El ciclo del combustible de torio es un ciclo de combustible nuclear que utiliza un isótopo de torio ,232
Th
, como el material fértil . En el reactor232
Th
se transmuta en el isótopo de uranio artificial fisible233
U
que es el combustible nuclear . A diferencia del uranio natural , el torio natural contiene solo trazas de material fisible (como231
Th
), 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 de torio,232
Th
absorbe neutrones para producir233
U
. Esto es paralelo al proceso en los reactores reproductores de uranio por medio del cual fértiles238
U
absorbe neutrones para formar fisibles 239
Pu
. Dependiendo del diseño del reactor y del ciclo del combustible, los generados233
U
se fisiona in situ o se separa químicamente del combustible nuclear usado y se transforma en nuevo combustible nuclear.
El ciclo del combustible del torio tiene varias ventajas potenciales sobre el ciclo del combustible del uranio , como la mayor abundancia del torio , las propiedades físicas y nucleares superiores , la producción reducida de plutonio y actínidos , [1] y una mejor resistencia a la proliferación de armas nucleares cuando se utiliza en un reactor de agua ligera tradicional [ 1] [2] aunque no en un reactor de sal fundida . [3] [4]
Historia
Las preocupaciones sobre los límites de los recursos mundiales de uranio motivaron un interés inicial en el ciclo del combustible de torio. [5] Se imaginó que a medida que se agotan las reservas de uranio, el torio complementaría al uranio como material fértil. Sin embargo, en la mayoría de los países el uranio era relativamente abundante y la investigación sobre los ciclos del combustible de torio decayó. Una excepción notable fue el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . [6] En el siglo XXI, el potencial del torio para mejorar la resistencia a la proliferación y las características de los desechos llevó a un renovado interés en el ciclo del combustible del torio. [7] [8] [9]
En el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960, el Experimento del reactor de sal fundida utilizó233
U
como combustible fisible en un experimento para demostrar una parte del reactor reproductor de sales fundidas que fue diseñado para operar en el ciclo del combustible de torio. Los experimentos del reactor de sal fundida (MSR) evaluaron la viabilidad del torio, utilizando fluoruro de torio (IV) disuelto en un fluido de sal fundida que eliminó la necesidad de fabricar elementos combustibles. El programa MSR fue retirado de fondos en 1976 después de que su patrocinador Alvin Weinberg fuera despedido. [10]
En 1993, Carlo Rubbia propuso el concepto de un amplificador de energía o "sistema impulsado por acelerador" (ADS), que vio como una forma novedosa y segura de producir energía nuclear que explotaba las tecnologías de aceleradores existentes. La propuesta de Rubbia ofrecía el potencial de incinerar desechos nucleares de alta actividad y producir energía a partir de torio natural y uranio empobrecido . [11] [12]
Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo jefe de Flibe Energy, ha sido un promotor durante mucho tiempo del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de fluoruro de torio líquido (LFTR). Primero investigó los reactores de torio mientras trabajaba en la NASA , mientras evaluaba diseños de plantas de energía adecuados para colonias lunares. En 2006, Sorensen inició "energyfromthorium.com" para promover y hacer disponible información sobre esta tecnología. [13]
Un estudio del MIT de 2011 concluyó que, aunque hay pocas barreras para el ciclo del combustible de torio, con los diseños de reactores de agua ligera actuales o de corto plazo también hay pocos incentivos para que se produzca una penetración significativa en el mercado. Como tales, concluyen que hay pocas posibilidades de que los ciclos del torio sustituyan a los ciclos del uranio convencionales en el mercado actual de la energía nuclear, a pesar de los posibles beneficios. [14]
Reacciones nucleares con torio
- Ratan Kumar Sinha , ex presidente de la Comisión de Energía Atómica de la India . [15]
En el ciclo del torio, el combustible se forma cuando 232
Th
