El Torio

El Torio es un elemento radiactivo de origen natural cuyo único isótopo estable es el Th232 y en la corteza terrestre es alrededor de 3 veces más abundante que el Uranio natural.

El torio es un elemento químico, de símbolo Th y número atómico 90, de la serie de los actínidos. En estado puro es un metal blando de color blanco-plata que se oxida lentamente. Si se tritura finamente y se calienta, arde y emite luz blanca.

Se encuentra en pequeñas cantidades en la torita, o silicato de torio (ThSiO₄) y en la torianita, un mineral radioactivo compuesto de óxido de torio y uranio.

Sus yacimientos más importantes, principalmente como óxido de torio ThO₂, se encuentran en las arenas de monacita de la India y Brasil, Australia y Estados Unidos.

Tras el descubrimiento de algunos depósitos de minerales que contienen torio se estima que el elemento puede ser tres veces más abundante que el uranio y de una abundancia parecida a las del molibdeno y el plomo.

En cuanto al poder energético del torio contenido en los minerales de la corteza terrestre se estima que puede ser superior a los del uranio y el petróleo juntos

El torio pertenece a la familia de las sustancias radiactivas, si bien su periodo de semidesintegración es extremadamente largo. Su potencial como combustible nuclear, como material fértil, se debe a que presenta una alta sección eficaz frente a neutrones lentos (térmicos), derivando en protactinio-233, que rápidamente se desintegra en uranio-233, el cual es un isótopo fisible que puede sostener una reacción nuclear en cadena. Esta aplicación todavía está en fase de desarrollo.

El torio se llamó así en honor de Thor, el dios nórdico del relámpago y la tormenta. Jöns Jakob Berzelius lo aisló por primera vez en 1828. En el último decenio del siglo XIX, los investigadores Pierre Curie y Marie Curie descubrieron que este elemento emitía radiactividad.

Aparte de su incipiente uso como combustible nuclear, el torio metálico o alguno de sus óxidos se utilizan en:

Incorporación al wolframio metálico para fabricar filamentos de lámparas eléctricas.
Aplicaciones en material cerámico de alta temperatura.

Como:

Agente de aleación en estructuras metálicas.
Componente básico de la tecnología del magnesio.
Catalizador en química orgánica.

Fabricación de:

Lámparas electrónicas.
Lentes de alta calidad para instrumentos de precisión. (El óxido de torio añadido al vidrio mejora sus propiedades difractivas).

Electrodos especiales para soldadura TIG (Tungsten Inert Gas), también conocida como soldadura GTAW (Gas Tungsten Arc Welding). La aleación con wolframio favorece mayor emisividad de electrones del electrodo. Esto facilita el encendido y permite que el electrodo de wolframio funcione a menor temperatura y aporte el mismo rendimiento en la pieza que se trabaje.

Existe el problema de que la temperatura de trabajo del electrodo de wolframio puro era aproximadamente la temperatura de fusión del wolframio: 3 400 °C. Al fundirse, esto dañaba el perfil del electrodo. Este inconveniente también se evita con electrodos que incorporan otros dopantes, como cerio, lantano o circonio.

Cuando un átomo de torio 232 (232Th) se desintegra emite una partícula alfa, constituida por dos protones y dos neutrones. La emisión de la partícula alfa reduce el número atómico del 232Th en dos unidades, y el número másico en cuatro, por lo cual se convierte en el isótopo 228 de otro elemento: el radio 228. Posteriores desintegraciones complementan la serie del torio. Este proceso continúa hasta que finalmente se genera un elemento no radiactivo, y por tanto estable: el plomo-208, o torio C.

Se supone que el calor del interior de la tierra se debe, en buena medida, al torio y al uranio.

Propiedades

El torio es lo bastante radiactivo como para impresionar una placa fotográfica en varias horas.

En estado puro es un metal de color blanco plateado que es estable en el aire y conserva su brillo durante varios meses. Una vez que comienza la oxidación, pierde su brillo y se vuelve gris y posteriormente negro.

Las propiedades físicas del torio dependen mucho de la proporción de óxido que contenga. Incluso las formas más puras del metal contienen un porcentaje de varias décimas de óxido.

El torio puro es blando, muy dúctil, y puede ser trabajado en frío.

Presenta dos formas cristalinas cambiando a 1.400º C desde una estructura cúbica simple a otra cúbica centrada en el cuerpo.

Valores de las Propiedades

Masa Atómica 232,0381 uma

Punto de Fusión 2023 K

Punto de Ebullición 5063 K

Densidad 11720 kg/m³

Potencial Normal de Reducción – 1,83 V Th4+ | Th solución ácida

Conductividad Térmica 54,00 J/m s ºC

Conductividad Eléctrica 76,9 (mOhm.cm)-1

Calor Específico 142,12 J/kg ºK

Calor de Fusión 16,1 kJ/mol

Calor de Vaporización 513,7 kJ/mol

Calor de Atomización 576,0 kJ/mol de átomos

Estados de Oxidación +2, +3 , +4

1ª Energía de Ionización 587 kJ/mol

2ª Energía de Ionización 1110 kJ/mol

3ª Energía de Ionización 1930 kJ/mol

Afinidad Electrónica Sin datos

Radio Atómico 1,74 Å

Radio Covalente 1,65 Å

Radio Iónico Th+3 = 1,14 Å Th+4 = 0,99 Å

Volumen Atómico 19,9 cm³/mol

Polarizabilidad 32,1 Å³

Electronegatividad (Pauling) 1,3

El óxido de torio tiene un punto de fusión de 3.300º C, que es de los más altos de todos los óxidos. Únicamente unos pocos elementos, como el wolframio, y unos pocos compuestos, tal como el carburo de tántalo, tienen un punto de fusión más alto.

