Reactor de fluoruro de torio líquido

El reactor de fluoruro de torio líquido ( LFTR , por sus siglas en inglés; a menudo se pronuncia "lifter" ) es un tipo de reactor de sal fundida . Los LFTR utilizan el ciclo de combustible de torio con una sal fundida (líquida) a base de fluoruro como combustible. En un diseño típico, el líquido se bombea entre un núcleo crítico y un intercambiador de calor externo donde el calor se transfiere a una sal secundaria no radiactiva. La sal secundaria luego transfiere su calor a una turbina de vapor o una turbina de gas de ciclo cerrado . ^[1]

Los reactores alimentados con sales fundidas (MSR) suministran el combustible nuclear mezclado con una sal fundida. No deben confundirse con los diseños que utilizan una sal fundida solo para enfriar (reactores de alta temperatura de fluoruro) y aún así tienen un combustible sólido. ^[2] Los reactores de sales fundidas, como clase, incluyen tanto quemadores como reproductores en espectros rápidos o térmicos, que utilizan combustibles basados ​​en sales de fluoruro o cloruro y una variedad de consumibles fisionables o fértiles. Los LFTR se definen por el uso de sales de combustible de fluoruro y la reproducción de torio en uranio-233 en el espectro de neutrones térmicos.

El concepto de LFTR se investigó por primera vez en el Experimento de Reactor de Sal Fundida del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960, aunque el MSRE no utilizó torio. Recientemente, el LFTR ha sido objeto de un renovado interés en todo el mundo. ^[3] Japón, China, el Reino Unido y empresas privadas estadounidenses, checas, canadienses ^[4] y australianas han expresado su intención de desarrollar y comercializar la tecnología.

Los reactores LFTR se diferencian de otros reactores de potencia en casi todos los aspectos: utilizan torio que se convierte en uranio, en lugar de utilizar uranio directamente; se reabastecen mediante bombeo sin necesidad de apagarlos. ^[5] Su refrigerante de sal líquida permite una temperatura de funcionamiento más alta y una presión mucho más baja en el circuito de refrigeración primario. Estas características distintivas dan lugar a muchas ventajas potenciales, así como a desafíos de diseño.

En 1946, ocho años después del descubrimiento de la fisión nuclear , se habían identificado públicamente tres isótopos fisionables para su uso como combustible nuclear : ^{[6] [7]}

• El uranio-235 , que ya es fisible y se presenta en un 0,72% del uranio natural.
• Plutonio-239 , que puede obtenerse a partir de uranio-238 no fisible (>99% del uranio natural)
• Uranio-233 , que puede obtenerse a partir del torio-232 no fisible (~ 100% del torio natural ; que tiene una abundancia aproximadamente cuatro veces mayor en la corteza terrestre que el uranio ^[8] )

Th-232, U-235 y U-238 son nucleidos primordiales , que han existido en su forma actual durante más de 4.500 millones de años , antes de la formación de la Tierra ; se forjaron en los núcleos de estrellas moribundas a través del proceso r y se dispersaron por la galaxia por supernovas . ^[9] Su desintegración radiactiva produce aproximadamente la mitad del calor interno de la Tierra . ^[10]

Por razones técnicas e históricas ^[11] , los tres están asociados a diferentes tipos de reactores. El U-235 es el principal combustible nuclear del mundo y se utiliza habitualmente en reactores de agua ligera . El U-238/Pu-239 es el más utilizado en reactores reproductores rápidos de sodio líquido y reactores CANDU . El Th-232/U-233 es el más adecuado para los reactores de sales fundidas (MSR). ^[12]

Alvin M. Weinberg fue pionero en el uso del MSR en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge . En ORNL, se diseñaron, construyeron y operaron con éxito dos prototipos de reactores de sal fundida. Estos fueron el Experimento del Reactor de Aeronave en 1954 y el Experimento del Reactor de Sal Fundida de 1965 a 1969. Ambos reactores de prueba usaban sales de combustible de fluoruro líquido. El MSRE demostró notablemente el abastecimiento de combustible con U-233 y U-235 durante ejecuciones de prueba separadas. ^{[13] : ix} Weinberg fue removido de su puesto y el programa MSR cerró a principios de la década de 1970, ^[14] después de lo cual la investigación se estancó en los Estados Unidos. ^{[15] [16]} Hoy, el ARE y el MSRE siguen siendo los únicos reactores de sal fundida que alguna vez operaron.

En un reactor nuclear hay dos tipos de combustible. El primero es el material fisible , que se divide cuando es golpeado por neutrones , liberando una gran cantidad de energía y también liberando dos o tres neutrones nuevos. Estos pueden dividir más material fisible, lo que da como resultado una reacción en cadena continua. Ejemplos de combustibles fisibles son el U-233, el U-235 y el Pu-239. El segundo tipo de combustible se llama fértil . Ejemplos de combustible fértil son el Th-232 (torio extraído) y el U-238 (uranio extraído). Para volverse fisibles, estos nucleidos primero deben absorber un neutrón que se ha producido en el proceso de fisión, para convertirse en Th-233 y U-239 respectivamente. Después de dos desintegraciones beta secuenciales , se transmutan en isótopos fisibles U-233 y Pu-239 respectivamente. Este proceso se llama reproducción. ^[5]

Todos los reactores generan combustible de esta manera, ^[17] pero los reactores térmicos de combustible sólido actuales no generan suficiente combustible nuevo a partir del fértil para compensar la cantidad de material fisible que consumen. Esto se debe a que los reactores actuales utilizan el ciclo de uranio-plutonio extraído en un espectro de neutrones moderado. Este ciclo de combustible, que utiliza neutrones ralentizados, devuelve menos de 2 neutrones nuevos al fisionar el plutonio generado. Como se requiere 1 neutrón para mantener la reacción de fisión, esto deja un presupuesto de menos de 1 neutrón por fisión para generar combustible nuevo. Además, los materiales del núcleo, como metales, moderadores y productos de fisión, absorben algunos neutrones, lo que deja muy pocos neutrones para generar suficiente combustible para que el reactor siga funcionando. Como consecuencia, deben agregar nuevo combustible fisible periódicamente y cambiar parte del combustible antiguo para hacer lugar al nuevo.

En un reactor que produce al menos tanto combustible nuevo como el que consume, no es necesario añadir nuevo combustible fisible. Solo se añade nuevo combustible fértil, que se reproduce para fisible dentro del reactor. Además, es necesario eliminar los productos de fisión. Este tipo de reactor se llama reactor reproductor . Si produce la misma cantidad de combustible fisible nuevo a partir de combustible fértil para seguir funcionando indefinidamente, se llama reactor reproductor de equilibrio o isoreproductor. Un LFTR suele estar diseñado como un reactor reproductor: entra torio y salen productos fisibles.

Los reactores que utilizan el ciclo de combustible de uranio-plutonio requieren reactores rápidos para mantener la reproducción, porque solo con neutrones de movimiento rápido el proceso de fisión proporciona más de 2 neutrones por fisión. Con el torio, es posible reproducirse utilizando un reactor térmico . Se demostró que esto funciona en la central atómica de Shippingport , cuya carga final de combustible generó un poco más de material fisionable a partir del torio del que consumió, a pesar de ser un reactor de agua ligera bastante estándar . Los reactores térmicos requieren menos del costoso combustible fisionable para comenzar, pero son más sensibles a los productos de fisión que quedan en el núcleo.

Hay dos formas de configurar un reactor reproductor para realizar la reproducción necesaria. Se puede colocar el combustible fértil y el fisible juntos, de modo que la reproducción y la división se produzcan en el mismo lugar. Otra posibilidad es separar el combustible fisible y el fértil. Esto último se conoce como núcleo y manta, porque un núcleo fisible produce el calor y los neutrones, mientras que una manta separada realiza toda la reproducción.

Oak Ridge investigó ambas formas de fabricar un reactor reproductor para su reactor reproductor de sales fundidas. Debido a que el combustible es líquido, se los denomina reactores reproductores térmicos de sales fundidas de torio de "fluido único" y de "fluido doble".

El diseño de un solo fluido incluye un gran recipiente de reactor lleno de sal de fluoruro que contiene torio y uranio. Las barras de grafito sumergidas en la sal funcionan como moderador y guían el flujo de sal. En el diseño MSBR (reactor reproductor de sales fundidas) de ORNL ^[18] una cantidad reducida de grafito cerca del borde del núcleo del reactor haría que la región exterior estuviera submoderada y aumentaría la captura de neutrones allí por el torio. Con esta disposición, la mayoría de los neutrones se generaron a cierta distancia del límite del reactor y se redujo la fuga de neutrones a un nivel aceptable. ^[19] Aún así, un diseño de un solo fluido necesita un tamaño considerable para permitir la reproducción. ^[20]

En una configuración de reproductor, se especificó un procesamiento extenso del combustible para eliminar los productos de fisión de la sal del combustible. ^{[13] : 181} En una configuración de convertidor, el requisito de procesamiento del combustible se simplificó para reducir el costo de la planta. ^[19] La compensación fue el requisito de recarga periódica de uranio.

El MSRE era un prototipo de reactor de una sola región central. ^[21] El MSRE proporcionó una valiosa experiencia operativa a largo plazo. Según las estimaciones de los científicos japoneses, un programa de reactor de un solo fluido LFTR podría lograrse mediante una inversión relativamente modesta de aproximadamente 300 a 400 millones de dólares durante 5 a 10 años para financiar la investigación para llenar pequeñas lagunas técnicas y construir un prototipo de reactor pequeño comparable al MSRE. ^[22]

El diseño de dos fluidos es mecánicamente más complicado que el diseño de reactor de "fluido único". El reactor de "dos fluidos" tiene un núcleo de alta densidad de neutrones que quema uranio-233 del ciclo de combustible de torio . Una capa separada de sal de torio absorbe neutrones y convierte lentamente su torio en protactinio-233 . El protactinio-233 puede dejarse en la región de la capa donde el flujo de neutrones es menor, de modo que se desintegra lentamente en combustible fisible U-233, ^[23] en lugar de capturar neutrones. Este U-233 fisible generado puede recuperarse inyectando flúor adicional para crear hexafluoruro de uranio, un gas que puede capturarse a medida que sale de la solución. Una vez reducido nuevamente a tetrafluoruro de uranio, un sólido, puede mezclarse en el medio de sal del núcleo para la fisión. La sal del núcleo también se purifica, primero mediante fluoración para eliminar el uranio y luego mediante destilación al vacío para eliminar y reutilizar las sales portadoras. Los residuos del alambique que quedan después de la destilación son los productos de fisión que se desechan de un reactor de recuperación de energía.

