¿Qué tipo de combustible es el combustible de torio?
La generación de energía nuclear es la nueva favorita en la crisis energética. Sin embargo, como el uranio de bajo precio utilizado en los reactores de fisión nuclear sigue utilizándose en grandes cantidades, se estima que se agotará a finales de este siglo. Para entonces, se verá obligado a utilizar uranio caro y de menor valor económico y a construir más refinerías, lo que aumentará el coste de generar electricidad.
Antes de que se desarrollen con éxito nuevas fuentes de energía, la solución aún se puede utilizar en hornos reproductores de neutrones rápidos (¿reactores? ¿reactores?). El plutonio 239 obtenido del reprocesamiento se puede utilizar en reactores de neutrones rápidos, mitigando así la demanda. algo de uranio natural. Otro método es utilizar torio para la reproducción, porque el mineral de torio es más abundante que el mineral de uranio, y su cantidad enterrada en la tierra es aproximadamente de 3 a 5 veces mayor que la del uranio, y es más barato. Es más, puede producir 233U divisible en un reactor de neutrones térmicos. Otro beneficio es que es más fácil cambiar el diseño de la caldera de agua ligera. No sólo puede reducir la demanda de uranio, mejorar la utilización (unas 50 veces) y reducir el establecimiento de plantas de separación, sino que también puede extender la vida útil del reactor y reducir el costo de generación de energía.
Reacción nuclear Torio-Uranio
Entre los tres combustibles fisibles, 233U, 235U y 239Pu, sólo el 235U se produce de forma natural y, en general, los reactores de agua ligera (¿reactores de agua? ¿ligeros?). (LWR) debe utilizar uranio poco enriquecido (2 ~ 5%), y 233U y 239Pu se convierten de 232 y 238U respectivamente después de absorber un neutrón. La Figura 1 muestra el proceso de conversión de 232 a 233U. Durante el proceso de transformación, lo más importante es:
La mayor ventaja de esta transformación es que el torio existe como 232Th, con pocos isótopos más y sin necesidad de concentración. Otra característica es que el torio es más fácil de extraer. que el uranio cuando se utiliza como combustible para reactores, existe en estado metálico y es fácil de procesar, y el ThO2 puede soportar una dosis de radiación mayor que el compuesto de uranio equivalente, lo que significa que puede permitir un mayor flujo de neutrones, lo que da como resultado una mayor potencia. La densidad de 233U (el número promedio de neutrones liberados por neutrón absorbido) es mayor que 235U (con cualquier energía de neutrones) y es mayor que 239Pu cuando la energía de neutrones es inferior a 40 KeV (consulte la tabla adjunta), lo que hace que 233U sea el único más. Potente reactor de neutrones térmicos. Combustible nuclear prometedor para reacciones reproductoras. Sin embargo, en los reactores de neutrones rápidos, algunas propiedades del 239Pu son superiores al 233U. La Figura 2) se describe de la siguiente manera:
1. Refinación del mineral: la monacita es el mineral más abundante en los recursos de torio. En primer lugar, se disuelve la monacita en ácido sulfúrico. o hidróxido de sodio y se filtra, luego se disuelve en ácido nítrico y finalmente se extrae con un disolvente orgánico para formar nitrato de torio. Sin embargo, a menudo coexiste con algunos elementos de tierras raras con grandes secciones transversales de captura, como el Gd. , Sm, Eu, Dy, etc., es necesario refinarlo y utilizar principalmente el método de extracción con solventes orgánicos y luego el método de intercambio iónico para preparar la alimentación de torio puro nuclear: Generalmente, Th. Se utiliza (NO3)4·4h2o como materia prima y se añade cierta concentración de uranio, 239Pu o 233U como primera materia prima craqueable para mantener la reacción en cadena.
3. : Convierta los materiales de alimentación en los compuestos requeridos, como ThO2 o ThC2, y luego mézclelos. Los pellets de combustible ThO2-UO2 o ThC2-UC2 o las barras de combustible se colocan en una funda adecuada, como aleación de circonio-2 o aleación de aluminio. , para ensamblar el elemento combustible dentro del reactor. Irradiación por radiación: después de las pruebas e inspecciones necesarias, los componentes se colocan en el núcleo del horno para la irradiación. Durante el proceso de quema del material fisible, el exceso de neutrones se utiliza para convertir el torio en 233U. Después de la irradiación completa, se extrae el combustible y se enfría.