captura un neutrón (ya sea en un reactor rápido o en un reactor térmico ) para convertirse233Th. Esto normalmente emite un electrón y un antineutrino (
ν
) por β-decaer para convertirse en233Pensilvania. Esto luego emite otro electrón y antineutrino por un segundo
β-
decaer para convertirse en 233
U
, el combustible:
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 solo emitir desechos de productos de fisión, y después de unos pocos cientos de años, los desechos de un reactor de torio pueden ser menos tóxicos que el mineral de uranio que se habría utilizado. 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]
Residuos de actínidos
En un reactor, cuando un neutrón golpea un átomo fisionable (como ciertos isótopos de uranio), o divide el núcleo o es capturado y transmuta el átomo. En el caso de233
U
, las transmutaciones tienden a producir combustibles nucleares útiles en lugar de desechos transuránicos . Cuándo233
U
absorbe un neutrón, se fisiona o se vuelve 234U. La probabilidad de fisionarse por absorción de un neutrón térmico es aproximadamente del 92%; la relación captura-fisión de233
U
, por lo tanto, es aproximadamente 1:12, que es mejor que la captura correspondiente frente a las proporciones de fisión de 235U (aproximadamente 1: 6), o 239
Pu
o 241Pu(ambos alrededor de 1: 3). [5] [18] El resultado es menos desechos transuránicos que en un reactor que utiliza el ciclo de combustible de uranio-plutonio.
Transmutaciones en el ciclo del combustible de torio | ||||||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
237 Np | ||||||||||||||
↑ | ||||||||||||||
231 U | ← | 232 U | ↔ | 233 U | ↔ | 234 U | ↔ | 235 U | ↔ | 236 U | → | 237 U | ||
↓ | ↑ | ↑ | ↑ | |||||||||||
231 Pa | → | 232 Pa | ← | 233 Pa | → | 234 Pa | ||||||||
↑ | ↑ | |||||||||||||
230 mil | → | 231 mil | ← | 232 mil | → | 233 mil | ||||||||
|
234
U
, como la mayoría de los actínidos con un número par de neutrones, no es fisible, pero la captura de neutrones produce fisibles235
U
. Si el isótopo fisible no se fisión en la captura de neutrones, produce236U, 237Notario público, 238Pu, y eventualmente fisionable 239
Pu
e isótopos más pesados de plutonio . La237
Notario público
puede eliminarse y almacenarse como desecho o retenerse y transmutarse en plutonio, donde más se fisiona, mientras que el resto se convierte en 242Pu, luego americio y curio , que a su vez pueden eliminarse como desechos o devolverse a los reactores para una mayor transmutación y fisión.
sin embargo, el 231Pensilvania (con una vida media de 3,27 × 10 4 años ) formado a través de ( n , 2 n ) reacciones con232
Th
(flexible 231
Th
que decae a 231Pensilvania), aunque no es un residuo transuránico, es un factor importante que contribuye a la radiotoxicidad a largo plazo del combustible nuclear gastado.
Contaminación por uranio-232
232Utambién se forma en este proceso, a través de ( n , 2 n ) reacciones entre neutrones rápidos y233
U
, 233Pensilvania, y 232
Th
:
A diferencia de la mayoría de los isótopos pesados numerados, 232
U
También es un combustible fisionable que se fisiona poco más de la mitad del tiempo cuando absorbe un neutrón térmico. [19] 232
U
tiene una vida media relativamente corta (68,9 años ), y algunos productos de descomposición emiten radiación gamma de alta energía , como224Rn, 212Bi y particularmente 208Tl. La cadena de desintegración completa , junto con las vidas medias y las energías gamma relevantes, es:
232
U
decae a 228Thdonde se une a la cadena de descomposición de232Th
Los combustibles del ciclo del torio producen emisiones gamma duras , que dañan los componentes electrónicos y limitan su uso en bombas.232
U
no se puede separar químicamente de 233
U
de combustible nuclear usado ; Sin embargo, la separación química del torio del uranio elimina el producto de descomposición.228
Th
y la radiación del resto de la cadena de desintegración, que se acumula gradualmente a medida que 228
Th
se vuelve a acumular. La contaminación también podría evitarse utilizando un reactor reproductor de sales fundidas y separando los233
Pensilvania
antes de que se descomponga en 233
U
. [3] Las emisiones de rayos gamma fuertes también crean un peligro radiológico que requiere una manipulación remota durante el reprocesamiento.
