Reactores nucleares híbridos

1. CAPITULO 2. EL PRIMER HÍBRIDO FUSION-FISION
(Hybrid_Report_Final)
2.1 Introducción.
El propósito del capítulo 2 es proveer una introducción a los híbridos fusión-fisión. Incluida en la
discusión está una descripción del concepto híbrido, sus principales aplicaciones, los principales
asuntos técnicos que deben ser resueltos, y una amplia comparación con otras alternativas.
2.2 ¿Qué es un híbrido fusión-fisión?
2.2.1 Visión general y motivación.
Un híbrido fusión-fisión es un reactor nuclear subcrítico consistente de un potente núcleo de
fusión rodeado por una cubierta de fisión. El núcleo de fusión sirve como una fuente externa
independiente de neutrones de alta energía que le permiten a la cubierta de fisión operar
subcríticamente. Vea la fig. 1 para varios ejemplos. La cubierta de fisión hace uso de los
neutrones generados por fusión para las aplicaciones primarias:
(1) manejo de residuos nucleares
(2) producción de energía, y
(3) generación de combustible físil para LWR’s.
El manejo de residuos y las aplicaciones de producción de combustible también producen una
gran cantidad de energía nuclear, la cual juega un papel crucial en el sistema económico global.
Varios conceptos de fusión deben ser propuestos para servir como núcleo, incluyendo ambos
sistemas de confinamiento inercial y magnético.
2.2.2 Física nuclear básica.
El orden para evaluar la atracción del híbrido fusión-fisión, es usual para ampliar la revisión de
alguna física nuclear básica.
Cualitativamente la motivación científica primaria para perseguir la aproximación del híbrido es
para combinar las características ricas de neutrones de los sistemas de fusión con las
características ricas de energía de los sistemas de fisión. El próximo híbrido puede
potencialmente remitir ambos requerimientos de física de plasma para el núcleo de fusión
relativo a la electricidad de fusión pura y el balance de neutrones requeridos para la coraza de
fisión relativa a los quemadores rápidos y de cría.
Consecuentemente, es útil pensar en el núcleo de fusión, sea de origen magnético o inercial,
como simplemente una fuente de neutrones que es suministrada a la coraza de fisión alrededor
para ayudar a lograr la aplicación de interés, como sea posible.
La reacción de fusión primaria de interés en un híbrido involucra deuterio y tritio. A una
temperatura de alrededor de 15 keV esos elementos se fusionan, produciendo unos 3.5 MeV de
partículas alfa y 14.1MeVde neutrones. Son estos neutrones que son de interés para los
híbridos. No vale la pena que la coraza deba criar tritio así como lograr la misión de energía por
fisión primaria, a partir de que el tritio no esta disponible como una fuente natural.
Hay dos tipos diferentes de reacciones nucleares que, dependiendo del diseño, pueden tomar
lugar en la coraza: captura y fisión. En una reacción de fisión una colisión de neutrones separa
unos núcleos pesados dentro de pequeños componentes y en el proceso se emite una gran
cantidad de energía(200MeV). Para algunos isotopos de número másico impar, como el U235, la
energía de los neutrones entrantes es baja (0.025eV). Esos neutrones “térmicos” producenla
potencia en los LWR por que tienen una alta probabilidad de causar una reacción de fisión.

2. Los neutrones con altas energías, de varios MeV, pueden también causar reacciones de fisión,
con una alta probabilidad relativa (razón de captura a fisión) pero menor probabilidad absoluta de
que los neutrones térmicos produzcan un alto número promedio de neutrones por reacción. Esos
neutrones “rápidos” son deseables para ciertas fisiones de actínidos de larga vida que no
pueden ser eficientemente divididos con neutrones térmicos. Mientras una larga cantidad de
energía es producida durante fisiones de neutrones rápidos, la meta primaria es producir
productos de vida corta, por consiguiente reduciendo la cantidad de elementos radiactivos de
larga vida que necesitan estar dispuestos en un depósito. El proceso de neutrones rápidos
fisionando por aplicaciones de manejo de residuosse conoce como “transmutación”. No vale la
pena que un suministro independiente de neutrones rápidos, acoplado con el desarrollo de
tecnologías de encamisado de nuevos combustibles, pueda también habilitar la posibilidad de un
profundo quemado prolongado, con la reducción de la producción neta de residuos nucleares
actínidos. La producción acompañada de energía es esencial para la viabilidad económica.
La segunda reacción nuclear de interés involucra captura de neutrones. Un elemento fértil como
el U238 captura un neutrón produciendo un elemento fisil como Pu239. El Pu es un combustible
puede ser usado para crear energía incluso en LWRs o creadores de fisión y quemadores.