5. La vida útil de los elementos del combustible nuclear en el reactor suele ser de tres a cuatro años y luego se retiran del reactor. Debido a la alta radiactividad de los productos de fisión, se colocan temporalmente en una piscina durante tres o cuatro meses para permitir que los radionucleidos de vida media corta en los productos de fisión se desintegren, y luego se colocan en acero con blindaje sólido. tambores y transportados a una planta enterradora de combustible. Aunque están enfriados, estos combustibles irradiados todavía necesitan ser protegidos de elementos pesados durante el reprocesamiento.
6. Transporte de combustible irradiado: El bidón de acero utilizado para transportar combustible nuclear usado es un contenedor cuidadosamente diseñado que debe cumplir con diversas pruebas de las regulaciones nacionales de energía atómica para evitar fugas de combustible irradiado durante el transporte. y contaminar 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. El torio metálico es "inerte" en ácido nítrico, por lo que se debe agregar una pequeña cantidad de HF para que se disuelva fácilmente. Sin embargo, los iones de fluoruro pueden formar fácilmente compuestos incorrectos con el uranio y el torio, afectando el efecto de extracción y provocando fuertes problemas de corrosión. La solución puede ser nitrato de aluminio porque permite la unión completa del flúor al nitrato de uranilo y al nitrato de torio. Después de la disolución, la solución de nitrato se destila hasta que se haya eliminado todo el ácido libre y quede un ligero exceso. Se agrega nitrato de aluminio, la solución se traslada al equipo de extracción y se utiliza una solución diluida de tributilfosfato (TBP) disuelta en hidrocarburos para la extracción a contracorriente para extraer simultáneamente torio y uranio.
Finalmente, se separan el torio y el uranio-233, el torio se extrae selectivamente con una solución diluida de ácido nítrico, la solución acuosa se lava con TBP y luego se extrae una pequeña cantidad de uranio. Las soluciones acuosas de nitrato de torio se procesan mediante precipitación y cristalización de oxalato. Todo el proceso se denomina método Thorex (ver Figura 3).
8. Tratamiento de residuos: debido al alto valor económico del combustible que se descompone fácilmente, debe reciclarse mediante plantas de reprocesamiento, que no solo pueden reducir los costos de generación de energía sino también evitar el desperdicio de recursos. Sin embargo, el líquido residual reprocesado contiene productos de fisión que quedan del proceso de fisión, algunos de los cuales tienen una radiactividad de hasta millones de curies y una vida media de decenas de miles o incluso cientos de millones de años, por lo que deben manipularse con precaución. precaución. Entre ellos, los productos de fisión volátiles como B, I, Xe, Kr y Ru pueden ser adsorbidos repetidamente por 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 decaiga de forma natural y luego concentrarse y almacenarse en barriles. Sin embargo, debido a que todavía contiene especies nucleares con vidas medias largas, como 137Cs y 90Sr, y se ve afectado por el calor y la corrosividad del líquido residual, la resistencia del material disminuye, por lo que es necesario solidificarlo nuevamente. Los desechos solidificados tienen las siguientes ventajas:
(1) Las semillas radiactivas se solidifican en un sólido sin fluidez y con alta resistencia mecánica (baja tasa de lixiviación de las semillas), lo que reduce la tasa de corrosión de los contenedores de almacenamiento y previene la radiactividad. Las semillas escapan del entorno circundante, es decir, pueden sellar semillas radiactivas e inhibir su escape.
(2) Puede reducir el espacio necesario para el almacenamiento.
(3) Buena estabilidad.
(4) Es posible el almacenamiento a altas temperaturas.
(5) Mejora la seguridad, es fácil de operar y facilita el transporte, manipulación y transporte de residuos a lugares de aislamiento.
(6) No es necesario almacenarlo ni controlarlo tan estrictamente como el almacenamiento de líquidos.
De entre ellos, el método más importante es el curado del vidrio. Dado que la solubilidad y la tasa de lixiviación de los componentes del vidrio son extremadamente bajas y el coeficiente de reducción de volumen es bastante grande, se utiliza tecnología de fabricación de vidrio establecida para vitrificar el líquido residual altamente radiactivo y fijar las semillas radiactivas en el vidrio. Pero, por el contrario, el equipo es complejo, el costo del tratamiento es alto, los materiales necesarios para el tratamiento a alta temperatura (900 ~ 1200°C) y el problema de la volatilización radiactiva de las semillas no se han resuelto.
