Ciclo del combustible de torio
Ciclo de combustible nuclear que usa torio-232 fértil, que absorbe un neutrón y decae a uranio-233 fisible, como alternativa al combustible de uranio-plutonio.
El torio es unas tres o cuatro veces más abundante que el uranio en la corteza terrestre y aparece sobre todo como Th-232 en arenas de monacita, con grandes recursos en la India, Brasil, Australia, Turquía y Estados Unidos. No es fisible, así que el material fisible hay que generarlo a partir de él:
El U-233 libera unos 2,3 neutrones por neutrón térmico absorbido, más que el U-235 o el Pu-239, y eso hace posible la regeneración incluso en reactores térmicos. Para iniciar el ciclo hace falta una carga fisible de arranque (LEU o plutonio).
Ventajas que se le atribuyen: mucha menos producción de plutonio y actínidos minoritarios, alto punto de fusión y estabilidad química del combustible de dióxido de torio, y posibilidad de alcanzar un grado de quemado alto. Inconvenientes: la contaminación por U-232 genera emisores gamma intensos que complican la fabricación del combustible; el Pa-233 debe gestionarse para evitar pérdidas de neutrones; el reprocesamiento (proceso THOREX) está menos desarrollado, y el U-233 separado sirve para fabricar armas.
Entre los antecedentes figuran el núcleo regenerador de agua ligera del reactor de Shippingport (1977–1982), los reactores de alta temperatura alemanes y estadounidenses y el Molten-Salt Reactor Experiment de Oak Ridge (1965–1969). El programa indio en tres etapas pretende aprovechar sus reservas de torio en su Advanced Heavy Water Reactor. China puso en marcha en 2023 un reactor de sales fundidas de torio de 2 MWth en Wuwei; en 2025 se informó de que se había recargado sin detenerlo.
Términos relacionados
Todos los términos →- Fisión nuclear
División de un núcleo atómico pesado, como el uranio-235 o el plutonio-239, en núcleos más ligeros tras absorber un neutrón, liberando unos 200 MeV de energía y nuevos neutrones.
- Enriquecimiento de uranio
Proceso que eleva la proporción de U-235 fisible en el uranio por encima de su 0,711 % natural para fabricar combustible para reactores o, a niveles muy altos, material para armas.
- Grado de quemado (burnup)
Energía térmica extraída del combustible nuclear por unidad de masa de metal pesado inicial, expresada normalmente en gigavatios-día por tonelada (GWd/tHM).
- Combustible nuclear gastado
Elementos combustibles retirados del reactor tras su uso, muy radiactivos y calientes, que contienen uranio, plutonio, productos de fisión y actínidos minoritarios.
- SMR (pequeño reactor modular)
Reactor nuclear de hasta unos 300 MWe por módulo, pensado para fabricarse en serie en fábrica y montarse por módulos, con menos plazo de obra y menos riesgo financiero.