El ciclo del combustible nuclear, también denominado cadena del combustible nuclear, está compuesto de pasos de preparación previa que conducen a la preparación de uranio para su uso como combustible en el funcionamiento de un reactor y pasos de tratamiento posterior que son necesarias para administrar con seguridad, acondicionar y librarse del residuo radiactivo.
Distintos ciclos de combustible
Ciclo de combustible “Once-through” (para un solo uso)
Técnicamente no es un ciclo per se. El combustible es utilizado una vez y, sin posterior procesado, es enviado para su almacenamiento con solo un embalaje que proporcione el mejor aislamiento de la biosfera. Este método es el que siguen seis países:Estados Unidos; Canadá; Suecia; Finlandia; España y Unión Sudafricana. Algunos países, principalmente Suecia y Canadá, han diseñado repositorios que permitan la futura recuperación del material si surgiera tal necesidad, mientras que otros países planifican su confinamiento permanente.
Ciclo de Plutonio
Muchos países utilizan los servicios de reprocesado ofrecidos por BNFL y COGEMA. En ellos se separan los productos de fisión, uranio y plutonio para su vertido o uso posterior. BNFL ya ha empezado a fabricar combustible MOX que está siendo suministrado para hacer funcionar reactores en muchas partes del mundo. Este uso de combustible que fue creado en un reactor cierra el ciclo. No obstante, es probable que después de varios reciclados del plutonio su firma isótropa no sea válida para un siguiente uso en un reactor térmico.
Reciclaje de actínidos menores
Se ha propuesto que, además del uso del plutonio, los actínidos menores pudieran utilizarse en un reactor de energía crítico. Ya se han realizado pruebas en las cuales se ha utilizado el americio como combustible. Pero debe destacarse que el bombardeo de neutrones incluso en un reactor “rápido” no es un método adecuado para 'quemar' todos los transplutónicos. Por ejemplo, si se irradia el Curio con neutrones se formarán actínidos muy pesados Californio y Fermio que proseguirán una fisión espontánea. Como resultado, la emisión de neutrones en un combustible usado que haya incluido el curio, será mucho más alta.
Algunos tipos de reactores (como por ejemplo, el Reactor Rápido Integral) se han diseñado para este ciclo de combustible bastante distinto. En principio, sería posible obtener energía de la fisión de cualquier núcleo de actínido. Con un meticuloso diseño del reactor, se pueden consumir todos los actínidos presentes en el combustible, dejando sólo los elementos más ligeros con vidas medias cortas. Ningún reactor de estas características se ha hecho funcionar a escala industrial.
Es vital para la transmutación de los metales transplutónicos que la energía de los neutrones sea alta. Incluso la energía neutrónica en un reactor reproductor rápido (fast breeder), el cual puede utilizarse como un quemador rápido si se hace funcionar con un combustible distinto, podría no ser suficientemente rápido. Una alternativa a un reactor crítico en el que los neutrones se generan por la fisión de los núcleos actínidos es un reactor con aceleración conducida sub-crítica. En él un rayo de o bien protones (en los diseños de Estados Unidos o europeos., o bien electrones (en el diseño Japonés) se dirige a un objetivo. En el caso de los protones, neutrones muy rápidos saltarán del objetivo, mientras que en el caso de los electrones se generarán fotones de muy alta energía. Estos neutrones y fotones de alta energía podrán entonces provocar la fisión de los actínidos pesados. Cuando esto sucede, la parte cruzada de muchos actínidos disminuye mientras se incrementa la energía neutrónica, pero el ratio de fisión sobre simple activación (reacciones ng) cambia a favor de la fisión a medida que la energía neutrónica se incrementa.
Dependiendo de la fuente de neutrones la energía puede variar:
Térmica: de 0 a 100 eV Epitérmica: de 100 eV a 100 KeV Rápida (a partir de fisión nuclear): de 100 KeV a 3 MeV DD fusión: 2,5 MeV DT fusión: 14 MeV Núcleo de acelerador guiado: 200 MeV (guiado por 1,6 GeV protones) Fusión Muon-catalizada: 7 GeV
Aquí sería posible destruir incluso el curio sin generación de metales transcúricos si la energía neutrónica fuera alta, como una alternativa al curio (244Cm, vida media: 18 años) podría dejarse degenerar a 240Pu antes de utilizarlo en el combustible en un reactor rápido.<ref> V. Artisyuk, M. Saito y A. Shmelev, Progress in Nuclear Energy, 2000, 37, 345-350</ref>
Es verosímil que el combustible pueda resistir más ciclos térmicos que los combustibles convencionales, y ello es así porque el acelerador tienda probablemente a detener su funcionamiento en un supuesto convencional. Cada vez que el acelerador se detiene el combustible se enfría, y este es el motivo por el que sea normal que muchos reactores de energía convencionales para que la planta funcione a plena potencia, lo hagan de forma continuada durante semanas o meses, en lugar de proceder a encendidos y apagados diarios.
Combustible u objetivos para esta transmutación de los actínidos
Hasta ahora todavía no se ha elegido el tipo de combustible (objetivo) para la transformación de actínidos.
Dependiendo de la matriz, el proceso puede generar más transuránicos de la matriz, lo que pudiera ser visto como bueno (generar más combustible) o como malo (generación de más elementos transuránicos radiotóxicos ). Existen series de diferentes matrices que pueden controlar esta producción de actínidos pesados.
Actínidos en una matriz inerte
El actínido sería mezclado con un metal que no forme más actínidos, por ejemplo, podría utilizarse una solución sólida de un actínido en un sólido como el circonio.