Por lo tanto, algunas personas también han propuesto que existen dos métodos completos de eliminación: uno es cargar desechos radiactivos extremadamente altos en cohetes y arrojarlos al espacio exterior o utilizar fuentes de neutrones de alta potencia y alta densidad; y protones de alta energía. Los aceleradores o reactores de fusión nuclear modifican nucleidos de vida media larga (90Sr, 137Co, 85Kr, 99Tc, 129I, etc.). ) se irradian con neutrones en productos de fisión para formar nucleidos de vida media corta, de vida media extremadamente larga o estables. Lo primero ahora son sólo palabras sobre el papel, la tecnología aún no se ha superado, no tiene perspectivas prácticas y también provocará desechos espaciales, lo que también es un comportamiento irresponsable. Este último se encuentra sólo en la etapa de revisión y todavía quedan muchas dificultades técnicas y económicas que deben resolverse, pero este método está más en línea con los principios del tratamiento y tiene mayor seguridad.
El tratamiento de residuos radiactivos no sólo afectará al equilibrio ecológico de la naturaleza, sino que también afectará al desarrollo de usos pacíficos de la energía nuclear, por lo que en realidad es un tema clave en la industria de la energía nuclear y requiere de la cooperación de académicos y expertos dedicados a la investigación de la energía nuclear.
Ciclos del combustible de torio, uranio y polonio
Los ciclos del combustible de torio, uranio y polonio se muestran en la Figura 2, Figura 4 y Figura 5 respectivamente.
En comparación con los ciclos del uranio y el polonio, el ciclo del torio tiene las siguientes ventajas:
En primer lugar, hay un gran valor de η (η =? 2,287), lo que hace posible la reproducción. Además, la reproducción de neutrones rápidos también tiene un gran potencial.
En segundo lugar, hay una alta tasa de conversión (¿tasa de conversión? ¿índice) y una mayor vida útil del combustible.
En tercer lugar, el combustible es cada vez más barato que enriquecer uranio o reciclar plutonio.
4. Hay suficiente combustible reproductor para mantener la reacción en cadena del combustible en el reactor y no se añade ningún otro combustible fisionable.
¿Cinco? Además de reducir el precio del ciclo del combustible, el combustible de uranio de bajo costo se puede utilizar de manera más eficiente.
En sexto lugar, puede soportar dosis de radiación más altas y es fácil de procesar.
Sin embargo, el ciclo del torio también tiene las siguientes desventajas desagradables:
Primero, la principal desventaja es que durante la conversión de 232Th a 233U, se produce 232U (ver Figura 6). Porque el 212Bi y el 208Tl (ver Figura 7) que emiten rayos gamma de alta intensidad producirán 232U y 228Th durante el proceso de desintegración del 232U al isótopo estable 208Pb, y 232 u y 228Th se producirán durante el proceso de reprocesamiento del combustible terminado. El elemento sigue siendo tan radiactivo que es necesario tener blindaje o 232Th al fabricarlo.
En segundo lugar, cuando se trata de combustible de torio, se requiere un fundente más fuerte, es decir, ácido nítrico más concentrado, y se utiliza fluoruro como catalizador. Con el uso de estos fundentes, la extracción, la eliminación de residuos y el ajuste ácido-base son más complejos.
3. Se debe agregar algo de solución a la solución de combustible de torio para eliminar el exceso de ácido.
(4) Durante el proceso de extracción, se formará un equilibrio de fases de la tercera fase, lo que hará que la velocidad de extracción sea más lenta que la de la solución de combustible de uranio (solo fase orgánica y fase inorgánica) bajo el mismo equipo.
Reactor reproductor alimentado con torio
1. Reactor reproductor rápido refrigerado por gas
Gas refrigerante, como aire, dióxido de carbono, hidrógeno, helio, metano y amoníaco. , vapor de agua, etc., no son tan buenos como el agua y el metal líquido en cuanto a rendimiento de transferencia de calor, pero tienen las características de buena estabilidad térmica y de radiación, fácil transporte y bajo riesgo, y también pueden usarse como refrigerantes. Las propiedades de transferencia de calor del gas refrigerante se pueden mejorar aumentando la presión de funcionamiento utilizando el diseño de pared gruesa del recipiente a presión, o utilizando combustible nuclear cerámico y aumentando la temperatura de funcionamiento.
