Combustible nuclear

El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro . Se puede obtener calentando nitrato de uranilo para formar UO₂.₂ .

UO₂ (NO₃ ₎ ₂ _· 6 H₂O _→ UO₃ ₊ 2 NO₂ ₊ ½ O₂ ₊ 6 H₂O _{( g} )

Luego se convierte calentándolo con hidrógeno para formar UO₂ _. Se puede obtener a partir de hexafluoruro de uranio enriquecido reaccionando con amoníaco para formar un sólido llamado diuranato de amonio _, ( NH₄ ₎ ₂U₂O₇ _{. Este} luego se calienta ( calcina ) para formar UO₂ .₃ y U₃O₈_queluego se convierte calentándolo con hidrógeno o amoníaco para formar UO₂ ^{. [7]} _ElUO₂ ^{se mezcla} _conun_aglutinante,las pastillas se cuecen a una temperatura mucho más alta (en hidrógeno o argón) parasinterizarel sólido. El objetivo es formar un sólido denso con pocos poros.

La conductividad térmica del dióxido de uranio es muy baja en comparación con la del circonio metálico, y disminuye a medida que aumenta la temperatura. La corrosión del dióxido de uranio en agua se rige por procesos electroquímicos similares a la corrosión galvánica de una superficie metálica.

Durante la exposición al flujo de neutrones en el entorno del núcleo, un pequeño porcentaje del ^238U del combustible absorbe el exceso de neutrones y se transmuta en ^{239U. El 239U se desintegra rápidamente en 239Np ,} que a ^su vez se desintegra rápidamente en ^239Pu . Este pequeño porcentaje de ^239Pu tiene una sección transversal de neutrones mayor que la del 235U ^. A medida que se acumula el ^239Pu , la reacción en cadena cambia de ^235U puro al inicio del uso del combustible a una proporción de aproximadamente 70% de 235U ^y 30% de 239Pu ^al final del período de exposición al combustible de 18 a 24 meses . ^{[ 8 ]}

El combustible de óxido mixto , o MOX , es una mezcla de plutonio y uranio natural o empobrecido que se comporta de forma similar (aunque no idéntica) al uranio enriquecido para el que se diseñaron la mayoría de los reactores nucleares. El combustible MOX es una alternativa al uranio de bajo enriquecimiento (LEU) utilizado en los reactores de agua ligera , que predominan en la generación de energía nuclear .

Se ha expresado cierta preocupación de que los núcleos MOX usados ​​presenten nuevos desafíos para su eliminación, aunque el MOX es un método para eliminar el plutonio excedente mediante transmutación . El reprocesamiento de combustible nuclear comercial para producir MOX se realizaba en la planta MOX de Sellafield (Inglaterra). Desde 2015, el combustible MOX se fabrica en Francia en el emplazamiento nuclear de Marcoule y, en menor medida, en Rusia en el complejo minero y químico , India y Japón. China planea desarrollar reactores reproductores rápidos y procesos de reprocesamiento.

La Alianza Global de Energía Nuclear fue una propuesta estadounidense durante la administración de George W. Bush para formar una alianza internacional que reprocesara el combustible nuclear gastado de manera que el plutonio que contiene se pudiera utilizar como combustible nuclear, pero no para armas nucleares. El reprocesamiento del combustible nuclear gastado de reactores comerciales no se ha permitido en Estados Unidos debido a consideraciones de no proliferación . Todas las demás naciones que reprocesan combustibles nucleares , excepto Japón, poseen armas nucleares desde hace tiempo, provenientes de combustibles de reactores de investigación con fines militares . Normalmente, con el combustible renovándose cada tres años aproximadamente, alrededor de la mitad del ^239Pu se "quema" en el reactor, proporcionando aproximadamente un tercio de la energía total. Se comporta como el ^235U y su fisión libera una cantidad de energía similar. Cuanto mayor sea el grado de quemado , mayor será la cantidad de plutonio presente en el combustible gastado, pero menor será la cantidad de plutonio fisionable disponible. Normalmente, alrededor del uno por ciento del combustible usado que se descarga de un reactor es plutonio, y aproximadamente dos tercios de este es fisionable (aproximadamente un 50 % de 239Pu ^y un 15 % de ^241Pu ).

