Ciclo de combustível de tório - Thorium fuel cycle

O ciclo de combustível de tório é um ciclo de combustível nuclear que usa um isótopo de tório ,²³²
º
, como o material fértil . No reator,²³²
º
é transmutado no físsil artificial urânio isótopo²³³
você
que é o combustível nuclear . Ao contrário do urânio natural , o tório natural contém apenas vestígios de material físsil (como²³¹
º
), que são insuficientes para iniciar uma reação em cadeia nuclear . É necessário material físsil adicional ou outra fonte de nêutrons para iniciar o ciclo do combustível. Em um reator alimentado por tório,²³²
º
absorve nêutrons para produzir²³³
você
. Isso é paralelo ao processo em reatores reprodutores de urânio , em que²³⁸
você
absorve nêutrons para formar físseis ²³⁹
Pu
. Dependendo do projeto do reator e do ciclo de combustível, o²³³
você
ou fissiona in situ ou é quimicamente separado do combustível nuclear usado e transformado em novo combustível nuclear.

O ciclo de combustível de tório tem várias vantagens potenciais sobre um ciclo de combustível de urânio , incluindo maior abundância de tório , propriedades físicas e nucleares superiores, produção reduzida de plutônio e actinídeo e melhor resistência à proliferação de armas nucleares quando usado em um reator de água leve tradicional , embora não em um reator de sal fundido .

História

As preocupações sobre os limites dos recursos mundiais de urânio motivaram o interesse inicial no ciclo do combustível de tório. Previa-se que, à medida que as reservas de urânio se esgotassem, o tório suplementaria o urânio como material fértil. No entanto, para a maioria dos países, o urânio era relativamente abundante e as pesquisas em ciclos de combustível de tório diminuíram. Uma exceção notável foi o programa de energia nuclear de três estágios da Índia . No século XXI, o potencial do tório para melhorar a resistência à proliferação e as características dos resíduos levou a um interesse renovado no ciclo do combustível do tório.

No Oak Ridge National Laboratory na década de 1960, o Experimento de Reator de Sal Fundido usado²³³
você
como o combustível físsil em um experimento para demonstrar uma parte do reator reprodutor de sal fundido que foi projetado para operar no ciclo do combustível de tório. Os experimentos do reator de sal fundido (MSR) avaliaram a viabilidade de tório, usando fluoreto de tório (IV) dissolvido em um fluido de sal fundido que eliminou a necessidade de fabricar elementos de combustível. O programa MSR foi extinto em 1976 depois que seu patrono Alvin Weinberg foi demitido.

Em 1993, Carlo Rubbia propôs o conceito de um amplificador de energia ou "sistema acionado por acelerador" (ADS), que ele viu como uma maneira nova e segura de produzir energia nuclear que explorava as tecnologias de aceleradores existentes. A proposta de Rubbia oferecia potencial para incinerar resíduos nucleares de alta atividade e produzir energia a partir de tório natural e urânio empobrecido .

Kirk Sorensen, ex-cientista da NASA e tecnólogo-chefe da Flibe Energy, tem sido um promotor de longa data do ciclo do combustível de tório e, em particular, dos reatores de fluoreto líquido de tório (LFTRs). Ele primeiro pesquisou reatores de tório enquanto trabalhava na NASA , enquanto avaliava projetos de usinas de energia adequados para colônias lunares. Em 2006, Sorensen iniciou "energyfromthorium.com" para promover e disponibilizar informações sobre esta tecnologia.

Um estudo de 2011 do MIT concluiu que, embora haja poucas barreiras para um ciclo de combustível de tório, com projetos de reatores de água leve atuais ou próximos também há pouco incentivo para que ocorra uma penetração significativa no mercado. Assim, eles concluem que há pouca chance de os ciclos de tório substituírem os ciclos convencionais de urânio no mercado de energia nuclear atual, apesar dos benefícios potenciais.

