¿Qué tipo de combustible es el combustible de torio?

La generación de energía nuclear utiliza actualmente uranio-235 como principal materia prima y los depósitos minerales con alto contenido de uranio están disminuyendo rápidamente. Uno de los combustibles nucleares que puede sustituir al uranio-235 es el uranio-233, pero no existe en la naturaleza y debe fabricarse a partir de torio-232.

La generación de energía nuclear es el nuevo favorito en la crisis energética. Sin embargo, debido a que el uranio barato utilizado en los reactores de fisión nuclear se está utilizando en grandes cantidades, se espera que se agote al final de esta. En ese momento, inevitablemente se verá obligado a utilizar el valor económico. Los precios más bajos del uranio de alta gama y el establecimiento de más plantas de refinación aumentarán el costo de la generación de energía.

Antes de que se desarrollen con éxito nuevas fuentes de energía, la solución aún puede ser utilizar un horno de reproducción de neutrones rápidos (reactor de reproducción). El 239Pu obtenido mediante reprocesamiento se puede utilizar en reactores de neutrones rápidos. demanda de uranio natural. Otro método es utilizar torio para reproducirse. Dado que el mineral de torio es más rico que el mineral de uranio, la cantidad enterrada en la tierra es de 3 a 5 veces mayor que la del uranio. Es más barato y, lo que es más importante, reacciona con los neutrones térmicos en el procesador. , se puede producir un 233U divisible. Otra ventaja es que es más fácil cambiar el diseño de la caldera de agua ligera. No sólo puede reducir la demanda de uranio, lograr una mejor utilización (incrementada aproximadamente 50 veces), reducir el establecimiento de plantas de separación, sino también extender la vida útil del reactor y reducir los costos de generación de energía.

Reacción nuclear torio-uranio

Entre los tres combustibles fisibles 233U, 235U y 239Pu, sólo el 235U existe de forma natural y no se encuentra en los reactores ordinarios de agua ligera (¿luz?agua). Los reactores (LWR) deben utilizar uranio poco enriquecido (2 a 5%), y el 233U y el 239Pu se convierten de 232Th y 238U respectivamente después de absorber un neutrón.

En el proceso de conversión, las cosas más importantes son:

La mayor ventaja de esta conversión es que en el mineral de torio, el torio existe completamente como 232Th, con algunos otros isótopos y sin necesidad. para la concentración. Y el refinado es más sencillo que el uranio; otra característica es que cuando se utiliza como combustible para reactores, el torio existe en estado metálico y es fácil de procesar, mientras que el ThO2 puede soportar una dosis de radiación mayor que los compuestos de uranio equivalentes, lo que permite un mayor paso de neutrones. velocidad, haciendo que la densidad de potencia sea mayor. El valor eta del 233U formado (el número promedio de neutrones emitidos por neutrón absorbido) es mayor que el del 235U (con cualquier energía de neutrones), y cuando la energía de los neutrones es inferior a 40 KeV, también es mayor que el del 239Pu ( ver tabla adjunta), lo que convierte al 233U en el único combustible nuclear más prometedor para producir reacciones de reproducción en reactores de neutrones térmicos. Sin embargo, el 239Pu tiene algunas propiedades mejores que las del 233U en reactores de neutrones rápidos.

Ciclo del combustible del torio

Los procedimientos del ciclo del combustible del torio (ver Figura 2) se describen a continuación:

1. Refinación del mineral: producción de recursos de torio. El mineral más abundante es la monacita, con un contenido general de torio del 1 al 15%. Primero, la monacita se disuelve con ácido sulfúrico o hidróxido de sodio, se filtra y precipita, luego se disuelve con ácido nítrico y finalmente se extrae con un disolvente orgánico para formar nitrato de torio. Sin embargo, a menudo se combina con ciertos elementos de tierras raras con una cruz de captura extremadamente grande. -Coexisten secciones en el mineral, como Gd., Sm, Eu, Dy, etc., por lo que es necesario refinarlo, principalmente utilizando el método de extracción con solventes orgánicos y luego utilizando el método de intercambio iónico para producir torio de grado de pureza nuclear.