Las ventajas de separar el fluido del núcleo y del manto incluyen:

1. Procesamiento más sencillo del combustible . El torio es químicamente similar a varios productos de fisión, llamados lantánidos . Con el torio en una capa separada, se mantiene aislado de los lantánidos. Sin torio en el fluido del núcleo, se simplifica la eliminación de los productos de fisión de los lantánidos.
2. Bajo inventario de material fisible . Debido a que el combustible fisible está concentrado en un fluido de núcleo pequeño, el núcleo del reactor en sí es más compacto. No hay material fisible en la capa exterior que contenga el combustible fértil para la reproducción, aparte del que se ha reproducido allí. Debido a esto, el diseño ORNL de 1968 requirió solo 315 kilogramos de materiales fisibles para poner en marcha un reactor MSBR de dos fluidos de 250 MW(e). ^{[24] : 35} Esto reduce el costo de la carga inicial de puesta en marcha del material fisible y permite poner en marcha más reactores con cualquier cantidad dada de material fisible.
3. Reproducción más eficiente . La capa de torio puede capturar eficazmente los neutrones que se filtran de la región del núcleo. En la capa casi no se produce fisión, por lo que la propia capa no pierde cantidades significativas de neutrones. Esto da como resultado una alta eficiencia en el uso de neutrones (economía de neutrones) y una mayor tasa de reproducción, especialmente con reactores pequeños.

Una debilidad del diseño de dos fluidos es la necesidad de reemplazar periódicamente la barrera núcleo-manto debido al daño de los neutrones rápidos. ^{[25] : 29} ORNL eligió grafito como material de barrera debido a su baja absorción de neutrones , compatibilidad con las sales fundidas, resistencia a altas temperaturas y suficiente fuerza e integridad para separar el combustible y las sales de manto. El efecto de la radiación de neutrones sobre el grafito es encogerlo lentamente y luego hincharlo, lo que provoca un aumento de la porosidad y un deterioro de las propiedades físicas. ^{[24] : 13} Las tuberías de grafito cambiarían de longitud y podrían agrietarse y tener fugas.

Otra debilidad del diseño de dos fluidos es su compleja instalación. ORNL pensó que era necesario un intercalado complejo de tubos de núcleo y de manta para lograr un alto nivel de potencia con una densidad de potencia aceptablemente baja. ^{[24] : 4} ORNL decidió no seguir con el diseño de dos fluidos y nunca se construyó ningún ejemplo de reactor de dos fluidos.

Sin embargo, investigaciones más recientes han cuestionado la necesidad de los complejos tubos de grafito entrelazado de ORNL, sugiriendo un reactor simple de tubo en carcasa alargado que permitiría una alta potencia de salida sin tubos complejos, acomodaría la expansión térmica y permitiría el reemplazo de los tubos. ^{[1] : 6} Además, el grafito se puede reemplazar con aleaciones con alto contenido de molibdeno, que se utilizan en experimentos de fusión y tienen mayor tolerancia al daño de los neutrones. ^{[1] : 6}

Un reactor de dos fluidos que tiene torio en la sal combustible a veces se denomina reactor de "un fluido y medio" o reactor de 1,5 fluidos. ^[26] Se trata de un híbrido, con algunas de las ventajas y desventajas de los reactores de 1 fluido y de 2 fluidos. Al igual que el reactor de 1 fluido, tiene torio en la sal combustible, lo que complica el procesamiento del combustible. Y, sin embargo, al igual que el reactor de 2 fluidos, puede utilizar una capa separada muy eficaz para absorber los neutrones que se filtran del núcleo. Sigue existiendo la desventaja añadida de mantener los fluidos separados mediante una barrera, pero con el torio presente en la sal combustible hay menos neutrones que deben atravesar esta barrera hacia el fluido de la capa. Esto da como resultado menos daños a la barrera. Cualquier fuga en la barrera también tendría menos consecuencias, ya que el sistema de procesamiento ya debe lidiar con el torio en el núcleo.

La principal cuestión de diseño a la hora de decidir entre un LFTR de uno y medio o de dos fluidos es si será más fácil resolver un reprocesamiento más complicado o una barrera estructural más exigente.

Un reactor de agua ligera con una temperatura de funcionamiento elevada de 700 grados Celsius puede funcionar con una eficiencia térmica en la conversión de calor a electricidad del 45 %. ^[23] Esto es más alto que los reactores de agua ligera (LWR) actuales, que tienen una eficiencia térmica a eléctrica del 32-36 %. Además de la generación de electricidad , la energía térmica concentrada del reactor de agua ligera de alta temperatura se puede utilizar como calor de proceso industrial de alto grado para muchos usos, como la producción de amoníaco con el proceso Haber o la producción de hidrógeno térmico mediante la división del agua, eliminando la pérdida de eficiencia de la primera conversión a electricidad.

El ciclo Rankine es el ciclo de potencia termodinámico más básico. El ciclo más simple consta de un generador de vapor , una turbina, un condensador y una bomba. El fluido de trabajo suele ser agua. Un sistema de conversión de potencia Rankine acoplado a un LFTR podría aprovechar el aumento de la temperatura del vapor para mejorar su eficiencia térmica . ^[27] El ciclo de vapor Rankine subcrítico se utiliza actualmente en plantas de energía comerciales, y las plantas más nuevas utilizan los ciclos de vapor Rankine supercríticos de mayor temperatura y presión. El trabajo de ORNL de los años 1960 y 1970 sobre el MSBR supuso el uso de una turbina de vapor supercrítica estándar con una eficiencia del 44%, ^{[25] : 74} y había realizado un trabajo de diseño considerable en el desarrollo de generadores de vapor de sal de fluoruro fundido. ^[28]

El generador de ciclo Brayton tiene una huella mucho más pequeña que el ciclo Rankine, un menor costo y una mayor eficiencia térmica, pero requiere temperaturas de operación más altas. Por lo tanto, es particularmente adecuado para su uso con un LFTR. El gas de trabajo puede ser helio, nitrógeno o dióxido de carbono. El gas cálido de baja presión se enfría en un enfriador ambiental. El gas frío de baja presión se comprime a la alta presión del sistema. El gas de trabajo de alta presión se expande en una turbina para producir energía. A menudo, la turbina y el compresor están conectados mecánicamente a través de un solo eje. ^[29] Se espera que los ciclos Brayton de alta presión tengan una huella de generador más pequeña en comparación con los ciclos Rankine de menor presión. Un motor térmico de ciclo Brayton puede operar a menor presión con tuberías de mayor diámetro. ^{[29] El primer módulo de energía solar} de ciclo Brayton comercial del mundo (100 kW) se construyó y demostró en el desierto de Aravá de Israel en 2009. ^[30]

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El LFTR necesita un mecanismo para eliminar los productos de fisión del combustible. Los productos de fisión que quedan en el reactor absorben neutrones y, por lo tanto, reducen la economía de neutrones . Esto es especialmente importante en el ciclo del combustible de torio, con pocos neutrones de reserva y un espectro de neutrones térmicos, donde la absorción es fuerte. El requisito mínimo es recuperar el valioso material fisible del combustible usado.

La eliminación de los productos de fisión es similar al reprocesamiento de los elementos combustibles sólidos: por medios químicos o físicos, el valioso combustible fisible se separa de los productos de fisión de desecho. Lo ideal sería que el combustible fértil (torio o U-238) y otros componentes del combustible (por ejemplo, la sal portadora o el revestimiento del combustible en los combustibles sólidos) también se pudieran reutilizar para obtener un nuevo combustible. Sin embargo, por razones económicas, también pueden acabar en los desechos.

Está previsto que el procesamiento in situ funcione de forma continua, limpiando una pequeña fracción de la sal cada día y enviándola de vuelta al reactor. No es necesario que la sal del combustible esté muy limpia; el objetivo es mantener la concentración de productos de fisión y otras impurezas (por ejemplo, oxígeno) lo suficientemente baja. Las concentraciones de algunos de los elementos de tierras raras deben mantenerse especialmente bajas, ya que tienen una gran sección transversal de absorción. Algunos otros elementos con una sección transversal pequeña, como Cs o Zr, pueden acumularse a lo largo de años de funcionamiento antes de ser eliminados.

Como el combustible de un reactor de baja temperatura con baja emisión de carbono es una mezcla de sales fundidas, resulta atractivo el uso de piroprocesamiento , métodos de alta temperatura que trabajan directamente con las sales fundidas calientes. El piroprocesamiento no utiliza disolventes sensibles a la radiación y no se altera fácilmente por el calor de desintegración. Se puede utilizar con combustible altamente radiactivo directamente desde el reactor. ^[31] Tener la separación química en el sitio, cerca del reactor, evita el transporte y mantiene bajo el inventario total del ciclo del combustible. Lo ideal es que todo, excepto el combustible nuevo (torio) y los desechos (productos de fisión), permanezca dentro de la planta.

Una ventaja potencial de un combustible líquido es que no sólo facilita la separación de los productos de fisión del combustible, sino también el aislamiento de los productos de fisión individuales entre sí, lo que es lucrativo para los isótopos que son escasos y tienen una gran demanda para diversos usos industriales (fuentes de radiación para probar soldaduras mediante radiografía), agrícolas (esterilización de productos mediante irradiación) y médicos ( molibdeno-99 que se descompone en tecnecio-99m , un valioso tinte radioactivo para marcar células cancerosas en exploraciones médicas).

