Reactor reproductor
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Montaje del núcleo del Reactor Reproductor Experimental I en Idaho , Estados Unidos , 1951

Un reactor reproductor es un reactor nuclear que genera más material fisible del que consume . [1] Los reactores reproductores logran esto porque su economía de neutrones es lo suficientemente alta como para crear más combustible fisible del que utilizan, mediante la irradiación de un material fértil , como el uranio-238 o el torio-232 , que se carga en el reactor junto con el combustible fisible. . Los criadores resultaron atractivos al principio porque hacían un uso más completo del combustible de uranio que los reactores de agua ligera , pero el interés disminuyó después de la década de 1960 a medida que se encontraron más reservas de uranio, [2]y los nuevos métodos de enriquecimiento de uranio redujeron los costos de combustible.

Eficiencia de combustible y tipos de desechos nucleares

Probabilidades de fisión de actínidos seleccionados, neutrones térmicos frente a neutrones rápidos [3] [4] [5] [6] [7]
Isótopo
Sección transversal de fisión térmica		% De fisión térmica
Sección transversal de fisión rápida		% De fisión rápida
Th-232nulo1 (no fisionable)0.350 granero3 (no fisionable)
U-23276.66 granero592.370 granero95
U-233531.2 granero892.450 granero93
U-235584.4 granero812.056 granero80
U-23811,77 microgranero1 (no fisionable)1.136 granero11
NP-2370.02249 granero3 (no fisionable)2.247 granero27
Pu-23817.89 granero72.721 granero70
Pu-239747.4 granero632.338 granero85
Pu-24058.77 granero1 (no fisionable)2.253 granero55
Pu-2411012 granero752.298 granero87
Pu-2420.002557 granero1 (no fisionable)2.027 granero53
Am-241600.4 granero1 (no fisionable)0.2299 microgranero21
Am-242m6409 granero752.550 granero94
Am-2430.1161 granero1 (no fisionable)2.140 granero23
Cm-2425.064 granero1 (no fisionable)2.907 granero10
Cm-243617.4 granero782.500 granero94
Cm-2441.037 granero4 (no fisionable)0.08255 microbarn33

Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio , reduciendo las necesidades de combustible en un factor de 100 en comparación con los reactores de agua ligera de un solo paso , que extraen menos del 1% de la energía del uranio. extraído de la tierra. [8] La alta eficiencia energética de los reactores reproductores podría reducir en gran medida las preocupaciones sobre el suministro de combustible, la energía utilizada en la minería y el almacenamiento de desechos radiactivos. Los adherentes afirman que con la extracción de uranio con agua de mar , habría suficiente combustible para los reactores reproductores para satisfacer nuestras necesidades energéticas durante 5 mil millones de años a la tasa de consumo total de energía de 1983, lo que haría de la energía nuclear efectivamente una energía renovable.. [9] [10]

Los desechos nucleares se convirtieron en una preocupación mayor en la década de 1990. En términos generales, el combustible nuclear gastado tiene dos componentes principales. El primero consiste en productos de fisión , los fragmentos sobrantes de átomos de combustible después de que se han dividido para liberar energía. Los productos de fisión vienen en docenas de elementos y cientos de isótopos, todos ellos más livianos que el uranio. El segundo componente principal del combustible gastado son los transuránicos (átomos más pesados ​​que el uranio), que se generan a partir del uranio o átomos más pesados ​​en el combustible cuando absorben neutrones pero no sufren fisión. Todos los isótopos transuránicos se encuentran dentro de la serie de actínidos en la tabla periódica , por lo que con frecuencia se denominan actínidos.

El comportamiento físico de los productos de fisión es notablemente diferente al de los transuránicos. En particular, los productos de fisión no sufren fisión por sí mismos y, por lo tanto, no pueden utilizarse para armas nucleares. Además, solo siete isótopos de productos de fisión de vida larga tienen vidas medias superiores a cien años, lo que hace que su almacenamiento o eliminación geológica sea menos problemático que para los materiales transuránicos. [11]

Con el aumento de la preocupación por los desechos nucleares, la reproducción de los ciclos del combustible volvió a ser interesante porque pueden reducir los desechos de actínidos, en particular el plutonio y los actínidos menores . [12] Los reactores reproductores están diseñados para fisión de los desechos de actínidos como combustible y, por lo tanto, convertirlos en más productos de fisión.