Calentado al rojo se oxida y también reacciona con el hidrógeno, los halógenos, el azufre y el nitrógeno.

El torio es atacado lentamente por el oxígeno del aire y por el agua y no se disuelve fácilmente en la mayoría de los ácidos comunes, excepto en el clorhídrico y en el sulfúrico.

En forma de polvo fino debe manejarse con precaución ya que arde fácilmente emitiendo una luz blanca muy brillante. Su isótopo más estable, 232Th, tiene una vida media de 14.000 millones de años.

Resumen de Reactividad

Con aire: Suave; arde con calor ThO2

Con H2O: No reacciona

Con HCl 6M: Suave; H2 ; ThCl3

Con HNO3 15M: Se vuelve pasivo

Con NaOH 6M: No reacciona

Preparación

Se prepara industrialmente a partir de las arenas de monacita (que contiene entre un 3 y un 9% de ThO₂) que se tratan con ácido sulfúrico concentrado a 200ºC y se separa el torio de las otras tierras raras aprovechando la solubilidad de su oxalato o de su carbonato.

El metal, con gran pureza, se obtiene reduciendo el tetracloruro con sodio , el óxido con calcio, por reducción con calcio de tetracloruro de torio mezclado con cloruro de cinc anhidro, por reducción del tetracloruro de torio con un metal alcalino y por electrólisis del pentafluotorato de potasio (KThF₅ ) o del cloruro de torio anhidro disueltos en una mezcla fundida de NaCl y KCl.

Usos:

Un importante uso del torio es la preparación de camisas Welsbach, que contienen de óxido de torio con un 1% de óxido de cerio y otras sustancias, que se utilizan en las luces portátiles de gas.

El torio metal se usa en aleaciones de magnesio y como componente estabilizador en tubos de vacío. También se utiliza en la industria electrónica como detector de oxígeno.

El óxido ThO₂ se usa para los electrodos y filamentos ligeros, para controlar el tamaño de grano del wolframio usado en las lámparas eléctricas y para fabricar crisoles de laboratorio para altas temperaturas y también como catalizador en la conversión del amoníaco en ácido nítrico, en la obtención de hidrocarburos a partir del carbono, en las operaciones de cracking del petróleo y en la producción de ácido sulfúrico.

Los vidrios que contienen óxido de torio el tiene un alto índice de refracción y una baja dispersión por lo que se utilizan en la fabricación de lentes de calidad para cámaras e instrumentos científicos.

Reactor de torio de sales fundidas

La tecnología predominantemente utilizada para generar electricidad de origen nuclear ha sido y es hoy en día el reactor de agua ligera (LWR). El coinventor de este reactor, Alvin Weinberg dijo muchos años después de haber realizado su patente, en 1947:

«Un publicista defendió que se había elegido al reactor de agua ligera después de haber realizado un cuidadoso análisis debido a que tenía características de seguridad únicas. Yo sabía que esto no era verdad; el reactor de agua a presión se eligió para proporcionar energía a los submarinos, ya que tal reactor era compacto y simple. Su irrupción sobre la tierra firme se debe totalmente al dominio del Almirante Rickover en el desarrollo de reactores en la década de los años 1950, y una vez establecido, el rector de agua ligera no pudo ser desplazado por ningún otro tipo de reactor competidor. Proclamar que el reactor de agua ligera se eligió debido a sus características superiores en seguridad sólo se sostiene en la ignorancia de cómo había realmente evolucionado esta tecnología… finalmente el Ejército decidió que incluso los pequeños reactores de agua ligera que tenía eran demasiado difíciles y costosos de mantener y, fueron finalmente desmantelados.» Alvin Weinberg («The Second Nuclear Era», 1994)

Los reactores de agua ligera (LRW) no son óptimos, pero son el estándar de la industria. Sólo unos pocos recuerdan el enfoque alternativo que se investigó activamente, el Reactor de Torio en Sales Fundidas (Th-MSR). Hoy el Reactor de Torio en Sales Fundidas se conoce frecuentemente como Reactor de Fluoruro de Torio en Estado Líquido (LFTR, pronunciado como «lifter»).

Resultado de imagen de Liquid fluoride thorium reactor Recientemente algunos países, entre los que destacan China, Reino Unido, Francia, Japón, Estados Unidos, Chequia, India y Australia han mostrado su interés en desarrollar una tecnología nuclear de fisión aparentemente resulta ser muy superior en términos de seguridad, eficiencia, economía, modularidad, conservación de recursos naturales, requerimiento de capitales y resistencia a la proliferación de armas nucleares que la que actualmente está instalada. En enero de 2011 la Academia de Ciencias China anunció un proyecto de investigación y desarrollo sobre los reactores LFTR (Liquid Fluoride Thorium Reactor) con un horizonte declarado hasta su puesta en funcionamiento comercial de 20 años.

El 1 de marzo de 2012 el Parlamento británico anunció la formación de un All Party Parliamentary Group (APPG) en la que participan miembros de la Cámara de los Comunes y de la Cámara de los Lores de varios partidos con el objetivo de evaluar el potencial del torio como fuente de energía. Es destacable el hecho de que no se parte de cero, sino que existe una muy bien documentada y extensa experiencia previa a partir del I+D realizado por EEUU durante los años 50-70 del Siglo XX y que dicha documentación es de dominio público en su mayor parte.