Reações nucleares com tório

No ciclo de tório, o combustível é formado quando ²³²
º
captura um nêutron (seja em um reator rápido ou reator térmico ) para se tornar²³³
º
. Isso normalmente emite um elétron e um anti-neutrino (
ν
) por
β^-
decadência para se tornar²³³
Pa
. Este então emite outro elétron e anti-neutrino por um segundo
β^-
decadência para se tornar ²³³
você
, o combustível:

${\ displaystyle {\ ce {{\ overset {neutron} {n}} + {^ {232} _ {90} Th} -> {^ {233} _ {90} Th} -> [\ beta ^ {- }] {^ {233} _ {91} Pa} -> [\ beta ^ {-}] {\ overset {fuel} {^ {233} _ {92} U}}}}}$

Resíduos de produtos de fissão

A fissão nuclear produz produtos de fissão radioativos que podem ter meia-vida de dias a mais de 200.000 anos . De acordo com alguns estudos de toxicidade, o ciclo de tório pode reciclar totalmente os resíduos de actinídeo e apenas emitir resíduos de produtos da fissão e, após algumas centenas de anos, os resíduos de um reator de tório podem ser menos tóxicos do que o minério de urânio que teria sido usado para produzir baixo combustível de urânio enriquecido para um reator de água leve com a mesma potência. Outros estudos presumem algumas perdas de actinídeo e descobrem que os resíduos de actinídeo dominam a radioatividade dos resíduos do ciclo de tório em alguns períodos futuros.

Resíduos de actinida

Em um reator, quando um nêutron atinge um átomo físsil (como certos isótopos de urânio), ele divide o núcleo ou é capturado e transmuta o átomo. No caso de²³³
você
, as transmutações tendem a produzir combustíveis nucleares úteis em vez de resíduos transurânicos . Quando²³³
você
absorve um nêutron, ele se fissiona ou se torna ²³⁴
você
. A chance de fissão na absorção de um nêutron térmico é de cerca de 92%; a proporção de captura para fissão de²³³
você
, portanto, é cerca de 1:12 - o que é melhor do que as taxas de captura vs. fissão correspondentes de ²³⁵
você
(cerca de 1: 6), ou ²³⁹
Pu
ou ²⁴¹
Pu
(ambos cerca de 1: 3). O resultado é menos resíduo transurânico do que em um reator usando o ciclo de combustível urânio-plutônio.

Transmutações no ciclo de combustível de tório v t e
														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 th	→	231 th	←	232 th	→	233 th
Nuclídeos com fundo amarelo em itálico têm meia-vida inferior a 30 dias Nuclídeos em negrito têm meia-vida de mais de 1.000.000 de anos Nuclídeos em molduras vermelhas são físseis

²³⁴
você
, como a maioria dos actinídeos com um número par de nêutrons, não é físsil, mas a captura de nêutrons produz físseis²³⁵
você
. Se o isótopo físsil não consegue fissão na captura de nêutrons, ele produz²³⁶
você
, ²³⁷
Np
, ²³⁸
Pu
, e eventualmente físsil ²³⁹
Pu
e isótopos mais pesados ​​de plutônio . o²³⁷
Np
pode ser removido e armazenado como resíduo ou retido e transmutado em plutônio, onde mais dele se fissiona, enquanto o restante se torna ²⁴²
Pu
, então amerício e cúrio , que por sua vez podem ser removidos como resíduos ou devolvidos aos reatores para posterior transmutação e fissão.

No entanto, o ²³¹
Pa
(com meia-vida de 3,27 × 10 ⁴  anos ) formado por meio de ( n , 2 n ) reações com²³²
º
(produzindo ²³¹
º
que decai para ²³¹
Pa
), embora não seja um resíduo transurânico, é um dos principais contribuintes para a radiotoxicidade a longo prazo do combustível nuclear usado.