La Figura 8 muestra la estructura de la vasija de un típico reactor refrigerado por gas de alta temperatura. Su núcleo suele utilizar uranio y torio en altas concentraciones (235U-232Th-233U) como combustible nuclear, y recupera 233U. En las primeras etapas del reactor, el uranio-235 enriquecido en el núcleo llegaba al 93% y el resto era 232Th en forma de carburos u óxidos. En futuros ciclos del combustible nuclear, el 233U podrá utilizarse para sustituir el 235U usado. La superficie de los combustibles de uranio y torio suele estar recubierta con un material carbonoso pirolítico que está adherido a la superficie del combustible para preservar los productos gaseosos de fisión en el combustible. La superficie de las partículas de combustible de uranio-235 está recubierta con una capa de carburo de silicio, lo que permite que los productos metálicos de la fisión permanezcan en el combustible nuclear fisionable al mismo tiempo, lo que facilita la identificación del combustible nuclear fisionable y fértil durante la posterior combustión del combustible nuclear. proceso de reprocesamiento.
Los hornos de crecimiento rápido que utilizan gas como refrigerante son tan atractivos como los reactores de crecimiento rápido de metal líquido (LMFBR). Los primeros tienen las siguientes ventajas sobre los segundos:
(1) El helio. El refrigerante contenido en el gas es inerte y no reacciona con el aire ni con el agua, por lo que no se requiere ningún 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 multiplicación es bueno y el tiempo de duplicación se puede acortar.
(3) El helio tiene poca contaminación radiactiva, a diferencia del sodio que tiene una alta radiactividad inducida, es fácil de mantener y tiene una alta seguridad.
(4) El sodio líquido provocará ebullición debido a una temperatura excesiva, produciendo burbujas, provocando que el elemento combustible se sobrecaliente o incluso se queme. Sin embargo, el helio no produce burbujas, por lo que no existe tal accidente.
(5) El tipo enfriado por aire suele estar 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 operarlo a alta temperatura y alta presión, lo que ejerce una presión relativamente grande sobre el recipiente. Al mismo tiempo, cuando el reactor se apaga inesperadamente, no puede enfriarse por convección natural como el sodio líquido, pero el gas refrigerante debe enfriarse completamente por medios mecánicos. ?
2. Reactor de sales fundidas (MSR)
El reactor reproductor de sales fundidas evolucionó a partir del experimento del reactor de sales fundidas (MSRE) desarrollado originalmente para aviones de propulsión nuclear. La sal fundida utilizada por MSRE es simplemente una mezcla de uranio, litio-7, berilio y óxido de circonio, pero no torio.
Sin embargo, debido al avance de la ciencia y la tecnología y a las pruebas experimentales, se sabe que si se utiliza sal fundida que contiene 232Th y 233U como combustible nuclear, y se utiliza el principio de reproducción para convertir el combustible nuclear de reproducción 233U en combustible nuclear fisionable, el Se puede obtener el máximo efecto de uso económico, que es mejor que la combinación de 238U y 239Pu.
Dado que el combustible nuclear fundido es líquido y puede utilizarse directamente en el reactor, no es necesario montar una fábrica independiente para fabricar elementos combustibles, ni requiere sustitución y reprocesamiento de elementos combustibles. Se puede reducir el coste de fabricación y reciclaje del combustible nuclear. La sal fundida tiene buenas propiedades neutrónicas y puede funcionar a temperaturas muy altas y presiones bajas, lo que resulta en una alta eficiencia térmica y bajos costos operativos. Los reactores reproductores de sales fundidas pueden ponerse en marcha utilizando uranio-233, uranio-235 o polonio-239, de modo que se pueda utilizar la combinación de combustibles nucleares de menor precio para obtener la energía más económica.
El combustible nuclear de sales fundidas utilizado en los reactores de sales fundidas es una mezcla de fluoruro de litio, fluoruro de berilio, tetrafluoruro de torio y tetrafluoruro de uranio. La mezcla de fluoruros metálicos como LiF y BeF2 como diluyentes en UF4 y ThF4 puede aumentar y mejorar las propiedades químicas, metálicas y físicas de la sal nuclear fundida, al tiempo que aumenta el rendimiento de transferencia de calor de la sal fundida, lo que es beneficioso para transferir energía térmica a otros refrigerantes. La sal nuclear fundida ya no reacciona con el agua o el aire, no se daña con la radiación y es segura, lo que la convierte en un buen combustible nuclear líquido.
La Figura 9 muestra una típica planta de energía con un reactor reproductor de sales fundidas. En la parte central del núcleo del reactor, entre las varillas de grafito, se suministra aproximadamente un 13 % (porcentaje en volumen) de sal fundida como parte del dispositivo del núcleo, y aproximadamente un 37 % de sal fundida se acumula alrededor del núcleo como una envoltura para retardar la condensación de la capacidad de grafito es relativamente reducida en esta parte, lo que aumenta la posibilidad de que el torio-232 absorba o capture neutrones y genere combustible nuclear.