Desde 1942 se sabe que es fértil ya que si es bombardeado por neutrones se transmuta en uranio 233, que es fisible, y capaz de mantener una reacción en cadena. El U233 tiene unas propiedades que le hacen ser un combustible nuclear incluso mejor que el U235 (que sólo está presente en una proporción del 0,7% en el uranio natural) o que el plutonio 239 (que procede del bombardeo con neutrones de U238, el isótopo más común en el uranio natural), los dos combustibles nucleares que se han utilizado para la producción de electricidad.

A partir de 1950 el ORNL (Oak Ridge National Laboratory) en Tennessee, EEUU, bajo la dirección del Dr. Alvin Weinberg, investigó la utilización del torio en un tipo de reactor MSR (molten salt reactor), muy distinto a los que están conectados a nuestras redes eléctricas, del tipo LWR (light water reactor, de combustible sólido en agua ligera). Las investigaciones duraron 20 años hasta los primeros años setenta, en que el Gobierno de EEUU dejó de aportar fondos para su desarrollo posterior. Se realizaron dos reactores experimentales el Aircraft Reactor Experiment (ARE) que funcionó en 1954 y el Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) que funcionó entre 1965 y 1969. Finalmente, el programa para el diseño de un reactor comercial se detuvo al tener que competir por los fondos de I+D con el LMFBR (liquid metal fast breeding reactor) que pretendía desarrollar el ciclo del uranio-plutonio frente al ciclo del torio-uranio que defendía el ORNL. A pesar de un funcionamiento muy estable y previsible del MSRE y de todas las ventajas que presentaba, el programa de investigación se detuvo y el equipo que había trabajado en él se disgregó. Su concepto era tan radicalmente distinto de lo establecido previamente y el ámbito de su conocimiento tan limitado geográficamente que sus posibilidades no fueron valoradas por un sector que ya había desarrollado completamente una tecnología muy diferente.

En un LFTR el combustible nuclear se introduce en disolución en sales de fluoruro de litio y fluoruro de berilio. Una vez disueltas, las sales en estado líquido alcanzan los 650 grados Centígrados y sirven de refrigerante, de moderador y de combustible al mismo tiempo en el reactor. Un núcleo de grafito en estado sólido complementa la función de moderador en el reactor. Las sales son químicamente compatibles con aleaciones de niquel (Hasteloy N), material del que está fabricada la vasija del reactor y todo el sistema primario. El reactor no tiene partes móviles y funciona a alta temperatura y baja presión. En caso de accidente no hay nada en el núcleo que tienda a salir porque no existen elevadas presiones. Tampoco hay agua que pueda provocar un súbito aumento de la densidad al convertirse en vapor ni producir una explosión de hidrógeno. Las sales permanecen unidas por enlaces iónicos en un estado de baja energía química potencial y son inertes al aire. Las sales también son inmunes a la radiación y permanecen en su estado original a pesar de la intensa radiación existente en el núcleo. En caso de sobrecalentamiento un sistema pasivo de evacuación por gravedad vaciaría el combustible del núcleo a un depósito donde se detendría la reacción en cadena y se evacuaría el calor de la desintegración de los elementos radioactivos sin ninguna intervención humana. Los isótopos radioactivos del yodo, del cesio y del estroncio que tienden a dispersarse en caso de una fusión del núcleo en un reactor convencional de agua ligera (fueron la principal preocupación por emisión de radioactividad en Fukushima Daiichi) permanecerían íntimamente secuestrados como sales de flúor en caso de que un accidente pudiera llegar a destruir la vasija o incluso la contención; no reaccionarían ni con el aire de la atmósfera. De hecho, un accidente por fusión del núcleo resulta imposible ya que el núcleo está fundido en su funcionamiento normal. Una pérdida de energía eléctrica en la planta sólo permitiría el vaciamiento del combustible del reactor y su parada consecuente, gracias al mecanismo de seguridad pasiva por gravedad.

La combinación del torio, una carga inicial de material fisible (preferiblemente U233, pero también U235 e incluso moderadas cantidades de Pu239) y el diseño del reactor LFTR permite la regeneración del combustible nuclear que va siendo consumido. La carga fisible inicial (de U233 o U235) actuaría como pseudo-catalizador ya que se generaría más cantidad de U233 a partir de la transmutación del Th232 que lo que se consumiría de U233. El resultado sería similar al que se deseaba conseguir a partir del desarrollo de los reactores rápidos LMFBR (liquid metal fast breeding reactor), pero con algunas diferencias relevantes: el núcleo del LFTR es líquido y no estaría sujeto a un accidente por fusión, opera con neutrones lentos (moderados) y, por lo tanto, se tiene un mayor control neutrónico sobre el mismo y hace falta una carga inicial de material fisible 5 veces menor que el LMFBR. Además el LFTR está refrigerado por sales extremadamente estables químicamente frente al LMFBR, que está refrigerado por sodio en estado líquido, un metal sumamente inestable que reacciona químicamente con prácticamente cualquier otra sustancia presente en la atmósfera, con el agua o con otros productos. Por tanto, una vez introducida la carga fisible inicial sólo se requeriría añadir torio, elemento químico extraordinariamente barato.