Una vez que el combustible nuclear gastado se retira de un reactor de agua ligera, sufre un perfil de desintegración complejo ya que cada nucleido se desintegra a una velocidad diferente. Debido a una rareza física a la que se hace referencia a continuación, existe una gran brecha en las vidas medias de desintegración de los productos de fisión en comparación con los isótopos transuránicos. Si los transuránicos se dejan en el combustible gastado, después de 1.000 a 100.000 años, la lenta descomposición de estos transuránicos generaría la mayor parte de la radiactividad en ese combustible gastado. Por lo tanto, la eliminación de los transuránicos de los desechos elimina gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible nuclear gastado. [13]

Los reactores comerciales de agua ligera de hoy generan algún material fisible nuevo, principalmente en forma de plutonio. Debido a que los reactores comerciales nunca fueron diseñados como reproductores, no convierten suficiente uranio-238 en plutonio para reemplazar el uranio-235 consumido. No obstante, al menos un tercio de la energía producida por los reactores nucleares comerciales proviene de la fisión del plutonio generado dentro del combustible. [14] Incluso con este nivel de consumo de plutonio, los reactores de agua ligera consumen sólo una parte del plutonio y los actínidos menores que producen, y se acumulan isótopos no fisionables de plutonio , junto con cantidades significativas de otros actínidos menores. [15]

Relación de conversión, equilibrio, relación de reproducción, tiempo de duplicación y quemado

Una medida del rendimiento de un reactor es la "relación de conversión", definida como la relación entre los nuevos átomos fisibles producidos y los átomos fisibles consumidos. Todos los reactores nucleares propuestos, excepto los quemadores de actínidos especialmente diseñados y operados [16], experimentan algún grado de conversión. Siempre que haya alguna cantidad de material fértil dentro del flujo de neutrones del reactor, siempre se crea algún nuevo material fisible. Cuando la tasa de conversión es mayor que 1, a menudo se le llama "tasa de reproducción".

Por ejemplo, los reactores de agua ligera de uso común tienen una relación de conversión de aproximadamente 0,6. Los reactores de agua pesada a presión ( PHWR ) que funcionan con uranio natural tienen una tasa de conversión de 0,8. [17] En un reactor reproductor, el índice de conversión es superior a 1. El "equilibrio" se logra cuando el índice de conversión alcanza 1.0 y el reactor produce tanto material fisible como utiliza.

El tiempo de duplicación es la cantidad de tiempo que tardaría un reactor reproductor en producir suficiente material fisible nuevo para reemplazar el combustible original y, además, producir una cantidad equivalente de combustible para otro reactor nuclear. Esto se consideró una medida importante del rendimiento de los reproductores en los primeros años, cuando se pensaba que el uranio era escaso. Sin embargo, dado que el uranio es más abundante de lo que se pensaba en los primeros días del desarrollo de los reactores nucleares, y dada la cantidad de plutonio disponible en el combustible gastado del reactor, el tiempo de duplicación se ha convertido en una métrica menos importante en el diseño moderno de reactores reproductores. [18] [19]

" Burnup " es una medida de cuánta energía se ha extraído de una determinada masa de metal pesado en el combustible, a menudo expresada (para reactores de potencia) en términos de gigavatios-día por tonelada de metal pesado. El quemado es un factor importante para determinar los tipos y abundancias de isótopos producidos por un reactor de fisión. Los reactores reproductores, por diseño, tienen una combustión extremadamente alta en comparación con un reactor convencional, ya que los reactores reproductores producen muchos más desechos en forma de productos de fisión, mientras que la mayoría o todos los actínidos están destinados a ser fisionados y destruidos. [20]

En el pasado, el desarrollo de reactores reproductores se centró en reactores con bajas tasas de reproducción, desde 1,01 para el reactor Shippingport [21] [22] que funciona con combustible de torio y enfriado con agua ligera convencional a más de 1,2 para el BN-350 de metal líquido soviético. -reactor enfriado. [23] Los modelos teóricos de criadores con refrigerante sódico líquido que fluye a través de tubos dentro de los elementos combustibles (construcción "tubo en cáscara") sugieren que son posibles proporciones de cría de al menos 1,8 a escala industrial. [24] El reactor de prueba BR-1 soviético logró una tasa de reproducción de 2,5 en condiciones no comerciales. [25]

Tipos de reactor reproductor

Producción de actínidos transuránicos pesados ​​en los actuales reactores de fisión de neutrones térmicos mediante captura y desintegración de neutrones. A partir del uranio-238, se producen todos los isótopos de plutonio, americio y curio. En un reactor reproductor de neutrones rápidos, todos estos isótopos pueden quemarse como combustible.