El combustible TRIGA se utiliza en los reactores TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics ). El reactor TRIGA utiliza combustible UZrH, que tiene un coeficiente de reactividad de temperatura del combustible negativo inmediato , lo que significa que a medida que aumenta la temperatura del núcleo, la reactividad disminuye. ^{[ 14 ]} La mayoría de los núcleos que utilizan este combustible son núcleos de "alta fuga" donde el exceso de neutrones fugados se puede utilizar para la investigación. Es decir, se pueden utilizar como fuente de neutrones . El combustible TRIGA fue diseñado originalmente para utilizar uranio altamente enriquecido, sin embargo, en 1978 el Departamento de Energía de EE. UU. lanzó su programa de Enriquecimiento Reducido para Reactores de Prueba de Investigación, que promovió la conversión de reactores a combustible de uranio de bajo enriquecimiento. ^{[ 15 ]} Hay 35 reactores TRIGA en EE. UU. y otros 35 en otros países.

El nitruro de uranio suele ser el combustible preferido para los diseños de reactores que produce la NASA . Una ventaja es que el nitruro de uranio tiene una conductividad térmica superior a la del UO₂ _{. El nitruro} de uranio tiene un punto de fusión muy alto. Este combustible tiene la desventaja de que, a menos que ^{se utilice ¹⁵N} (en lugar del más común ¹⁴N ), se generaría una gran cantidad de ^¹⁴C a partir del nitrógeno mediante la reacción (n,p) .

Dado el elevado coste del nitrógeno necesario para este combustible, es probable que se requiera un procesamiento pirometalúrgico para recuperar el ^15N . Si el combustible se procesara y disolviera en ácido nítrico , el nitrógeno enriquecido con ^15N se diluiría con el ^{14N común.} La volatilización del fluoruro es un método de reprocesamiento que no depende del ácido nítrico, pero solo se ha demostrado en instalaciones de escala relativamente pequeña, mientras que el proceso PUREX, ya consolidado, se utiliza comercialmente para aproximadamente un tercio del combustible nuclear gastado (el resto se somete en gran medida a un ciclo de combustible de un solo uso).

Todos los compuestos de fluoruro de nitrógeno son volátiles o gaseosos a temperatura ambiente y podrían destilarse fraccionadamente de los demás productos gaseosos (incluido el hexafluoruro de uranio recuperado ) para recuperar el nitrógeno utilizado inicialmente. Si el combustible pudiera procesarse de tal manera que se garantizara una baja contaminación con carbono no radiactivo (que no es un producto de fisión común y está ausente en los reactores nucleares que no lo utilizan como moderador ), entonces la volatilidad del fluoruro podría utilizarse para separar el ¹⁴C producido mediante la producción de tetrafluoruro de carbono . ¹⁴Se propone el uso de carbono en baterías nucleares de baja potencia y larga duración, denominadas baterías de diamante .

Gran parte de lo que se sabe sobre el carburo de uranio se basa en los elementos combustibles en forma de varillas para reactores rápidos de metal líquido, fruto de su intenso estudio en las décadas de 1960 y 1970. Recientemente, ha resurgido el interés por el carburo de uranio en forma de combustible en placas y, sobre todo, en micropartículas de combustible (como las partículas triestructurales-isotrópicas).

La alta conductividad térmica y el alto punto de fusión hacen del carburo de uranio un combustible atractivo. Además, debido a la ausencia de oxígeno en este combustible (durante la irradiación, puede acumularse un exceso de presión de gas por la formación de O₂ _u otros gases), así como a su capacidad para complementar un recubrimiento cerámico (una interfaz cerámica-cerámica tiene ventajas estructurales y químicas), el carburo de uranio podría ser el candidato ideal para combustible en ciertos reactores de Generación IV , como el reactor rápido refrigerado por gas . Si bien la sección transversal de neutrones del carbono es baja, durante años de quemado, el predominante ¹²El carbono sufrirá captura de neutrones para producir ^{13 estables.}C, así como ^{el 14 radiactivo}C. A diferencia del ¹⁴C producido mediante el uso de nitrato de uranio, el ¹⁴El C constituirá solo una pequeña impureza isotópica en el contenido total de carbono y, por lo tanto, hará que la totalidad del contenido de carbono no sea apta para usos no nucleares, pero el ¹⁴La concentración de carbono será demasiado baja para su uso en baterías nucleares sin enriquecimiento. El grafito nuclear descargado de reactores donde se utilizó como moderador presenta el mismo problema.