Los elementos de fisión generados pueden ser eliminados sin detener el reactor o permanecer en el mismo si no alteran sus propiedades neutrónicas. Por ejemplo, los productos gaseosos como el Xe135 son evacuados del núcleo sin dificultad a través del sistema de bombeo. Otros elementos pueden ser eliminados por destilación en vacío de las sales o por fluoración-hidrogenación. El resultado es que es posible consumir prácticamente el 100% del combustible, frente al 0,5% que se consume típicamente en un reactor convencional de agua ligera (los elementos de combustible sólidos deben retirarse mucho antes de agotarse porque los subproductos de la fisión, algunos gaseosos pueden comprometer la estanqueidad de las vainas que contienen el combustible y porque no se pueden evacuar determinados productos de fisión muy absorbentes de neutrones). La producción de elementos transuránicos es extraordinariamente reducida ya que partiendo del U233 son necesarias cinco absorciones de neutrones hasta llegar al Pu238, que se podría eliminar del reactor por medios químicos, sin dificultad. Por tanto, la generación de productos de fisión de larga vida (a partir del Pu239) quedaría reducida al mínimo. Los transuránicos son la principal causa de que los residuos radioactivos procedentes de los reactores convencionales deban aislarse de la biosfera durante miles de años. El resto de los productos de fusión (más ligeros) que se generarían tienen una vida mucho más corta y, por ejemplo, en 10 años habrían reducido su radioactividad en un 83% y en 300 años habrían reducido su radioactividad al 99,99% y podrían ser devueltos a la biosfera sin riesgo.

thorium-waste-comparison

Otros diseños que utilizan la misma tecnología MSR permitirían producir «digestores» de residuos nucleares de larga vida (elementos transuránicos, en especial el plutonio) y podrían contribuir netamente a la mejora del medioambiente, a la vez que generan electricidad.

La elevada densidad energética del torio unido a requisitos de material fisible relativamente reducidos y a la ausencia de elevadas presiones permiten la producción de unidades de generación muy compactas (incluso móviles, para usos militares). Algunos autores sostienen que la estandarización de los componentes podría favorecer la producción modular de equipos de generación de electricidad, imitando modos de producción ya experimentados en el sector aeronáutico.

En resumen, creemos que resulta importante valorar la posibilidad del uso del torio en reactores LFTR como potencial fuente de energía y en caso satisfactorio dedicar los recursos de I+D necesarios para no perder de forma irreversible el tren de la competitividad internacional.

¿Cómo produce energía el torio?

Podemos encontrar torio en estado natural en los minerales monacita, torita y torianita. En estado puro es un metal blando de color blanco-plata que se oxida lentamente. Si se tritura finamente y se calienta, arde y emite luz blanca.

Cristal de monacita y torio metálico puro

El torio no es un material fisible con neutrones lentos (lo que quiere decir que no es capaz de fisionarse), por lo que no puede mantener una reacción en cadena por sí solo. A grandes rasgos la fisión es un proceso mediante el cual un núcleo pesado (como el del uranio) se fragmenta a causa de la colisión con un neutrón externo y se libera calor, este es el proceso clave en una central nuclear.

Fisión del uranio 235, similar a la del uranio 233.

Entonces, ¿cómo el torio puede producir energía?

A pesar de que como hemos dicho el torio no es un material fisible, su potencial como combustible se debe a que es un material fértil, lo que quiere decir que si se le bombardea con neutrones se transmuta en un material fisible, en este caso el torio 232 se convierte en uranio 233. A este proceso de transmutación se le conoce como ciclo del torio, que explicamos a continuación con la figura siguiente:

Proceso de generación de U233 a partir de Th232 y un neutrón

Debemos recordar que el uranio 233 que produce este ciclo es totalmente distinto al uranio 235 comúnmente empleado en las centrales tradicionales. Este 233 un candidato para la fisión perfecto por la cantidad de neutrones que emite al fragmentarse, alrededor de 2,5 neutrones por fisión, lo que permite continuar la reacción en cadena, al ser éste número superior a 2.

Como se observa en la figura, hay dos procesos clave que entran en juego en este ciclo:

-La captura de un neutrón por un núcleo de torio (2)

-La fisión del U233 por un neutrón (1)

La gran ventaja del torio es que tiene una buena capacidad para capturar neutrones, y puede ocurrir entonces que más de la mitad de los neutrones disponibles en el reactor, sean capturados por el torio. Lo que se traduce en que, al final, se produce más uranio 233 del que se fisiona. Esto hace que no sea necesario ir añadiendo material fisible cada cierto tiempo al reactor, tan solo ir abasteciéndolo con material fértil (torio), pues el mismo reactor ya se encarga de producir su propio combustible. A los reactores que consiguen funcionar de esta manera se les llama regeneradores o breeders.

Una consecuencia inmediata de estas ventajas es una enorme reducción en la producción de isótopos de larga vida radiactiva por poder consumir casi todo su combustible.

Es posible que venga a la mente del lector la pregunta, ¿pero entonces, con un reactor breeder no estaremos creando un exceso de material fisible, al generar más uranio del que consumimos?

La respuesta es que se genera muy, muy poco, y además si se quiere quemar este exceso, sólo hay que dejar de introducir torio y quemar en el reactor el uranio que nos sobra. Se ha pensado también utilizar este exceso de uranio233 para iniciar nuevos reactores.