Los conceptos de híbrido propuestos potencialmente harán uso de cada uno de esos tipos de
reacciones.
Últimamente la economía, la seguridad, el impacto ambiental, la resistencia a la proliferación,
destreza tecnológica, y misión urgente determinaran la competitividad de los híbridos en lograr
cualquiera de las misiones mencionadas.
2.2.3 Una cercana vista a las aplicaciones potenciales.
Para decidir si o no el híbrido es una aproximación atractiva se debe definir la aplicación. La
razón es que en cualquier aplicación del hibrido, así como en los rápidos de cría, quemadores
rápidos, e híbridos accionados por aceleradores, ahí serán ambas reacciones de fisión y captura
las que podrán contribuir simultáneamente (favorable o desfavorable) para el manejo residuos,
cría de combustible y producción de energía. Es importante definir la misión primaria a ser apta
para hacer comparaciones precisas con otras alternativas.
1.01 Manejo de residuos.
El asunto del manejo de residuos debe ser considerado muy cuidadosamente. Tres diferentes
escenarios cualitativamente pueden ser visualizados bajo la categoría de manejo de residuos.
Como un primer escenario, considere el Pu239 para hacer un indeseable residuo nuclear de larga
vida preferentemente que una fuente de energía. En este caso el Pu y los actínidos menores
deben ser químicamente separados de los combustibles gastados normales en LWR. Puede
también ser deseable separar los subproductos de fisión de larga vida, tales como el Tc99. Esta
separación química es conocida como “reprocesamiento”, el cual, en general, es costoso e
incrementara el riesgo de la proliferación. Los materiales no deseables de larga vida pueden
entonces llegar a ser parte de la cubierta en un transmutador híbrido. La fusión de alta energía y
los neutrones de fisión proveen un eficiente medio para transmutar los residuos dentro de
elementos de corta vida. Una variante de este escenario trata el Pu como una fuente deseable
de combustible, pero hacerlo requiere reprocesamiento adicional para separar el Pu239de los
actínidos menores y los subproductos de fisión de larga vida. De esta manera el Pu puede ser
reciclado bajo varia opciones como un combustible mientras los productos de residuos no
deseables sobrantes pueden ser dispuestos en un híbrido transmutador.
Como un segundo escenario, si uno otra vez visualiza al Pu239 como un combustible fisil
deseable, entonces una fuente de neutrones de fusión puede ser usado para incrementar
substancialmente el quemado de combustible comparado a un reactor critico; que es, los

3. neutrones de fusión operando la cubierta de fisión subcritico en el híbrido puede complementar
los neutrones de fisión para mantener una larga cadena de neutrones del reactor que en un
critico, para enriquecimientos comparable. Esto es conocido un “quemado profundo”. El
resultado es que una mucho mayor cantidad de residuos actínidos pueden ser fisionados en un
reactor crítico antes que el combustible deba ser removido. Una ventaja potencial adicional es
que con el quemado profundo extremo puede ser posible emplear un ciclo “quemar y enterrar”
en una dirección que podría eliminar la necesidad para reprocesamiento y enriquecimiento.
El tercer escenario es el caso de una fase de salida de la potencia nuclear, donde permanece un
gran legado de residuo nuclear de reactores comerciales y aplicaciones de defensa. La meta
entonces es la separación del Pu, otros actínidos menores, y subproductos de fisión de larga
vida para ser transmutados en un reactor híbrido. Los residuos sobrantes de larga vida del
reactor híbrido serán mucho menores en masa y la carga de calor, ampliamente reduciendo la
carga sobre los depósitos geológicos con respecto al volumen, radio toxicidad, y carga de calor.
En el manejo de residuos de operación, las grandes cantidades de energía nuclear producidas,
pueden ser usadas para contrarrestar los costos del tratamiento de residuos; dos puntos finales
están acentuando el precio. Primero, no importa cuán efectivo el tratamiento del manejo de
residuos pueda ser, siempre permanecen algunos actínidos radioactivos residuales de larga vida
y subproductos de fisión.
Consecuentemente, cualquier estrategiade manejo de residuos continuara requiriendo un
depósito geológico permanente para la energía nuclear sustentable.
Una eficiente estrategia de manejo de residuos puede reducir pero no eliminar la necesidad para
tales depósitos.
Segundo, las estrategias de manejo de residuos incluso enfocan sobre la disposición de
actínidos radioactivos de larga vida. Aunque esos actínidos determinan la carga de calor de 100
años, aquí determinan el número de depósitos necesarios para manejar una cantidad dada de
residuos, ello no siempre representala más seria amenaza en términos de riesgo para el público
a través de la filtración dentro de cuadros de agua subterráneos.