Los reactores acuosos homogéneos utilizan una solución o suspensión de sulfato de uranilo u otra sal de uranio en agua. Fueron de los primeros reactores nucleares construidos, y se construyeron varios reactores de investigación de este tipo. ^{[ 17 ]} Históricamente, todos los AHR han sido pequeños reactores de investigación, no grandes reactores de potencia.

Los combustibles de sales fundidas son mezclas eutécticas de sales de actínidos (por ejemplo, fluoruro/cloruro de torio/uranio) con otras sales, que se utilizan en estado líquido por encima de sus puntos de fusión típicos de varios cientos de grados centígrados. En algunos diseños de reactores alimentados con sales fundidas, como el reactor de fluoruro de torio líquido (LFTR), esta sal combustible también actúa como refrigerante; en otros diseños, como el reactor de sales estables , la sal combustible se encuentra en barras de combustible y el refrigerante es una sal separada no radiactiva.

Los combustibles de sales fundidas se utilizaron con éxito en el Experimento de Reactor de Aeronaves y en el Experimento de Reactor de Sales Fundidas (MSRE), y actualmente se utilizan en el reactor de investigación TMSR-LF1 . El combustible líquido para el MSRE fue tetrafluoruro de uranio disuelto en una mezcla de LiF-BeF₂ ₍ FLiBe ) . ^{[ 19 ]} Tuvo una temperatura máxima de operación de 705  °C en el experimento, pero podría haber operado a temperaturas mucho más altas, ya que el punto de ebullición de la sal fundida era superior a 1400  °C.

En la década de 1950, en el Laboratorio Nacional de Brookhaven se desarrolló un concepto de reactor alimentado con metal líquido , que utilizaba uranio disuelto en bismuto líquido . ^{[ 20 ]} El reactor de fluido dual (DFR) propuesto tiene una variante, DFR/m, que funciona con aleaciones eutécticas de metal líquido, por ejemplo, U-Cr o U-Fe. ^{[ 21 ]}

El plutonio fundido, aleado con hierro para reducir su punto de fusión y encapsulado en tantalio , se utilizó como combustible en el Experimento de Reactor de Plutonio Fundido de Los Alamos (LAMPRE) en la década de 1960. ^{[ 22 ]} El LAMPRE sufrió tres fallos de combustible durante su funcionamiento, pero estos no causaron problemas operativos. El reactor operó entre 1961 y 1963, y se esperaba que fuera reemplazado por el LAMPRE-II, de mayor tamaño. Sin embargo, el programa se canceló y el LAMPRE-II nunca se construyó. ^{[ 23 ]}

El combustible de un reactor de agua a presión (PWR) consiste en barras cilíndricas dispuestas en haces. Una cerámica de óxido de uranio se moldea en pastillas y se inserta en tubos de Zircaloy que se agrupan en haces. Los tubos de Zircaloy tienen aproximadamente 1 centímetro (0,4 pulgadas) de diámetro, y el espacio entre el combustible y el revestimiento se llena con gas helio para mejorar la conducción de calor del combustible al revestimiento. Hay entre 179 y 264 barras de combustible por haz, y entre 121 y 193 haces de combustible se cargan en el núcleo del reactor. Generalmente, los haces de combustible constan de barras de combustible agrupadas de 14×14 a 17×17. Los haces de combustible de un PWR tienen aproximadamente 4 m (13 pies) de longitud. En los haces de combustible de un PWR, las barras de control se insertan por la parte superior directamente en el haz de combustible. Los haces de combustible suelen estar enriquecidos en varios por ciento con ^235U . El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para intentar eliminar la humedad del combustible cerámico, que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno . Los tubos de Zircaloy se presurizan con helio para minimizar la interacción entre las pastillas y el revestimiento, que puede provocar fallos en las barras de combustible a largo plazo. Con el tiempo, la expansión térmica y la liberación de gases de fisión hacen que las pastillas de combustible se agrieten y se deformen adquiriendo forma de reloj de arena, lo que a su vez produce una deformación característica del revestimiento similar a la del bambú. Estas interacciones mecánicas pueden someter el revestimiento a tensiones, especialmente a medida que aumenta la presión interna de la barra y continúa la hinchazón del combustible durante la irradiación. ^{[ 25 ]}   