Contaminação de urânio-232

²³²
você
também é formado neste processo, por meio de ( n , 2 n ) reações entre nêutrons rápidos e²³³
você
, ²³³
Pa
, e ²³²
º
:

${\ displaystyle {\ begin {alinhados} {} \\ {\ ce {{^ {232} _ {90} Th} -> [+ n] {^ {233} _ {90} Th} -> [\ beta ^ {-}] {^ {233} _ {91} Pa} {\ text {}} -> [\ beta ^ {-}] {^ {233} _ {92} U} -> [+ n-2n ] {^ {232} _ {92} U}}} \\ {\ ce {{^ {232} _ {90} Th} -> [+ n] {^ {233} _ {90} Th} -> [\ beta ^ {-}] {^ {233} _ {91} Pa} {\ text {}} -> [+ n-2n] {^ {232} _ {91} Pa} -> [\ beta ^ {-}] {^ {232} _ {92} U}}} \\ {\ ce {{^ {232} _ {90} Th} -> [+ n-2n] {^ {231} _ {90 } Th} -> [\ beta ^ {-}] {^ {231} _ {91} Pa} {\ text {}} -> [+ n] {^ {232} _ {91} Pa} -> [ \ beta ^ {-}] {^ {232} _ {92} U}}} \\ {} \ end {alinhado}}}$

Ao contrário da maioria dos isótopos pesados ​​de números pares, ²³²
você
também é um combustível físsil que se fende pouco mais da metade do tempo quando absorve um nêutron térmico.²³²
você
tem uma meia-vida relativamente curta (68,9 anos ), e alguns produtos de decomposição emitem radiação gama de alta energia , como²²⁴
Rn
, ²¹²
Bi
e particularmente ²⁰⁸
Tl
. A cadeia de decaimento completa , junto com meias-vidas e energias gama relevantes, é:

²³²
você
decai para ²²⁸
º
onde se junta à cadeia de decadência de²³²
º

${\ displaystyle {\ begin {alinhados} {} \\ {\ ce {^ {232} _ {92} U -> [\ alpha] ^ {228} _ {90} Th}} \ & \ mathrm {(68,9 \ anos)} \\ {\ ce {^ {228} _ {90} Th -> [\ alpha] ^ {224} _ {88} Ra}} \ & \ mathrm {(1,9 \ ano)} \\ { \ ce {^ {224} _ {88} Ra -> [\ alpha] ^ {220} _ {86} Rn}} \ & \ mathrm {(3,6 \ dia, \ 0,24 \ MeV)} \\ {\ ce {^ {220} _ {86} Rn -> [\ alpha] ^ {216} _ {84} Po}} \ & \ mathrm {(55 \ s, \ 0,54 \ MeV)} \\ {\ ce {^ {216} _ {84} Po -> [\ alpha] ^ {212} _ {82} Pb}} \ & \ mathrm {(0,15 \ s)} \\ {\ ce {^ {212} _ {82} Pb -> [\ beta ^ -] ^ {212} _ {83} Bi}} \ & \ mathrm {(10.64 \ h)} \\ {\ ce {^ {212} _ {83} Bi -> [\ alfa] ^ {208} _ {81} Tl}} \ & \ mathrm {(61 \ m, \ 0.78 \ MeV)} \\ {\ ce {^ {208} _ {81} Tl -> [\ beta ^ -] ^ {208} _ {82} Pb}} \ & \ mathrm {(3 \ m, \ 2.6 \ MeV)} \\ {} \ end {alinhado}}}$

Os combustíveis do ciclo de tório produzem fortes emissões gama , que danificam os componentes eletrônicos, limitando seu uso em bombas.²³²
você
não pode ser quimicamente separado de ²³³
você
de combustível nuclear usado ; no entanto, a separação química do tório do urânio remove o produto de decomposição²²⁸
º
e a radiação do resto da cadeia de decomposição, que gradualmente se acumula conforme ²²⁸
º
reacumula. A contaminação também poderia ser evitada usando um reator reprodutor de sal fundido e separando o²³³
Pa
antes de se decompor em ²³³
você
. As fortes emissões de gama também criam um perigo radiológico que requer manuseio remoto durante o reprocessamento.

Combustível nuclear

Como um material fértil, o tório é semelhante a ²³⁸
você
, a maior parte do urânio natural e empobrecido. A seção transversal de absorção de nêutrons térmicos (σ _a ) e a integral de ressonância (média das seções transversais de nêutrons sobre energias intermediárias de nêutrons) para²³²
º
são cerca de três e um terço vezes os dos respectivos valores para ²³⁸
você
.