Los subproductos de fisión de larga vida tales como el Tc99 y I129, representan un mayor riesgo
para los cuadros de agua debido a su alta solubilidad, comparado con los actínidos, en los
depósitos de suelo circunvecinos. Sin embargo, los actínidos determinan la carga de calor
después de 100 años y por lo tanto el numero de depósitos necesarios.
Una estrategia del manejo de residuos sustentable debe contar para esos subproductos de
fisión.
1.02 Producción de combustible.
Aunque el suministro de uranio combustible es estimado adecuado para los próximos 50 a 100
años eventualmente el suministro de uranio llegara a ser limitado y más costoso para los LWRs.
El híbrido de cría puede usar uranio agotado a partir de uranio enriquecido, el cual es en su
mayor parte U238, para criar combustible Pu239 para LWR. Millones de toneladas de uranio
agotado están ahora en depósitos y son considerados unos residuos nucleares de bajo nivel.
La aplicación de producción de combustible fisil puede también hacer uso de Th además del U
como combustible fértil: El Th232 captura un neutrón produciendo U233 el cual es un excelente
combustible. Sin embargo, más de los esfuerzos de EU están muy enfocados sobre el U238
produciendo Pu239.
2.3 ¿Cuál es la principal cuestión encarando el desarrollo de híbrido fusión-fisión?

4. La metra aquí es proveer un panorama de los asuntos técnicos principales encarando el híbrido,
incluyendo ciencia de plasma e ingeniería, tecnología de fusión, elección del ciclo de
combustible, seguridad, economía, y escala de tiempo para el desarrollo.
2.3.1 Ciencia de plasma.
Una variedad de conceptos de confinamiento magnético he inercial están descritos en el
capitulo 4. Cada uno tiene su único asunto científico relacionado al plasma, y ningún concepto
tiene aun actualmente demostrado el desempeño de plasma necesario para el uso como una
fuente de neutrones para un híbrido. Sin embargo, en fusión magnética el tokamak bien cerca.
Una gran base de datos experimentales sugiere que el desempeño del plasma requerido podría
ser registrado en una forma oportuna. Además, el desempeño esperado del ITER podría
actualmente exceder muchos (pero no todos) de los requisitos para un híbrido tokamak. Otro
concepto de fusión magnética no-tokamak podría requerir para el mínimo una mejorinstalación
intermedia-a-grande para demostrar el desempeño de plasmas, más un prototipo nivel ITER
antes podrían registrar credibilidad como fuentes de neutrones a escala comercial. Los asuntos
específicos para tokamaks involucran operación en estado estable y control de inestabilidades
macroscópicas.
Ningún concepto tokamak también requiere mejoras adicionales en el transporte de partículas y
energía, así como en métodos eficientes para calentar el plasma. Para la energía por fusión
inercial la situación es simple. Los resultados de la instalación nacional de ignición (NIF) deben
proveer la información necesaria referente al desempeño de la ciencia de plasmas, incluyendo
quemado e ignición para ganancias moderadas. Esto podría aplicarse a cualquier tipo de
operador pero los problemas asociados con la cámara de reacción, costo de producción de
pastillas y una razón incrementada pulsada de 10 por segundo comparada al presente 1 a 3 por
día es muy desafiante
2.3.2 Ingeniería de plasma y tecnología nuclear de fusión.
Los experimentos existentes de fusión deben tener poca necesidad para incorporar tecnologías
de fusión nuclear dentro de una construcción de instalación y operación. Ambos programas de
fusión magnética e inercial tienen pacto con relativamente pequeñas cantidades de tritio y
activación estructural, en niveles muy abajo que los que podrían ser esperados en un híbrido.
Son igualmente importantes los experimentos de fusión magnética a la hora en que tenga que
ser operado en un modo pulsado y por lo tanto no tenga demostrado el estado estable o estado
casi estable en la operación o confiabilidad que será requerido para un hibrido. El alto
desempeñoinercial de los experimentos de confinamiento no está operado en la modalidad de
alta razón requerida para las aplicaciones de energía.
Para la fusión magnética, algunos problemas R&D (Tales como superconductividad magnética,
interacciones de muro de plasma, y manejo remoto) serán operados al mínimo parcialmente en
el ITER y esos resultados pueden ser directamente aplicados a los híbridos base-tokamak y
además algunas alternativas no-tokamak.Otros problemas R&D (Tales como cría de tritio y
calificación de materiales) no serán completamente operados hasta un prototipo hibrido que sea
construido. En el caso de confinamiento inercial, operadores pulsados repetitivamente,
producción de blancos másicos, evacuación del espacio entre pulsos, rastreo y reparto, son
todos mejores asuntos de ingeniería. Ambos conceptos de confinamiento inercial y magnético
deben dirigir las situaciones de confiabilidad, disponibilidad y mantenimiento requerido para la
aplicación comercial.