En los reactores de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al combustible PWR excepto que los haces están "enlatados". Cada haz de combustible está rodeado por una delgada caja de canal de zircaloy que dirige el flujo de agua dentro de cada haz. ^{[ 6 ]} Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones de densidad local afecten la neutrónica y la termohidráulica del núcleo del reactor. En los haces de combustible BWR modernos, hay 91, 92 o 96 barras de combustible por conjunto, dependiendo del fabricante. Un rango de entre 368 conjuntos para el BWR más pequeño y 800 conjuntos para el BWR más grande en los EE. UU. forman el núcleo del reactor. Cada barra de combustible BWR se llena con helio a una presión de aproximadamente 3 atmósferas estándar (300 kPa) . 

Los haces de combustible de uranio deuterio canadiense (CANDU) tienen aproximadamente 0,5 metros (20 pulgadas) de largo y 10 centímetros (4 pulgadas) de diámetro. Consisten en pastillas sinterizadas de (UO₂ ₎ en tubos de aleación de circonio, soldados a placas terminales de aleación de circonio. Cada haz pesa aproximadamente 20 kilogramos (44 libras) , y una carga típica del núcleo es del orden de 4500 a 6500 haces, dependiendo del diseño. ^{[ 3 ]} Los tipos modernos suelen tener 37 barras de combustible idénticas dispuestas radialmente alrededor del eje longitudinal del haz, pero en el pasado se han utilizado varias configuraciones y cantidades diferentes de barras. ^{[ 26 ]}   

El haz CANFLEX tiene 43 elementos combustibles, con dos tamaños de elementos. ^{[ 26 ]} También tiene aproximadamente 10  cm (4  pulgadas) de diámetro, 0,5 m (20  pulgadas) de largo y pesa alrededor de 20  kg (44  lb), y reemplaza al haz estándar de 37 pines. Cada haz CANFLEX proporciona una mayor potencia específica de salida en comparación con un haz CANDU estándar. ^{[ 3 ]}

Los diseños actuales de CANDU no necesitan uranio enriquecido para alcanzar la criticidad (debido a la menor absorción de neutrones en su moderador de agua pesada en comparación con el agua ligera). Los reactores CANDU también son capaces de utilizar directamente combustible gastado de reactores de agua ligera. ^{[ 27 ]} Sin embargo, algunos conceptos más recientes requieren un bajo enriquecimiento para ayudar a reducir el tamaño de los reactores. La central nuclear de Atucha en Argentina, un diseño similar al CANDU pero construido por la alemana KWU, fue diseñada originalmente para combustible no enriquecido, pero desde entonces se cambió a combustible ligeramente enriquecido con un ²³⁵El contenido de uranio es aproximadamente 0,1 puntos porcentuales superior al del uranio natural.

Los reactores Magnox (magnesio no oxidante) son reactores presurizados, refrigerados por dióxido de carbono y moderados por grafito , que utilizan uranio natural (es decir, no enriquecido) como combustible y aleación Magnox como revestimiento del combustible. La presión de trabajo varía de 6,9 ​​a 19,35 bares (100,1 a 280,6 psi) para los recipientes de presión de acero, y los dos diseños de hormigón armado operaban a 24,8 y 27 bares (24,5 y 26,6 atm) . La aleación Magnox se compone principalmente de magnesio con pequeñas cantidades de aluminio y otros metales , y se utiliza para revestir el combustible de uranio metálico no enriquecido con una cubierta no oxidante para contener los productos de fisión. Este material tiene la ventaja de una baja sección transversal de captura de neutrones , pero tiene dos desventajas principales:  

• Limita la temperatura máxima y, por lo tanto, la eficiencia térmica de la planta.
• Reacciona con el agua, impidiendo el almacenamiento a largo plazo del combustible gastado bajo el agua, como por ejemplo en una piscina de combustible gastado .