Son posibles muchos tipos de reactores reproductores:

Un 'generador' es simplemente un reactor diseñado para una economía de neutrones muy alta con una tasa de conversión asociada superior a 1.0. En principio, casi cualquier diseño de reactor podría modificarse para convertirse en un mejorador. Un ejemplo de este proceso es la evolución del reactor de agua ligera, un diseño térmico muy moderado, al concepto de reactor súper rápido [26] , que utiliza agua ligera en una forma supercrítica de densidad extremadamente baja para aumentar la economía de neutrones lo suficientemente alto como para Permitir la cría.

Además del refrigerado por agua, existen muchos otros tipos de reactores reproductores que actualmente se prevén como posibles. Estos incluyen enfrió sales fundidas , se enfrió gas y líquido de metal enfrió diseños en muchas variaciones. Casi cualquiera de estos tipos de diseño básico puede estar alimentado por uranio, plutonio, muchos actínidos menores o torio, y pueden estar diseñados para muchos objetivos diferentes, como crear más combustible fisible, operación en estado estacionario a largo plazo o quema activa. de desechos nucleares.

Los diseños de reactores existentes a veces se dividen en dos categorías amplias basadas en su espectro de neutrones, que generalmente separa los diseñados para usar principalmente uranio y transuránicos de los diseñados para usar torio y evitar los transuránicos. Estos diseños son:

  • Reactor reproductor rápido (FBR) que utiliza neutrones rápidos (es decir, no moderados) para generar plutonio fisible y posiblemente transuránicos superiores a partir del uranio-238 fértil. El espectro rápido es lo suficientemente flexible como para que también pueda generar uranio-233 fisionable a partir del torio, si se desea.
  • Reactor generador térmico que utiliza neutrones de espectro térmico (es decir, moderado) para generar uranio-233 fisible a partir del torio ( ciclo del combustible del torio ). Debido al comportamiento de los diversos combustibles nucleares, se cree que un generador térmico es comercialmente viable solo con combustible de torio, lo que evita la acumulación de transuránicos más pesados.

Reprocesamiento

La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce productos de fisión que absorben neutrones . Debido a este inevitable proceso físico, es necesario reprocesar el material fértil de un reactor reproductor para eliminar esos venenos neutrónicos . Este paso es necesario para utilizar completamente la capacidad de generar tanto o más combustible del que se consume. Todo reprocesamiento puede presentar un problema de proliferación , ya que extrae material utilizable para armas del combustible gastado. [27] La técnica de reprocesamiento más común, PUREX, presenta una preocupación particular, ya que fue diseñado expresamente para separar plutonio puro. Las primeras propuestas para el ciclo de combustible de los reactores reproductores plantearon un problema de proliferación aún mayor porque utilizarían PUREX para separar el plutonio en una forma isotópica muy atractiva para su uso en armas nucleares. [28] [29]

Varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento que no separan el plutonio de los demás actínidos. Por ejemplo, el proceso de electroobtención pirometalúrgico no basado en agua , cuando se utiliza para reprocesar combustible de un reactor rápido integral , deja grandes cantidades de actínidos radiactivos en el combustible del reactor. [8] Los sistemas de reprocesamiento a base de agua más convencionales incluyen SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX y TRUEX, y propuestas para combinar PUREX con coprocesos.

Todos estos sistemas tienen una resistencia a la proliferación modestamente mejor que PUREX, aunque su tasa de adopción es baja. [30] [31] [32]

En el ciclo del torio, 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 uranio-232, que tiene el fuerte emisor gamma talio-208 en su cadena de desintegración. Al igual que en los diseños que utilizan uranio, cuanto más tiempo permanecen en el reactor el combustible y el material fértil, más elementos indeseables se acumulan. En los reactores comerciales de torio previstos, se permitiría la acumulación de altos niveles de uranio-232, lo que conduciría a dosis extremadamente altas de radiación gamma de cualquier uranio derivado del torio. Estos rayos gamma complican el manejo seguro de un arma y el diseño de su electrónica; esto explica por qué nunca se ha buscado el uranio-233 para armas más allá de las demostraciones de prueba de concepto. [33]