2.3.3 Ciclo del combustible.
La elección del ciclo del combustible es un asunto particularmente importante. Muchas opciones
están disponibles para ambas aplicaciones de manejo de residuos y combustibles de cría. Para
ayudar a guiar en la elección del ciclo de combustible la iniciativa de la generación IV esta

5. definida, con un amplio consenso internacional, un conjunto de metas generales para sistemas
futuros en cuatro áreas: sustentabilidad y minimización de residuos, economía resaltada,
seguridad y confiabilidad, y resistencia a la proliferación y protección física. Estas metas son muy
difíciles de satisfacer simultáneamente.A continuación están listados algunos de los más
importantes asuntos asociados con las mejores opciones del ciclo de combustible.
El corriente ciclo de combustible en una dirección usado en los LWR requiere solución de
problemas de donde localizar depósitos geológicos. Si los sitios aceptables son localizados, uno
podría entonces ser capaz de localizar la naturaleza actualmente abierta-finalizada del depósito
de residuos sobre el sitio. Todavía debido al ciclo en una dirección se utiliza solo cerca de 1% de
la energía potencial del uranio minado, eventualmente (en alrededor de 50 a 100 años) lleva a
los problemas de sustentabilidad con respecto al suministro de combustible. Una segunda
estrategia que minimiza la capacidad de depósitos geológicos involucra la separación y
subsecuente irradiación de los actínidos y los subproductos de fisión de larga vida. Esta
estrategia es a menudo llamada “transmutación y división”, P&T. La meta específica es reducir la
carga en los depósitos geológicos. Cuando los nuclídos principalmente responsables de la radio
toxicidad de larga vida (plutonio, actínidos menores, y unos pocos subproductos de fisión) son
los primeros removidos del combustible irradiado (Dividido) y entonces transmutado los residuos
sobrantes tienen medias vidas cortas y entonces pierden mas de su radio toxicidad de largo
termino además, en principio la estrategia P&T permite una reducción de las masas de radio
nuclidos para ser almacenados y de sus calores residuales asociados; esta reducción a su vez
disminuye el volumen y el costo de los depósitos la estrategia P&T involucra severos retos.
Primero, la división requiere reprocesamiento, el cual es complicado, costoso y aumenta los
riesgos de proliferación. También, mientras la técnica de reprocesamiento PUREX esta
disponible hoy en día mas R&D serán necesarios para además desarrollar técnicas de
reprocesamiento avanzadas que podrían no producir plutonio puro, un paso deseable hacia la
reducción del riesgo de proliferación. Segundo, para evitar los problemas de suministro de
combustible en el futuro, el plutonio podría tener que ser por lo tanto separado de los residuos
dentro de una forma aceptable de proliferación que podría ser convertida dentro de combustible
fisil usual. Tercero, como previamente se dijo, el P&T puede reducir pero no completamente
eliminar la necesidad de un deposito geológico.
La tercera estrategia siendo considerada es el ciclo de combustible de quemado profundo en
general, el ciclo de quemado profundo permite al combustible permanecer en el reactor por
mucho mayor tiempo que en los corrientes LWRs. En el caso de un híbrido fusión-fisión una
fuente independiente de neutrones mantiene la reactividad del combustible así como el nuevo
plutonio es producido y entonces quemado sin siempre dejar la coraza. El resultado es una
cantidad de residuos actínidos comparables a los de LWRs estándar pero producidos sobre un
largo tiempo (los residuos actínidos por año son substancialmente reducidos),por lo tanto la
disminución de la carga en depósitos geológicos. Los ciclos de quemado profundo pueden ser
repetidos por reprocesamiento periódico en tiempos apropiados el limite extremo del quemado
profundo, el cual depende críticamente de tener una fuente independiente de neutrones, es el
ciclo de quemado profundo en una dirección. Aquí, la coraza de reactividad puede ser mantenida
a un suficiente nivel así que el combustible no tiene que ser removido del reactor por largos
periodos de tiempo, implicando que ningún reprocesamiento sea requerido. También, una fuente
independiente de neutrones permite la posibilidad de quemar una gran variedad de
combustibles, incluso uranio natural. En este caso ningún enriquecimiento es necesario los ciclos
de quemado profundo en una dirección producen grandes cantidades de energía y minimizan
sus propios residuos, aunque es ineficiente para quemado de residuos desde otros sistemas.