Combustible nuclear
Como material fértil, el torio es similar a 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) para232
Th
son aproximadamente tres y un tercio de los de los valores respectivos para 238
U
.
Ventajas
La principal ventaja física del combustible de torio es que hace posible un reactor reproductor que funciona con neutrones lentos , también conocido como reactor reproductor térmico . [5] Estos reactores a menudo se consideran más simples que los reproductores de neutrones rápidos más tradicionales. Aunque la sección transversal de fisión de neutrones térmicos (σ f ) del resultado233
U
es comparable a 235
U
y 239
Pu
, tiene una sección transversal de captura mucho menor (σ γ ) que los dos últimos isótopos fisionables, lo que proporciona menos absorciones de neutrones no fisibles y una economía de neutrones mejorada . La relación de neutrones liberados por neutrón absorbido (η) en233
U
es mayor que dos en una amplia gama de energías, incluido el espectro térmico. Un reactor de reproducción en el ciclo uranio-plutonio necesita utilizar neutrones rápidos, porque en el espectro térmico un neutrón es absorbido por239
Pu
en promedio conduce a menos de dos neutrones.
Se estima que el torio es de tres a 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 un subproducto de la extracción de tierras raras de las arenas de monacita . En particular, hay muy poco torio disuelto en el agua de mar, por lo que la extracción de agua de mar no es viable, como ocurre con el uranio. Utilizando 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 muestran propiedades físicas y químicas favorables que mejoran el rendimiento del reactor y del depósito . En comparación con el combustible de reactor predominante, el dióxido de uranio ( UO
2), dióxido de torio ( ThO
2) tiene un punto de fusión más alto , una conductividad térmica más alta y un coeficiente de expansión térmica más bajo . El dióxido de torio también exhibe una mayor estabilidad química y, a diferencia del dióxido de uranio, no se oxida más . [5]
Porque el 233
U
producido en los combustibles de torio está significativamente contaminado con 232
U
en los diseños propuestos de reactores de potencia, el combustible nuclear usado a base de torio posee una resistencia inherente a la proliferación .232
U
no se puede separar químicamente de233
U
y tiene varios productos de descomposición que emiten radiación gamma de alta energía . Estos fotones de alta energía representan un riesgo radiológico que requiere el uso de manipulación remota de uranio separado y ayuda en la detección pasiva de tales materiales.
El largo plazo (del orden de aproximadamente 10 3 hasta10 6 años ) el riesgo radiológico del combustible nuclear usado a base de uranio convencional está dominado por el plutonio y otros actínidos menores , después de lo cual los productos de fisión de larga duración vuelven a ser contribuyentes importantes. Una sola captura de neutrones en238
U
es suficiente para producir elementos transuránicos , mientras que cinco capturas son generalmente necesarias para hacerlo desde232
Th
. 98-99% de los núcleos de combustible del ciclo del torio se fisionarían en233
U
o 235
U
, por lo que se producen menos transuránicos de larga duración. Debido a esto, el torio es una alternativa potencialmente atractiva al uranio en combustibles de óxidos mixtos (MOX) para minimizar la generación de transuránicos y maximizar la destrucción de 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 efectivamente mononuclídico y no contiene isótopos fisionables; material fisionable, generalmente233
U
, 235
U
o plutonio, debe agregarse para lograr la criticidad . Esto, junto con la alta temperatura de sinterización necesaria para producir combustible de dióxido de torio, complica la fabricación de combustible. El Laboratorio Nacional de Oak Ridge experimentó con tetrafluoruro de torio como combustible en un reactor de sal fundida entre 1964 y 1969, 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, utilizando233
U
in situ), es necesario un mayor quemado para lograr una economía de neutrones favorable . Aunque el dióxido de torio se comportó bien con quemaduras de 170.000 MWd / ty 150.000 MWd / t en la estación generadora de Fort St. Vrain y AVR , respectivamente, [5] los desafíos complican lograrlo en los reactores de agua ligera (LWR), que componen la gran mayoría de los existentes. reactores de potencia.