La seguridad en los LFTR

Uno de los aspectos que favorecen el desarrollo y la implantación de los LFTR es en la seguridad. He aquí un resumen en español de estos aspectos de seguridad que están fundamentados en la información que figura en Wikipedia,

Seguridad inherente. Los LFTR pueden diseñarse para que sean inherentemente seguros, es decir, puede disponer de seguridad nuclear pasiva, es decir, disponer de un elevado coeficiente de reactividad negativo ante variaciones de la temperatura . Esto quiere decir que cuanto más elevada sea la temperatura en el núcleo menor potencia desarrollará el reactor e inversamente, cuanto menor sea la temperatura del reactor, mayor tenderá a ser la potencia que desarrolle. Esta propiedad del reactor proviene dos fuentes. La primera, que el torio tiende a absorber más neutrones a medida que se calienta; es el llamado efecto Doppler. Esta mayor absorción disminuye el número de neutrones que está disponible para continuar la reacción en cadena, reduciéndose, con ello, la potencia. El segundo efecto está relacionado con la expansión térmica del combustible. A medida que el combustible se calienta, se dilata considerablemente, lo cual, debido a la naturaleza líquida del combustible, desplazará parte del mismo fuera de la región activa del núcleo, reduciendo la reacción en cadena, evitando que se produzcan daños en los componentes del reactor. Por el contrario, esto no sucede en los reactores de combustible sólido, que no pueden expandir mucho su combustible sin que se dañen los elementos combustibles, ya que se encuentran confinados en sus vainas contenedoras. Estas características del LFTR se producen al estar integrados el refrigerante y el combustible, siendo ambos inseparables, por lo que cualquier fuga o movimiento de combustible será intrínsecamente acompañada por una gran cantidad de refrigerante. De este modo, el refrigerante sigue la fuente de calor.

Es un regenerador lento. Los LFTR generan U-233 a partir del torio. Para completar este proceso es preciso pasar antes por una etapa intermedia, donde el torio primero decae a protactinio, que no es fisible. Posteriormente, el protactinio decae lentamente, en el transcurso de meses, en U-233 que es fisible. Esta generación lenta, no directa del material fisible constituye una característica de seguridad inherente. El material fisible se produce lentamente y, por tanto, la energía del torio no puede liberarse a la vez.

Refrigerante estable. Los fluoruros fundidos son químicamente estables y resistentes a la radiación. Las sales no se queman, ni explotan ni se descomponen, incluso bajo condiciones de temperaturas y radiación extremas. No hay ningún tipo de reacciones rápidas ni violentas con el agua y aire como sí ocurre en el caso de reactores cuyo refrigerante es el sodio. No hay ninguna producción de hidrógeno a partir del agua porque ésta no está presente en ninguna parte del circuito. El refrigerante de fluoruro fundido no tiene reacciones químicas significativas con cualquiera de los materiales presentes en el sistema del reactor.

Funcionamiento a baja presión. Los LFTR funcionan a presiones atmosféricas. El núcleo no está presurizado, no puede explotar ni está expuesto a un accidente por sobrepresión. Debido a su funcionamiento a baja presión y las escasas diferencias de presión en los intercambiadores de calor y bombas, se reduce también considerablemente el potencial de grandes fugas. Las sales tienen puntos de ebullición muy altos, por ejemplo, el fluoruro de cesio, 1.251 grados Celsius, el tetrafluoruro de uranio 1.417 grados Celsius, el fluoruro de torio 1680 grados Celsius, el fluoruro de estroncio 2.460 grados Celsius. Incluso una elevación de la temperatura de cien grados durante un evento inesperado o un accidente no provocaría ningún aumento significativo de la presión. No hay agua ni hidrógeno en el reactor que pueda causar una gran elevación de la presión o una explosión, como ocurrió en el accidente nuclear Fukushima Daiichi. En un LFTR, el edificio de contención no puede estar presurizado y, por tanto, no puede estallar.

No hay acumulación de presión procedente de los productos de fisión. Los LFTR impiden la acumulación de presión debido a gases que se van formando durante el proceso de fisión. El proceso de fisión produce gases como el xenon o el kripton que son de naturaleza volátil y que no están combinados con el flúor, por ser gases nobles. En reactores convencionales de combustible sólido las barras de combustible están sometidas a incrementos de presión muy importantes debidos a la producción de estos gases. En el caso de un incremento súbito de la potencia o un accidente esto puede ser un problema importante ya que las barras de combustible pueden hincharse y deformarse a medida que se sobrecalientan, bloqueando el flujo de refrigerante entre las mismas barras de combustible, agravando el accidente. En un LFTR los productos gaseosos y volátiles son bien extraídos como el xenón y el kripton o bien permanecen en forma químicamente estable como fluoruros no volátiles en la propia sal (como el cesio en forma de fluoruro de cesio).

No hay reserva de combustible y hay menos radiactividad en el núcleo. Dado que en un LFTR el combustible es líquido, un equipo pequeño y relativamente simple puede estar extrayendo de forma continua los productos de fisión y añadiendo nuevo combustible. Ello simplifica de forma determinante el comportamiento del reactor. Es más predecible, tiene menos productos de fisión en el núcleo y no tiene una gran reserva de combustible como si ocurre en los reactores de combustible sólido. Esto hace que el reactor sea más fácilmente controlable y más seguro que un reactor convencional de agua ligera (LWR).

Fácil de controlar. El reactor es fácil de controlar en todo momento. En los reactores de combustible sólido la presencia del xenón-135, un importante absorbente de neutrones dificulta el control de la reactividad y por tanto de la potencia. En un reactor LFTR, puede extraerse dicho gas en un lugar predecible, donde el combustible esté más frío, que es en el sistema de bombeo. En los reactores de combustible sólido, sigue estando presente junto al propio combustible y, por tanto, interfiere con el control del reactor. Esta característica de los LFTR, combinada con una reserva de reactividad baja que permite la alimentación continua de combustible y la retroalimentación negativa de reactividad en función de la temperatura, así como la ausencia de daños por radiación, térmicos o químicos en el combustible de fluoruro, simplifican el control de potencia del reactor.