Si bien el ciclo del torio puede ser resistente a la proliferación con respecto a la extracción de uranio-233 del combustible (debido a la presencia de uranio-232), plantea un riesgo de proliferación de una ruta alternativa de extracción de uranio-233, que implica extraer químicamente protactinio- 233 y permitir que se descomponga en uranio-233 puro fuera del reactor. Este proceso podría ocurrir más allá de la supervisión de organizaciones como el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). [34]

Reducción de desperdicios

Actínidos y productos de fisión por vida media
  • v
  • t
  • mi
Actínidos [35] por cadena de desintegración
Rango de vida media ( a )		Productos de fisión de 235 U por rendimiento [36]
4 n4 n +14 n +24 n +3
4,5–7%0,04-1,25%<0,001%
228 Ra№4 a 6 a†155 Euþ
244 cmƒ241 Puƒ250 Cf227 Ac№10-29 a90 Sr85 Kr113m Cdþ
232 Uƒ238 Puƒ243 cmƒ29–97 a137 Cs151 Smþ121m Sn
248 Bk [37]249 Cfƒ242 m amƒ141–351 a

Ningún producto de fisión
tiene una vida media
en el rango de
100 a-210 ka ...

241 amƒ251 Cfƒ [38]430–900 a
226 Ra№247 Bk1,3–1,6 ka
240 Pu229 mil246 cmƒ243 amƒ4,7 a 7,4 ka
245 cmƒ250 cm8,3–8,5 ka
239 Puƒ24,1 ka
230 mil№231 Pa№32–76 ka
236 Npƒ233 Uƒ234 U№150-250 ka‡99 Tc₡126 Sn
248 cm242 Pu327–375 ka79 Se₡
1,53 Ma93 Zr
237 Npƒ2,1–6,5 Ma135 Cs₡107 Pd
236 U247 cmƒ15-24 Ma129 I₡
244 Pu80 Ma

... ni más allá de 15,7 Ma [39]

232 mil№238 U№235 Uƒ№0,7-14,1 Ga

Leyenda de los símbolos en superíndice
₡ tiene una sección transversal de captura de neutrones térmicos en el rango de 8 a 50 graneros
ƒ  isómero fisible
m  metaestable
№ principalmente un material radiactivo de origen natural (NORM)
þ  veneno de neutrones (sección transversal de captura de neutrones térmicos superior a 3k graneros)
† rango 4-97 a: producto de fisión de vida media
‡ más de 200 ka: producto de fisión de vida larga

Los desechos nucleares se convirtieron en una preocupación mayor en la década de 1990. Los ciclos del combustible de mejoramiento atrajeron un interés renovado debido a su potencial para reducir los desechos de actínidos, particularmente plutonio y actínidos menores. [12] Dado que los reactores reproductores en un ciclo de combustible cerrado utilizarían casi todos los actínidos que se les alimentan como combustible, sus necesidades de combustible se reducirían en un factor de aproximadamente 100. El volumen de residuos que generan se reduciría en un factor de alrededor de 100 también. Si bien hay una gran reducción en el volumen de desechos de un reactor reproductor, la actividad de los desechos es aproximadamente la misma que la producida por un reactor de agua ligera. [40]

Además, los desechos de un reactor reproductor tienen un comportamiento de descomposición diferente, porque están compuestos por diferentes materiales. Los desechos de los reactores reproductores son principalmente productos de fisión, mientras que los desechos de los reactores de agua ligera tienen una gran cantidad de transuránicos. Después de que el combustible nuclear gastado se haya extraído de un reactor de agua ligera durante más de 100.000 años, estos transuránicos serían la principal fuente de radiactividad. Eliminarlos eliminaría gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible gastado. [13]

En principio, los ciclos del combustible de los reproductores pueden reciclar y consumir todos los actínidos, [9] dejando solo productos de fisión . Como indica el gráfico de esta sección, los productos de fisión tienen una 'brecha' peculiar en sus vidas medias agregadas, de modo que ningún producto de fisión tiene una vida media entre 91 años y doscientos mil años. Como resultado de esta rareza física, después de varios cientos de años de almacenamiento, la actividad de los desechos radiactivos de un reactor reproductor rápido descendería rápidamente al nivel bajo de los productos de fisión de larga duración . Sin embargo, para obtener este beneficio se requiere la separación altamente eficiente de transuránicos del combustible gastado. Si el reprocesamiento de combustibleLos métodos utilizados dejan una gran fracción de los transuránicos en la corriente residual final, esta ventaja se reduciría considerablemente. [8]