Vantagens

A principal vantagem física do combustível de tório é que ele torna possível, de maneira única, um reator reprodutor que funciona com nêutrons lentos , também conhecido como reator reprodutor térmico . Esses reatores são frequentemente considerados mais simples do que os criadores de nêutrons rápidos mais tradicionais. Embora a seção transversal de fissão de nêutrons térmicos (σ _f ) do resultado²³³
você
é comparável a ²³⁵
você
e ²³⁹
Pu
, tem uma seção transversal de captura muito menor (σ _γ ) do que os dois últimos isótopos físseis, fornecendo menos absorção de nêutrons não físseis e economia de nêutrons aprimorada . A proporção de nêutrons liberados por nêutron absorvido (η) em²³³
você
é maior que dois em uma ampla gama de energias, incluindo o espectro térmico. Um reator de reprodução no ciclo urânio-plutônio precisa usar nêutrons rápidos, porque no espectro térmico um nêutron absorvido por²³⁹
Pu
em média, leva a menos de dois nêutrons.

O tório é estimado em cerca de três a quatro vezes mais abundante do que o urânio na crosta terrestre, embora o conhecimento atual das reservas seja limitado. A demanda atual por tório foi satisfeita como um subproduto da extração de terras raras das areias de monazita . Notavelmente, há muito pouco tório dissolvido na água do mar, de modo que a extração da água do mar não é viável, como acontece com o urânio. Usando reatores reprodutores, recursos conhecidos de tório e urânio podem gerar energia em escala mundial por milhares de anos.

Os combustíveis à base de tório também apresentam propriedades físicas e químicas favoráveis ​​que melhoram o desempenho do reator e do repositório . Em comparação com o combustível do reator predominante, o dióxido de urânio ( UO
₂), dióxido de tório ( ThO
₂) tem um ponto de fusão mais alto , maior condutividade térmica e menor coeficiente de expansão térmica . O dióxido de tório também exibe maior estabilidade química e, ao contrário do dióxido de urânio, não oxida mais .

Porque o ²³³
você
produzido em combustíveis de tório está significativamente contaminado com ²³²
você
em projetos de reatores de energia propostos, o combustível nuclear usado à base de tório possui resistência à proliferação inerente .²³²
você
não pode ser quimicamente separado de²³³
você
e tem vários produtos de decomposição que emitem radiação gama de alta energia . Esses fótons de alta energia são um perigo radiológico que exige o uso de manuseio remoto de urânio separado e ajuda na detecção passiva de tais materiais.

A longo prazo (na ordem de aproximadamente 10 ³ a10 ⁶  anos ) o risco radiológico do combustível nuclear usado à base de urânio convencional é dominado pelo plutônio e outros actinídeos menores , após os quais os produtos de fissão de longa vida tornam-se contribuintes significativos novamente. Uma única captura de nêutrons em²³⁸
você
é suficiente para produzir elementos transurânicos , enquanto cinco capturas são geralmente necessárias para fazê-lo a partir²³²
º
. 98-99% dos núcleos de combustível do ciclo de tório fissionariam em qualquer²³³
você
ou ²³⁵
você
, portanto, menos transurânicos de longa duração são produzidos. Por causa disso, o tório é uma alternativa potencialmente atraente ao urânio em combustíveis de óxido misto (MOX) para minimizar a geração de transurânicos e maximizar a destruição do plutônio.

Desvantagens

Existem vários desafios para a aplicação de tório como combustível nuclear, particularmente para reatores de combustível sólido:

Em contraste com o urânio, o tório que ocorre naturalmente é efetivamente mononuclídico e não contém isótopos físseis; material físsil, geralmente²³³
você
, ²³⁵
você
ou plutônio, deve ser adicionado para atingir a criticidade . Isso, junto com a alta temperatura de sinterização necessária para produzir combustível de dióxido de tório, complica a fabricação do combustível. O Oak Ridge National Laboratory fez experiências com tetrafluoreto de tório como combustível em um reator de sal fundido de 1964 a 1969, que deveria ser mais fácil de processar e separar de contaminantes que retardam ou interrompem a reação em cadeia.