Los metales más nobles ( Pd , Ru , Ag , Mo , Nb , Sb , Tc ) no forman fluoruros en la sal normal, sino partículas metálicas coloidales finas . Pueden depositarse en superficies metálicas como el intercambiador de calor, o preferiblemente en filtros de gran área superficial que son más fáciles de reemplazar. Aun así, existe cierta incertidumbre sobre dónde terminan, ya que el MSRE solo proporcionó una experiencia operativa relativamente corta y los experimentos de laboratorio independientes son difíciles. ^[32]

Los gases como el Xe y el Kr salen fácilmente con una inyección de helio. Además, algunos de los metales "nobles" se eliminan en forma de aerosol . La rápida eliminación del Xe-135 es particularmente importante, ya que es un veneno neutrónico muy fuerte y dificulta el control del reactor si no se elimina; esto también mejora la economía de neutrones. El gas (principalmente He, Xe y Kr) se retiene durante unos 2 días hasta que casi todo el Xe-135 y otros isótopos de vida corta se han desintegrado. La mayor parte del gas se puede reciclar entonces. Después de una retención adicional de varios meses, la radiactividad es lo suficientemente baja como para separar el gas a bajas temperaturas en helio (para reutilización), xenón (para venta) y criptón, que necesita almacenamiento (por ejemplo, en forma comprimida) durante un tiempo prolongado (varias décadas) para esperar la desintegración del Kr-85 . ^{[18] : 274}

Para limpiar la mezcla de sales se han propuesto varios métodos de separación química. ^[33] En comparación con el reprocesamiento PUREX clásico , el piroprocesamiento puede ser más compacto y producir menos desechos secundarios. Los piroprocesos de la sal LFTR ya comienzan con una forma líquida adecuada, por lo que pueden ser menos costosos que el uso de combustibles de óxido sólido. Sin embargo, debido a que no se ha construido ninguna planta completa de reprocesamiento de sales fundidas, todas las pruebas se han limitado al laboratorio y a solo unos pocos elementos. Todavía se necesita más investigación y desarrollo para mejorar la separación y hacer que el reprocesamiento sea económicamente viable.

El uranio y algunos otros elementos pueden eliminarse de la sal mediante un proceso llamado volatilidad del flúor: una inyección de flúor elimina los fluoruros volátiles de alta valencia en forma de gas. Se trata principalmente de hexafluoruro de uranio , que contiene el combustible de uranio-233, pero también hexafluoruro de neptunio , hexafluoruro de tecnecio y hexafluoruro de selenio , así como fluoruros de algunos otros productos de fisión (por ejemplo, yodo, molibdeno y telurio). Los fluoruros volátiles pueden separarse aún más mediante adsorción y destilación. El manejo del hexafluoruro de uranio está bien establecido en el enriquecimiento. Los fluoruros de valencia más alta son bastante corrosivos a altas temperaturas y requieren materiales más resistentes que el Hastelloy . Una sugerencia en el programa MSBR en ORNL fue usar sal solidificada como capa protectora. En el reactor MSRE se utilizó la volatilidad del flúor para eliminar el uranio de la sal combustible. También para su uso con elementos combustibles sólidos la volatilidad del flúor está bastante bien desarrollada y probada. ^[31]

Otro método simple, probado durante el programa MSRE, es la destilación al vacío a alta temperatura. Los fluoruros con puntos de ebullición más bajos, como el tetrafluoruro de uranio y las sales portadoras LiF y BeF, se pueden eliminar por destilación. Al vacío, la temperatura puede ser inferior al punto de ebullición a presión ambiente. Por lo tanto, una temperatura de aproximadamente 1000 °C es suficiente para recuperar la mayor parte de la sal portadora FLiBe. ^[34] Sin embargo, aunque en principio es posible, la separación del fluoruro de torio de los fluoruros de lantánidos con puntos de ebullición aún más altos requeriría temperaturas muy altas y nuevos materiales. La separación química para los diseños de 2 fluidos, que utilizan uranio como combustible fisible, puede funcionar con estos dos procesos relativamente simples: ^[35] El uranio de la sal de manta se puede eliminar por volatilidad del flúor y transferir a la sal del núcleo. Para eliminar los productos fisibles de la sal del núcleo, primero se elimina el uranio a través de la volatilidad del flúor. Luego, la sal portadora se puede recuperar por destilación a alta temperatura. Los fluoruros con alto punto de ebullición, incluidos los lantánidos, quedan como residuos.

Los primeros diseños químicos de Oak Ridge no se preocupaban por la proliferación y apuntaban a una reproducción rápida. Planeaban separar y almacenar protactinio-233 , de modo que pudiera decaer a uranio-233 sin ser destruido por captura de neutrones en el reactor. Con una vida media de 27 días, 2 meses de almacenamiento asegurarían que el 75% del ²³³ Pa se desintegrara en combustible ²³³ U. El paso de eliminación de protactinio no es necesario per se para un LFTR. Las soluciones alternativas operan a una densidad de potencia menor y, por lo tanto, un inventario fisible mayor (para fluidos 1 o 1,5) o una capa más grande (para fluidos 2). Además, un espectro de neutrones más duro ayuda a lograr una reproducción aceptable sin aislamiento de protactinio. ^[1]

Si se especifica la separación de Pa, esto debe hacerse con bastante frecuencia (por ejemplo, cada 10 días) para que sea eficaz. Para una planta de 1 GW y 1 fluido, esto significa que aproximadamente el 10 % del combustible o aproximadamente 15 t de sal de combustible deben pasar por un proceso de reprocesamiento cada día. Esto solo es factible si los costos son mucho más bajos que los costos actuales del reprocesamiento de combustible sólido.

Los diseños más nuevos generalmente evitan la eliminación de Pa ^[1] y envían menos sal al reprocesamiento, lo que reduce el tamaño y los costos requeridos para la separación química. También evitan problemas de proliferación debido al U-233 de alta pureza que podría estar disponible a partir de la descomposición del Pa separado químicamente.

La separación es más difícil si los productos de fisión se mezclan con torio, porque el torio, el plutonio y los lantánidos (elementos de tierras raras) son químicamente similares. Un proceso sugerido tanto para la separación del protactinio como para la eliminación de los lantánidos es el contacto con bismuto fundido . En una reacción redox, algunos metales pueden transferirse a la masa fundida de bismuto a cambio del litio añadido a la masa fundida de bismuto. A bajas concentraciones de litio, el U, el Pu y el Pa se mueven a la masa fundida de bismuto. En condiciones más reductoras (más litio en la masa fundida de bismuto), los lantánidos y el torio también se transfieren a la masa fundida de bismuto. A continuación, los productos de fisión se eliminan de la aleación de bismuto en un paso separado, por ejemplo, mediante el contacto con una masa fundida de LiCl. ^[36] Sin embargo, este método está mucho menos desarrollado. También puede ser posible un método similar con otros metales líquidos como el aluminio. ^[37]

Los reactores de sales fundidas alimentados con torio ofrecen muchas ventajas potenciales en comparación con los reactores de agua ligera alimentados con uranio sólido convencionales: ^{[8] [20] [38] [39] [40] [41]}