El combustible Magnox incorporaba aletas de refrigeración para maximizar la transferencia de calor a pesar de las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que encarecía su producción. Si bien el uso de uranio metálico en lugar de óxido simplificaba el reprocesamiento nuclear y, por lo tanto, lo abarataba, la necesidad de reprocesar el combustible poco después de su extracción del reactor implicaba un grave riesgo de productos de fisión. Para solucionar este problema, se requerían costosas instalaciones de manipulación remota .

El combustible triestructural-isotrópico (TRISO) es un tipo de combustible de micropartículas. Cada partícula consta de un núcleo de combustible UO₂ (a veces _denominado UC o UCO), recubierto con cuatro capas de tres materiales isotrópicos depositados mediante deposición química de vapor fluidizado (FCVD). Estas cuatro capas son: una capa amortiguadora porosa de carbono que absorbe los retrocesos de los productos de fisión; una capa interna densa de carbono pirolítico protector (PyC); una capa cerámica de SiC para retener los productos de fisión a altas temperaturas y conferir mayor integridad estructural a la partícula TRISO; y una capa externa densa de PyC. Las partículas TRISO se encapsulan en pastillas de grafito cilíndricas o esféricas. El diseño de las partículas de combustible TRISO evita la fisuración debido a las tensiones generadas por procesos como la expansión térmica diferencial o la presión de los gases de fisión a temperaturas de hasta 1600  °C, lo que les permite contener el combustible incluso en los peores escenarios de accidente en un reactor diseñado adecuadamente.

Las partículas de combustible TRISO se desarrollaron originalmente en el Reino Unido como parte del proyecto del reactor Dragon . ^{[ 28 ]} Al mismo tiempo, también se trabajó en combustibles de partículas recubiertas en Estados Unidos, en la Unidad 1 de Peach Bottom . ^{[ 28 ] [ 29 ]} El reactor Peach Bottom utilizó un tipo de combustible de partículas recubiertas que utilizaba únicamente las capas de carbono poroso y PyC, conocido como biestructural-isotrópico (BISO).

Históricamente, TRISO se ha utilizado en reactores de gas de alta temperatura (HTGR), tanto de bloques prismáticos como de lecho de guijarros . El primer reactor en utilizar TRISO fue el reactor Dragon, mientras que la primera central comercial fue la central nuclear de Fort Saint Vrain , un HTGR de bloques prismáticos. A partir de 2026, los compactos de combustible TRISO se utilizan en algunos reactores experimentales, como el HTR-10 en China y el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura en Japón, así como comercialmente en el HTGR de lecho de guijarros HTR-PM de 100 MW _{e .}

En Estados Unidos, se están explorando guijarros de combustible esféricos que contienen partículas TRISO con un núcleo de solución sólida de UO₂ y UC para su uso en el _diseño de reactor HTGR de lecho de guijarros Xe-100 de X-energy , mientras que Kairos Power está construyendo un reactor de sales fundidas de lecho de guijarros _e de 50 MW que utiliza combustible TRISO. ^{[ 30 ]} Dichos guijarros pueden recubrirse con silicio adicional para que sean prácticamente ignífugos. ^{[ 31 ]} También se está explorando el uso de TRISO en el concepto de reactor de muy alta temperatura (VHTR), una de las seis clases de diseños de reactores en la iniciativa Generación IV que intenta alcanzar temperaturas de salida de HTGR aún más altas.

El combustible para reactores RBMK se utilizaba en reactores de tipo RBMK diseñados y construidos en la Unión Soviética . Se trata de un combustible de óxido de uranio de bajo enriquecimiento. Los elementos combustibles de un reactor RBMK miden 3 m de longitud cada uno, y dos de ellos se colocan espalda con espalda en cada canal de combustible (tubo de presión). El uranio reprocesado procedente del combustible gastado de los reactores VVER rusos se utiliza para fabricar el combustible RBMK. Tras el accidente de Chernóbil, el enriquecimiento del combustible se modificó del 2,0 % al 2,4 % para compensar las modificaciones en las barras de control y la introducción de absorbentes adicionales.