El principal reto para el concepto es el económico. Cada reactor híbrido de quemado profundo
podría requerir una coraza mas una fuente de neutrones de fusión con esencialmente todas las
físicas y tecnologías requeridas para un sistema de fusión puro (El cual es probable de que sea
mayor) mas la coraza de fisión en contra de un LWR mas el costo de las estrategias del manejo
de residuos alternativos. Un segundo reto principal es el desarrollo de una forma de combustible
que pueda mantener la integridad para el tiempo prolongado que podría permanecer en la

6. coraza. Los sistemas propuestos también requieren el desarrollo de líquido relacionado con el
litio refrigerado por sal para esta coraza.
Otra aproximación es para hacer uso de la matriz inerte de combustible. Idealmente una matriz
injerte de combustible consiste de un material inerte dentro del cual hay residuos actínidos
nucleares incrustados. Como el bombardeo de neutrones los actínidos últimamente causaran las
reacciones de transmutación deseadas si la suficiente irradiación puede ser llevada a cabo, por
lo tanto desechando los residuos. El propósito del uso de un material inerte, como el opuesto al
U238 en instancia, es como sigue. Como el término implica ningún nuevo actínido es producido
cuando los neutrones chocan en un material inerte. Claramente, tales materiales podrían jugar
un papal importante en el manejo de residuos, pero ellos podrían no completamente eliminar la
necesidad de un depósito. Es un relativamente gran esfuerzo internacional para estudiar la
matriz apropiada de materiales para usar en reactores de fisión e híbridos operadoresaceleradores. Pero el descubrimiento de un material que satisfaga la combinación de
restricciones nucleares químicas y mecánicas inherentes en un híbrido, así como en otros
sistemas, permanece una cuestión abierta requiriendo un programa substancial R&D.
2.3.4 Economía.
Sin un prototipo de trabajo, los proyectos económicos para un hibrido son especulativos para
mejorar. Incluso, es generalmente agregado que una coraza hibrida podría ser mas
tecnológicamente compleja que incluso un reactor de fusión puro o un LWR. Además, debido a
su baja densidad de potencia un reactor de fusión puro de dada potencia de salida podría al
menos ciertamente ser más costoso que un LWR equivalente.
¿Como entonces podría el hibrido competir económicamente? La defensa sugiere que el
atractivo del híbrido miente en su potencial para proveer manejo de residuos y suministro de
combustible en una forma mejorada (un hibrido puede soportar el manejo de residuos y los
requerimientos de combustible para múltiples LWRs.
2.3.5 Seguridad.
La seguridad es un mejor factor para la aceptación pública. Un reactor de fusión esta
generalmente considerado “seguro” y un reactor de fisión subcritico es discutiblemente “mas
seguro” que la contraparte critica.
2.3.6 Escala de tiempo.
La escala de tiempo para el desarrollo de los híbridos fusión-fisión es un asunto importante.
2.3.7 Proliferación.
Los híbridos producen significantes cantidades de materiales fisiles generalmente no retenidas
en barras de combustible individualmente contabilizables, los cuales incrementan la
preocupación significativa de la proliferación.
2.3.8 Resumen.
Claramente hay muchos asuntos físicos y tecnológicos que deben ser resueltos antes de que el
hibrido llegue a la realidad.
2.4 ¿Cuál es la principal competición encarando el hibrido fusión-fisión?
La discusión hasta ahora ha sido enfocada en los híbridos fusión-fisión (¿Qué pueden entonces
hacer y que son los retos científicos y tecnológicos que cada concepto debe vencer para
asegurar el éxito?) hay varias aplicaciones importantes y muchos conceptos a escoger.

7. 2.4.1 Producción de combustible.
La competición para los híbridos para la producción de combustible son los rápidos de cría,
híbridos operadores-aceleradores, y la extracción de uranio del mar
2.4.2 Manejo de residuos.
Un conjunto similar de opciones existe para el manejo de residuos. Las principales opciones son
los reactores rápidos (Quemadores y de cría), híbridos operadores-aceleradores, y varios tipos
de depósitos.
CAPITULO 3.CICLOS DE COMBUSTIBLE FUSIÓN-FISIÓN.
3.1 Ciclos de combustible de fisión
La exitosa implementación de ciclos de combustible de fisión avanzado podría ayudar a dirigir
las situaciones para mejorar el manejo de residuos y uso de recursos.
3.1.1 Manejo de residuos
El ciclo de combustible convencional empleado en E.U. prevé la eliminación de desechos de
combustible gastado directo de los LWR’s. En las opciones de ciclo de combustible cerrado, los
transuránicos están separados del combustible gastado y reciclados para transmutación dentro
de productos de fisión con más características de residuos sensibles; este “quemado de
actínidos” puede facilitar la mejora y disposición del manejo de residuos.