• Seguridad inherente . Los diseños LFTR utilizan un fuerte coeficiente de temperatura negativo de reactividad para lograr una seguridad inherente pasiva contra excursiones de reactividad. La dependencia de la temperatura proviene de 3 fuentes. La primera es que el torio absorbe más neutrones si se sobrecalienta, el llamado efecto Doppler. ^[42] Esto deja menos neutrones para continuar la reacción en cadena, reduciendo la potencia. La segunda parte es calentar el moderador de grafito, que generalmente causa una contribución positiva al coeficiente de temperatura. ^[42] El tercer efecto tiene que ver con la expansión térmica del combustible. ^[42] Si el combustible se sobrecalienta, se expande considerablemente, lo que, debido a la naturaleza líquida del combustible, empujará al combustible fuera de la región del núcleo activo. En un núcleo pequeño (por ejemplo, el reactor de prueba MSRE) o bien moderado, esto reduce la reactividad. Sin embargo, en un núcleo grande, submoderado (por ejemplo, el diseño ORNL MSBR), menos sal de combustible significa mejor moderación y, por lo tanto, más reactividad y un coeficiente de temperatura positivo indeseable.
• Refrigerante estable . Los fluoruros fundidos son químicamente estables e impermeables a la radiación. Las sales no se queman, explotan ni se descomponen, incluso a altas temperaturas y radiación. ^[43] No hay reacciones violentas rápidas con el agua y el aire que tiene el refrigerante de sodio. No hay producción de hidrógeno combustible que tienen los refrigerantes de agua. ^[44] Sin embargo, la sal no es estable a la radiación a temperaturas bajas (menos de 100 C) debido a la radiólisis .
• Operación a baja presión . Debido a que las sales refrigerantes permanecen líquidas a altas temperaturas, ^[43] los núcleos LFTR están diseñados para operar a bajas presiones, como 0,6 MPa ^[45] (comparable a la presión en el sistema de agua potable) de la bomba y la presión hidrostática. Incluso si el núcleo falla ^{[ aclaración necesaria ]} , hay poco aumento en el volumen. Por lo tanto, el edificio de contención no puede explotar. Las sales refrigerantes LFTR se eligen para tener puntos de ebullición muy altos. Incluso un calentamiento de varios cientos de grados durante un transitorio o accidente no causa un aumento significativo de la presión. No hay agua o hidrógeno en el reactor que pueda causar un gran aumento de presión o explosión como sucedió durante el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . ^{[46] [ fuente no confiable ]}
• No hay acumulación de presión por la fisión . Los reactores de recuperación de combustible líquido no están sujetos a la acumulación de presión de los productos de fisión gaseosos y volátiles . El combustible líquido permite la extracción en línea de los productos de fisión gaseosos, como el xenón, para su procesamiento, por lo que estos productos de desintegración no se propagarían en caso de desastre. ^[47] Además, los productos de fisión están unidos químicamente a la sal de fluoruro, incluido el yodo, ^{[ dudoso – discutir ]} el cesio y el estroncio, capturando la radiación y evitando la propagación de material radiactivo al medio ambiente. ^[48]
• Más fácil de controlar . Un reactor de combustible fundido tiene la ventaja de una fácil eliminación del xenón-135. El xenón-135 , un importante absorbente de neutrones , dificulta el control de los reactores alimentados con combustible sólido. En un reactor alimentado con combustible fundido, el xenón-135 se puede eliminar. En los reactores de combustible sólido, el xenón-135 permanece en el combustible e interfiere con el control del reactor. ^[49]
• Calentamiento lento . El refrigerante y el combustible son inseparables, por lo que cualquier fuga o movimiento de combustible estará acompañado intrínsecamente por una gran cantidad de refrigerante. Los fluoruros fundidos tienen una alta capacidad calorífica volumétrica , algunos como FLiBe , incluso mayor que el agua. Esto les permite absorber grandes cantidades de calor durante transitorios o accidentes. ^{[33] [50]}
• Refrigeración pasiva por calor de desintegración . Muchos diseños de reactores (como el del experimento del reactor de sales fundidas ) permiten que la mezcla de combustible y refrigerante escape a un tanque de drenaje cuando el reactor no está en funcionamiento (véase "Núcleo a prueba de fallos" más adelante). Se prevé que este tanque tenga algún tipo (los detalles aún están por determinar) de eliminación pasiva del calor de desintegración, por lo que depende de las propiedades físicas (en lugar de los controles) para funcionar. ^[51]
• Núcleo a prueba de fallos . Los reactores de recuperación de combustible pueden incluir un tapón de congelación en la parte inferior que debe enfriarse activamente, generalmente mediante un pequeño ventilador eléctrico. Si el enfriamiento falla, por ejemplo debido a un corte de energía, el ventilador se detiene, el tapón se derrite y el combustible se drena a una instalación de almacenamiento subcrítica con refrigeración pasiva. Esto no solo detiene el reactor, sino que también el tanque de almacenamiento puede eliminar más fácilmente el calor de desintegración de la desintegración radiactiva de corta duración de los combustibles nucleares irradiados. Incluso en el caso de una fuga importante del núcleo, como la rotura de una tubería, la sal se derramará sobre la habitación con forma de fregadero de cocina en la que se encuentra el reactor, que drenará la sal del combustible por gravedad hacia el tanque de descarga con refrigeración pasiva. ^[19]
• Menos residuos de larga vida . Los reactores de agua ligera con combustible de uranio pueden reducir drásticamente la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos de sus reactores. Los reactores de agua ligera con combustible de uranio tienen un combustible que es más del 95% U-238. Estos reactores normalmente transmutan parte del U-238 a Pu-239, un isótopo de larga vida. Por lo tanto, casi todo el combustible está a solo un paso de convertirse en un elemento transuránico de larga vida. El plutonio-239 tiene una vida media de 24.000 años y es el transuránico más común en el combustible nuclear gastado de los reactores de agua ligera. Los transuránicos como el Pu-239 provocan la percepción de que los desechos del reactor son un problema eterno . En contraste, el LFTR utiliza el ciclo del combustible de torio , que transmuta el torio en U-233. Debido a que el torio es un elemento más ligero, se requieren más capturas de neutrones para producir los elementos transuránicos. El U-233 tiene dos posibilidades de fisión en un LFTR. Primero como U-233 (el 90% se fisionará) y luego el 10% restante tiene otra oportunidad al transmutarse a U-235 (el 80% se fisionará). La fracción de combustible que llega al neptunio-237, el elemento transuránico más probable , es por lo tanto solo del 2%, alrededor de 15 kg por GWe-año. ^[52] Esta es una producción transuránica 20 veces menor que los reactores de agua ligera, que producen 300 kg de transuránicos por GWe-año. Es importante destacar que, debido a esta producción transuránica mucho menor, es mucho más fácil reciclar los transuránicos. Es decir, se envían de vuelta al núcleo para finalmente fisionarse. Los reactores que operan en el ciclo de combustible U238-plutonio producen muchos más transuránicos, lo que dificulta el reciclaje completo tanto en la neutrónica del reactor como en el sistema de reciclaje. En el LFTR, solo una fracción de un por ciento, como pérdidas de reprocesamiento, va a los desechos finales. Cuando se combinan estos dos beneficios de una menor producción de transuránicos y el reciclaje, un ciclo de combustible de torio reduce la producción de desechos transuránicos en más de mil veces en comparación con un reactor de agua ligera de un solo paso alimentado con uranio convencional . El único residuo significativo de larga duración es el propio combustible de uranio, pero este puede usarse indefinidamente mediante reciclaje, generando siempre electricidad.
  Si alguna vez se debe cerrar la etapa de torio, se puede cerrar parte de los reactores y quemar su inventario de combustible de uranio en los reactores restantes, lo que permite una quema incluso de este residuo final a un nivel tan pequeño como la sociedad demanda. ^[53] El LFTR todavía produce productos de fisión radiactivos en sus desechos, pero no duran mucho tiempo: la radiotoxicidad de estos productos de fisión está dominada por el cesio-137 y el estroncio-90.El período de semidesintegración más largo es el del cesio: 30,17 años. Por lo tanto, después de 30,17 años, la desintegración reduce la radiactividad a la mitad. Diez períodos de semidesintegración reducirán la radiactividad a dos elevado a una potencia de diez, un factor de 1.024. Los productos de fisión en ese punto, en unos 300 años, son menos radiactivos que el uranio natural. ^{[54] [55]} Además, el estado líquido del material combustible permite separar los productos de fisión no solo del combustible, sino también entre sí, lo que permite clasificarlos según la longitud de la vida media de cada producto de fisión, de modo que los que tienen períodos de semidesintegración más cortos se pueden sacar del almacenamiento antes que los que tienen períodos de semidesintegración más largos.
• Resistencia a la proliferación . En 2016, el físico Dr. Carlo Rubbia , premio Nobel y exdirector general del CERN , afirmó que una de las principales razones por las que Estados Unidos redujo la investigación sobre reactores de torio en la década de 1970 es lo que lo hace tan atractivo hoy: el torio es difícil de convertir en un arma nuclear . ^{[56] [¿ fuente poco fiable? ]} El LFTR resiste el desvío de su combustible a armas nucleares de cuatro maneras: primero, el torio-232 se reproduce convirtiéndose primero en 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 cadena de desintegración (talio-208) que emite rayos gamma potentes y peligrosos. Estos no son un problema dentro de un reactor, pero en una bomba, complican la fabricación de la bomba, dañan la electrónica y revelan la ubicación de la bomba. ^[57] La ​​segunda característica de resistencia a la proliferación proviene del hecho de que los reactores de gran tamaño producen muy poco plutonio, alrededor de 15 kg por gigavatio-año de electricidad (ésta es la producción de un solo reactor grande durante un año). Este plutonio también es en su mayor parte Pu-238, lo que lo hace inadecuado para la construcción de bombas de fisión, debido al alto calor y los neutrones espontáneos emitidos. La tercera característica es que un reactor de gran tamaño no produce mucho combustible de reserva. Produce como máximo un 9% más de combustible del que quema cada año, y es aún más fácil diseñar un reactor que produzca sólo un 1% más de combustible. Con este tipo de reactor, la construcción de bombas dejará rápidamente fuera de funcionamiento a las centrales eléctricas, y esto es una indicación fácil de las intenciones nacionales. Y finalmente, el uso de torio puede reducir y eventualmente eliminar la necesidad de enriquecer uranio. El enriquecimiento de uranio es uno de los dos métodos principales por los que los estados han obtenido materiales para fabricar bombas. ^[8]
  

