El desarrollo de nuevos reactores y el impulso de tecnologías más avanzadas permitirán que haya más diversidad de combustibles y más aprovechamiento del combustible nuclear actual.
MOX, abreviatura de Mixed Oxide (Mezcla de Óxidos), es un tipo de combustible utilizado en los reactores nucleares de fisión compuesto por una mezcla de óxido de uranio natural, uranio reprocesado o uranio empobrecido, y óxido de plutonio. La proporción de plutonio en este combustible varía de un 3% a un 10%.
Este combustible se comporta de una forma similar a la del uranio de bajo enriquecimiento para el que se diseñaron la mayoría de los reactores nucleares de agua ligera (LWR).
Cuando se producen las recargas de combustible, la mayoría del Plutonio-239 se consume en el reactor, ya que se comporta como el Uranio-235 y sus fisiones liberan una cantidad equivalente de energía. Cuanto más alto sea el quemado, menos plutonio queda en el combustible irradiado, pero un valor típico del plutonio en el combustible irradiado es de un 1%, siendo unas dos terceras partes Plutonio-239.
En todo el mundo se producen unas 100 toneladas de plutonio en el combustible irradiado cada año. Un reciclado simple de plutonio incrementaría la energía que se deriva del uranio original en un 12% aproximadamente, pero si también se recicla el uranio se alcanza un 20%.
Para utilizar el combustible MOX en un reactor nuclear es necesario utilizar más barras de control y sólo se cambia a MOX la tercera parte de la mitad del combustible recargado.
El reprocesado de combustible nuclear comercial para la fabricación de MOX se lleva a cabo en Reino Unido y Francia, y en menor medida en Rusia, India y Japón. También China planea el desarrollo de reactores rápidos y del reprocesado. Más de 30 reactores térmicos en Europa utilizan MOX y otros 20 se han licenciado para poder hacerlo. La mayoría de los reactores lo utilizan en una tercera parte del núcleo, pero algunos llegarán a usarlo en un 50%.
Fabricación del combustible MOX:
El primer paso es la separación en el combustible gastado del plutonio del uranio restante (aproximadamente el 96% del combustible irradiado) y los productos de fisión con el resto de residuos (en conjunto otro 3%).
El plutonio, en forma de óxido, se mezcla con uranio empobrecido que forma parte del residuo de una planta de enriquecimiento de uranio (se utiliza para formar combustible nuclear nuevo) en un porcentaje del 7% de plutonio.
El combustible MOX puede fabricarse moliendo juntos el óxido de uranio (UO2) y de plutonio (PuO2) antes de que la mezcla de óxidos se compacte para formar los “pellets”, pero este proceso tiene la desventaja de que forma grandes cantidades de polvo radiactivo. Una alternativa es mezclar una solución de nitrato de uranilo y nitrato de plutonio en ácido nítrico. Esta puede transformarse posteriormente en un sólido utilizando una base de ligadura, calcinando más tarde el sólido que se convierte en una mezcla de óxidos de uranio y plutonio y formar las pastillas que se introducen en las vainas del reactor.
El torio se llamó así en honor a Thor, el dios nórdico del relámpago y la tormenta. Fue aislado por primera vez en 1828 por Jöns Jakob Berzelius. En la última década del siglo XIX los investigadores Pierre Curie y Marie Curie descubrieron que el torio emitía radiactividad.
El torio es un elemento químico, de símbolo Th y número atómico 90. Es un elemento de la serie de los actínidos que se encuentra en estado natural en los minerales monazita, torita y torianita. En estado puro es un metal blando de color blanco-plata que se oxida lentamente, convirtiéndose en gris y finalmente en negro. Si se tritura finamente y se calienta, arde emitiendo luz blanca.
Se estima que mundialmente hay cerca de 12 millones de toneladas, dos tercios de los cuales se encuentran en depósitos de arenas minerales pesados en las costas sur y este de la India. Hay depósitos importantes en varios otros países: Australia, Brasil, Canadá, Egipto, Estados Unidos, Groelandia, India, Noruega, Rusia, Sudáfrica y Venezuela.
El torio como combustible nuclear:
Durante los últimos 40 años ha habido un interés en la utilización del torio como combustible nuclear, ya que es más abundante en la corteza terrestre que el uranio. Además, todo el torio extraído es potencialmente utilizable en un reactor, en comparación con el 0,7% del uranio natural en los reactores existentes actualmente, por lo que puede estar disponible al menos 40 veces la cantidad de energía por unidad de masa (sin recurrir a los reactores de neutrones rápidos). Sin embargo, esta ventaja es casi nula si los reactores de neutrones rápidos se usan para el uranio. La tecnología para utilizar el torio como combustible nuclear está en desarrollo.
