uranio como combustible fisionable en un experimento para demostrar una parte del reactor reproductor de sales fundidas diseñado para operar con el ciclo del combustible de torio. Los experimentos con reactores de sales fundidas (MSR) evaluaron la viabilidad del torio, utilizando fluoruro de torio(IV) disuelto en un fluido de sales fundidas que eliminaba la necesidad de fabricar elementos combustibles. El programa MSR fue desfinanciado en 1976 tras el despido de su promotor , Alvin Weinberg . [ 11 ]

En 1993, Carlo Rubbia propuso el concepto de amplificador de energía o "sistema impulsado por acelerador" (ADS, por sus siglas en inglés), que consideraba una forma novedosa y segura de producir energía nuclear aprovechando las tecnologías de aceleradores existentes. La propuesta de Rubbia ofrecía el potencial de incinerar residuos nucleares de alta actividad y producir energía a partir de torio natural y uranio empobrecido . [ 12 ] [ 13 ]

Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo jefe de Flibe Energy, ha sido un promotor desde hace mucho tiempo del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio de fluoruro líquido (LFTR). Investigó por primera vez los reactores de torio mientras trabajaba en la NASA, evaluando diseños de centrales eléctricas adecuados para colonias lunares. En 2006, Sorensen creó "energyfromthorium.com" para promover y difundir información sobre esta tecnología. [ 14 ]

Un estudio del MIT de 2011 concluyó que, si bien existen pocas barreras para un ciclo de combustible de torio, con los diseños actuales o a corto plazo de reactores de agua ligera, también hay pocos incentivos para una penetración significativa en el mercado. Por lo tanto, concluyen que hay pocas posibilidades de que los ciclos de torio reemplacen a los ciclos de uranio convencionales en el mercado actual de la energía nuclear, a pesar de los beneficios potenciales. [ 15 ]

Reacciones nucleares con torio

En el ciclo del torio, el combustible se forma cuando 232El Th captura un neutrón (ya sea en un reactor rápido o en un reactor térmico ) para convertirse en 233Th . Normalmente, esto emite un electrón y un antineutrino ( ν ) por β −decaer para convertirse en 233Pa . Esto luego emite otro electrón y un antineutrino por un segundo β −decaer para convertirse en 233U , el combustible:

norteneutrón+El90232⟶El90233→β−Pensilvania91233→β−U92233combustible{\displaystyle {\ce {{\overset {neutrón}{n}}+{^{232}_{90}Th}->{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{\overset {combustible}{^{233}_{92}U}}}}}

Residuos de productos de fisión

La fisión nuclear produce productos de fisión radiactivos que pueden tener vidas medias desde días hasta más de 200.000 años . Según algunos estudios de toxicidad, [ 16 ] el ciclo del torio puede reciclar completamente los desechos de actínidos y emitir solo desechos de productos de fisión, y después de unos cientos de años, los desechos de un reactor de torio pueden ser menos tóxicos que el mineral de uranio que se habría utilizado para producir combustible de uranio poco enriquecido para un reactor de agua ligera de la misma potencia. Otros estudios asumen algunas pérdidas de actínidos y encuentran que los desechos de actínidos dominan la radiactividad de los desechos del ciclo del torio en algunos períodos futuros. [ 17 ] Se han propuesto algunos productos de fisión para la transmutación nuclear , lo que reduciría aún más la cantidad de desechos nucleares y la duración durante la cual tendrían que almacenarse (ya sea en un repositorio geológico profundo o en otro lugar). Sin embargo, aunque se ha demostrado la viabilidad principal de algunas de esas reacciones a escala de laboratorio, a fecha de 2024 no existe ninguna transmutación deliberada a gran escala de productos de fisión en ninguna parte del mundo, y el próximo proyecto de investigación MYRRHA sobre transmutación se centra principalmente en los residuos transuránicos. Además, la sección transversal de algunos productos de fisión es relativamente baja y otros, como el cesio, están presentes en los residuos nucleares como una mezcla de isótopos estables, de vida corta y de vida larga, lo que hace que la transmutación dependa de una costosa separación de isótopos .

Residuos de actínidos

En un reactor, cuando un neutrón impacta un átomo fisionable (como ciertos isótopos de uranio), o bien divide el núcleo o es capturado y transmuta el átomo. En el caso del 233U , las transmutaciones tienden a producir combustibles nucleares útiles en lugar de desechos transuránicos . Cuando 233El uranio absorbe un neutrón, o bien se fisiona o se convierte en 234.U. La probabilidad de fisión por absorción de un neutrón térmico es de aproximadamente el 92%; la relación de captura a fisión es de 233Por lo tanto, U  es aproximadamente 1:12 , lo cual es mejor que las relaciones de captura vs. fisión correspondientes de 235.U (aproximadamente 1:6), o 239Pu o 241Pu (ambos aproximadamente 1:3). [ 6 ] [ 18 ] El resultado es menos residuos transuránicos que en un reactor que utiliza el ciclo de combustible uranio-plutonio.