Actínidos en óxido de torio
El óxido de actínido cuando se mezcla con el de torio formará por bombardeo de neutrones 233U (mientras sea fisible), y es probable que el 233U en un posterior bombardeo de neutrones alcance la fisión siendo inverosímil que se generen elementos transuránicos de la matriz.
Actínidos en óxido de uranio
Esto es probable que lleve a la generación de nuevo 239Pu.
El ciclo de combustible del torio El ciclo de combustible del torio, utiliza al torio para absorber neutrones con lentitud (en un reactor) para al fin formar Uranio-233; el cual a su vez es quemado como combustible. Por lo tanto, como el Torio-232 es un material fértil.
Como combustible, y desde un punto de vista neutrónico, el U-233 es superior a U-235 y al Pu-239, debido a su mayor producción de neutrones por neutrón absorbido. Otro aspecto positivo es que el óxido de torio funde alrededor de los 3.300 °C comparados con los 2.800 °C del dióxido de uranio. El U-233 también mantiene sus buenas propiedades neutrónicas con altas temperaturas, mejor que el U-235 o el Pu-239. Esta estabilidad significa más alta ignición y más altas temperaturas de funcionamiento, con beneficios térmicos del 50-55%. También, desde la respectiva posición del uranio y el torio en la tabla periódica, la cantidad de los actínidos menores de larga vida que resultan de la fisión, es mucho menor en el ciclo del torio que en el del plutonio. Finalmente, todo el mineral de torio es potencialmente utilizable en un reactor, lo que, comparado con el 0,7% del uranio natural, se obtengan 40 veces más energía por unidad de masa.
Después de arrancar el reactor con cualquier otros material fisible (U-235 o Pu-239), se puede crear un ciclo de producción similar pero más eficiente que con el U-238 y el plutonio. El Th-232 absorbe un neutrón para convertirse en Th-233 el cual normalmente deriva a protactinio-233 y después a U-233. El combustible irradiado es entonces descargado del reactor, se extrae el U-233, el cual se utiliza en otro reactor conformando un ciclo de combustible cerrado.Enlaces al combustible torio Perspectivas del Ciclo del combustible Torio
Actividad industrial actual
Actualmente los únicos isótopos utilizados como combustible nuclear son Uranio U235, Uranio U238 y Plutonio Pu239, a pesar de las ventajas que tiene el propuesto ciclo del torio como combustible. Algunos reactores modernos, con modificaciones menores, podrían utilizar torio, que es más completo que el uranio.
Los reactores de agua pesada y los regulados por grafito pueden utilizar uranio tal como es obtenido y refinado, pero la inmensa mayoría de los reactores en el mundo requieren que la proporción entre Uranio-235 (U235) y Uranio-238 (U238) esté incrementada. En los reactores civiles el enriquecimiento se incrementa hasta un 5% de U235 y un 95% de U238, pero en los reactores navales se alcanza hasta el 93% de U235.
El término combustible nuclear no se utiliza normalmente con respecto a la energía de fusión, que funde isótopos de hidrógeno en helio para liberar energía.
Preparación
Exploración
Un depósito de uranio, descubierto mediante técnicas geofísicas, es evaluado y muestreado para determinar las cantidades de materiales de uranio que son extraíbles a unos costos específicos. Las reservas de uranio son las cantidades de mineral que se estima se pueden extraer a unos costes especificados. El uranio en la naturaleza está formado básicamente por dos isótopos, U238 y U235. Los números se refieren al número de masa atómica para cada isótopo, o al número de protones y neutrones en el núcleo atómico. El uranio que se obtiene naturalmente contiene aproximadamente el 99,28% de U238 y el 0,71% de U235. Los núcleos atómicos del U235 están muy cerca de la fisión cuando son atacados por un neutrón libre, por lo que el isótopo se dice que es un isótopo "fisible". Por otro lado, el núcleo de un átomo de U238, en lugar de iniciar la fisión cuando es atacado por un neutrón libre, casi siempre absorberá el neutrón libre y generará un átomo del isótopo U239. Este isótopo inicia una radioactividad natural para degenerar en Pu239, el cual, como el U235, es un isótopo fisible. Los átomos de U238 se dice que son fértiles, ya que, mediante la irradiación por neutrones en el núcleo, pueden producir eventualmente átomos fisibles de Pu239.
Minería
El mineral de uranio puede obtenerse en excavaciones a cielo abierto o subterráneas, con métodos similares a la minería de otros metales.
Los métodos de lixiviación in situ también son utilizados en Estados Unidos. En esta tecnología, el uranio es lavado desde el lugar donde se encuentra el mineral, mediante fuentes de agua espaciadas con regularidad, y recuperado de la solución lixiviada en una planta en superficie.
Las minas de uranio en los Estados Unidos contienen normalmente de un 0,05 a un 0,3 % de óxido de uranio (U3O8). Algunos depósitos de uranio explotados en otros países son de mayor riqueza y también más grandes que los de Estados Unidos.
El uranio también está presente en un reducidas proporciones (de 50 a 200 ppm) en algunos depósitos que contienen fosfatos de origen marino. Puesto que la minería de los fosfatos mueve muy grandes cantidades en el proceso húmedo de producción de ácido fosfórico utilizado en fertilizantes y otros productos químicos, en algunas plantas al procesar los fosfatos también procesan el uranio que, aunque en pequeñas proporciones, puede ser recuperado de forma económica en el proceso.
Molienda El uranio extraído normalmente se procesa para reducir el material a un tamaño uniforme de partícula, para, a continuación, tratar el mineral para extraer el uranio mediante lixiviado químico.
El proceso de molienda habitualmente produce un polvo seco de un óxido de uranio de fórmula U3O8 (cuyo uranio es uranio natural, no enriquecido), la "torta amarilla" (en inglés yellowcake), la cual se vende en el mercado de uranio.
Conversión del uranio