Combustible MOX - MOX fuel

El combustible de óxidos mixtos , comúnmente denominado combustible MOX , es un combustible nuclear que contiene más de un óxido de material fisionable , generalmente compuesto de plutonio mezclado con uranio natural , uranio reprocesado o uranio empobrecido . El combustible MOX es una alternativa al combustible de uranio poco enriquecido (LEU) utilizado en los reactores de agua ligera que predominan en la generación de energía nuclear .

Por ejemplo, una mezcla de 7% de plutonio y 93% de uranio natural reacciona de manera similar, aunque no idéntica, al combustible LEU (3 a 5% de uranio 235). MOX generalmente consta de dos fases, UO 2 y PuO 2 , y / o una solución sólida monofásica (U, Pu) O 2 . El contenido de PuO 2 puede variar de 1,5% en peso a 25-30% en peso dependiendo del tipo de reactor nuclear.

Uno de los atractivos del combustible MOX es que es una forma de utilizar plutonio excedente apto para armas , una alternativa al almacenamiento del plutonio excedente, que debería protegerse contra el riesgo de robo para su uso en armas nucleares . Por otro lado, algunos estudios advirtieron que la normalización del uso comercial mundial de combustible MOX y la expansión asociada del reprocesamiento nuclear aumentará, en lugar de reducir, el riesgo de proliferación nuclear , al alentar una mayor separación del plutonio del combustible gastado en la industria nuclear civil. ciclo del combustible.

Visión general

En cada núcleo de reactor nuclear de uranio hay fisión de isótopos de uranio como el uranio 235 y formación de nuevos isótopos más pesados ​​debido a la captura de neutrones , principalmente por el uranio 238 . La mayor parte de la masa de combustible en un reactor es uranio-238. Mediante la captura de neutrones y dos desintegraciones beta sucesivas , el uranio-238 se convierte en plutonio-239 , que, mediante la captura sucesiva de neutrones, se convierte en plutonio-240 , plutonio-241 , plutonio-242 y (después de más desintegraciones beta) otros nucleidos transuránicos o actínidos . El plutonio-239 y el plutonio-241 son fisionables , como el uranio-235. Pequeñas cantidades de uranio-236 , neptunio-237 y plutonio-238 se forman de manera similar a partir del uranio-235.

Normalmente, con el cambio de combustible cada tres años aproximadamente, la mayor parte del plutonio-239 se "quema" en el reactor. Se comporta como el uranio-235, con una sección transversal ligeramente mayor para la fisión, y su fisión libera una cantidad similar de energía . Típicamente, alrededor del uno por ciento del combustible gastado descargado de un reactor es plutonio, y alrededor de dos tercios del plutonio es plutonio-239. En todo el mundo, cada año se producen casi 100 toneladas de plutonio en el combustible gastado.

El reprocesamiento del plutonio en combustible utilizable aumenta la energía derivada del uranio original en aproximadamente un 12%, y si el uranio-235 también se recicla mediante reenriquecimiento, esta se convierte en aproximadamente un 20%. Actualmente, el plutonio solo se reprocesa y se usa una vez como combustible MOX; El combustible MOX gastado, con una alta proporción de actínidos menores e isótopos de plutonio, se almacena como residuo.

Los reactores nucleares existentes deben obtener una nueva licencia antes de que se pueda introducir el combustible MOX porque su uso cambia las características operativas de un reactor, y la planta debe diseñarse o adaptarse ligeramente para aceptarlo; por ejemplo, se necesitan más barras de control . A menudo, solo de un tercio a la mitad de la carga de combustible se cambia a MOX, pero para una carga de MOX superior al 50%, son necesarios cambios significativos y un reactor debe diseñarse en consecuencia. El diseño del reactor System 80 , desplegado notablemente en la Estación de Generación Nuclear Palo Verde de EE. UU. Cerca de Phoenix, Arizona , fue diseñado para una compatibilidad de núcleo 100% MOX, pero hasta ahora siempre ha operado con uranio fresco poco enriquecido. En teoría, los tres reactores de Palo Verde podrían usar el MOX que surge de siete reactores de combustible convencional cada año y ya no requerirían combustible de uranio nuevo.

Según Atomic Energy of Canada Limited (AECL), los reactores CANDU podrían usar núcleos 100% MOX sin modificación física. AECL informó al comité de la Academia Nacional de Ciencias de los Estados Unidos sobre la disposición del plutonio que tiene una amplia experiencia en probar el uso de combustible MOX que contiene de 0,5 a 3% de plutonio.