234El uranio , al igual que la mayoría de los actínidos con un número par de neutrones, no es fisionable, pero la captura de neutrones produce 235 fisionable.U. Si el isótopo fisionable no se fisiona al capturar neutrones, produce 236U , 237Np , 238Pu y, finalmente, fisionable 239Pu e isótopos más pesados ​​de plutonio . El 237El Np puede eliminarse y almacenarse como residuo o conservarse y transmutarse en plutonio, donde una mayor parte se fisiona, mientras que el resto se convierte en 242.Primero el plutonio , luego el americio y el curio , que a su vez pueden eliminarse como residuos o devolverse a los reactores para su posterior transmutación y fisión.

Sin embargo, el 231Pa (con una vida media de3,27 × 10 4  años ) formados a través de reacciones ( n ,2 n ) con 232Th (que produce 231El que se desintegra en 231El Pa ), si bien no es un residuo transuránico, contribuye de manera importante a la radiotoxicidad a largo plazodel combustible nuclear gastado. Mientras que el 231En principio, Pa se puede convertir de nuevo a 232.Th por absorción de neutrones , su sección transversal de absorción de neutrones es relativamente baja, lo que hace que esto sea bastante difícil y posiblemente antieconómico.

Contaminación por uranio-232

232El U también se forma en este proceso, a través de reacciones ( n , 2n ) entre neutrones rápidos y 233U , 233Pa y 232El :

El90232→+norteEl90233→β−Pensilvania91233→β−U92233→+norte−2norteU92232El90232→+norteEl90233→β−Pensilvania91233→+norte−2nortePensilvania91232→β−U92232El90232→+norte−2norteEl90231→β−Pensilvania91231→+nortePensilvania91232→β−U92232{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{231}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{}\end{aligned}}}

A diferencia de la mayoría de los isótopos pesados ​​de número par, el 232El U también es un combustible fisionable que se fisiona en poco más de la mitad de las veces cuando absorbe un neutrón térmico. [ 19 ] 232El U tiene una vida media relativamente corta (68,9  años ), y algunos productos de desintegración emiten radiación gamma de alta energía , como el 220Rn , 212Bi y en particular 208Tl . La cadena de desintegración completa , junto con las vidas medias y las energías gamma relevantes, es:

La cadena de desintegración 4n del 232Th , comúnmente llamada "serie del torio".

232El uranio se desintegra en 228.Donde se une a la cadena de desintegración del 232El

U92232→αEl90228 (68.9 ymiars)El90228→αReal academia de bellas artes88224 (1.9 ymiar)Real academia de bellas artes88224→αRn86220 (3.6 day, 0,24 METROmiV)Rn86220→αCorreos84216 (55 s, 0,54 METROmiV)Correos84216→αPb82212 (0,15 s)Pb82212→β−Bi83212 (10,64 h)Bi83212→αTl81208 (61 metro, 0,78 METROmiV)Tl81208→β−Pb82208 (3 metro, 2.6 METROmiV){\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th}}\ &\mathrm {(68.9\ years)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ year)} \\{\ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3.6\ day,\ 0.24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} \\{\ce {^{216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0.15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82}Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\alpha] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^-] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} \\{}\end{aligned}}}

Los combustibles del ciclo del torio producen emisiones gamma duras , que dañan los componentes electrónicos, lo que limita su uso en bombas. 232El U no se puede separar químicamente del 233.U procedente de combustible nuclear usado ; sin embargo, la separación química del torio del uranio elimina el producto de desintegración 228.Th y la radiación del resto de la cadena de desintegración, que se acumulan gradualmente como 228Se vuelve a acumular. La contaminación también podría evitarse utilizando un reactor reproductor de sales fundidas y separando el 233.Pa antes de desintegrarse en 233U. [ 3 ] Las emisiones gamma duras también crean un peligro radiológico que requiere manipulación remota durante el reprocesamiento .