Cualquier sistema de destrucción basado en fisión quema transuránicos al la misma velocidad,
alrededor de 1 MWdía-por gramo fisionado.Los sistemas de reactores propuestos tienen una
amplia variedad de características de transmutación y múltiples niveles de estrategias de ciclo de
combustible, donde los transuránicos son parcialmente consumidos en sistemas comerciales con
el material restante insertado en un quemador de espectro rápido dedicado. Este enfoque se
intenta para proveer una ruta de transmutación para los residuos de material particularmente
anticipado en los procesos cuando el contenido físil sigue siendo alto. Sin embargo, si la
radiación inicial es conducida en un sistema en un sistema de espectro térmico, los materiales
físiles serán preferentemente consumidos. Además, importantes cantidades de actínidos
altamente radiactivos (americio y curio) podrían ser generados, particularmente con quemado
profundo.
El difícil espectro de energía neutrónica de los sistemas de reactor rápido lleva a varios efectos
favorables para el manejo de transuránicos; primero, los actínidos preferentemente
experimentan fisión en lugar de conversión a actínidos aún mayores, debido que la razón
captura a fisión es mucho mayor (fig. 1). Este efecto implica que los sistemas rápidos son más
eficientes en la destrucción de actínidos porque pocos neutrones se pierden en las reacciones
de captura antes de la eventual fisión; además la generación de mayores actínidos es suprimida
(lo cual puede ser problemático para la fabricación de combustible reciclado y su manejo).
3.1.2 Extensión de recursos
Se cree que al final del siglo, todas las plantas contaminantes convencionales de potencia serán
reemplazadas por nucleares, que representaría una generación anual de energía de 10 TWe
mundial o más. Aproximadamente 1 % del valor energético del uranio es convertido a potencia;
una gran cantidad de uranio se localiza en el combustible gastado sobrante en los reactores.
La propuesta de fisión tradicional para esta misión fue explotar el balance neutrónico en un
espectro rápido, lo cual permite una producción de material físil; las configuraciones de reactor
rápido de cría fueron previstas para una rápida expansión de la economía de la energía nuclear
donde el material físil fue caro y escaso. En general, este enfoque requiere la carga de exceso
de uranio (típicamente en cubiertas de uranio agotado) para capturar el exceso de neutrones.

8. Una alternativa para el ciclo de combustible cerrado U-Pu es utilizar Th como material fértil. El
ciclo de Th requiere un material físil inicial ya que ninguno está presente en el Th natural.
Posteriormente, el U233 es generado por captura neutrónica en el Th; este proceso permite un
ciclo de combustible cerrado que genera potencia de la fuente de Th, el cual es más común que
las fuentes de U mundiales. Hay que tener en cuenta que hay enormes cantidades de U
disponible si el combustible es eficientemente quemado en un ciclo cerrado.
3.1.3 R&D internacionales recientes
3.1.4 Situaciones de proliferación para sistemas de fisión
3.2 Ciclos de combustibles de fusión
3.2.1 Metas y objetivos
3.2.2 D&D internacional reciente
3.2.3 Situaciones de proliferación para sistemas de fusión pura
3.3 Ciclos de combustible del híbrido propuesto
Aquí el papel del ciclo de combustible de diferentes conceptos híbridos será descrito.
3.3.1 Situaciones de proliferación para híbridos fusión-fisión
CAPITULO 4.OPERADORES DEL HÍBRIDO FUSIÓN-FISIÓN.
4.1 Introducción
Muchas propuestas existen para operadores de fusión para FFH o posibles sistemas de fusión;
hay una variedad de sugerencias para posibles operadores. Los operadores se dividen
naturalmente dentro de 3 tipos, correspondiendo al mecanismo de confinamiento de plasma:
confinamiento magnético, confinamiento inercial y confinamiento electrostático.
4.1.1 Confinamiento magnético
Se basa en el confinamiento de plasma en un dominio toroidal topológicamente. Varias
variaciones de confinamiento toroidal son consideradas, incluyendo el tokamak (la configuración
magnética mejor estudiada hasta la fecha), sus variaciones y el stellarator. Cuando el plasma
casi en estado estable es confinado en un “tubo” con terminales abiertas el sistema es
identificado como una máquina espejo.
Sistemas toroidales
El grupo técnico de Georgia presume el éxito de la misión ITER y muestra como un tokamak
basado en la física y tecnología del ITER puede ser configurado con un quemador rápido de una
cubierta de reactor de fisión basado en el importante reactor rápido enfriado con sodio y
asociado a las tecnologías de procesamiento para producir energía y destruir los actínidos en
combustible nuclear gastado de LWR.
Zakharov y su co-autor de ASIPP Hefei en la provincia Anhui, China, proponen un proyecto
conjunto China-EU de una instalación de investigación (fusión-fisión fusionfissionresearchfacility,FFRF) de 50 a 100 MW para el desarrollo y evaluación de tecnologías
híbridas para el uso de neutrones rápidos de un tokamak deplasma….