Calentamiento lento. Los fluoruros líquidos tienen una elevada inercia térmica (elevada capacidad de absorber calor para un volumen dado) y en algunos casos como los fluoruros de litio y berilio, superior incluso al agua. Esto les permite absorber grandes cantidades de calor durante elevaciones inesperadas de la potencia o en caso de accidentes.

Enfriamiento pasivo del calor de decaimiento. Los LFTR funcionan a alta temperatura, por lo menos 650 grados Celsius, lo que facilita su enfriamiento pasivo tras el apagado del reactor del calor de decaimiento de forma mucho más efectiva; los objetos más calientes pierden el calor mucho más rápido que los objetos menos calientes. El edificio de la celda caliente y la contención podrían diseñarse para perder algo de calor de forma constante al medio ambiente, con el fin de garantizar la eliminación eficaz del calor de desintegración después de su apagado. De un modo similar, los intercambiadores de calor pueden diseñarse para enfriarse completamente de forma pasiva (sin presencia de bombas ni partes móviles). Esto haría imposible el tipo de accidente nuclear que ocurrió en Fukushima.

Núcleo a prueba de fallos. Los LFTR pueden incluir un tapón congelado (freeze plug) en la parte inferior que tiene que ser continua y activamente enfriado, generalmente por un pequeño ventilador eléctrico. Si el enfriamiento falla, digamos debido a un fallo de alimentación eléctrica, el ventilador se detiene, se funde el tapón y el combustible se drena hacia un tanque de almacenamiento subcrítico, enfriado pasivamente. Esto no sólo detiene el reactor, también el tanque de almacenamiento puede evacuar más fácilmente el calor de decaimiento de la desintegración radiactiva de corta vida de los combustibles nucleares irradiados. Incluso en el caso extremo de que se produjera un grave accidente en el núcleo, como una ruptura de una tubería, la sal se derramaría en la celda caliente donde el reactor se encuentra, con el suelo en pendiente y se drenaría la sal-combustible, por gravedad, al tanque de vaciado, que se encuentra pasivamente refrigerado.

Escasa movilidad de la radiactividad. Incluso si hay un accidente más allá de la base de diseño de los múltiples niveles de contención y sistemas de refrigeración pasiva, los fluoruros no tienden a dispersarse fácilmente en la biosfera. Las sales no se queman ni explotan ni se degradan químicamente en el aire y reaccionan lentamente con el agua. El Flúor se combina iónicamente con los productos de fisión de manera estable formando fluoruros. Esto no sólo constituye un primer nivel de contención propio de los reactores de sales fundidas de flúor sino que constituye un elevado nivel de seguridad inherente en cualquier suceso que pueda ocurrir más allá de la base de diseño. El flúor es especialmente bueno en el secuestro de determinados residuos, como el cesio-137 y el estroncio-90 que podrían llegar a ser biológicamente activos, para formar los compuestos estables y no volátiles CsF y SrF. Las sales de fluoruros radiactivos de actínidos y de productos de fisión no son generalmente solubles en agua a temperatura ambiente. Aunque el fluoruro de cesio es uno de los fluoruros de productos de fisión que son altamente hidrosolubles, su punto de ebullición es extremadamente alto y es químicamente estable, lo que combinado con la ausencia de fuentes de energía almacenada (en forma de hidrógeno, vapor, etc.) en el LFTR, impide que sea dispersado en el aire y que por efecto del viento pueda llegar a contaminar una gran superficie de tierra, como sucedió en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi.

Refrigerante transparente. Los fluoruros fundidos son transparentes, como el agua, así que se pueden utilizar diversos instrumentos ópticos para inspeccionar y mantener el sistema del reactor.

Muy baja corrosión. Los fluoruros fundidos presentan tasas muy bajas de corrosión, inferiores a las que se observan en reactores de agua ligera, cuando el control de la química es correcto y se utiliza la aleación Hastelloy N modificada con un 2% de niobio. Dado que los LFTR usan combustible líquido, el estado químico de este combustible es relativamente fácil de controlar para que no sean corrosivas a los componentes del reactor. Por el contrario, en los reactores alimentados por combustible sólido existentes actualmente el combustible se encuentra completamente contenido en pequeñas barras de metal, lo cual no permite un control total de su estado químico. El proceso de fisión produce diversos elementos corrosivos, que pueden dañar las barras de combustible de metal con el tiempo.

Menos residuos por activación neutrónica. Los LFTR tienen muy poco material estructural dentro del núcleo. Sólo la sal portadora, el combustible disuelto en ella, el grafito y pequeñas cantidades de metales o compuestos se encuentran dentro del núcleo del reactor. Esto reduce la cantidad de neutrones perdidos en componentes estructurales, y permite mejorar la economía de neutrones reduciendo la cantidad de residuos estructurales. Ni el flúor, ni el litio ni el berilio tienen una activación neutrónica a largo plazo.