2. Alimentación: Generalmente se utiliza Th(NO3)4.4H2O como materia prima, además de algo de uranio enriquecido, 239Pu o 233U, como primera materia prima fisionable para mantener la reacción en cadena.

3. Fabricación de elementos combustibles: convierta el material de alimentación en el compuesto químico deseado, como ThO2 o ThC2, luego mézclelo para fabricar pastillas de combustible o barras de combustible de ThO2-UO2 o ThC2-UC2, y luego ensamblarlo en una funda adecuada, como Zircaloy-2 o aleación de aluminio, para formar un elemento combustible.

4. Exposición a la radiación en el reactor: después de las pruebas e inspecciones necesarias, los componentes se colocan en el núcleo del horno y se irradian en el proceso de quema de materiales fisionables, los neutrones sobrantes se utilizan para convertir el torio. en 233U Después de una irradiación suficiente, saque el combustible y enfríelo.

5. Enfriamiento: Los elementos combustibles nucleares generalmente se usan en el reactor durante aproximadamente tres o cuatro años y luego se retiran. Debido a la alta radiactividad de los productos de fisión, se colocan temporalmente en una piscina para que se enfríen. Los núcleos radiactivos con vidas medias más cortas en los productos de fisión se desintegran durante tres o cuatro meses y luego se colocan en tambores de acero sólidamente protegidos y se transportan a la planta de re-enterrado de combustible. Todavía son necesarios para protegerlos durante el proceso de reprocesamiento del combustible irradiado.

6. Transporte de combustible irradiado: Los bidones de acero que contienen combustible nuclear usado son contenedores cuidadosamente diseñados que deben cumplir con varias pruebas de las regulaciones nacionales de energía atómica para evitar que el combustible irradiado quede expuesto durante el transporte. el medio ambiente.

7. Reprocesamiento: El método de procesamiento es similar al del combustible de uranio. Las barras de combustible se cortan primero mecánicamente y luego se disuelven en ácido nítrico concentrado. Sin embargo, el torio metálico es "inerte" en nítrico. ácido, por lo que se debe agregar una pequeña cantidad de combustible. La cantidad de HF facilita su disolución, pero los iones de fluoruro pueden formar fácilmente compuestos complejos con uranio y torio, lo que afecta el efecto de extracción y causa fuertes problemas de corrosión. El nitrato de aluminio, que puede hacer que el flúor y el nitrato de uranio reaccionen entre sí, se combina completamente. Después de la disolución, la solución de nitrato se destila hasta que se haya eliminado todo el ácido libre y quede un ligero exceso. Agregue nitrato de aluminio y mueva la solución al equipo de extracción. Para la extracción a contracorriente se utiliza una solución diluida de 42,5% de tributilfosfato (TBP) disuelto en hidrocarburos, y al mismo tiempo se extraen el torio y el uranio.

Finalmente, se separa el torio y el uranio-233, se utiliza una solución diluida de ácido nítrico para extraer selectivamente el torio, se lava la solución acuosa con TBP y luego se extrae una pequeña cantidad de uranio. Luego se extrae la solución acuosa de nitrato de torio. precipitado y cristalizado por oxalato. Todo el proceso se denomina método Thorex (ver Figura 3).

8. Tratamiento de residuos: dado que el valor económico del combustible que se descompone fácilmente es muy alto, debe reciclarse a través de una planta de reprocesamiento. Esto no solo puede reducir el costo de generación de energía, sino también evitar el desperdicio. recursos. Sin embargo, la solución residual después del reprocesamiento contiene productos de fisión que quedan del proceso de fisión. Su radiactividad puede alcanzar millones de curies y su vida media puede alcanzar decenas de miles o incluso cientos de millones de años, por lo que debe manipularse con precaución. . Entre ellos, los productos de fisión volátiles como B, I, Xe, Kr y Ru pueden ser absorbidos repetidamente por el carbón activado hasta que sean inofensivos y luego descargados de la torre de adsorción. Los residuos radiactivos restantes deben almacenarse durante un período de tiempo para permitir que su radiactividad se desintegre de forma natural, y luego se concentrarán y luego se almacenarán en barriles. Sin embargo, debido a que todavía contienen 137C, 90Sr y otras especies nucleares de vida media larga, es debido. Debido al calor y la corrosividad del líquido residual, esto conducirá a una disminución de la resistencia del material, por lo que se debe utilizar un tratamiento de curado. La solidificación de desechos tiene las siguientes ventajas:

(1) La solidificación del nucleido radiactivo en un sólido no fluido y mecánicamente fuerte (la tasa de lixiviación del nucleido es pequeña) reduce la tasa de corrosión del contenedor de almacenamiento. evita que los núcleos radiactivos escapen al entorno circundante y puede sellar los núcleos radiactivos para inhibir su disipación.

(2) Puede reducir el espacio necesario para el almacenamiento.

(3) Buena estabilidad.

(4) Es posible el almacenamiento a alta temperatura.

(5) Se mejora la seguridad, se facilita la operación y se facilitan el transporte, manipulación y operaciones de residuos a lugares aislados.

(6) No es necesario conservarlo ni controlarlo tan estrictamente como durante el almacenamiento de líquidos.

El método más importante es el método de vitrificación. Dado que la solubilidad del vidrio y la tasa de lixiviación de sus componentes son extremadamente bajas y el coeficiente de reducción de volumen es bastante grande, se utiliza tecnología establecida de fabricación de vidrio para convertirlo en gran medida. La vitrificación de residuos radiactivos líquidos fija los núcleos radiactivos en el vidrio; por el contrario, el dispositivo es relativamente complejo y el costo de procesamiento es alto. Problemas como los materiales del dispositivo necesarios para el tratamiento a alta temperatura (900-1200°C) y la volatilización de los radiactivos. Los núcleos aún no se han resuelto.

Por lo tanto, algunas personas han sugerido los siguientes dos métodos completos de tratamiento y eliminación. Uno es cargar desechos radiactivos extremadamente altos en cohetes y descartarlos en el espacio exterior o utilizar neutrones de alta potencia y densidad; Las fuentes, los aceleradores de protones de alta energía o los reactores de fusión nuclear utilizan la irradiación de neutrones para transformar las especies nucleares de vida media larga (90Sr, 137Co, 85Kr, 99Tc, 129I, etc.) en los productos de fisión en vidas medias cortas y extremadamente largas. -núcleos de tipo vital o estable. Lo primero es actualmente sólo un ejercicio de papel. La tecnología aún no se ha superado y no tiene perspectivas prácticas. También provocará desechos espaciales, lo que también es un acto irresponsable. Este último apenas ha comenzado la etapa de revisión y aún quedan muchas dificultades por resolver, tanto técnica como económicamente. Sin embargo, este método está más acorde con los principios del tratamiento y es más seguro.

El tratamiento de residuos radiactivos no sólo afectará al equilibrio ecológico de la naturaleza, sino que incluso afectará al desarrollo de usos pacíficos de la energía nuclear. Por lo tanto, es en realidad un tema clave en la industria de la energía nuclear y requiere la atención. cooperación de académicos y expertos dedicados a la investigación de la energía nuclear para resolver.

Ciclos del combustible de torio, uranio y plutonio

Consulte las Figuras 2, 4 y 5 para ver los ciclos del combustible de torio, uranio y plutonio, respectivamente.

El ciclo del torio tiene las siguientes ventajas sobre los ciclos del uranio y del plutonio:

1. Hay un valor eta mayor (η=?2,287) en el reactor de neutrones térmicos, lo que lo convierte en posible criar. También hay infinitas esperanzas para el desarrollo de neutrones rápidos.

2. Tiene un mayor índice de conversión y una mayor vida útil del combustible.

3. El precio del combustible es bajo, más barato que el uranio enriquecido o el plutonio reciclado.

4. Hay suficiente combustible de reproducción para mantener la reacción en cadena del combustible en el reactor sin añadir combustible craqueable adicional.

5. Además de reducir el precio del ciclo del combustible, también puede hacer un uso más eficaz del combustible de uranio de bajo precio.