Combustible nuclear

Como material fértil, el torio es similar al 238.U , la mayor parte del uranio natural y empobrecido. La sección transversal de absorción de neutrones térmicos (σ a ) y la integral de resonancia (promedio de las secciones transversales de neutrones sobre energías de neutrones intermedias) para 232Son aproximadamente tres veces y un tercio los valores respectivos para 238.U.​

Ventajas

La principal ventaja física del combustible de torio es que permite de forma única un reactor reproductor que funciona con neutrones lentos , también conocido como reactor reproductor térmico . [ 6 ] Estos reactores suelen considerarse más sencillos que los reproductores de neutrones rápidos más tradicionales. Aunque la sección transversal de fisión de neutrones térmicos (σ f ) del 233 resultanteU es comparable a 235U y 239El Pu tiene una sección transversal de captura (σ γ ) mucho menor que los dos últimos isótopos fisionables, lo que proporciona menos absorciones de neutrones no fisionables y una economía de neutrones mejorada . La relación de neutrones liberados por neutrón absorbido (η) en 233U es mayor que dos en un amplio rango de energías, incluido el espectro térmico. Un reactor reproductor en el ciclo uranio-plutonio necesita usar neutrones rápidos, porque en el espectro térmico un neutrón absorbido por 239En promedio, el Pu produce menos de dos neutrones.

Se estima que el torio es entre tres y cuatro veces más abundante que el uranio en la corteza terrestre, [ 20 ] aunque el conocimiento actual de las reservas es limitado. La demanda actual de torio se ha satisfecho como subproducto de la extracción de tierras raras de arenas de monacita . Cabe destacar que el agua de mar contiene muy poco torio disuelto, por lo que su extracción no es viable, a diferencia del uranio. Mediante reactores reproductores, los recursos conocidos de torio y uranio pueden generar energía a escala mundial durante miles de años.

Los combustibles a base de torio también presentan propiedades físicas y químicas favorables que mejoran el rendimiento del reactor y del repositorio . En comparación con el combustible predominante para reactores, el dióxido de uranio ( UO2 ),dióxido de torio(ThO2 ) tiene unpunto de fusión,una conductividad térmicayun coeficiente de expansión térmica. El dióxido de torio también presenta una mayorestabilidad químicay, a diferencia del dióxido de uranio, nose oxida. [ 6 ]

Porque el 233El uranio producido en los combustibles de torio está significativamente contaminado con 232.En los diseños propuestos de reactores de potencia, el combustible nuclear usado a base de torio posee una resistencia inherente a la proliferación . 232El U no se puede separar químicamente del 233.El uranio tiene varios productos de desintegración que emiten radiación gamma de alta energía . Estos fotones de alta energía representan un riesgo radiológico que exige el uso de manipulación remota del uranio separado y facilita la detección pasiva de dichos materiales.

A largo plazo (del orden de aproximadamente10 3 a10 6  años ) El riesgo radiológico del combustible nuclear usado convencional a base de uranio está dominado por el plutonio y otros actínidos menores , después de lo cual los productos de fisión de larga vida vuelven a ser contribuyentes significativos. Una sola captura de neutrones en 238El U es suficiente para producir elementos transuránicos , mientras que generalmente se necesitan cinco capturas para hacerlo a partir de 232.El 98-99% de los núcleos de combustible del ciclo del torio se fisionarían en cualquiera de los dos 233U o 235U , por lo que se producen menos transuránicos de larga vida. Debido a esto, el torio es una alternativa potencialmente atractiva al uranio en los combustibles de óxido mixto (MOX) para minimizar la generación de transuránicos y maximizar la destrucción del plutonio. [ 21 ]

Desventajas

Existen varios desafíos para la aplicación del torio como combustible nuclear, en particular para los reactores de combustible sólido:

A diferencia del uranio, el torio natural es prácticamente mononucleico y no contiene isótopos fisionables; el material fisionable, generalmente 233U , 235Se debe añadir uranio o plutonio para alcanzar la criticidad . Esto, junto con la alta temperatura de sinterización necesaria para fabricar combustible de dióxido de torio, complica la producción de combustible. El Laboratorio Nacional de Oak Ridge experimentó con tetrafluoruro de torio como combustible en un reactor de sales fundidas entre 1964 y 1969, ya que se esperaba que fuera más fácil de procesar y separar de los contaminantes que ralentizan o detienen la reacción en cadena.

En un ciclo de combustible abierto (es decir, utilizando 233U in situ), se necesita un mayor grado de quemado para lograr una economía neutrónica favorable . Aunque el dióxido de torio tuvo un buen desempeño con grados de quemado de 170 000 MWd/t y 150 000 MWd/t en la central generadora de Fort St. Vrain y en AVR respectivamente, [ 6 ] los desafíos complican lograr esto en los reactores de agua ligera (LWR), que componen la gran mayoría de los reactores de potencia existentes.