Sistemas de espejos
La investigación experimental en máquinas de espejos axisimétricos ha sido perseguida en
Rusia y Japón. Una fuente de neutrones para prueba de materiales y subcomponentes con un
flujo neutrónico de 0.3 MW/m puede, de acuerdo a los defensores, ser construido sin alguna
extrapolación de los ya obtenidos parámetros de plasma. Un reactor híbrido atractivo podría
requerir un incremento de la temperatura de electrones por arriba del presente valor de alrededor
de 250 eV y se cree que con el diseño propio la temperatura de electrones requerida podría ser
alcanzada. No hay limitación intrínseca en el tamaño de pulso. El desarrollo de largo pulso o

9. haces neutrales en estado estable, o alguna otra fuente de calor es crítica para los desarrollos
futuros de este y otros conceptos magnéticos de la energía de fusión magnética (magnetic fusión
energy, MFE). Un programa activo podría producir una planta piloto en una línea de tiempo
comparable con tokamaks, dependiendo del éxito y posible complejidad de los pasos
intermedios necesarios.
Un sistema pulsado
La propuesta del Reino Unido se basa en los éxitos recientes en la configuración de
programa de campo invertido (field-reversedconfiguration, FRC). 2 plasmoides son producidos
en cámaras separadas y son aceleradas para chocar entre sí y combinarse. El plasmoide
unificado está unificado con una temperatura incrementada, la energía cinética del movimiento
debe ser transformada a energía térmica. Si es necesario, el plasmoide final puede también ser
calentado a altas temperaturas por compresión adicional. El sistema propuesto tiene un número
importante de ventajas muchas derivadas de la separación de la cámara de reacción de la región
de producción de plasma y el relativamente simple sistema geométrico. Mientras el presente
sistema experimental está lejos de que se necesite para cualquier aplicación de fusión, el Reino
Unido argumenta que la ruta del desarrollo en la cual las ideas fundamentales están siendo
probadas involucra una secuencia de instalaciones con un orden de costo de baja magnitud que
otro sistema propuesto en las correspondientes fases. La línea de tiempo del desarrollo no es
clara en este punto.
4.1.2 Confinamiento inercial
Los sistemas de confinamiento inercial propuestos difieren en 2 características: el
controlador de la implosión y la posibilidad de transmisión directa o indirecta de la implosión.
4.1.3 Confinamiento electrostático inercial (IEC)
4.2 Una fuente de neutrones híbrida tokamak basada en la física y tecnología del ITER
4.2.1 El concepto de diseño SABR
4.2.2 Ciclo de combustible-determinación de la potencia de fuente de neutrones requerida
4.2.3 Parámetros físicos de la fuente de neutrones
4.2.4 Tecnología de la fuente de neutrones
4.2.5 Blindaje y tiempo de vida de la planta
4.2.6 Análisis de seguridad dinámica
4.2.7 Comparación con la potencia eléctrica de fusión pura
4.2.8 Requerimientos R&D
4.3 Instalación de investigación fusión-fisión (FFRF) como un paso de práctica hacia el
FFH
4.3.1 Misión y parámetros de diseño de referencia
4.3.2 Misión de la fusión-fisión
4.3.3 Programa para el FFRF
4.3.4 Cooperación China-EU
4.4 Operador de fusión para un híbrido fusión-fisión
4.5 La necesidad de campo invertido como una fuente de neutrones para aplicaciones del
híbrido fusión-fisión
4.5.1 Ejemplo de operador de haz neutral RFP de fuente de neutrones
4.5.2 Estatus de situación científica para el RFP
4.5.3 Objetivos y pasos siguientes
4.6 El stellarator
4.7 Espejos axisimétricos como una fuente de neutrones, un híbrido y un reactor de
fusión pura

10. 4.7.1 Introducción
4.7.2 Progreso experimental
4.7.3 Fuente de neutrones de 14 MeV
4.7.4 Quemador de actínidos
4.7.5 Cubierta para el quemador de actínidos
4.7.6 Espejos axisimétricos como un dispositivo de fusión pura
4.7.7 Ruta del desarrollo para la fuente de neutrones, híbrido y dispositivos de fusión pura
4.8 El FRC de alta densidad pulsado como una fuente de neutrones para aplicaciones del
híbrido fusión-fisión
4.9 Aplicaciones potenciales de una instalación de prueba de fusión base-laser para
fusión-fisión
4.10 El concepto híbrido tipo Z para quemar actínidos menores
4.1.1 La operación de híbridos fusión-fisión por fusión inercial de iones pesados
4.12 LIFE: sistemas de energía de fusión inercial laser para energía de fusión pura y
fusión asistida sustentable, en una dirección, producción de energía de ciclo de
combustible nuclear cerrado y manejo de residuos.