6. Puede soportar dosis de radiación más altas y es fácil de procesar.

Sin embargo, el ciclo del torio también tiene las siguientes desventajas desagradables:

1. La principal desventaja es que en el proceso de conversión de 232Th en 233U, se produce 232U (ver Figura 6). . Porque en el proceso de re-desintegración del 232U en el isótopo estable 208Pb, se producirán 212Bi y 208Tl que emiten rayos γ de alta intensidad (ver Figura 7), y 232U y 228Th estarán acompañados por 233U y 232Th durante el proceso de reprocesamiento. El resultado es que los elementos combustibles fabricados después del reprocesamiento siguen siendo altamente radiactivos, por lo que durante la fabricación, la gente necesita utilizar equipos blindados o aislados, lo que aumenta los costos de fabricación.

2. Cuando se procesa combustible de torio, se necesita un fundente más potente, es decir, ácido nítrico más concentrado, y se utiliza fluoruro como catalizador. El uso de estos fundentes requerirá extracción, tratamiento de residuos y ácido. -Ajuste de base. Más complejo.

3. Se debe agregar un poco de solución adicional a la solución de combustible de torio para eliminar el exceso de ácido.

4. Durante la extracción, se formará el equilibrio de fases de la tercera fase, lo que hará que su velocidad de extracción sea más lenta que la de la solución de combustible de uranio (solo dos fases, fase orgánica y fase inorgánica) bajo el mismo equipo.

Reactor de reproducción de combustible de torio

1. Reactor de reproducción rápida refrigerado por gas (GCFBR)

Gases refrigerantes como aire, dióxido de carbono, hidrógeno, helio y metano. , amoníaco y vapor de agua, etc. Aunque su rendimiento de transferencia de calor no es tan bueno como el del agua y el metal líquido, tienen estabilidad térmica y de radiación, son fáciles de transportar y de bajo riesgo. También pueden usarse como refrigerantes. El rendimiento de transferencia de calor de los refrigerantes de gas se puede aumentar aumentando la presión de funcionamiento debido al diseño de paredes gruesas del recipiente a presión, o aumentando la temperatura de funcionamiento utilizando combustible nuclear cerámico.

La Figura 8 muestra la estructura del contenedor de un reactor típico refrigerado por gas de alta temperatura. Su núcleo suele utilizar uranio-torio altamente enriquecido (235U-232Th-233U) como combustible nuclear y recicla 233U. Cuando el reactor se pone en marcha por primera vez, el núcleo contiene hasta un 93% de uranio-235 enriquecido y el resto es 232Th en forma de carburos u óxidos. En el futuro ciclo del combustible nuclear, el 233U se puede utilizar para reemplazar el 235U usado. La capa superficial del combustible de uranio y torio suele estar recubierta con materia carbonosa pirolizada y unida a la superficie del combustible para preservar los productos de división del gas dentro del combustible. Se reviste una capa de carburo de silicio sobre la superficie de las partículas de combustible de uranio-235 para que los productos metálicos de la fisión puedan mantenerse dentro del combustible nuclear fisionable y puedan usarse fácilmente para identificar combustible nuclear fisionable y fértil durante el reprocesamiento posterior del combustible nuclear.

Los hornos de reproducción rápida que utilizan gas como refrigerante también son tan atractivos como los reactores de reproducción rápida de metal líquido (LMFBR), y los primeros tienen las siguientes ventajas sobre los segundos:

( 1) El helio en el gas refrigerante es un gas inerte y no interactúa con el aire ni con el agua, por lo que no es necesario instalar un intercambiador de calor intermedio adicional.

(2) La reacción de interacción entre el helio y los neutrones es menor que la del sodio líquido, por lo que la velocidad de reacción excesiva requerida es baja, el efecto de reproducción es bueno y el tiempo de duplicación se puede acortar.

(3) El helio tiene poca contaminación radiactiva y no tiene alta radiactividad inducida como el sodio, por lo que es fácil de mantener y tiene alta seguridad.

(4) El sodio líquido provocará ebullición y burbujas debido a una temperatura excesiva, provocando un sobrecalentamiento e incluso quemar el elemento combustible no producirá burbujas, por lo que no se produce tal desastre accidental.