Ambos tipos de ciclos de reproducción pueden reducir los desechos de actínidos:

  • El reactor reproductor rápido Es neutrones rápidos pueden fisión actínidos núcleos con números pares de dos protones y neutrones. Dichos núcleos generalmente carecen de las resonancias de " neutrones térmicos " de baja velocidad de los combustibles fisibles utilizados en los LWR . [41]
  • El ciclo del combustible de torio produce inherentemente niveles más bajos de actínidos pesados. El material fértil en el ciclo del combustible del torio tiene un peso atómico de 232, mientras que el material fértil en el ciclo del combustible del uranio tiene un peso atómico de 238. Esa diferencia de masa significa que el torio-232 requiere seis eventos de captura de neutrones más por núcleo antes que el transuránico. se pueden producir elementos. Además de esta simple diferencia de masa, el reactor tiene dos oportunidades de fisión de los núcleos a medida que aumenta la masa: primero como el núcleo de combustible efectivo U233, y cuando absorbe dos neutrones más, nuevamente como el núcleo de combustible U235. [42] [43]

Un reactor cuyo objetivo principal es destruir actínidos, en lugar de aumentar las existencias de combustible fisible, a veces se conoce como reactor de quemador . Tanto la reproducción como la quema dependen de una buena economía de neutrones, y muchos diseños pueden hacer ambas cosas. Los diseños de cría rodean el núcleo con un manto de cría de material fértil. Los quemadores de desechos rodean el núcleo con desechos no fértiles para ser destruidos. Algunos diseños agregan reflectores o absorbentes de neutrones. [dieciséis]

Conceptos de reactores reproductores

Hay varios conceptos para los reactores reproductores; los dos principales son:

  • Los reactores con un espectro de neutrones rápidos se denominan reactores reproductores rápidos (FBR); estos suelen utilizar uranio-238 como combustible.
  • Los reactores con un espectro de neutrones térmicos se denominan reactores reproductores térmicos; estos suelen utilizar torio-232 como combustible.

Reactor reproductor rápido

Diagrama esquemático que muestra la diferencia entre los tipos Loop y Pool de LMFBR.

En 2006, todas las centrales eléctricas de reactores reproductores rápidos (FBR) a gran escala eran reactores reproductores rápidos de metal líquido ( LMFBR ) refrigerados por sodio líquido . Estos han sido de uno de dos diseños: [1]

  • Tipo de bucle , en el que el refrigerante primario se hace circular a través de intercambiadores de calor primarios fuera del tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico debido al sodio-24 radiactivo en el refrigerante primario)
Reactor reproductor experimental II , que sirvió como prototipo para el reactor rápido integral
  • Tipo piscina , en la que los intercambiadores de calor primarios y las bombas se sumergen en el tanque del reactor.

Todos los diseños actuales de reactores de neutrones rápidos utilizan metal líquido como refrigerante primario, para transferir calor desde el núcleo al vapor utilizado para alimentar las turbinas generadoras de electricidad. Los FBR se han construido enfriados por metales líquidos distintos del sodio; algunos de los primeros FBR usaban mercurio , otros reactores experimentales han usado una aleación de sodio y potasio llamada NaK . Ambos tienen la ventaja de que son líquidos a temperatura ambiente, lo que es conveniente para plataformas experimentales pero menos importante para centrales eléctricas piloto o de gran escala. También se han utilizado plomo y aleación de plomo-bismuto .

Tres de los tipos de reactores de generación IV propuestos son RBA: [44]

  • Reactor rápido refrigerado por gas (GFR) refrigerado por helio .
  • Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR) basado en el FBR de metal líquido existente ( LMFBR ) ydiseños de reactor rápido integral .
  • Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) basado en unidades de propulsión naval soviéticas.

Los FBR suelen utilizar un núcleo de combustible de óxido mixto de hasta un 20% de dióxido de plutonio (PuO 2 ) y al menos un 80% de dióxido de uranio (UO 2 ). Otra opción de combustible son las aleaciones metálicas , típicamente una mezcla de uranio, plutonio y circonio (usado porque es "transparente" a los neutrones). El uranio enriquecido también se puede utilizar solo.