En un ciclo de combustible de torio único, los combustibles a base de torio producen transuránicos de vida mucho menos prolongada que los combustibles a base de uranio, algunos productos de actínidos de vida prolongada constituyen un impacto radiológico a largo plazo, especialmente231
Pensilvania
y 233
U
. [16] En un ciclo cerrado,233
U
y 231
Pensilvania
se puede reprocesar. 231
Pensilvania
También se considera un excelente absorbedor de veneno quemable en reactores de agua ligera. [22]
Otro desafío asociado con el ciclo del combustible de torio es el intervalo comparativamente largo durante el cual 232
Th
razas para 233
U
. La vida media de233
Pensilvania
es de aproximadamente 27 días, que es un orden de magnitud más largo que la vida media de 239Notario público. Como resultado, sustancial233
Pensilvania
se desarrolla en combustibles a base de torio. 233
Pensilvania
es un importante absorbedor de neutrones y, aunque eventualmente se convierte en fisible235
U
, esto requiere dos absorciones de neutrones más, lo que degrada la economía de neutrones y aumenta la probabilidad de producción de transuránicos .
Alternativamente, si se usa torio sólido en un ciclo de combustible cerrado en el que233
U
se recicla , la manipulación remota es necesaria para la fabricación de combustible debido a los altos niveles de radiación que resultan de los productos de descomposición de232
U
. Esto también es cierto para el torio reciclado debido a la presencia de228
Th
, que es parte del 232
U
secuencia de decaimiento. 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) está sólo en desarrollo.
Aunque la presencia de 232
U
complica las cosas, hay documentos públicos que demuestran que 233
U
se ha utilizado una vez en una prueba de armas nucleares . Estados Unidos probó un compuesto233
U
-Núcleo de bomba de plutonio en la explosión MET (Military Effects Test) durante la Operación Teapot en 1955, aunque con un rendimiento mucho menor de lo esperado. [23]
Los defensores de los reactores de núcleo líquido y de sales fundidas , como los LFTR, afirman que estas tecnologías anulan las desventajas del torio presentes en los reactores de combustible sólido. Como solo se han construido dos reactores de sal de fluoruro de núcleo líquido (el ORNL ARE y el MSRE ) y ninguno ha utilizado torio, es difícil validar los beneficios exactos. [5]
Reactores alimentados con torio
Torio combustibles han alimentado varios tipos de reactor diferentes, incluyendo reactores de agua ligera , reactores de agua pesada , reactores de gas de alta temperatura , los reactores rápidos refrigerados por sodio , y reactores de sales fundidas . [24]
Lista de reactores alimentados con torio
Tomado de OIEA TECDOC-1450 "Ciclo del combustible de torio: posibles beneficios y desafíos", Cuadro 1: Utilización del torio en diferentes reactores experimentales y de potencia. [5] Además de la Administración de Información Energética, "Descargas de combustible nuclear gastado de los reactores de EE. UU.", Tabla B4: Clase de ensamblaje de Dresde 1. [25]
Nombre | País | Tipo de reactor | Energía | Combustible | Período de operación |
---|---|---|---|---|---|
Dresde Unidad 1 | Estados Unidos | BWR | 197 MW (e) | Varillas de esquina ThO 2 , UO 2 revestidas en tubo Zircaloy-2 | 1960-1978 |