Em um ciclo de combustível aberto (ou seja, utilizando²³³
você
in situ), maior burnup é necessário para alcançar uma economia de nêutrons favorável . Embora o dióxido de tório tenha tido um bom desempenho em queima de 170.000 MWd / te 150.000 MWd / t na Estação Geradora Fort St. Vrain e AVR , respectivamente, os desafios complicam a obtenção disso em reatores de água leve (LWR), que compõem a grande maioria dos reatores de energia existentes.

Em um ciclo de combustível de tório, os combustíveis à base de tório produzem transurânicos de vida muito menos longa do que os combustíveis à base de urânio, alguns produtos de actinídeo de longa vida constituem um impacto radiológico de longo prazo, especialmente²³¹
Pa
e ²³³
você
. Em um ciclo fechado,²³³
você
e ²³¹
Pa
pode ser reprocessado. ²³¹
Pa
também é considerado um excelente absorvedor de veneno queimável em reatores de água leve.

Outro desafio associado ao ciclo de combustível de tório é o intervalo comparativamente longo durante o qual ²³²
º
raças para ²³³
você
. A meia-vida de²³³
Pa
é cerca de 27 dias, o que é uma ordem de magnitude maior do que a meia-vida de ²³⁹
Np
. Como resultado, substancial²³³
Pa
se desenvolve em combustíveis à base de tório. ²³³
Pa
é um importante absorvedor de nêutrons e, embora eventualmente se reproduza em fissil²³⁵
você
, isso requer mais duas absorções de nêutrons, o que degrada a economia de nêutrons e aumenta a probabilidade de produção transurânica .

Alternativamente, se o tório sólido for usado em um ciclo de combustível fechado no qual²³³
você
é reciclado , o manuseio remoto é necessário para a fabricação de combustível por causa dos altos níveis de radiação resultantes dos produtos de decomposição de²³²
você
. Isso também é verdade para o tório reciclado devido à presença de²²⁸
º
, que faz parte do ²³²
você
seqüência de decaimento. Além disso, ao contrário da tecnologia comprovada de reciclagem de urânio combustível (por exemplo, PUREX ), a tecnologia de reciclagem de tório (por exemplo, THOREX) está apenas em desenvolvimento.

Embora a presença de ²³²
você
complica as coisas, existem documentos públicos que mostram que ²³³
você
foi usado uma vez em um teste de arma nuclear . Os Estados Unidos testaram um composto²³³
você
- núcleo da bomba de plutônio na explosão do MET (Teste de Efeitos Militares) durante a Operação Teapot em 1955, embora com rendimento muito menor do que o esperado.

Os defensores dos reatores de núcleo líquido e de sal fundido , como os LFTRs, afirmam que essas tecnologias negam as desvantagens de tório presentes em reatores de combustível sólido. Como apenas dois reatores de sal de fluoreto de núcleo líquido foram construídos (o ORNL ARE e o MSRE ) e nenhum deles usou tório, é difícil validar os benefícios exatos.

Reatores movidos a tório

Tório combustíveis têm alimentado vários tipos de reactores diferentes, incluindo reactores de luz de água , reatores de água pesada , reactores de gás de alta temperatura , reactores rápidos arrefeceu-sódio , e reactores de sais fundidos .

Lista de reatores movidos a tório

De IAEA TECDOC-1450 "Ciclo de combustível de tório - benefícios e desafios potenciais", Tabela 1: Utilização de tório em diferentes reatores experimentais e de potência. Além de Energy Information Administration, "Spent Nuclear Fuel Discharges from US Reactors", Tabela B4: Dresden 1 Assembly Class.

