Asumiré que estás preguntando sobre la energía térmica. Probablemente hay muchas maneras, pero voy a cepillar dos y dar un poco de profundidad en un tercero.
El primero es el generador termoeléctrico de radioisótopos. Un par de termopares están unidos al material radiactivo (que genera calor a medida que se descompone) y algo de disipador de calor. La diferencia de temperatura crea una caída de voltaje en los dos TC y puede usarse para crear una pequeña cantidad de energía. Ideal para dispositivos de viaje espacial (Pu-238 parece ser el material elegido para este propósito) que necesitan una pequeña cantidad de energía durante mucho tiempo.
Lo siguiente es la fusión. Si observa la masa total de un núcleo de deuterio (hidrógeno con una elección) más un núcleo de tritio (hidrógeno con dos neutrones), notará que es más que la masa de un núcleo de helio y un neutrón. Esa diferencia en la masa se debe a una diferencia en las energías de unión, y eso resulta ser una gran cantidad de energía. Si puede calentar las D y las T lo suficiente y juntas, se producirá fusión, creando helio, liberando (realmente) neutrones de alta energía, algunos gammas y algunos neutrinos. Hay algunos problemas de materiales realmente difíciles que deben resolverse en esta área, por lo que obtener energía útil de eso es otra historia (¡una que aún no se ha completado!). Solo señalaré aquí que hay muchas otras reacciones de fusión además de D + T, pero se entiende la idea.
El importante, al menos por ahora, es la fisión. Es más o menos lo contrario de fusión; la suma del todo (p. ej., U-235) es más que la suma de las partes (es decir, productos de fisión), y esa diferencia produce una gran cantidad de energía. Hay tres fuentes principales de fisión en los reactores nucleares modernos: U-235, Pu-239 y U-233. Cada uno de estos tiene su propia larga lista de pros y contras; Solo tocaremos ligeramente cada uno.
- U-235 : Esta es la opción tradicional de combustible. Es barato y con algunos diseños ni siquiera necesita molestarse en enriquecerlo. Audazmente me aventuraré a decir que cada reactor en funcionamiento en los EE. UU. Funciona principalmente con U-235 (incluido el combustible de óxido mixto, si alguien lo está usando actualmente). Los diseños típicos de reactores que usan U-235 como combustible son los reactores de agua en ebullición (BWR), los reactores de agua a presión (PWR), los reactores de gas de alta temperatura (HTGR), CANDU, y muchos más para seguir agregando a esta lista. Voy a llamar a estos “reactores térmicos” porque el U-235 se fisiona cuando es golpeado con neutrones lentos de baja energía (o “térmicos”).
- Pu-239 : Pu-239 es un producto de activación que dice así: U-238 (que es la mayor parte del combustible en los reactores térmicos; los enriquecimientos típicos están en el rango de 1 a 5%) absorbe un neutrón y se convierte en U- 239. Eso rápidamente beta decae a Np-239, que luego rápidamente beta decae a Pu-239. Pu-239 tiene una vida media larga, por lo que se acumulará con el tiempo. Por lo tanto, cada reactor térmico también contará con fisión de Pu-239. Pero lo importante aquí es la sección transversal de absorción dependiente de energía del U-238. Absorbe neutrones rápidos .
Los neutrones rápidos siempre están presentes en un reactor térmico, pero el moderador los ralentiza. Eso va a ser agua en un BWR o PWR, o grafito en un HTGR, o agua pesada (D2O) en un CANDU, etc. Por lo tanto, todavía pueden activar U-238, pero la población de neutrones rápidos es lo suficientemente baja como para que el dominan las fisiones térmicas.
Pero, ¿y si sacamos al moderador?
Ahora tiene una población realmente alta de neutrones rápidos, y todo ese U-238 que estaba sentado allí sin hacer nada, ahora puede convertirse en Pu-239. Esto se llama un “reproductor rápido” porque utiliza neutrones rápidos para producir más material fisionable (es decir, “engendra” plutonio). Necesitará un refrigerante transparente para los neutrones para esto: el sodio es una buena elección.
Estados Unidos realmente construyó algunos de estos. Aquí hay un enlace al que tenía combustible derretido en Fermi.
- U-233 : Este es un producto de activación de Thorium-232. Dice así:
Th-232 + n → Th-233. Ju-233 → Pa-233 + e. Pa-233 → U-233 + e.
Fort St. Vrain era un HTGR funcional (ish) en Colorado a lo largo de los años 80, y algunas de sus partículas de combustible tenían granos de torio. El diseño del reactor de sal fundida tiene torio en su mezcla de sal y combustible.
El torio no está exento de dificultades. La sal fundida en el MSR, por ejemplo, contiene litio. El litio-6 produce tritio cuando se activa, pero el Li-7 es en gran medida transparente a los neutrones. Si el Li en la sal no es MUY puro Li-7, puede obtener burbujas de hidrógeno en la sal y eso sería algo muy malo. También puede haber algunos problemas de proliferación con los métodos utilizados para enriquecer el Li, ya que el litio puede usarse para fabricar tritio específicamente para armas termonucleares. Hay otros problemas de materiales asociados con este diseño, pero este se destaca por alguna razón.
El torio también requerirá un grano fisible para comenzar el proceso de reproducción, y algunos diseños incluso requieren uranio altamente enriquecido. Puede leer sobre Shippingport aquí, que utilizó Thorium (con una semilla HEU) en su tercer núcleo.
Ciertamente, también existen algunos obstáculos económicos, pero eso parece estar fuera del alcance de esta pregunta.
¡Espero que esto ayude!