• Abundancia de torio. Un LFTR convierte el torio en combustible de uranio-233. La corteza terrestre contiene aproximadamente tres o cuatro veces más torio que U-238 (el torio es casi tan abundante como el plomo ). Es un subproducto de la minería de tierras raras, que normalmente se descarta como residuo. Usando LFTR, hay suficiente torio asequible para satisfacer las necesidades energéticas globales durante cientos de miles de años. ^[59] El torio es más común en la corteza terrestre que el estaño, el mercurio o la plata. ^[8] Un metro cúbico de corteza promedio produce el equivalente a unos cuatro terrones de azúcar de torio, suficiente para satisfacer las necesidades energéticas de una persona durante más de diez años si se fisiona completamente. ^{[8] Se estima que} el Paso Lemhi en la frontera entre Montana e Idaho contiene 1.800.000 toneladas de mineral de torio de alto grado. ^[8] Quinientas toneladas podrían satisfacer todas las necesidades energéticas de Estados Unidos durante un año. ^[8] Debido a la falta de demanda actual, el gobierno de Estados Unidos ha devuelto alrededor de 3.200 toneladas métricas de nitrato de torio refinado a la corteza, enterrándolo en el desierto de Nevada. ^[8]
• No hay escasez de recursos naturales . Hay otros recursos naturales suficientes, como berilio, litio, níquel y molibdeno, para construir miles de reactores de baja presión. ^[60]
• Eficiencia del reactor. Los reactores convencionales consumen menos del uno por ciento del uranio extraído, y el resto se desecha. Con un reprocesamiento en perfecto estado, el reactor de recuperación de carbón puede consumir hasta aproximadamente el 99% de su combustible de torio. La mejora en la eficiencia del combustible significa que una tonelada de torio natural en un reactor de recuperación de carbón produce tanta energía como 35 toneladas de uranio enriquecido en reactores convencionales (que requieren 250 toneladas de uranio natural) ^[8] , o 4.166.000 toneladas de carbón negro en una central eléctrica de carbón.
• Eficiencia termodinámica. Los reactores de agua ligera que funcionan con turbinas de vapor supercríticas modernas funcionarían con una eficiencia térmica/eléctrica del 45%. Con los futuros ciclos Brayton de gas cerrados, que podrían utilizarse en una planta de energía de reactores de agua ligera debido a su funcionamiento a alta temperatura, la eficiencia podría ser de hasta el 54%. Esto es entre un 20 y un 40% más alto que los reactores de agua ligera actuales (33%), lo que resulta en la misma reducción del 20 al 40% en el consumo de combustible fisible y fértil, los productos de fisión producidos, el rechazo de calor residual para enfriamiento y la energía térmica del reactor. ^[8]
• No es necesario enriquecer ni fabricar elementos combustibles. Como se puede utilizar como combustible 100% de torio natural y este se presenta en forma de sal fundida en lugar de barras de combustible sólido, no se necesitan costosos procesos de enriquecimiento de combustible ni de validación de barras de combustible sólido, lo que reduce enormemente los costos de combustible del reactor de baja presión. Incluso si el reactor de baja presión se pone en marcha con uranio enriquecido, solo necesita este enriquecimiento una vez para ponerse en marcha. Después de la puesta en marcha, no se requiere ningún enriquecimiento adicional. ^[8]
• Menor costo del combustible. Las sales son bastante económicas en comparación con la producción de combustible sólido. Por ejemplo, mientras que el berilio es bastante caro por kg, la cantidad de berilio requerida para un gran reactor de 1 GWe es bastante pequeña. El MSBR de ORNL requirió 5,1 toneladas de metal de berilio, como 26 toneladas de BeF ₂ . ^[60] A un precio de $ 147 / kg de BeF ₂ , ^{[50] : 44} este inventario costaría menos de $ 4 millones, un costo modesto para una planta de energía multimillonaria. En consecuencia, un aumento del precio del berilio sobre el nivel asumido aquí tiene poco efecto en el costo total de la planta de energía. El costo del litio-7 enriquecido es menos seguro, a $ 120-800 / kg de LiF. ^[1] y un inventario (de nuevo basado en el sistema MSBR) de 17,9 toneladas de litio-7 como 66,5 toneladas de LiF ^[60] hace entre $ 8 millones y $ 53 millones para el LiF. Si añadimos las 99,1 toneladas de torio a 30 dólares el kilo, el coste total es de tan sólo 3 millones. El material fisible es más caro, especialmente si se utiliza plutonio reprocesado de forma costosa, ya que el coste por gramo de plutonio fisible es de 100 dólares. Con una carga fisible inicial de sólo 1,5 toneladas, posible gracias al espectro de neutrones blandos ^[1], el coste total es de 150 millones. Si sumamos todo, el coste total de la carga de combustible única es de entre 165 y 210 millones de dólares, lo que es similar al coste de un primer núcleo para un reactor de agua ligera ^[61] . Según los detalles del reprocesamiento, el inventario de sal puede durar décadas, mientras que el LWR necesita un núcleo completamente nuevo cada 4 o 6 años (se reemplaza un tercio cada 12 o 24 meses). La propia estimación del ORNL del coste total de la sal incluso del sistema de 3 bucles, más caro, era de unos 30 millones de dólares, lo que supone menos de 100 millones de dólares en dinero actual ^{[62] .}
• Los reactores de recuperación de combustible de baja temperatura (LFTR) son más limpios: como sistema de reciclaje completo, los desechos de descarga de un LFTR son predominantemente productos de fisión, la mayoría de los cuales (83%) tienen vidas medias relativamente cortas en horas o días ^[63] en comparación con los desechos de actínidos de vida más larga de las plantas de energía nuclear convencionales. ^[57] Esto da como resultado una reducción significativa en el período de contención de desechos necesario en un depósito geológico. El 17% restante de los productos de desecho requieren solo 300 años hasta alcanzar los niveles de fondo. ^[63] La radiotoxicidad de los desechos del ciclo del combustible de torio es aproximadamente 10.000 veces menor que la de un combustible de uranio. ^[8]
• Menos combustible fisible necesario . Debido a que los reactores de espectro térmico (LFTR) necesitan mucho menos combustible fisible para ponerse en marcha, se necesitan solo entre 1 y 2 toneladas de combustible fisible para poner en marcha un LFTR de un solo fluido, y potencialmente tan solo 0,4 toneladas para un diseño de dos fluidos. ^[1] En comparación, los reactores reproductores rápidos alimentados con combustible sólido necesitan al menos 8 toneladas de combustible fisible para poner en marcha el reactor. Si bien los reactores rápidos pueden, en teoría, ponerse en marcha muy bien con desechos transuránicos, su alto consumo de combustible fisible para ponerse en marcha hace que esto sea muy costoso. ^{[ cita requerida ]}
• No hay tiempo de inactividad para recargar combustible. Los reactores LFTR tienen combustibles líquidos y, por lo tanto, no es necesario apagar y desmontar el reactor para recargarlo. De esta manera, los reactores LFTR pueden recargar combustible sin causar un corte de energía ( reabastecimiento en línea ).
• Seguimiento de carga. Como el LFTR no tiene envenenamiento por xenón, no hay problema en reducir la potencia en momentos de baja demanda de electricidad y volver a encenderse en cualquier momento.
• No se necesita un recipiente de alta presión. Como el núcleo no está presurizado, no se necesita el elemento más caro de un reactor de agua ligera, un recipiente de alta presión para el núcleo. En su lugar, se utiliza un recipiente de baja presión y tuberías (para la sal fundida) construidas con materiales relativamente delgados. Aunque el metal es una aleación exótica de níquel que resiste el calor y la corrosión, Hastelloy -N, la cantidad necesaria es relativamente pequeña.
• Excelente transferencia de calor. Las sales de fluoruro líquido, especialmente las sales basadas en LiF, tienen buenas propiedades de transferencia de calor. La sal de combustible como LiF-ThF ₄ tiene una capacidad calorífica volumétrica que es alrededor de un 22% más alta que el agua, ^[64] FLiBe tiene alrededor de un 12% más de capacidad calorífica que el agua. Además, las sales basadas en LiF tienen una conductividad térmica alrededor del doble de la del agua presurizada caliente en un reactor de agua presurizada. ^{[33] [50]} Esto da como resultado una transferencia de calor eficiente y un circuito primario compacto. En comparación con el helio , un refrigerante de reactor de alta temperatura que compite, la diferencia es aún mayor. La sal de combustible tiene una capacidad calorífica volumétrica más de 200 veces mayor que el helio presurizado caliente y más de 3 veces la conductividad térmica. Un circuito de sal fundida utilizará tuberías de 1/5 del diámetro y bombeará 1/20 de la potencia de las requeridas para el helio de alta presión, mientras se mantiene a presión atmosférica ^[65].
• Contención más pequeña y de baja presión. Al utilizar sal líquida como refrigerante en lugar de agua presurizada, se puede utilizar una estructura de contención apenas más grande que el recipiente del reactor. Los reactores de agua ligera utilizan agua presurizada, que se convierte en vapor y se expande mil veces en caso de fuga, lo que requiere un edificio de contención con un volumen mil veces mayor que el recipiente del reactor. La contención del LFTR no solo puede ser más pequeña en tamaño físico, sino que su contención también es inherentemente de baja presión. No hay fuentes de energía almacenada que puedan causar un aumento rápido de la presión (como hidrógeno o vapor) en la contención. ^{[46] [ fuente no confiable ]} Esto le da al LFTR una ventaja teórica sustancial no solo en términos de seguridad inherente, sino también en términos de tamaño más pequeño, menor uso de materiales y menor costo de construcción. ^[8]
• De residuo a recurso. Se ha sugerido que podría ser posible extraer algunos de los productos de fisión para que tengan un valor comercial independiente. ^[66] Sin embargo, en comparación con la energía producida, el valor de los productos de fisión es bajo y la purificación química es costosa. ^[67]
• Minería eficiente. El proceso de extracción del torio de la corteza terrestre es un método de extracción mucho más seguro y eficiente que el del uranio. El mineral de torio, la monacita, generalmente contiene concentraciones más altas de torio que el porcentaje de uranio que se encuentra en su respectivo mineral. Esto hace que el torio sea una fuente de combustible más rentable y menos dañina para el medio ambiente. La extracción de torio también es más fácil y menos peligrosa que la extracción de uranio, ya que la mina es a cielo abierto, lo que no requiere ventilación como las minas de uranio subterráneas, donde los niveles de radón son potencialmente dañinos . ^[68]

Los reactores de potencia de baja potencia (LFTR) son muy diferentes de los reactores de potencia comerciales que se encuentran en funcionamiento en la actualidad. Estas diferencias generan dificultades de diseño y compensaciones:

• Aún no hay producción a gran escala – Un estudio de 2014 de la Universidad de Chicago concluyó que, dado que este diseño aún no ha llegado a la fase comercial, no se obtendrán ventajas económicas plenas sin las ventajas de la producción a gran escala: "Aunque los ahorros de costos de subestaciones están asociados con la construcción de un LFTR en comparación con una planta de uranio tradicional, la diferencia de costo, dado el entorno industrial actual [a partir de 2014], sigue siendo insuficiente para justificar la creación de un nuevo LFTR". ^[69]
• Es cuestionable que se alcance el punto de equilibrio en la reproducción : si bien los planes suelen contemplar la reproducción al punto de equilibrio, es cuestionable que esto sea posible cuando se deben cumplir otros requisitos. ^[42] El ciclo del combustible de torio tiene muy pocos neutrones de repuesto. Debido al reprocesamiento químico limitado (por razones económicas) y a los compromisos necesarios para lograr requisitos de seguridad como un coeficiente de vacío negativo, pueden perderse demasiados neutrones. Los antiguos diseños de fluido único propuestos que prometían un rendimiento de reproducción tienden a tener un coeficiente de vacío positivo inseguro y a menudo suponen que una limpieza excesiva del combustible es económicamente viable. ^[42]
• Aún queda mucho por desarrollar – A pesar de que los reactores experimentales ARE y MSRE ya se construyeron en la década de 1960, aún queda mucho por desarrollar en el reactor LFTR. Esto incluye la mayor parte de la separación química, el enfriamiento de emergencia (pasivo), la barrera de tritio, el mantenimiento operado a distancia, la producción de Li-7 a gran escala, el ciclo de potencia de alta temperatura y materiales más duraderos.
• Combustible de arranque : a diferencia del uranio extraído, el torio extraído no tiene un isótopo fisionable. Los reactores de torio generan uranio-233 fisionable a partir del torio, pero requieren una pequeña cantidad de material fisionable para el arranque inicial. Hay relativamente poco de este material disponible. Esto plantea el problema de cómo poner en marcha los reactores en un corto período de tiempo. Una opción es producir U-233 en los reactores de combustible sólido actuales y luego reprocesarlo a partir de los desechos sólidos. Un reactor de combustible sólido también puede iniciarse con otros isótopos fisionables, uranio enriquecido o plutonio de reactores o bombas fuera de servicio. Para el arranque con uranio enriquecido, se necesita un alto enriquecimiento. Las bombas de uranio fuera de servicio tienen suficiente enriquecimiento, pero no hay suficiente disponible para poner en marcha muchos reactores de combustible sólido. Es difícil separar el fluoruro de plutonio de los productos de fisión de los lantánidos. Una opción para un reactor de dos fluidos es operar con plutonio o uranio enriquecido en la sal de combustible, generar U-233 en el manto y almacenarlo en lugar de devolverlo al núcleo. En su lugar, se agrega plutonio o uranio enriquecido para continuar la reacción en cadena, de manera similar a los reactores de combustible sólido actuales. Cuando se genera suficiente U-233, se reemplaza el combustible con combustible nuevo, reteniendo el U-233 para otros arranques. Existe una opción similar para un reactor de un solo fluido que opera como convertidor. Un reactor de este tipo no reprocesaría el combustible mientras está en funcionamiento. En su lugar, el reactor comenzaría con plutonio con torio como fértil y agregaría plutonio. El plutonio finalmente se quema y el U-233 se produce in situ . Al final de la vida útil del combustible del reactor, la sal de combustible gastado se puede reprocesar para recuperar el U-233 generado para poner en marcha nuevos reactores de combustible sólido. ^[70]
• Congelación de sales : las mezclas de sales de fluoruro tienen puntos de fusión que van de 300 a 600 °C (572 a 1112 °F). Las sales, especialmente aquellas con fluoruro de berilio, son muy viscosas cerca de su punto de congelación. Esto requiere un diseño cuidadoso y protección contra la congelación en el confinamiento y los intercambiadores de calor. La congelación debe evitarse en el funcionamiento normal, durante los transitorios y durante el tiempo de inactividad prolongado. La sal del circuito primario contiene los productos de fisión que generan calor de desintegración, que ayudan a mantener la temperatura requerida. Para el MSBR, ORNL planeó mantener toda la sala del reactor (la celda caliente) a alta temperatura. Esto evitó la necesidad de líneas de calefacción eléctrica individuales en todas las tuberías y proporcionó un calentamiento más uniforme de los componentes del circuito primario. ^{[18] : 311} Un concepto de "horno de líquido" desarrollado para reactores de combustible sólido enfriados por sal fundida emplea un tanque de sal tampón separado que contiene todo el circuito primario. ^[71] Debido a la alta capacidad térmica y la considerable densidad de la sal tampón, esta evita que la sal de combustible se congele y participa en el sistema de enfriamiento pasivo por calor de decaimiento, proporciona protección contra la radiación y reduce las tensiones de peso muerto en los componentes del circuito primario. Este diseño también podría adoptarse para los LFTR. ^{[ cita requerida ]}
• Toxicidad del berilio – La mezcla de sal propuesta FLiBe contiene grandes cantidades de berilio , que es tóxico para los seres humanos (aunque ni de lejos tan tóxico como los productos de fisión y otros radiactivos). La sal en los circuitos de refrigeración primarios debe aislarse de los trabajadores y del medio ambiente para evitar el envenenamiento por berilio . Esto se hace rutinariamente en la industria. ^{[72] : 52–66} Con base en esta experiencia industrial, se espera que el costo adicional de la seguridad del berilio cueste solo $ 0,12 / MWh. ^{[72] : 61} Después de la puesta en marcha, el proceso de fisión en la sal de combustible primaria produce productos de fisión altamente radiactivos con un alto campo de radiación gamma y de neutrones. Por lo tanto, la contención efectiva es un requisito principal. Es posible operar en su lugar utilizando eutéctico de fluoruro de litio-fluoruro de torio sin berilio, como ha elegido el diseño francés LFTR, el "TMSR". ^[73] Esto tiene el costo de un punto de fusión algo más alto, pero tiene las ventajas adicionales de la simplicidad (evitando BeF
  ₂en los sistemas de reprocesamiento), mayor solubilidad del trifluoruro de plutonio, menor producción de tritio (el berilio produce litio-6, que a su vez produce tritio) y mejor transferencia de calor ( BeF
  ₂aumenta la viscosidad de la mezcla de sales). Los disolventes alternativos como los fluoruros de sodio, rubidio y circonio permiten puntos de fusión más bajos a cambio de una compensación en la reproducción. ^[1]
• Pérdida de neutrones retardados : para que se puedan controlar de forma predecible, los reactores nucleares dependen de los neutrones retardados. Requieren neutrones adicionales de evolución lenta provenientes de la desintegración de los productos de fisión para continuar la reacción en cadena. Debido a que los neutrones retardados evolucionan lentamente, esto hace que el reactor sea muy controlable. En un reactor LFTR, la presencia de productos de fisión en el intercambiador de calor y las tuberías significa que también se pierde una parte de estos neutrones retardados. ^[74] No participan en la reacción en cadena crítica del núcleo, lo que a su vez significa que el reactor se comporta con menos suavidad durante los cambios de flujo, potencia, etc. Aproximadamente hasta la mitad de los neutrones retardados se pueden perder. En la práctica, significa que el intercambiador de calor debe ser compacto para que el volumen fuera del núcleo sea lo más pequeño posible. Cuanto más compacto sea el núcleo (mayor densidad de potencia), más importante se vuelve esta cuestión. Tener más combustible fuera del núcleo en los intercambiadores de calor también significa que se necesita más del costoso combustible fisible para poner en marcha el reactor. Esto hace que un intercambiador de calor bastante compacto sea un requisito de diseño importante para un LFTR. ^{[ cita requerida ]}
• Gestión de residuos – Alrededor del 83% de los residuos radiactivos tiene una vida media en horas o días, y el 17% restante requiere un almacenamiento de 300 años en un confinamiento geológicamente estable para alcanzar los niveles de fondo. ^[63] Si las sales de combustible de fluoruro se almacenan en forma sólida durante muchas décadas, la radiación puede provocar la liberación de gas de flúor corrosivo y hexafluoruro de uranio . ^[75] Las sales deben descomprimirse y los residuos eliminarse antes de paradas prolongadas y almacenarse a más de 100 grados Celsius. ^[76] Los fluoruros son menos adecuados para el almacenamiento a largo plazo porque algunos (por ejemplo, el fluoruro de cesio ) tienen una alta solubilidad en agua a menos que se vitrifiquen en vidrio de borosilicato insoluble . ^[77]
• Costos de desmantelamiento inciertos : la limpieza del experimento del reactor de sales fundidas fue de aproximadamente 130 millones de dólares, para una pequeña unidad de 8 MW(th). Gran parte del alto costo fue causado por la evolución inesperada de flúor y hexafluoruro de uranio a partir de la sal de combustible fría en el almacenamiento que ORNL no descompuso ni almacenó correctamente, pero esto ahora se ha tenido en cuenta en el diseño del MSR. ^[76] Además, los costos de desmantelamiento no se escalan fuertemente con el tamaño de la planta según la experiencia previa, ^[78] y los costos se incurren al final de la vida útil de la planta, por lo que una pequeña tarifa por kilovatio-hora es suficiente. Por ejemplo, una planta de reactor de GWe produce más de 300 mil millones de kWh de electricidad durante una vida útil de 40 años, por lo que una tarifa de desmantelamiento de $0,001/kWh genera $300 millones más intereses al final de la vida útil de la planta. ^{[ cita requerida ]}
• Acumulación de metales nobles : algunos productos de fisión radiactiva, como los metales nobles , se depositan en las tuberías. Se deben desarrollar nuevos equipos, como cartuchos de esponja de lana de níquel, para filtrar y atrapar los metales nobles y evitar su acumulación. ^{[ cita requerida ]}
• Vida útil limitada del grafito : los diseños compactos tienen una vida útil limitada para el moderador de grafito y el separador de combustible/bucle de cría. Bajo la influencia de neutrones rápidos, el grafito primero se encoge, luego se expande indefinidamente hasta que se vuelve muy débil y puede agrietarse, creando problemas mecánicos y haciendo que el grafito absorba suficientes productos de fisión para envenenar la reacción. ^[79] El diseño de dos fluidos de 1960 tenía un período estimado de reemplazo de grafito de cuatro años. ^{[1] : 3} La eliminación del grafito de las tuberías selladas fue un incentivo importante para cambiar a un diseño de un solo fluido. ^{[18] : 3} Reemplazar esta gran parte central requiere equipo operado a distancia. Los diseños MSR tienen que prever este reemplazo. En un reactor de sal fundida, prácticamente todo el combustible y los productos de fisión se pueden canalizar a un tanque de retención. Solo una fracción del uno por ciento de los productos de fisión terminan en el grafito, principalmente debido a que los productos de fisión chocan contra el grafito. Esto hace que la superficie del grafito sea radiactiva y, sin reciclar o eliminar al menos la capa superficial, se crea un flujo de desechos bastante voluminoso. Quitar la capa superficial y reciclar el resto del grafito resolvería este problema. ^{[ ¿ Investigación original? ]} Existen varias técnicas para reciclar o desechar el grafito moderador nuclear. ^[80] El grafito es inerte e inmóvil a bajas temperaturas, por lo que se puede almacenar o enterrar fácilmente si es necesario. ^[80] Al menos un diseño utilizó bolas de grafito (guijarros) flotando en sal, que se podían quitar e inspeccionar continuamente sin apagar el reactor. ^[81] Reducir la densidad de potencia aumenta la vida útil del grafito. ^{[82] : 10} En comparación, los reactores de combustible sólido generalmente reemplazan 1/3 de los elementos combustibles, incluidos todos los productos de fisión altamente radiactivos que contienen, cada 12 a 24 meses. Esto se hace rutinariamente bajo una capa de columna de agua protectora y de enfriamiento.