AVR | Alemania (Oeste) | HTGR , experimental ( reactor de lecho de guijarros ) | 15 MW (e) | Th +235 U Combustible del conductor, partículas de combustible recubiertas, óxido y dicarburos | 1967-1988 |
THTR-300 | HTGR , potencia ( tipo guijarro ) | 300 MW (e) | 1985-1989 | ||
Lingen | Prueba de irradiación BWR | 60 MW (e) | Prueba de pellets de combustible (Th, Pu) O 2 | 1968-1973 | |
Dragón ( OCDE - Euratom ) | Reino Unido (también Suecia, Noruega y Suiza) | HTGR , experimental (diseño pin-in-block) | 20 MWt | Th +235 U Combustible del conductor, partículas de combustible recubiertas, óxido y dicarburos | 1966-1973 |
Fondo de melocotón | Estados Unidos | HTGR , Experimental (bloque prismático) | 40 MW (e) | 1966-1972 | |
Fuerte St Vrain | HTGR , Power (bloque prismático) | 330 MW (e) | Th +235 U Combustible del conductor, partículas de combustible recubiertas, dicarburo | 1976–1989 | |
MSRE ORNL | MSR | 7,5 MWt | 233 U fluoruros fundidos | 1964-1969 | |
Estación BORAX-IV y Elk River | BWR (conjuntos de pines) | 2,4 MW (e); 24 MW (e) | Th +235 U Pastillas de óxido de combustible para conductor | 1963–1968 | |
Puerto de embarque | LWBR , PWR , (conjuntos de pines) | 100 MW (e) | Th +233 U Combustible conductor, pellets de óxido | 1977-1982 | |
Punto indio 1 | 285 MW (e) | 1962-1980 | |||
SUSPOP / KSTR KEMA | Países Bajos | Suspensión acuosa homogénea (conjuntos de pasadores) | 1 MWt | Th + HEU, pellets de óxido | 1974-1977 |
NRX y NRU | Canadá | MTR (conjuntos de pasadores) | 20 MW; 200 MW ( ver ) | Th +235 U , Prueba de combustible | 1947 (NRX) + 1957 (NRU); Prueba de irradiación de pocos elementos combustibles |
CIRUS ; DHRUVA ; Y KAMINI | India | MTR térmica | 40 MWt; 100 MWt; 30 kWt (baja potencia, investigación) | Al +233 U Conductor de combustible, varilla 'J' de Th & ThO2, varilla 'J' de ThO 2 | 1960-2010 (CIRUS); otros en funcionamiento |
KAPS 1 y 2 ; KGS 1 y 2; RAPS 2, 3 y 4 | PHWR , (conjuntos de pines) | 220 MW (e) | Pellets de ThO 2 (para el aplanamiento del flujo de neutrones del núcleo inicial después de la puesta en marcha) | 1980 (RAPS 2) +; continuando en todos los PHWR nuevos | |
FBTR | LMFBR , (conjuntos de pines) | 40 MWt | ThO 2 manta | 1985; en la operación | |
Petten | Países Bajos | Experimento de sal fundida de torio del reactor de alto flujo | 45 MW (e) | ? | 2024; planificado |
Ver también
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- Fundación Weinberg
- Consumo y recursos energéticos mundiales
Referencias
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Otras lecturas
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- Duncan Clark (9 de septiembre de 2011), " Los defensores del torio lanzan un grupo de presión. Enorme optimismo para la energía nuclear del torio en el lanzamiento de la Fundación Weinberg ", The Guardian
- Nelson, AT (2012). "Torio: no es un combustible nuclear comercial a corto plazo" . Boletín de los científicos atómicos . 68 (5): 33–44. Código Bibliográfico : 2012BuAtS..68e..33N . doi : 10.1177 / 0096340212459125 . S2CID 144725888 .
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- Comparación de los ciclos del combustible de torio y uranio por el Laboratorio Nuclear Nacional del Reino Unido
- Hoja informativa sobre el torio en la Asociación Nuclear Mundial .
- Bibliografía comentada para el ciclo del combustible de torio de la Biblioteca digital de Alsos para cuestiones nucleares
enlaces externos
- Comité Internacional de Energía de Torio