El contenido de plutonio sin quemar en el combustible MOX gastado de los reactores térmicos es significativo: más del 50% de la carga inicial de plutonio. Sin embargo, durante la quema de MOX, la proporción de isótopos fisionables (números impares) y no fisionables (pares) cae de alrededor de 65% a 20%, dependiendo de la quema. Esto dificulta cualquier intento de recuperar los isótopos fisionables y cualquier Pu a granel recuperado requeriría una fracción tan alta de Pu en cualquier MOX de segunda generación que no sería práctico. Esto significa que dicho combustible gastado sería difícil de reprocesar para su posterior reutilización (quemado) de plutonio. El reprocesamiento regular de MOX gastado bifásico es difícil debido a la baja solubilidad de PuO 2 en ácido nítrico. En 2015, la única demostración comercial de combustible de alto quemado dos veces reciclado se produjo en el reactor rápido de Phénix .

Aplicaciones actuales

Un MOX usado, que tiene 63 GW días (térmicos) de quemado y ha sido examinado con un microscopio electrónico de barrido utilizando un accesorio de microsonda electrónica. Cuanto más claro sea el píxel en el lado derecho, mayor será el contenido de plutonio del material en ese punto.

El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para producir MOX se realiza en Francia y, en menor medida, en Rusia , India y Japón . En el Reino Unido, THORP operó de 1994 a 2018. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos y reprocesamiento. El reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales no está permitido en los Estados Unidos debido a consideraciones de no proliferación.

Estados Unidos estaba construyendo una planta de combustible MOX en el sitio del río Savannah en Carolina del Sur. Aunque la Autoridad del Valle de Tennessee (TVA) y Duke Energy expresaron interés en utilizar combustible de reactor MOX de la conversión de plutonio apto para armas, TVA (actualmente el cliente más probable) dijo en abril de 2011 que retrasaría una decisión hasta que pudiera ver cómo Combustible MOX realizado en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . En mayo de 2018, el Departamento de Energía informó que la planta requeriría otros $ 48 mil millones para completarse, además de los $ 7,6 mil millones ya gastados. Se canceló la construcción.

Reactores térmicos

Aproximadamente 30 reactores térmicos en Europa (Bélgica, Países Bajos, Suiza, Alemania y Francia) están utilizando MOX y otros 20 han obtenido la licencia para hacerlo. La mayoría de los reactores lo utilizan como aproximadamente un tercio de su núcleo, pero algunos aceptarán hasta un 50% de ensamblajes MOX. En Francia, EDF pretende que toda su serie de reactores de 900 MWe funcionen con al menos un tercio de MOX. Japón tenía como objetivo que un tercio de sus reactores utilizaran MOX para 2010 y ha aprobado la construcción de un nuevo reactor con una carga completa de combustible de MOX. Del combustible nuclear total que se utiliza en la actualidad, MOX aporta el 2%.

Los problemas de licencia y seguridad relacionados con el uso de combustible MOX incluyen:

  • Dado que los isótopos de plutonio absorben más neutrones que los combustibles de uranio, los sistemas de control de los reactores pueden necesitar modificaciones.
  • El combustible MOX tiende a calentarse más debido a la menor conductividad térmica, lo que puede ser un problema en algunos diseños de reactores.
  • La liberación de gas de fisión en los conjuntos de combustible MOX puede limitar el tiempo máximo de combustión del combustible MOX.

Aproximadamente el 30% del plutonio cargado originalmente en el combustible MOX se consume mediante el uso en un reactor térmico. En teoría, si un tercio de la carga de combustible del núcleo es MOX y dos tercios de combustible de uranio, hay un cambio neto cero en la masa de plutonio en el combustible gastado y el ciclo podría repetirse; sin embargo, persisten múltiples dificultades para reprocesar el combustible MOX gastado. A partir de 2010, el plutonio solo se recicla una vez en los reactores térmicos, y el combustible MOX gastado se separa del resto del combustible gastado para almacenarlo como residuo.

