Ciclul combustibilului cu toriu
Ciclu al combustibilului nuclear bazat pe toriul-232 fertil, care absoarbe un neutron și se dezintegrează în uraniu-233 fisil, ca alternativă la combustibilul uraniu-plutoniu.
Toriul este de circa trei-patru ori mai abundent decât uraniul în scoarța Pământului și apare mai ales ca Th-232 în nisipurile monazitice, cu resurse mari în India, Brazilia, Australia, Turcia și Statele Unite. Nu este fisil, așa că trebuie transformat prin reproducere:
U-233 eliberează circa 2,3 neutroni pentru fiecare neutron termic absorbit, mai mult decât U-235 sau Pu-239, ceea ce face posibilă reproducerea chiar și în reactoarele termice. Pentru pornirea ciclului e nevoie de o încărcătură fisilă inițială (LEU sau plutoniu).
Avantajele invocate: mult mai puțin plutoniu și mai puține actinide minore, punctul de topire ridicat și stabilitatea chimică a combustibilului din dioxid de toriu și potențialul unui grad de ardere mare. Dezavantaje: contaminarea cu U-232 produce emițători gamma puternici, care complică fabricarea combustibilului; Pa-233 trebuie gestionat ca să nu se piardă neutroni; reprocesarea (procesul THOREX) e mai puțin dezvoltată; iar U-233 separat poate fi folosit pentru arme.
Istoricul include miezul reproducător cu apă ușoară al reactorului Shippingport (1977–1982), reactoarele germane și americane la temperatură înaltă și Molten-Salt Reactor Experiment de la Oak Ridge (1965–1969). Programul indian în trei etape vrea să-și folosească rezervele de toriu în Advanced Heavy Water Reactor. China a pornit în 2023 la Wuwei un reactor cu săruri topite pe bază de toriu de 2 MWth, care, potrivit relatărilor, a fost realimentat în funcțiune în 2025.
Termeni înrudiți
Toți termenii →- Fisiune nucleară
Scindarea unui nucleu atomic greu, cum ar fi uraniul-235 sau plutoniul-239, în nuclee mai ușoare după absorbția unui neutron, cu eliberarea a circa 200 MeV de energie și a altor neutroni.
- Îmbogățirea uraniului
Procesul prin care crește ponderea izotopului fisil U-235 din uraniu peste valoarea naturală de 0,711%, pentru combustibil de reactor sau, la niveluri foarte mari, pentru material de arme.
- Grad de ardere (burnup)
Energia termică extrasă din combustibilul nuclear pe unitatea de masă a metalului greu inițial, exprimată de obicei în gigawați-zi pe tonă (GWd/tHM).
- Combustibil nuclear uzat
Ansamblurile de combustibil scoase din reactor după utilizare, puternic radioactive și fierbinți, care conțin uraniu, plutoniu, produși de fisiune și actinide minore.
- SMR (reactor modular mic)
Reactor nuclear de până la circa 300 MWe pe modul, gândit pentru fabricație în uzină și instalare modulară, ca să scurteze construcția și să reducă riscul de finanțare.