4.13 Operación del reactor de fisión de investigación subcrítico usando una fuente de
neutrones de confinamiento electrostático inercialcilíndrica.
4.13.1 Introducción
4.13.2 Trabajo anterior sobre la fuente de neutrones IEC
4.13.3 IEC de Ión introducido
4.13.4 IEC’s cilíndricos
4.13.5 Uso inicial propuesto en reactores de investigación de baja potencia
4.13.6 Configuración IEC para el diseño de reactor subcrítico
4.13.7 Conclusiones
SECCION 5.CUBIERTA Y TECNOLOGÍA NUCLEAR.
5.1 Observaciones de alto nivel y requisitos
5.1.1 Requisitos de cubierta híbrida
5.1.2 Beneficios potenciales de los híbridos desde la perspectiva de cubierta
5.1.3 En cuanto a las preocupaciones de los sistemas de cubierta de híbridos
5.2 Descripción del concepto hibrido representativo
5.2.1 La cubierta fusión-fisión en fusión inercial
5.2.2 Cubierta fusión/fisión combinada dentro de una vasija magnética de fusión
5.2.3 Cubierta de cría de tritio de fusión separada y cubierta externa de fisión
5.2.4 Combustibles disueltos y fábricas de combustible de fisión suprimida
5.3 Resumen
5.3.1 Recomendaciones del panel de cubierta del híbrido
5.3.2 Necesidades de investigación conocidas por el panel de cubierta del híbrido
CAPITULO 6.ENFOQUES ALTERNATIVOS.
6.1 Situación de EU
6.2 La situación global
6.3 Discusión
6.3.1 Uso de recursos naturales
6.3.2 Manejo de residuos
6.3.3 Resistencia de proliferación y protección física
CAPITULO 7.PROGRAMAS DE HÍBRIDOS INTERNACIONALES.
7.1 Introducción
7.2 Investigación organizacional, consorcio internacional
7.3 Actividades de la IAEA y un posible rol en los híbridos fusión-fisión
7.4 El programa híbrido ruso
7.4.1 GDT1
7.4.2 Tokamak esférico2
7.4.3 Tokamak compacto como una fuente de neutrones

11. 7.4.4 Plan de trabajo para la creación de un FNS compacto como una base para los
reactores híbridos
7.4.5 Investigación técnica, Rusia
7.5 El programa híbrido fusión-fisión chino
7.5.1 Características de los híbridos fusión-fisión
7.5.2 Historia de los esfuerzos chinos en el desarrollo del híbrido fusión-fisión
7.5.3 Instalaciones experimentales chinas
7.5.4 Prospectivas futuras de los híbridos fusión-fisión en China
7.5.5 Resultados técnicos, China
7.6 La contribución de Korea del sur1
7.6.1 Desarrollo de fusión en Korea del sur
7.6.2 El programa híbrido de Korea del sur
7.6.3 Recomendaciones técnicas, Korea del sur
7.7 Recomendaciones técnicas, Italia
CAPITULO 8.REPORTES DE PANEL ESCÉPTICOS.
8.1 Introducción
8.2 Papel de los híbridos fusión-fisión
8.3 Crítica de las ventajas del híbrido propuesto sobre la fisión pura
8.4 Energía de fusión: un gran cambio científico y tecnológico
8.5 Resultados
8.6 Observaciones
CAPITULO 9.INVESTIGACIONES DE ALTO NIVEL Y RECOMENDACIONES DE
INVESTIGACIÓN.
9.1 Investigaciones de alto nivel
9.2 Recomendaciones de investigación de alto nivel
CAPITULO 10.RESULTADOS TÉCNICOS Y NECESIDADES DE INVESTIGACIÓN.
10.1 Resultados técnicos
10.1.1 Resultados de los ciclos de combustible fusión-fisión para el subcomité de
eliminación de residuos
(Capítulo 3)
10.1.2 Resultados del subcomité de reactores híbridos propuesto (capítulo 4)
10.1.3 Resultados del subcomité de cubierta del híbrido
10.1.4 Resultados del subcomité del enfoque alternativa
10.1.5 Resultados del programa del subcomité hibrido internacional (capítulo 7)
10.1.6 Resultados del subcomité del panel escéptico (capítulo 8)
10.2 Necesidades de investigación técnica
10.2.1 Necesidades generales de investigación
10.2.2 Necesidades del ciclo de combustible
10.2.3 Necesidades de la cubierta híbrida
10.2.4 Necesidades del concepto híbrido fusión-fisión
Apéndice C: Estudios previos de sustentabilidad del ciclo de combustible nuclear