Además, para garantizar que el reactor reproductor de sales fundidas pueda generar combustible nuclear fisionable, el absorbente de neutrones producido por la reacción de fisión en las sales fundidas debe eliminarse continuamente para evitar perder demasiados neutrones. Las principales sustancias de los productos de fisión que pueden absorber neutrones son el xenón (Xe) y los elementos de tierras raras neodimio (nd), europio (Eu), erbio (Zr), etc. Cuando el torio-232 reacciona con neutrones para formar torio-233, se puede convertir en praseodimio (233Pa), que también es el elemento principal que absorbe neutrones y debe eliminarse de la sal fundida en un ciclo de 3 a 5 días. El gas tritio y algunos metales de los productos de fisión se pueden eliminar mediante depuración con helio. Los productos del gas que no se pueden eliminar se eliminan mediante dispositivos de tratamiento químico, se recuperan y se reponen como combustible nuclear y luego ingresan al reactor para formar un sistema de circulación.
El potencial del torio en la provincia de Taiwán
La propia provincia de Taiwán tiene recursos naturales pobres. Excepto por una pequeña cantidad de carbón y gas natural, casi todo depende de energía importada, incluso la energía nuclear, que tiene el costo de generación de energía más bajo, no es una excepción. Según un estudio realizado por el Instituto de Investigación de Energía Nuclear, la provincia de Taiwán tiene alrededor de 550.000 toneladas de arena pesada frente a las costas de Chiayi y Tainan, incluidas unas 30.000 toneladas de monacita que contiene torio y 4.000 toneladas de monacita que contiene uranio. Por lo tanto, puede considerar desarrollar hornos de cría, que no sólo satisfagan sus propias necesidades energéticas, sino que tampoco necesiten estar centralizados y, debido a que son recursos de producción propia, la producción puede ser controlada por usted mismo y están menos restringidas por las normas internacionales. Política y oferta de mercado.
En los últimos años, la provincia de Taiwán ha acumulado mucha experiencia y tecnología en la industria de la energía nuclear, ha formado a muchos talentos y el rendimiento de la generación de energía nuclear también es bastante excelente. Por lo tanto, debemos acelerar el establecimiento de nuestra propia industria de energía nuclear, arraigar y mejorar tecnologías como la refinación de minerales, la extracción y la fabricación de combustible nuclear, e integrar la academia y la industria. Por un lado, debemos estar atentos a los últimos acontecimientos en el extranjero. En el futuro, ya sea cooperación técnica o inversión total en plantas, podremos estar en una posición negociadora más favorable y esforzarnos por obtener mayores beneficios para nosotros.
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En esta era de escasez de energía, los precios del petróleo siguen siendo altos, pero la demanda de energía está aumentando y tiende a ser más grande, más limpia y más segura. Por lo tanto, mirando hacia el futuro, la energía solar y los hornos de fusión seguramente se convertirán en los favoritos del siglo XXI. En la actualidad, todavía existen algunas tecnologías de ingeniería que deben superarse en la aplicación de la energía solar. Las razones principales son que la densidad de energía de la luz solar es demasiado pequeña y difícil de recolectar, la eficiencia de las células solares no es lo suficientemente alta y. el precio es demasiado caro. Pero si este equipo se coloca fuera de la atmósfera orbital terrestre, aunque el efecto de absorción es bueno y no se ve afectado por el flujo de aire atmosférico, cómo transportar estos equipos a la órbita y cómo combinarlos aún requiere el desarrollo de tecnología aeroespacial. Sin embargo, todavía es necesario desarrollar el control de las reacciones de fusión, como la temperatura, el tiempo, los materiales y la producción de energía. Como hace tiempo que se ha demostrado que la teoría es factible, Estados Unidos, la Unión Soviética, Japón y Europa occidental también están intensificando la investigación. Al igual que en Estados Unidos y la Unión Soviética, también se están probando reactores de micropotencia similares.
Durante este período de transición, aunque los reactores de fisión nuclear han desempeñado un papel importante en la solución temporal de los problemas energéticos humanos, el mineral de uranio de bajo precio continúa consumiéndose en grandes cantidades, y la operación y los métodos de operación antieconómicos han producido más Los desagradables productos de la fisión nuclear y la presión de una ola antinuclear en la sociedad han hecho que sea más difícil postularse para proyectos de construcción. Por lo tanto, a finales del siglo XX, fue necesario desarrollar hornos de cría para satisfacer el crecimiento de la demanda energética 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 una tarea para resolver la actual crisis nuclear de la humanidad.