No se producen residuos de larga duración. Los LFTR pueden disminuir considerablemente la radiotoxicidad a largo plazo de los desechos del reactor. Los reactores de combustible sólido de uranio refrigerados por agua ligera tienen una composición de más del 95% de U-238. Estos reactores transmutan normalmente parte de U-238 a Pu-239, un isótopo transuránico tóxico. Casi todo el combustible, por tanto, está a sólo un paso de convertirse en un elemento transuránico de larga duración. El plutonio-239 tiene una vida media de 24.000 años y es el más común de los transuránicos que se producen en los reactores de agua ligera. Los transuránicos como Pu-239 causan la percepción de que los desechos del reactor son un problema eterno. Por el contrario, al utilizar el LFTR, el ciclo del combustible de torio, el torio se transmuta en U-233. Dado que el torio es un elemento más ligero, se requieren capturas consecutivas de neutrones para producir elementos transuránicos. El U-233 tiene dos posibilidades de fisión en un LFTR. En primer lugar como U-233 (90% de probabilidad de fisión) y, a continuación, el 10% restante tiene otra oportunidad una vez convertido en U-235 (80% de probabilidad de fisión). La fracción del combustible que llega a convertirse en neptunio-237, la más probable dentro de los elementos transuránicos, es, por tanto, sólo el 2%, unos 15 kg por año GWe. Se trata de una producción de transuránicos 20 veces menor que en los reactores de agua ligera, que producen 300 kg de transuránicos GWe-anuales. Esto es importante, porque una producción de transuránicos mucho menor supone una mayor facilidad para el reciclaje. Los reactores que operan en el ciclo de combustible de U238-plutonio producen muchos más transuránicos, dificultando tanto el funcionamiento del reactor como el sistema de reciclaje. Al combinar estas dos ventajas de menor producción de transuránicos y reciclaje resulta que el ciclo del torio como combustible reduce la producción de desechos transuránicos por un factor mayor de 1.000 en comparación con un reactor de agua ligera alimentado de uranio. Los únicos residuos de larga duración significativos son el combustible de uranio propiamente dicho, pero este puede usarse indefinidamente para generar electricidad. Si alguna vez se decide prescindir definitivamente del torio como fuente de energía, parte de los reactores se puede apagar y el conjunto del combustible de uranio se puede quemar en los reactores restantes, permitiendo el agotamiento de este residuo final en función de la demanda de la sociedad. El LFTR aún genera productos de fisión radiactivos como residuo, pero no permanecen durante un plazo de tiempo extraordinariamente elevado- la radiotoxicidad de estos productos de fisión está dominada por cesio-137 y el estroncio-90 . De ellos, el isótopo con un periodo de semidesintegración más largo es el cesio: 30.17 años. Así, después de 30,17 años el decaimiento reduce la radiactividad a la mitad. Diez vidas medias más reducirán la radioactividad a dos elevado a una potencia de diez, es decir por un factor de 1.024. Los productos de fisión en ese momento, en unos 300 años, son menos radiactivos que el uranio natural. En ese momento sería razonablemente seguro enterrar estos materiales en roca o arcilla porque siempre hemos vivido con la presencia del uranio natural en la roca. La mayoría de los productos de fisión pueden ser útiles, por lo que podrían seguramente ser recuperados para su uso, en lugar de enterrarlos.

Destrucción de la basura nuclear de largo plazo ya existente. Los LFTR pueden utilizar desechos transuránicos existentes, generados por las plantas nucleares hasta la fecha, para su carga fisible inicial mejor que cualquier reactor de combustible sólido por diversas razones técnicas y físicas. Dado que el combustible es líquido, siempre está perfectamente mezclado, es inmune a la radiación, presenta elevados coeficientes de expansión negativos y presenta una completamente homogénea disolución entre los actínidos y las sales portadoras, y puede aceptar cualquier composición de plutonio, neptunio, americio y curio (neptunio, americio y curio son a menudo llamados actínidos menores), con el límite que impone la solubilidad de estos en las sales. En contraste, los reactores rápidos alimentados por combustible sólido, aunque teóricamente superan a los LFTR en la quema de estos actínidos menores, sólo puede aceptar cantidades limitadas de estos elementos. Esto es debido a que el combustible no está perfectamente mezclado, está confinado en elementos de combustible sólido y también porque el coeficiente de vacío del refrigerante (en caso de sobrecalentamiento del refrigerante) puede ser positivo para niveles demasiado elevados de actínidos menores. Además, también es difícil la fabricación y el manejo de estos elementos de combustible sólido debido a que altas cantidades de americio y curio generan calor de decaimiento así como producción de helio. Como resultado, los reactores de combustible sólido normalmente sólo usan plutonio reprocesado pero no americio ni curio, que constituyen una gran parte de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos radiactivos.

No hay acumulación de energía en el grafito. Un LFTR opera en o por encima de 650 ºC, muy por encima de los 250 ºC temperatura a la cual podría acumularse la Energía de Wigner en el grafito. Esto evita se acumule la energía de Wigner en el moderador de grafito ya que al estar sometido a temperaturas mayores esta no se llega a acumular y se impide su liberación repentina. Por lo tanto, un fuego similar al que ocurrió en el reactor para uso militar de Windscale, en el Reino Unido, causado por la energía de Wigner no podría suceder. Además, el grafito no reacciona con ninguno de los materiales que se encuentran en una contención LFTR (por ejemplo, no hay oxigeno con el que el grafito pudiera reaccionar).

Resistencia a la proliferación. El LFTR dificulta la desviación de combustible para la producción de armas nucleares de tres modos diferentes: en primer lugar, el torio-232 se transmuta a protactinio-233, que luego se desintegra en uranio-233. Si el protactinio permanece en el reactor, también se producen pequeñas cantidades de U-232.El U-232 tiene un producto de su cadena de desintegración, el talio-208, que emite rayos gamma muy potentes y peligrosos para la vida. Estos no son un problema dentro de un reactor, pero complica extraordinariamente la fabricación de bombas, porque dañaría a la electrónica y revelaría fácilmente la ubicación de la misma. En Segundo lugar, el LFTR produce muy poco plutonio, alrededor de 15 kg por año en una instalación de 1GW eléctrico. Este plutonio es principalmente Pu-238, que no puede ser utilizado para producir una bomba de fisión, debido al gran calor y la generación espontánea de neutrones que produce. En tercer lugar un LFTR no produce mucho combustible excedente. Se calcula que, en principio podría producir un 9% más combustible del que se quema, sin embargo es fácil diseñar un reactor que sólo produzca un 1% más. Si el objetivo de algún gobierno fuera producir armas nucleares tendría que tener reactores fuera de servicio, lo que constituiría una indicación fácil para la comunidad internacional de sus intenciones.