(5) El tipo enfriado por aire siempre está equipado con un retardador, lo que mejora en gran medida la tasa de utilización del torio. Sin embargo, la desventaja del GCFBR es que la conductividad térmica del gas es muy baja y el rendimiento de la transferencia de calor es deficiente. Por lo tanto, para mejorar la eficiencia de la transferencia de calor, es necesario operar a alta temperatura y alta presión. La presión sobre el contenedor es mayor y se producen accidentes. Cuando se apaga, no puede enfriarse por convección natural como el sodio líquido, sino que debe depender enteramente de medios mecánicos para hacer circular el gas refrigerante para su enfriamiento. ?

2. Reactor de sales fundidas (MSR)

El reactor de reproducción de sales fundidas evolucionó a partir del Experimento del reactor de sales fundidas (MSRE) desarrollado originalmente para su uso en aviones de propulsión nuclear. La sal fundida utilizada por MSRE es solo una mezcla de uranio, litio-7, berilio y óxido de circonio y no contiene torio. Sin embargo, debido al avance de la ciencia y la tecnología y a las pruebas experimentales, se sabe que si la sal fundida contiene 232Th. y el 233U se utiliza como combustible nuclear. El uso del principio de reproducción para convertir el combustible nuclear fértil 232Th en el combustible nuclear fisionable 233U puede lograr el mayor efecto económico, que es mejor que usar una combinación de 238U y 239Pu.

Debido a que el combustible nuclear de sales fundidas es líquido, se puede utilizar directamente en el reactor, no es necesario establecer una fábrica separada para fabricar elementos combustibles como el combustible nuclear sólido ordinario, ni requiere complejos. procedimientos como la sustitución y el reprocesamiento de elementos combustibles, por lo tanto, pueden reducir el coste de fabricación y reciclaje del combustible nuclear. La sal fundida también tiene un buen rendimiento en el uso de neutrones y puede funcionar a altas temperaturas bajo baja presión, por lo que tiene una alta eficiencia térmica y bajos costos operativos. El reactor de producción de sales fundidas puede arrancar con uranio-233, uranio-235 o plutonio-239, de modo que se pueda utilizar la combinación de combustible nuclear de menor precio para obtener la energía más económica.

El combustible nuclear de sales fundidas utilizado en el reactor de reproducción de sales fundidas es una mezcla de fluoruro de litio, fluoruro de berilio, tetrafluoruro de torio y tetrafluoruro de uranio. Mezclar fluoruros metálicos como LiF y BeF2 en UF4 y ThF4 como diluyentes puede aumentar y mejorar las propiedades químicas, metálicas y físicas de la sal nuclear fundida. Al mismo tiempo, se puede aumentar el rendimiento de transferencia de calor de la sal fundida para facilitar la transferencia de calor. transferencia de energía térmica a otros dispositivos. La sal fundida nuclear ya no interactúa con el agua o el aire, no se daña con la radiación y tiene buena seguridad, etc., por lo que se convierte en un buen combustible nuclear líquido.

La Figura 9 muestra una planta de energía típica de un reactor de reproducción de sales fundidas. En la parte central del núcleo, entre las varillas de grafito, se suministra aproximadamente el 13V% (porcentaje en volumen) de sal fundida, que es la parte del dispositivo del núcleo. Aproximadamente un 37% de sal fundida se instala alrededor del núcleo como entorno, de modo que la capacidad de retardo del grafito se reduce relativamente en esta parte, aumentando así las posibilidades de que el torio-232 absorba o capture neutrones y produzca combustible nuclear.

Además, para garantizar que el reactor de reproducción de sales fundidas pueda generar combustible nuclear fisionable, el absorbente de neutrones producido por la reacción de fisión en la sal fundida debe continuar eliminándose para evitar una pérdida excesiva de neutrones. Las principales sustancias de los productos de fisión que pueden absorber neutrones son el xenón (Xe) y elementos de tierras raras como el neodimio (Nd), el europio (Eu), el erbio (Zr), etc. Cuando el torio-232 reacciona con los neutrones para formar torio-233, puede transformarse en protactinio (233Pa), que también es el principal elemento que absorbe neutrones y debe eliminarse de la sal fundida durante un ciclo de 3 a 5 días. El tritio y algunos metales de los productos de fisión se pueden eliminar mediante pulverización de helio. Los productos gaseosos que no se pueden eliminar se eliminan a través de una planta de tratamiento químico, y el uranio-233 se recupera y se repone el combustible nuclear fértil antes de ingresar al reactor. .