• Retroalimentación positiva de reactividad causada por grafito : cuando el grafito se calienta, aumenta la fisión del U-233, lo que causa una retroalimentación positiva no deseada. ^[42] El diseño del LFTR debe evitar ciertas combinaciones de grafito y sal y ciertas geometrías de núcleo. Si este problema se soluciona empleando grafito adecuado y, por lo tanto, un espectro bien termalizado, es difícil alcanzar el punto de equilibrio. ^[42] La alternativa de utilizar poco o nada de grafito da como resultado un espectro de neutrones más rápido. Esto requiere un gran inventario de fisión y aumenta el daño por radiación. ^[42]
• Solubilidad limitada del plutonio : los fluoruros de plutonio, americio y curio se presentan como trifluoruros, lo que significa que tienen tres átomos de flúor unidos ( PuF
  ₃, AmF
  ₃, CmF
  ₃). Estos trifluoruros tienen una solubilidad limitada en la sal portadora FLiBe. Esto complica la puesta en marcha, especialmente para un diseño compacto que utiliza un inventario de sal primaria más pequeño. Por supuesto, dejar los desechos portadores de plutonio fuera del proceso de puesta en marcha es una solución aún mejor, lo que hace que esto no sea un problema. La solubilidad se puede aumentar operando con menos o nada de fluoruro de berilio (que no tiene solubilidad para los trifluoruros) o operando a una temperatura más alta ^{[ cita requerida ]} (como con la mayoría de los demás líquidos, la solubilidad aumenta con la temperatura). Un núcleo de espectro térmico y menor densidad de potencia no tiene problemas con la solubilidad del plutonio.
• Riesgo de proliferación por reprocesamiento – Un reprocesamiento eficaz implica un riesgo de proliferación . Los LFTR también podrían utilizarse para manipular el plutonio de otros reactores. Sin embargo, como se ha indicado anteriormente, el plutonio es químicamente difícil de separar del torio y el plutonio no puede utilizarse en bombas si se diluye en grandes cantidades de torio. Además, el plutonio producido por el ciclo del combustible del torio es principalmente Pu-238 , que produce altos niveles de neutrones espontáneos y calor de desintegración que hacen imposible construir una bomba de fisión solo con este isótopo, y extremadamente difícil construir una que contenga incluso porcentajes muy pequeños del mismo. La tasa de producción de calor de 567 W/kg ^[83] significa que un núcleo de bomba de este material produciría continuamente varios kilovatios de calor. La única vía de enfriamiento es por conducción a través de las capas de alto explosivo circundantes, que son malos conductores. Esto crea temperaturas inmanejablemente altas que destruirían el conjunto. La tasa de fisión espontánea de 1204 kBq/g ^[83] es más del doble de la del Pu-240 . Incluso porcentajes muy pequeños de este isótopo reducirían drásticamente el rendimiento de la bomba por "predetonación" debido a que los neutrones de la fisión espontánea inician la reacción en cadena causando un " chisporroteo " en lugar de una explosión. El reprocesamiento en sí implica una manipulación automatizada en una celda caliente completamente cerrada y contenida, lo que complica la desviación. En comparación con los métodos de extracción actuales, como PUREX, los piroprocesos son inaccesibles y producen materiales fisionables impuros, a menudo con grandes cantidades de contaminación por productos de fisión. Si bien no es un problema para un sistema automatizado, plantea graves dificultades para los posibles proliferadores. ^{[ cita requerida ]}
• Riesgo de proliferación por separación de protactinio : los diseños compactos pueden reproducirse únicamente mediante la separación rápida de protactinio, lo que supone un riesgo de proliferación, ya que esto potencialmente da acceso a 233-U de alta pureza. Esto es difícil, ya que el 233-U de estos reactores estará contaminado con 232-U, un emisor de radiación gamma alta, que requiere una instalación de enriquecimiento en caliente protectora ^[63] como una posible vía para obtener material apto para armas . Debido a esto, los reactores de potencia comerciales pueden tener que diseñarse sin separación. En la práctica, esto significa o bien no reproducirse, o bien funcionar a una densidad de potencia menor. Un diseño de dos fluidos podría funcionar con una manta más grande y mantener el núcleo de alta densidad de potencia (que no tiene torio y, por lo tanto, no tiene protactinio). ^{[ cita requerida ]} Sin embargo, un grupo de ingenieros nucleares sostiene en Nature (2012) que la vía del protactinio es factible y que, por lo tanto, el torio "no es tan benigno como se ha sugerido..." ^[84]
• Proliferación del neptunio-237 : en los diseños que utilizan un fluorador, el Np-237 aparece con el uranio como hexafluoruro gaseoso y se puede separar fácilmente utilizando lechos de absorción de gránulos de fluoruro sólido. Nadie ha producido una bomba de este tipo, pero la sección transversal de fisión rápida considerable del Np-237 y su baja masa crítica implican la posibilidad. ^[85] Cuando el Np-237 se mantiene en el reactor, se transmuta en Pu-238 de vida corta. Todos los reactores producen una cantidad considerable de neptunio, que siempre está presente en alta calidad (mono)isotópica y se extrae fácilmente químicamente. ^[85]
• Envenenamiento por neutrones y producción de tritio a partir de litio-6 – El litio-6 es un potente veneno neutrónico; el uso de LiF con litio natural, con su contenido de litio-6 del 7,5%, impide que los reactores se pongan en marcha. La alta densidad de neutrones en el núcleo transmuta rápidamente el litio-6 en tritio , perdiendo neutrones que son necesarios para mantener el equilibrio de reproducción. El tritio es un isótopo radiactivo del hidrógeno, que es casi idéntico, químicamente, al hidrógeno ordinario. ^[86] En el MSR, el tritio es bastante móvil porque, en su forma elemental, se difunde rápidamente a través de los metales a alta temperatura. Si el litio está isotópicamente enriquecido en litio-7, y el nivel de separación isotópica es lo suficientemente alto (99,995% de litio-7), la cantidad de tritio producida es solo de unos pocos cientos de gramos por año para un reactor de 1 GWe. Esta cantidad mucho menor de tritio proviene principalmente de la reacción litio-7-tritio y del berilio, que puede producir tritio indirectamente al transmutarse primero en litio-6 productor de tritio. Los diseños de LFTR que utilizan una sal de litio, eligen el isótopo litio-7 . En el MSRE, el litio-6 se eliminó con éxito de la sal de combustible mediante enriquecimiento isotópico. Dado que el litio-7 es al menos un 16% más pesado que el litio-6, y es el isótopo más común, el litio-6 es comparativamente fácil y económico de extraer. La destilación al vacío del litio logra eficiencias de hasta el 8% por etapa y solo requiere calentamiento en una cámara de vacío. ^[87] Sin embargo , aproximadamente una fisión en 90.000 produce helio-6 , que se desintegra rápidamente en litio-6 y una fisión en 12.500 produce un átomo de tritio directamente (en todos los tipos de reactores). Los MSR prácticos funcionan bajo un manto de gas inerte seco, normalmente helio. Los reactores LFTR ofrecen una buena oportunidad de recuperar el tritio, ya que no está muy diluido en agua como en los reactores CANDU. Existen varios métodos para atrapar el tritio, como hidrurarlo a titanio, ^[88] oxidándolo a formas menos móviles (pero aún volátiles) como el fluoroborato de sodio o la sal de nitrato fundida, o atrapándolo en el gas del ciclo de potencia de la turbina y desgasificándolo utilizando pellets de óxido de cobre. ^{[89] : 41} ORNL desarrolló un sistema de refrigeración de bucle secundario que atraparía químicamente el tritio residual para que pudiera eliminarse del refrigerante secundario en lugar de difundirse en el ciclo de potencia de la turbina. ORNL calculó que esto reduciría las emisiones de tritio a niveles aceptables. ^[86]
• Corrosión por telurio : el reactor produce pequeñas cantidades de telurio como producto de fisión. En el MSRE, esto provocó pequeñas cantidades de corrosión en los límites de grano de la aleación especial de níquel , Hastelloy -N. Los estudios metalúrgicos demostraron que agregar entre un 1 y un 2 % de niobio a la aleación Hastelloy -N mejora la resistencia a la corrosión por telurio. ^{[54] : 81–87} Mantener la proporción de UF
  ₄/ UF
  ₃La reducción de la corrosión a menos del 60 % se logró manteniendo la sal de combustible ligeramente reductora. El MSRE puso en contacto continuo la sal de combustible que fluía con una varilla de metal de berilio sumergida en una jaula dentro del recipiente de la bomba. Esto provocó una escasez de flúor en la sal, reduciendo el telurio a una forma menos agresiva (elemental). Este método también es eficaz para reducir la corrosión en general, porque el proceso de fisión produce más átomos de flúor que, de lo contrario, atacarían los metales estructurales. ^{[90] : 3–4}
• Daños por radiación en aleaciones de níquel : se descubrió que la aleación estándar Hastelloy N se volvía frágil por la radiación de neutrones. Los neutrones reaccionaban con el níquel para formar helio. Este gas de helio se concentraba en puntos específicos dentro de la aleación, donde aumentaba las tensiones. ORNL abordó este problema añadiendo entre un 1 y un 2 % de titanio o niobio al Hastelloy N. Esto cambió la estructura interna de la aleación de modo que el helio se distribuyera finamente. Esto alivió la tensión y permitió que la aleación soportara un flujo de neutrones considerable. Sin embargo, la temperatura máxima está limitada a unos 650 °C. ^[91] Puede ser necesario el desarrollo de otras aleaciones. ^[92] La pared exterior del recipiente que contiene la sal puede tener un blindaje neutrónico, como el carburo de boro, para protegerla eficazmente del daño neutrónico. ^[93]
• Modelo de negocio : los proveedores actuales de reactores de combustible sólido obtienen ingresos a largo plazo mediante la fabricación de combustible. ^{[ dudoso – discutir ]} Sin combustible para fabricar y vender, un reactor de combustible sólido adoptaría un modelo de negocio diferente. Habría costos de entrada significativos para que este fuera un negocio viable. La infraestructura existente y los proveedores de piezas están orientados a los reactores refrigerados por agua. Hay poco mercado de torio y extracción de torio, por lo que aún no existe la infraestructura considerable que se requeriría. Las agencias reguladoras tienen menos experiencia en la regulación de los reactores de torio, lo que crea potenciales demoras prolongadas. ^{[ cita requerida ]}
• Desarrollo del ciclo de potencia – Para lograr la máxima eficiencia, es necesario desarrollar una gran turbina de helio o dióxido de carbono supercrítico. Estos ciclos de gas ofrecen numerosas ventajas potenciales para su uso con reactores alimentados con sales fundidas o refrigerados con sales fundidas. ^[94] Estos ciclos de gas cerrados enfrentan desafíos de diseño y trabajo de ampliación de ingeniería para un conjunto de turbina-generador comercial. ^[95] Se podría utilizar una turbina de vapor supercrítica estándar con una pequeña pérdida de eficiencia (la eficiencia neta del MSBR se diseñó para ser de aproximadamente el 44%, utilizando una vieja turbina de vapor de los años 70). ^[96] Aún habría que desarrollar un generador de vapor a partir de sales fundidas. Actualmente, los generadores de vapor a partir de sales de nitrato fundidas se utilizan en plantas de energía solar térmica concentrada como Andasol en España. Un generador de este tipo se podría utilizar para un MSR como un tercer circuito de circulación, donde también atraparía cualquier tritio que se difunda a través del intercambiador de calor primario y secundario ^[97]