El combustible cerámico-metálico ( cermet ) es un tipo de combustible de micropartículas que consiste en partículas de combustible cerámico (generalmente óxido de uranio) incrustadas en una matriz metálica, lo que ayuda a retener los gases de fisión y garantiza una conductividad térmica mayor que la del combustible de óxido. ^{[ 32 ]} Este combustible tiene altas características de transporte de calor y puede soportar una gran cantidad de expansión. Se hipotetiza que el combustible cermet es el combustible utilizado en los reactores navales de EE . UU. ^{[ 33 ]} El combustible cermet se investigó en la década de 1960 para su uso en la propulsión térmica nuclear . ^{[ 34 ]} Los combustibles cermet también se investigaron para su uso con el ciclo del combustible de torio . ^{[ 35 ]}

El combustible de tipo placa se compone comúnmente de uranio enriquecido intercalado entre revestimientos metálicos. Se utiliza en varios reactores de investigación donde se desea un alto flujo de neutrones, para usos tales como estudios de irradiación de materiales o producción de isótopos, sin las altas temperaturas que se observan en el combustible cerámico cilíndrico. ^{[ 36 ]} Actualmente se utiliza en el Reactor de Prueba Avanzado (ATR) en el Laboratorio Nacional de Idaho y en el reactor de investigación nuclear del Laboratorio de Radiación de la Universidad de Massachusetts Lowell . ^{[ 37 ]} El combustible de tipo placa ha caído en desuso con el paso de los años.

Los elementos combustibles metálicos suelen consistir en una barra de combustible metálica sellada en un tubo de revestimiento, con un material de unión térmica entre ellos para mejorar la transferencia de calor. La forma más común es el combustible unido con sodio, donde el espacio entre la barra de combustible y el revestimiento se llena con sodio líquido . ^{[ 4 ]} La alta conductividad térmica del sodio también significa que las ligeras variaciones en la geometría del combustible son menos significativas que con el combustible de óxido. ^{[ 13 ]} Este tipo de combustible se usa a menudo para reactores rápidos refrigerados por sodio . Se ha usado en EBR-I, EBR-II y en la Instalación de Pruebas de Flujo Rápido . ^{[ 4 ]}

Existen dos modos principales de liberación: los productos de fisión pueden vaporizarse o pueden dispersarse pequeñas partículas del combustible.

Una batería atómica (también llamada batería nuclear o batería de radioisótopos) es un dispositivo que utiliza la desintegración radiactiva para generar electricidad. Estos sistemas emplean radioisótopos que producen partículas beta de baja energía o, en ocasiones, partículas alfa de energías variables. Las partículas beta de baja energía son necesarias para evitar la producción de radiación de frenado penetrante de alta energía, que requeriría un blindaje pesado. Se han utilizado radioisótopos como el plutonio-238 , el curio-242 , el curio-244 y el estroncio-90 . También se han probado el tritio , el níquel-63 , el prometio-147 y el tecnecio-99 .

Existen dos categorías principales de baterías atómicas: térmicas y no térmicas. Las baterías atómicas no térmicas, que presentan diversos diseños, aprovechan las partículas alfa y beta cargadas . Entre estos diseños se incluyen los generadores de carga directa , las celdas betavoltaicas , la batería nuclear optoeléctrica y el generador piezoeléctrico de radioisótopos . Por otro lado, las baterías atómicas térmicas convierten el calor de la desintegración radiactiva en electricidad. Estos diseños incluyen el convertidor termoiónico, las celdas termofotovoltaicas, el convertidor térmico-eléctrico de metales alcalinos y el diseño más común: el generador termoeléctrico de radioisótopos.

Un generador termoeléctrico de radioisótopos (RTG) es un generador eléctrico sencillo que convierte el calor en electricidad a partir de un radioisótopo mediante una matriz de termopares .