El potencial del torio en Taiwán

Los propios recursos naturales de Taiwán son bastante pobres, excepto una pequeña cantidad de carbón y gas natural, casi toda la energía se importa, incluso la energía nuclear. tiene el costo de generación de energía más barato, no puede ser una excepción. Según un estudio del Instituto de Investigación de Energía Nuclear, Taiwán tiene alrededor de 550.000 toneladas de arena pesada en las aguas frente a Chiayi y Tainan, incluidas unas 30.000 toneladas de monacita negra, que puede utilizarse para extraer torio, y más de 4.000 toneladas de arena amarilla. monacita, que se puede utilizar para extraer uranio. Por lo tanto, podemos considerar la investigación y el desarrollo de hornos reproductores para satisfacer nuestras propias necesidades energéticas. Además, como no necesitan estar concentrados y son recursos de producción propia, la producción puede ser controlada por nosotros mismos y está menos sujeta a restricciones de la política internacional. y oferta del mercado.

Taiwán ha acumulado mucha experiencia y tecnología en la industria de la energía nuclear en los últimos años y ha capacitado a muchos talentos. El rendimiento de la generación de energía nuclear también es bastante bueno, por lo que debería acelerar su establecimiento. de su propia industria de energía nuclear, como el refino de minas, la extracción, la fabricación de combustible nuclear... y otras tecnologías se arraigan y mejoran, combinando academia e industria. Por un lado, debemos prestar atención a las últimas tendencias de desarrollo en el extranjero. En el futuro, ya sea cooperación técnica o aportaciones de toda la planta, estaremos en una posición negociadora más favorable y esforzaremos por obtener mayores beneficios para nosotros.

Conclusión

En esta era de escasez de energía, los precios del petróleo siguen siendo altos, pero la demanda de energía está aumentando y hay una tendencia hacia necesidades mayores, más limpias y más seguras. Perspectivas En el futuro, la energía solar y los hornos de fusión seguramente se convertirán en los favoritos del siglo XXI. Sin embargo, todavía existen algunas técnicas de ingeniería que deben superarse en la aplicación actual de la energía solar. Esto se debe principalmente a que la densidad de energía de la luz solar es demasiado pequeña y difícil de recolectar. La eficiencia de las células solares aún no es lo suficientemente alta. El precio es demasiado caro. Si este equipo se coloca fuera de la atmósfera orbital de la Tierra, aunque el efecto de absorción es mejor y no se ve afectado por el flujo de aire atmosférico, todavía está pendiente del desarrollo de la tecnología espacial cómo transportar estos equipos a la órbita y cómo combinarlos. Aún es necesario desarrollar el control de las reacciones de fusión, como la temperatura, el tiempo, los materiales, la producción de energía y otras tecnologías. Como hace tiempo que se ha demostrado que la teoría es factible, los Estados Unidos, la Unión Soviética, el Japón y Europa occidental también están intensificando las investigaciones. Por ejemplo, los Estados Unidos y la Unión Soviética ya tienen ensayando microrreactores del mismo tipo.

En este período de transición, aunque los reactores de fisión nuclear desempeñan un papel importante en la solución temporal de los problemas energéticos humanos, debido al consumo continuo de mineral de uranio de bajo precio y a operaciones menos económicas, el modo de funcionamiento y las molestas Los productos de fisión nuclear han provocado la presión de las tendencias antinucleares en la sociedad y han aumentado la dificultad de postularse para proyectos de construcción. Por lo tanto, a finales del siglo XX, la gente tuvo que desarrollar hornos de cría para hacer frente al crecimiento de la demanda de energía y ampliar el desarrollo de la tecnología de los hornos de fusión. Por lo tanto, cómo acelerar el desarrollo de hornos de reproducción y limitar la no proliferación de armas nucleares es en realidad un problema para resolver la actual crisis nuclear de la humanidad.