Muchos diseños rodean el núcleo con un manto de tubos que contienen uranio-238 no fisible, que, al capturar neutrones rápidos de la reacción en el núcleo, se convierte en plutonio-239 fisible (al igual que parte del uranio en el núcleo), que luego se reprocesa y se utiliza como combustible nuclear. Otros diseños de FBR se basan en la geometría del propio combustible (que también contiene uranio-238), dispuesto para lograr una captura de neutrones suficientemente rápida. La sección transversal de fisión del plutonio-239 (o el uranio fisionable-235) es mucho más pequeña en un espectro rápido que en un espectro térmico, al igual que la relación entre la sección transversal de fisión 239 Pu / 235 U y la sección transversal de absorción 238 U -sección. Esto aumenta la concentración de 239 Pu /Se necesitan 235 U para mantener una reacción en cadena , así como la relación entre reproducción y fisión. [16] Por otro lado, un reactor rápido no necesita moderador para ralentizar los neutrones en absoluto, aprovechando que los neutrones rápidos producen una mayor cantidad de neutrones por fisión que los neutrones lentos . Por esta razón, el agua líquida ordinaria , al ser moderador y absorbedor de neutrones , es un refrigerante primario indeseable para reactores rápidos. Debido a que se requieren grandes cantidades de agua en el núcleo para enfriar el reactor, el rendimiento de neutrones y, por lo tanto, la reproducción de 239 Puse ven fuertemente afectados. Se ha realizado un trabajo teórico en reactores de agua de moderación reducida , que pueden tener un espectro suficientemente rápido para proporcionar una tasa de reproducción ligeramente superior a 1. Esto probablemente resultaría en una reducción de potencia inaceptable y altos costos en un reactor refrigerado por agua líquida , pero el El refrigerante de agua supercrítica del reactor de agua supercrítica (SCWR) tiene suficiente capacidad calorífica para permitir un enfriamiento adecuado con menos agua, lo que hace que un reactor refrigerado por agua de espectro rápido sea una posibilidad práctica. [26]

El tipo de refrigerantes, las temperaturas y el espectro de neutrones rápidos someten al material de revestimiento del combustible (normalmente aceros inoxidables austeníticos o ferríticos-martensíticos) a condiciones extremas. La comprensión del daño por radiación, las interacciones del refrigerante, las tensiones y las temperaturas son necesarias para el funcionamiento seguro de cualquier núcleo de reactor. Todos los materiales utilizados hasta la fecha en reactores rápidos refrigerados por sodio tienen límites conocidos, como se explora en la revisión de ONR-RRR-088. [45] El acero reforzado por dispersión de óxido (ODS) se considera el material de revestimiento de combustible resistente a la radiación a largo plazo que supera las deficiencias de las opciones de materiales actuales.

A partir de 2017, solo hay dos reactores reproductores que operan comercialmente : el reactor BN-600 , a 560 MWe, y el reactor BN-800 , a 880 MWe. Ambos son reactores rusos refrigerados por sodio.

Reactor rápido integral

Artículo principal: Reactor rápido integral

Un diseño de reactor de neutrones rápidos, específicamente concebido para abordar los problemas de eliminación de desechos y plutonio, fue el reactor rápido integral (IFR, también conocido como reactor reproductor rápido integral, aunque el reactor original se diseñó para no generar un excedente neto de material fisible). ). [46] [47]

Para resolver el problema de la eliminación de desechos, el IFR tenía una unidad de reprocesamiento de combustible de electrodeposición en el lugar que reciclaba el uranio y todos los transuránicos (no solo plutonio) mediante galvanoplastia , dejando solo productos de fisión de vida media corta en los desechos. Algunos de estos productos de fisión podrían luego separarse para usos industriales o médicos y el resto enviarse a un depósito de desechos. El sistema de piroprocesamiento IFR utiliza cátodos de cadmio fundidos y electrorrefinadores para reprocesar el combustible metálico directamente en el lugar del reactor. [48]Dichos sistemas no solo mezclan todos los actínidos menores con uranio y plutonio, sino que son compactos y autónomos, por lo que no es necesario transportar material que contenga plutonio fuera del sitio del reactor reproductor. Lo más probable es que los reactores reproductores que incorporen dicha tecnología se diseñen con tasas de reproducción muy cercanas a 1,00, de modo que después de una carga inicial de uranio enriquecido y / o combustible de plutonio, el reactor se reabastezca solo con pequeñas entregas de uranio metálico natural. Una cantidad de uranio metálico natural equivalente a un bloque del tamaño de una caja de leche entregada una vez al mes sería todo el combustible que necesitaría un reactor de 1 gigavatio. [49]Estos reproductores autónomos se conciben actualmente como el objetivo final autónomo y autónomo de los diseñadores de reactores nucleares. [8] [16] El proyecto fue cancelado en 1994 por la Secretaria de Energía de los Estados Unidos, Hazel O'Leary . [50] [51]