²³⁸El Pu se ha convertido en el combustible más utilizado para las RTG, en forma de dióxido de plutonio . Tiene una vida media de 87,7 años, una densidad energética razonable y niveles excepcionalmente bajos de radiación gamma y de neutrones. Algunas RTG terrestres rusas han utilizado ⁹⁰Sr ; este isótopo tiene una vida media más corta y una densidad energética mucho menor, pero es más barato. Los primeros generadores termoeléctricos de radioisótopos (RTG), construidos por primera vez en 1958 por la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. , han utilizado ²¹⁰El polonio-210 es un combustible que proporciona una densidad energética extraordinariamente alta (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos), pero su uso es limitado debido a su vida media muy corta y a la producción de rayos gamma, por lo que se ha dejado de utilizar para esta aplicación.

Una unidad de calentamiento por radioisótopos (RHU, por sus siglas en inglés) suele proporcionar aproximadamente 1 vatio de calor cada una, derivado de la desintegración de unos pocos gramos de plutonio-238. Este calor se emite de forma continua durante varias décadas.

Su función es proporcionar calentamiento altamente localizado a equipos sensibles (como la electrónica en el espacio exterior ). El orbitador Cassini-Huygens a Saturno contiene 82 de estas unidades (además de sus 3 generadores termoeléctricos de radioisótopos principales para la generación de energía). La sonda Huygens a Titán contiene 35 dispositivos.

El deuterio y el tritio se consideran combustibles de fusión de primera generación, ya que son los más fáciles de fusionar con la tecnología actual. ^{[ 51 ]} Las tres reacciones nucleares más citadas que podrían usarse para generar energía son: ^{[ 52 ]}

² H + ³ H → n (14,07 MeV) + ⁴ He (3,52 MeV)

² H + ² H → n (2,45 MeV) + ³ He (0,82 MeV)

² H + ² H → p (3,02 MeV) + ³ H (1,01 MeV)

El deuterio está presente en bajas concentraciones en el agua de mar y se puede extraer fácilmente como agua pesada . Sin embargo, el tritio solo está presente en cantidades traza y debe fabricarse artificialmente bombardeando litio con neutrones provenientes de un reactor de fisión convencional o de un reactor de fusión. Las propuestas actuales para reactores de fusión incorporan una capa que contiene litio alrededor del núcleo, para generar tritio para nuevo combustible. ^{[ 51 ]}

Los combustibles de segunda generación requieren temperaturas de confinamiento más altas o tiempos de confinamiento más prolongados que los de los combustibles de fusión de primera generación, pero generan menos neutrones. Los neutrones son un subproducto indeseado de las reacciones de fusión en el contexto de la generación de energía, ya que son absorbidos por las paredes de la cámara de fusión, lo que los vuelve radiactivos. No pueden confinarse mediante campos magnéticos, porque no tienen carga eléctrica. Este grupo está formado por deuterio y helio-3. Todos los productos son partículas cargadas, pero pueden producirse reacciones secundarias significativas que den lugar a la generación de neutrones. ^{[ 52 ]}

² H + ³ He → p (14,68 MeV) + ⁴ He (3,67 MeV)

Los combustibles de fusión de tercera generación producen únicamente partículas cargadas en las reacciones primarias, y las reacciones secundarias son relativamente insignificantes. Dado que se produce una cantidad muy pequeña de neutrones, habría poca radiactividad inducida en las paredes de la cámara de fusión. Esto suele considerarse el objetivo final de la investigación en fusión. ^{[ 52 ] 3} El ³He tiene la mayor reactividad maxwelliana de todos los combustibles de fusión de tercera generación. Sin embargo, no existen fuentes naturales significativas de esta sustancia en la Tierra.

³ He + ³ He → 2 p + ⁴ He (12,86 MeV)

Otra posible reacción de fusión aneutrónica es la reacción protón- boro :

p + ¹¹ B → 3 ⁴ He (8,7 MeV)

Bajo supuestos razonables, las reacciones secundarias darán como resultado que aproximadamente el 0,1 % de la potencia de fusión sea transportada por neutrones. Con 123 keV, la temperatura óptima para esta reacción es casi diez veces mayor que la de las reacciones de hidrógeno puro, el confinamiento de energía debe ser 500 veces mejor que el requerido para la reacción DT, y la densidad de potencia será 2500 veces menor que para DT.