Estos son, en resumen los aspectos más destacables de la seguridad en un LFTR. Obviamente, no todo pueden ser ventajas. También existen algunos inconvenientes que pueden suponer algunos desafíos y que trataremos de exponer en otro artículo, más adelante. La mayor parte de los desafíos que pueden presentar el desarrollo y utilización de estos reactores se han solucionado o están en vías de solución. Independientemente de que sea preciso realizar un esfuerzo de diseño y desarrollo, lo más importante es que no parece que exista ningún tipo de impedimento técnico que impida su utilización. Más bien los impedimentos se encuentran en las legislaciones, en el desconocimiento y en la mentalidad de las personas que tienen que adoptar las decisiones más importantes para el progreso en el largo plazo de la civilización.

¿Cómo funciona un reactor de sales líquidas de torio?

Para producir electricidad habitualmente necesitamos algo que produzca movimiento, que sea capaz de accionar un generador. Ese algo generalmente suele ser vapor de agua. El vapor de agua se emplea en casi todas las centrales térmicas, es decir, de carbón, de fuel-oil, de gas y también en las nucleares. Cuando ese vapor se comprime mucho tiene mucha energía, que se transfiere por medio de una turbina al generador eléctrico. Al perder esa energía el vapor deja de tener una alta densidad y ya no es capaz de producir movimiento, por lo que es enfriado y recuperado en forma de agua líquida. Lo que diferencia a las tecnologías entre sí, es lo que produce el calor. En el caso del carbón es su combustión, al pasar de carbono a CO2, una vez se combina con el oxígeno de la atmósfera. En el caso del gas natural es la rotura del enlace de metano CH4 al combinarse con el oxígeno de la atmósfera para formar CO2 y H2O. En el caso de las centrales nucleares de agua ligera es la rotura de los núcleos de los átomos de uranio 235 y también del plutonio 239 que se va formando a medida que se irradia el uranio 238 contenido en las barras de combustible.

Reactor nuclear

Esquema del funcionamiento de un reactor de sales líquidas

¿Y en un LFTR? También ocurre algo parecido. El calor lo produciría la ruptura de los núcleos de los átomos de uranio 233 (o uranio 235, opcionalmente) dentro del reactor. Pero aquí acabarían las semejanzas. El combustible nuclear no estaría en forma sólida, es decir, en forma de barras de combustible en estado sólido, sino que se disolvería en una sal de fluoruro de litio y fluoruro de berilio. No vale cualquier sal, tiene que ser una sal que sea casi transparente al flujo de neutrones, es decir, que no absorba neutrones y que, además, sea capaz de disolver el tetrafluoruro de uranio así como el tetrafluoruro de torio. Ambos están presentes en el reactor en forma de disolución. Su concentración dentro de las sales es muy pequeña, pero suficiente para que en el reactor se genere una masa critica que permita mantener una reacción en cadena. Las sales, con el material fisible en disolución, entrarían en el reactor en estado líquido a 650ºC, se calentarían dentro del reactor hasta los 700-750ºC como consecuencia de la fisión que tiene lugar dentro del mismo, y saldrían hacia el primer intercambiador de calor. El calor se transfiere a otro bucle de sales fundidas, esta vez sin presencia de material nuclear. Posteriormente, el calor se transfiere a un tercer bucle, esta vez de gas de helio, en lugar de agua. El helio super calentado y a alta presión es capaz de mover varias turbinas de gas que accionan, por un medio de un eje, el generador eléctrico que produce la electricidad.

¿Qué sucede en el primer bucle? Una vez se han enfriado relativamente, las sales de flúor con el material nuclear vuelven al reactor para volver a calentarse. Lo interesante es que sólo se produce la reacción nuclear en el reactor ya que sólo allí existen las condiciones para que se produzca ésta: la presencia de una masa critica suficiente y de un moderador que frene la velocidad de los neutrones para que hagan fácilmente “blanco” en los núcleos de uranio 233 y de torio. Fuera del reactor, en las diversas conducciones, bombas y depósitos del sistema primario no se produce ninguna reacción nuclear, si bien los elementos de fisión sí generan calor residual para alcanzar su estabilidad.

Para dar la máxima seguridad al reactor es necesario un sistema de seguridad que sea único y que funcione el 100% de las veces. Y este sistema está basado en la gravedad y está siempre funcionando. El ingenioso y sencillo sistema de seguridad que caracteriza a este reactor se llama freeze plug (tapón solidificado) y no es más que un tubo sobre el cual un ventilador sopla aire para mantener dicha sal en estado sólido. Si por, cualquier motivo, el reactor se sobrecalentara también fundiría ese tapón y las sales saldrían del reactor hacia unos depósitos especialmente diseñados para detener cualquier reacción nuclear y evacuar el calor de desintegración del material nuclear. Estos depósitos son capaces de evacuar el calor de forma pasiva, sin requerir ningún tipo de energía eléctrica. Por tanto, este reactor está totalmente diseñado para pararse automáticamente y sin ninguna intervención humana, cualquiera que sean las condiciones de energía en la planta, tanto, en situación de falta de suministro eléctrico como en situación de sobrecalentamiento no prevista.