Nome	País	Tipo de reator	Poder	Combustível	Período de operação
Unidade 1 de Dresden	Estados Unidos	BWR	300000 197 MW (e)	Varetas de canto ThO 2 , UO 2 revestidas em tubo Zircaloy-2	1960-1978
AVR	Alemanha (oeste)	HTGR , experimental ( reator de leito de seixos )	015000 15 MW (e)	Th +235 você Combustível de driver, partículas de combustível revestidas, óxido e dicarbetos	1967-1988
THTR-300		HTGR , potência ( tipo de pedra )	300000 300 MW (e)		1985-1989
Lingen		Teste de irradiação BWR	060000 60 MW (e)	Teste de pellets de combustível (Th, Pu) O 2	1968-1973
Dragon ( OCDE - Euratom )	Reino Unido (também Suécia, Noruega e Suíça)	HTGR , Experimental (design pino em bloco)	020000 20 MWt	Th +235 você Combustível de driver, partículas de combustível revestidas, óxido e dicarbetos	1966-1973
Peach Bottom	Estados Unidos	HTGR , Experimental (bloco prismático)	040000 40 MW (e)		1966-1972
Fort St Vrain		HTGR , Power (bloco prismático)	330000 330 MW (e)	Th +235 você Combustível de motorista, partículas de combustível revestidas, dicarbeto	1976–1989
MSRE ORNL		MSR	007500 7,5 MWt	233 você fluoretos fundidos	1964-1969
BORAX-IV e estação Elk River		BWR (conjuntos de pinos)	0024002,4 MW (e); 24 MW (e)	Th +235 você Pelotas de óxido de combustível do driver	1963-1968
Shippingport		LWBR , PWR , (conjuntos de pinos)	100000 100 MW (e)	Th +233 você Combustível para motoristas, pellets de óxido	1977–1982
Indian Point 1			285000 285 MW (e)		1962-1980
SUSPOP / KSTR KEMA	Holanda	Suspensão aquosa homogênea (montagens de pinos)	001000 1 MWt	Th + HEU, pelotas de óxido	1974-1977
NRX e NRU	Canadá	MTR (conjuntos de pinos)	02000020 MW; 200 MW ( ver )	Th +235 você , Combustível de Teste	1947 (NRX) + 1957 (NRU); Teste de irradiação de poucos elementos de combustível
CIRUS ; DHRUVA ; & KAMINI	Índia	MTR térmico	04000040 MWt; 100 MWt; 30 kWt (baixa potência, pesquisa)	Al +233 você Combustível de driver, haste 'J' de Th & ThO2, haste 'J' de ThO 2	1960–2010 (CIRUS); outros em operação
KAPS 1 e 2 ; KGS 1 e 2; RAPS 2, 3 e 4		PHWR , (conjuntos de pinos)	220000 220 MW (e)	Pelotas de ThO 2 (para achatamento do fluxo de nêutrons do núcleo inicial após a inicialização)	1980 (RAPS 2) +; continuando em todos os novos PHWRs
FBTR		LMFBR , (conjuntos de pinos)	040000 40 MWt	ThO 2 cobertor	1985; em operação
Petten	Holanda	Experiência de sal fundido de tório no reator de alto fluxo	060000 45 MW (e)	?	2024; planejado

Veja também

 Portal de tecnologia nuclear Portal de energia 

Referências

Leitura adicional

• Kasten, PR (1998). " Review of the Radkowsky Thorium reactor concept " Science & Global Security, 7 (3), 237-269.
• Duncan Clark (9 de setembro de 2011), " Thorium defende lançar grupo de pressão. Grande otimismo para a energia nuclear de tório no lançamento da Fundação Weinberg ", The Guardian
• Nelson, AT (2012). "Tório: Não é um combustível nuclear comercial de curto prazo" . Boletim dos Cientistas Atômicos . 68 (5): 33–44. Bibcode : 2012BuAtS..68e..33N . doi : 10.1177 / 0096340212459125 . S2CID  144725888 .
• BD Kuz'minov, VN Manokhin, (1998) "Status of nuclear data for the thorium fuel cycle" , tradução da IAEA do jornal russo Yadernye Konstanty (Nuclear Constants) Issue No. 3-4, 1997
• Comparação dos ciclos de combustível de tório e urânio pelo Laboratório Nuclear Nacional do Reino Unido
• Ficha técnica sobre tório na Associação Nuclear Mundial .
• Bibliografia comentada para o ciclo de combustível de tório da Biblioteca Digital Alsos para Questões Nucleares

links externos

• Comitê Internacional de Energia de Tório