Todos los isótopos de plutonio son fisibles o fértiles, aunque el plutonio-242 necesita absorber 3 neutrones antes de convertirse en fisible curio -245; en los reactores térmicos, la degradación isotópica limita el potencial de reciclado del plutonio. Aproximadamente el 1% del combustible nuclear gastado de los LWR actuales es plutonio, con una composición isotópica aproximada del 52%239
94
Pu
, 24% 240
94
Pu
, 15% 241
94
Pu
, 6% 242
94
Pu
y 2% 238
94
Pu
cuando el combustible se extrae por primera vez del reactor.

Reactores rapidos

Debido a que la relación de fisión a captura de neutrones rápidos o de alta energía cambia para favorecer la fisión de casi todos los actínidos , incluidos238
92
U
, los reactores rápidos podrían utilizarlos todos como combustible. Todos los actínidos pueden sufrir una fisión inducida por neutrones con neutrones rápidos o no moderados. Por tanto, un reactor rápido es más eficaz que un reactor térmico para utilizar plutonio y actínidos superiores como combustible.

Estos reactores rápidos son más adecuados para la transmutación de otros actínidos que los reactores térmicos. Debido a que los reactores térmicos utilizan neutrones lentos o moderados, los actínidos que no son fisionables con neutrones térmicos tienden a absorber los neutrones en lugar de fisionarse. Esto conduce a la acumulación de actínidos más pesados ​​y reduce el número de neutrones térmicos disponibles para continuar la reacción en cadena.

Fabricación

Separación de plutonio

El primer paso es separar el plutonio del uranio restante (aproximadamente el 96% del combustible gastado) y los productos de fisión con otros desechos (en conjunto, aproximadamente el 3%) mediante el proceso PUREX .

Mezcla seca

El combustible MOX se puede fabricar triturando juntos óxido de uranio (UO 2 ) y óxido de plutonio (PuO 2 ) antes de que el óxido mixto se presione en gránulos, pero este proceso tiene la desventaja de formar mucho polvo radiactivo.

Coprecipitación

Una mezcla de nitrato de uranilo y nitrato de plutonio en ácido nítrico se convierte mediante tratamiento con una base como amoniaco para formar una mezcla de diuranato de amonio e hidróxido de plutonio. Después de calentar en una mezcla de 5% de hidrógeno y 95% de argón se formará una mezcla de dióxido de uranio y dióxido de plutonio . Usando una base , el polvo resultante se puede pasar a través de una prensa y convertirse en gránulos. A continuación, los gránulos se pueden sinterizar en una mezcla de uranio y óxido de plutonio.

Contenido de americio

El plutonio de combustible reprocesado generalmente se transforma en MOX en menos de cinco años después de su producción para evitar problemas resultantes de las impurezas producidas por la descomposición de isótopos de plutonio de vida corta . En particular, el plutonio-241 se desintegra en americio-241 con una vida media de 14 años. Debido a que el americio-241 es un emisor de rayos gamma , su presencia es un riesgo potencial para la salud ocupacional . Sin embargo, es posible eliminar el americio del plutonio mediante un proceso de separación química. Incluso en las peores condiciones, la mezcla de americio / plutonio es menos radiactiva que un licor de disolución de combustible gastado, por lo que debería ser relativamente sencillo recuperar el plutonio mediante PUREX u otro método de reprocesamiento acuoso.

Contenido de curio

Es posible que se agreguen tanto americio como curio a un combustible U / Pu MOX antes de cargarlo en un reactor rápido. Este es un medio de transmutación. Trabajar con curio es mucho más difícil que americio porque el curio es un emisor de neutrones, la línea de producción de MOX debería estar protegida con plomo y agua para proteger a los trabajadores.

Además, la irradiación de neutrones del curio genera los actínidos superiores , como el californio , que aumentan la dosis de neutrones asociada con el combustible nuclear usado ; esto tiene el potencial de contaminar el ciclo del combustible con fuertes emisores de neutrones. Como resultado, es probable que el curio quede excluido de la mayoría de los combustibles MOX.

Torio MOX

También se está probando combustible MOX que contiene óxidos de torio y plutonio. Según un estudio noruego, "la reactividad en vacío del refrigerante del combustible de torio-plutonio es negativa para los contenidos de plutonio hasta en un 21%, mientras que la transición es del 16% para el combustible MOX". Los autores concluyeron que "el combustible de torio-plutonio parece ofrecer algunas ventajas sobre el combustible MOX en lo que respecta al valor de las barras de control y el boro , el CVR y el consumo de plutonio".

Ver también

Referencias

enlaces externos