El FUJI MSR fue un diseño para un reactor reproductor térmico de ciclo de combustible de torio alimentado con sales fundidas de 100 a 200 MWe , que utiliza una tecnología similar a la del Experimento del Reactor del Laboratorio Nacional de Oak Ridge. Estaba siendo desarrollado por un consorcio que incluía miembros de Japón, Estados Unidos y Rusia. Como reactor reproductor, convierte el torio en combustibles nucleares. ^[98] Un grupo de la industria presentó planes actualizados sobre el FUJI MSR en julio de 2010. ^[99] Proyectaron un costo de 2,85 centavos por kilovatio hora. ^[100]

El consorcio IThEMS planeó construir primero un reactor MiniFUJI de 10 MWe mucho más pequeño y del mismo diseño una vez que hubiera obtenido una financiación adicional de 300 millones de dólares, pero el IThEMS cerró en 2011 tras no poder conseguir la financiación adecuada. En 2011, Kazuo Furukawa, el científico jefe del IThEMS, y Masaaki Furukawa fundaron una nueva empresa, Thorium Tech Solution (TTS). TTS adquirió el diseño de FUJI y algunas patentes relacionadas.

La República Popular China ha iniciado un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactores de sales fundidas de torio. ^[101] Se anunció formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias (CAS) en enero de 2011. Su objetivo final es investigar y desarrollar un sistema nuclear de sales fundidas basado en torio en unos 20 años. ^{[102] [103]} Un resultado intermedio esperado del programa de investigación TMSR es construir un reactor de investigación refrigerado por sal de fluoruro de lecho de guijarros de 2 MW en 2015, y un reactor de investigación alimentado con sales fundidas de 2 MW en 2017. A esto le seguirían un reactor demostrador de 10 MW y un reactor piloto de 100 MW. ^{[104] [105]} El proyecto está encabezado por Jiang Mianheng , con un presupuesto inicial de 350 millones de dólares, y ya ha reclutado a 140 científicos con doctorado, que trabajan a tiempo completo en la investigación de reactores de sales fundidas de torio en el Instituto de Física Aplicada de Shanghái. La dotación de personal ha aumentado a 700 a partir de 2015. ^[106] A partir de 2016, su plan es que un LFTR piloto de 10 MW se ponga en funcionamiento en 2025, con una versión de 100 MW prevista para 2035. ^[107]

A fines de agosto de 2021, el Instituto de Física Aplicada de Shanghái (SINAP) completó la construcción de un reactor experimental de sal fundida de torio de 2 MW (térmico) en Wuwei, Gansu , conocido como TMSR-LF1 . ^[108] China planea continuar el experimento con una versión de 373 MW para 2030. ^[109]

Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo nuclear jefe de Teledyne Brown Engineering , ha sido un promotor de largo plazo del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio con fluoruro líquido. Investigó por primera vez los reactores de torio mientras trabajaba en la NASA, mientras evaluaba diseños de plantas de energía adecuados para colonias lunares. El material sobre este ciclo del combustible fue sorprendentemente difícil de encontrar, por lo que en 2006 Sorensen inició "energyfromthorium.com", un repositorio de documentos, foro y blog para promover esta tecnología. En 2006, Sorensen acuñó el reactor de torio con fluoruro líquido y la nomenclatura LFTR para describir un subconjunto de diseños de reactores de sal fundida basados ​​en combustibles de sal de fluoruro líquido con reproducción de torio en uranio-233 en el espectro térmico. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa que inicialmente pretende desarrollar diseños de reactores modulares pequeños LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares; Sorensen señaló que es más fácil promover nuevos diseños militares que diseños de centrales eléctricas civiles en el contexto del entorno regulatorio y político nuclear moderno de los EE. UU. ^{[110] [111]} Una evaluación tecnológica independiente coordinada con EPRI y Southern Company representa la información más detallada disponible hasta el momento públicamente sobre el diseño LFTR propuesto por Flibe Energy. ^[112]

Copenhagen Atomics es una empresa danesa de tecnología de sales fundidas que desarrolla reactores de sales fundidas de 100 MWth que se pueden fabricar en masa. El quemador de residuos de Copenhagen Atomics es un reactor de sales fundidas de un solo fluido, moderado por agua pesada, basado en fluoruro, con espectro térmico y controlado de forma autónoma. Está diseñado para caber dentro de un contenedor de transporte de acero inoxidable de 40 pies hermético. El moderador de agua pesada está aislado térmicamente de la sal y se drena y enfría continuamente a menos de 50 °C (122 °F). También se está investigando una versión de moderador de deuteróxido de litio-7 fundido (7LiOD). El reactor utiliza el ciclo del combustible de torio utilizando plutonio separado del combustible nuclear gastado como carga fisible inicial para la primera generación de reactores, que eventualmente pasará a ser un reactor reproductor de torio. ^[113] Copenhagen Atomics está desarrollando y probando activamente válvulas, bombas, intercambiadores de calor, sistemas de medición, sistemas de química y purificación de sales, y sistemas de control y software para aplicaciones de sales fundidas. ^[114]

En julio de 2024, Copenhagen Atomics anunció que su reactor está listo para ser probado en un escenario de la vida real con un experimento crítico en el Instituto Paul Scherrer en Suiza en 2026. ^[115]

Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG) era una empresa australiana de investigación y desarrollo dedicada al desarrollo comercial mundial de reactores LFTR, así como de sistemas impulsados ​​por aceleradores de torio . En junio de 2015, TEG había cesado sus operaciones.

La Fundación Alvin Weinberg fue una organización benéfica británica fundada en 2011, dedicada a crear conciencia sobre el potencial de la energía del torio y el LFTR. Se lanzó formalmente en la Cámara de los Lores el 8 de septiembre de 2011. ^{[116] [117] [118]} Lleva el nombre del físico nuclear estadounidense Alvin M. Weinberg , quien fue pionero en la investigación del reactor de sal fundida de torio .

El reactor nuclear ThorCon es un reactor flotante de sales fundidas propuesto por la empresa estadounidense Thorcon. La unidad de dos reactores está diseñada para ser fabricada en una línea de montaje en un astillero y ser enviada en barcaza a cualquier costa oceánica o fluvial importante. Los reactores se entregarán como una unidad sellada y nunca se abrirán en el lugar. Todo el mantenimiento del reactor y el procesamiento del combustible se realizan en un lugar externo.

El 5 de septiembre de 2017, el Grupo de Investigación y Consultoría Nuclear Holandés anunció que se estaba llevando a cabo una investigación sobre la irradiación de sales de fluoruro de torio fundido dentro del reactor de alto flujo de Petten . ^[119]

• Reactor de cuarta generación
• Energía nuclear basada en torio
• Lista de diseños de reactores nucleares pequeños
• Seguridad nuclear pasiva
• Pequeño reactor modular
• Alianza Energética del Torio
• Reactor subcrítico impulsado por acelerador
• Amplificador de energía

• Hargraves, Robert (2009). ¡Apunta alto!: La energía del torio, más barata que la del carbón, resuelve más que el calentamiento global (PDF) . BookSurge Publishing. ISBN 978-1-4392-2538-7. Archivado desde el original (PDF) el 11 de junio de 2011.
• Martin, Richard (2012). Supercombustible: torio, la fuente de energía verde para el futuro. Palgrave Macmillan . ISBN 978-0-230-11647-4.
• Cooper, N.; Minakata, D.; Begovic, M.; Crittenden, J. (2011). "¿Deberíamos considerar el uso de reactores de torio con fluoruro líquido para la generación de energía?". Environmental Science & Technology . 45 (15): 6237–8. Bibcode :2011EnST...45.6237C. doi : 10.1021/es2021318 . PMID  21732635.
• La restauración de la Tierra , Theodore B. Taylor y Charles C. Humpstone, 166 páginas, Harper & Row (1973) ISBN 978-0060142315 
• Energía sostenible: sin tonterías , David JC MacKay , 384 páginas, UIT Cambridge (2009) ISBN 978-0954452933 
• 2081: Una visión esperanzadora del futuro humano , Gerard K. O'Neill , 284 páginas, Simon & Schuster (1981) ISBN 978-0671242572 
• La segunda era nuclear: un nuevo comienzo para la energía nuclear , Alvin M. Weinberg et al., 460 páginas, Praeger Publishers (1985) ISBN 978-0275901837 
• Ciclo del combustible del torio: posibles ventajas y desafíos , OIEA, 105 páginas (2005) ISBN 978-9201034052 
• El imperativo nuclear: una mirada crítica a la inminente crisis energética (Más física para presidentes) , Jeff Eerkens, 212 páginas, Springer (2010) ISBN 978-9048186662 
• Lane, James. A (1958). Reactores de combustible fluido. Addison-Wesley & US AEC. pág. 972.
• Wigeland, R, Taiwo, T, Todosow, M, Halsey, W, y Gehin, J. Estudio de opciones de AFCI. Estados Unidos: N. p., 2009. Web. doi:10.2172/978356.

• “El uranio es cosa del siglo pasado: llega el torio, la nueva arma nuclear ecológica” Artículo de la revista Wired
• ¿Es el torio el mayor avance energético desde el fuego? Posiblemente. Artículo de Forbes
• Reactores de sales fundidas – Ralph Moir

• TEDxYYC – Kirk Sorensen – Thorium. Presentación sobre LFTR en TEDxYYC 2011
• Reactor de torio con fluoruro líquido: lo que la fusión quería ser Google TechTalk por el Dr. Joe Bonometti NASA / Escuela de posgrado naval
• El reactor de sales fundidas de torio: ¿por qué no sucedió? Google TechTalk de Kirk Sorensen examina la historia del desarrollo del reactor de sales fundidas de torio en Oak Ridge, el clima político y las razones responsables de la cancelación del programa
• Kirk Sorensen – Una alternativa global en TEAC4 Presentación de Kirk Sorensen en la Conferencia No. 4 de la Thorium Energy Alliance en Chicago.