En un ciclo de combustible de torio de paso único, los combustibles basados ​​en torio producen muchos menos transuránicos de larga vida que los combustibles basados ​​en uranio, pero algunos productos de actínidos de larga vida aún constituyen un impacto radiológico a largo plazo, especialmente el 231.Pa y 233U. [ 16 ] En un ciclo cerrado, 233U y 231El Pa puede reprocesarse. 231El Pa también se considera un excelente absorbente de veneno combustible en reactores de agua ligera. [ 22 ]

Otro desafío asociado con el ciclo del combustible de torio es el intervalo relativamente largo durante el cual 232Las razas llegan a 233U. La vida media del 233La vida media del Pa es de aproximadamente 27 días, lo que supone un orden de magnitud mayor que la vida media del 239.Np . Como resultado, sustancial 233El Pa se desarrolla en combustibles a base de torio. 233El Pa es un importante absorbente de neutrones y, aunque eventualmente se convierte en fisible 235U , esto requiere dos absorciones de neutrones más, lo que degrada la economía de neutrones y aumenta la probabilidad de producción transuránica .

Alternativamente, si se utiliza torio sólido en un ciclo de combustible cerrado en el que 233El uranio se recicla , pero es necesario un manejo remoto para la fabricación del combustible debido a los altos niveles de radiación resultantes de los productos de desintegración del 232.U. Esto también es cierto para el torio reciclado debido a la presencia de 228Th , que forma parte del 232Secuencia de desintegración del uranio . Además, a diferencia de la tecnología probada de reciclaje de combustible de uranio (por ejemplo, PUREX ), la tecnología de reciclaje de torio (por ejemplo, THOREX) aún está en desarrollo.

Aunque la presencia de 232U complica las cosas, hay documentos públicos que muestran que 233El uranio se ha utilizado una vez en una prueba de armas nucleares . Estados Unidos probó un compuesto de 233Núcleo de bomba de plutonio U en la explosión MET (Prueba de Efectos Militares) durante la Operación Teapot en 1955, aunque con un rendimiento mucho menor al esperado. [ 23 ]

Los defensores de los reactores de núcleo líquido y de sales fundidas, como los LFTR, afirman que estas tecnologías eliminan las desventajas del torio presentes en los reactores de combustible sólido. Dado que solo se han construido dos reactores de sales de fluoruro de núcleo líquido (el ORNL ARE y el MSRE ) y ninguno ha utilizado torio, es difícil validar los beneficios exactos. [ 6 ]

reactores alimentados con torio

Los combustibles de torio han alimentado varios tipos diferentes de reactores, incluidos reactores de agua ligera , reactores de agua pesada , reactores de gas de alta temperatura , reactores rápidos refrigerados por sodio y reactores de sales fundidas . [ 24 ]

Lista de reactores alimentados con torio

De IAEA TECDOC-1450 "Ciclo del combustible de torio: beneficios y desafíos potenciales", Tabla 1: Utilización del torio en diferentes reactores experimentales y de potencia. [ 6 ] Además, de Energy Information Administration, "Descargas de combustible nuclear gastado de reactores estadounidenses", Tabla B4: Clase de ensamblaje Dresden 1. [ 25 ]

Véase también

Portal de tecnología nuclear Portal de energíaicono

Referencias

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Lecturas adicionales

  • Kasten, PR (1998). " Revisión del concepto del reactor de torio de Radkowsky " Science & Global Security, 7(3), 237–269.
  • Duncan Clark (9 de septiembre de 2011), " Defensores del torio crean un grupo de presión. Gran optimismo por la energía nuclear de torio en el lanzamiento de la Fundación Weinberg ", The Guardian
  • Nelson, AT (2012). "El torio: no es un combustible nuclear comercial a corto plazo" . Boletín de los científicos atómicos . 68 (5): 33– 44. Bibcode : 2012BuAtS..68e..33N . doi : 10.1177/0096340212459125 . S2CID 144725888 . 
  • BD Kuz'minov, VN Manokhin, (1998) "Estado de los datos nucleares para el ciclo del combustible de torio" , traducción del OIEA de la revista rusa Yadernye Konstanty (Constantes Nucleares), números 3-4, 1997.
  • Comparación de los ciclos del combustible de torio y uranio realizada por el Laboratorio Nuclear Nacional del Reino Unido.
  • Ficha informativa sobre el torio. Archivada el 16 de febrero de 2013 en la Wayback Machine de la Asociación Nuclear Mundial .
  • Bibliografía anotada sobre el ciclo del combustible de torio. Archivada el 7 de octubre de 2010 en Wayback Machine, procedente de la Biblioteca Digital Alsos para Asuntos Nucleares.