Actualmente hay investigaciones sobre la posible utilización del torio como combustible en India, Estados Unidos, Rusia y Canadá.
Para poder aprovechar la radiactividad del torio como fuente de energía, habría que transformar el Th-232 en U-233. Esta conversión puede llevarse a cabo en reactores especiales (reactores rápidos yreactores subcríticos), en los que en comparación con el combustible nuclear con uranio, se produce menos plutonio y otros elementos transuránicos.
En los reactores rápidos lo que ocurre que el Th-232, no fisionable en Uranio- 233 (U-233), absorbeneutrones lentos para producir (U-233) que sí es fisionable (y de larga duración). El combustible irradiado puede ser descargado del reactor, el U-233 separado del torio y se alimenta de nuevo otro reactor, como parte de un ciclo de combustible cerrado. Por otra parte, U-233 puede ser generado a partir del torio en una manta, separando el U-233 y luego se introduce en el núcleo.
Es significativo que el U-233 es más efectivo que el Uranio-235 y el Plutonio-239, debido a su mayor producción de neutrones por neutrón absorbido sin embargo es necesario, para el ciclo con el torio, algún otro material fisionable (U-233, U-235 o Pu-239) como conductor que inicie la reacción. El elemento conductor proporciona todos los neutrones al principio pero progresivamente se va utilizando el U-233 que se forma a partir del torio. No obstante, esto también es una desventaja, debido a que el producto intermedio, Proactinio-233 (Pa-233) es un absorbente de neutrones disminuyendo el rendimiento del U-233.
Además, cuando un átomo de Th-232 se desintegra emite una partícula alfa, formada por dos protones y dos neutrones. La emisión de la partícula alfa reduce el número atómico del Th-232 en dos unidades, y el número másico en cuatro, transformándolo en el isótopo 228 de otro elemento, el radio-228 (Ra-228). Posteriores desintegraciones forman la serie del torio. Este proceso continúa hasta que se forma finalmente un elemento no radiactivo, y por tanto estable, que es el plomo (Pb).
Ventajas de utilizar el ciclo de combustible nuclear de torio:
La posibilidad de utilizar un recurso muy abundante que hasta ahora ha sido de tan poco interés.
La producción de energía con pocos elementos transuránicos de vida larga en los residuos.
Reducción de residuos radiactivos en general.
Desventajas:
Alto coste de fabricación de combustible debido en parte a la alta radiactividad de U-233 en la separación química del combustible de torio irradiado.
Separado U-233 siempre está contaminada con rastros de U-232 (69 años de vida media, pero cuya productos hijos tales como talio-208 son fuertes emisores gamma de vida media muy corta) haciendo que el ciclo sea difícil de manejar.
En el residuo aparece Th-228 de alta actividad (emisor alfa con vida media de dos años).
En este tipo de reactores no existe el elemento moderador para los neutrones y por tanto el flujo de neutrones cae en la zona de los neutrones rápidos. En estos reactores el combustible de la zona central, formado por un óxido de uranio y plutonio, se rodea de una zona de óxido de uranio empobrecido, con un contenido de uranio-235 menor o igual al del uranio natural.
Con esta disposición, y si se usa un refrigerante que no produzca la moderación de neutrones (normalmente se emplea sodio líquido), se puede conseguir que en la capa de U-238 que rodea al combustible se genere más plutonio que el que se consume. De esta forma, al mismo tiempo que se está generando energía térmica, se está produciendo combustible en forma de Pu-239, que puede usarse en cualquier tipo de reactor, tanto rápido como térmico.
A este tipo de reactores también se los conoce por reactores reproductores, y su importancia es enorme, ya que permiten obtener un mejor aprovechamiento de los recursos existentes de uranio.
Un ejemplo de este tipo de reactores se encuentra en Rusia, que en junio de 2012 se aprobó la construcción del primer reactor rápido BN-1200 del país en la central nuclear de Beloyarsky. La unidad será construida para reemplazar a otro reactor de menor potencia, BN-600, que está previsto que cierre en 2020. Este reactor producirá 9.000 millones de kWh de electricidad al año y evitará la emisión de millones de toneladas de dióxido de carbono y la necesidad de importar combustibles fósiles.
Con una vida de operación de 60 años, el reactor se espera que tenga un factor de capacidad anual de al menos el 90%. Está prevista que su construcción comience en 2015.
La central nuclear de Beloyarsky también tiene la unidad 3, un reactor BN-800 que está destinado a demostrar el uso de óxido mixto (MOX) como combustible a escala industrial en el caso del ciclo cerrado del combustible.