Otros reactores rápidos

El núcleo de grafito del experimento del reactor de sales fundidas

Otro reactor rápido propuesto es un reactor de sal fundida rápida , en el que las propiedades moderadoras de la sal fundida son insignificantes. Esto se logra típicamente reemplazando los fluoruros de metales ligeros (por ejemplo, LiF, BeF 2 ) en el portador de sal con cloruros de metales más pesados ​​(por ejemplo, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Se han construido varios prototipos de FBR, que varían en potencia eléctrica desde el equivalente de unas pocas bombillas ( EBR-I , 1951) hasta más de 1000  MWe . A partir de 2006, la tecnología no es económicamente competitiva con la tecnología de reactores térmicos, pero India , Japón, China, Corea del Sur y Rusia están comprometiendo importantes fondos de investigación para un mayor desarrollo de reactores reproductores rápidos, anticipando que el aumento de los precios del uranio cambiará esto en el futuro. a largo plazo. Alemania, por el contrario, abandonó la tecnología por motivos de seguridad. El reactor reproductor rápido SNR-300 se terminó después de 19 años a pesar de los sobrecostos que sumaron un total de € 3.6 mil millones, solo para luego ser abandonado. [52]

India también está desarrollando tecnología FBR utilizando materias primas de uranio y torio. [ cita requerida ]

Reactor reproductor térmico

El Reactor Shippingport, utilizado como prototipo de criador de agua ligera durante cinco años a partir de agosto de 1977

El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) es uno de los pocos usos propuestos del torio a gran escala . [53] India está desarrollando esta tecnología, motivada por importantes reservas de torio; casi un tercio de las reservas de torio del mundo se encuentran en India, que carece de importantes reservas de uranio.

El tercer y último núcleo del reactor de 60 MWe de la estación de energía atómica de Shippingport era un generador de torio de agua ligera, que comenzó a funcionar en 1977. [54] Utilizaba gránulos hechos de dióxido de torio y óxido de uranio-233 ; Inicialmente, el contenido de U-233 de los gránulos era del 5 al 6% en la región de la semilla, del 1,5 al 3% en la región del manto y ninguno en la región del reflector. Operó a 236 MWt, generó 60 MWe y finalmente produjo más de 2.100 millones de kilovatios hora de electricidad. Después de cinco años, se retiró el núcleo y se descubrió que contenía casi un 1,4% más de material fisible que cuando se instaló, lo que demuestra que se había producido la reproducción a partir del torio. [55] [56]

El reactor de fluoruro de torio líquido (LFTR) también está previsto como generador térmico de torio. Los reactores de fluoruro líquido pueden tener características atractivas, como la seguridad inherente, la no necesidad de fabricar barras de combustible y posiblemente un reprocesamiento más sencillo del combustible líquido. Este concepto se investigó por primera vez en el Experimento del reactor de sal fundida del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960. A partir de 2012 se convirtió en un tema de renovado interés en todo el mundo. [57] Japón, India, China, Reino Unido, así como empresas privadas estadounidenses, checas y australianas han expresado su intención de desarrollar y comercializar la tecnología. [ cita requerida ]

Discusión

Como muchos aspectos de la energía nuclear, los reactores reproductores rápidos han sido objeto de mucha controversia a lo largo de los años. En 2010, el Panel Internacional sobre Materiales Físiles dijo: "Después de seis décadas y el gasto equivalente a decenas de miles de millones de dólares, la promesa de los reactores reproductores sigue sin cumplirse en gran medida y los esfuerzos para comercializarlos se han reducido constantemente en la mayoría de los países". En Alemania, el Reino Unido y los Estados Unidos, se han abandonado los programas de desarrollo de reactores reproductores. [58] [59] El fundamento de la búsqueda de reactores reproductores, a veces explícitos y a veces implícitos, se basó en los siguientes supuestos clave: [59] [60]

  • Se esperaba que el uranio escaseara y que los depósitos de alta ley se agotarían rápidamente si el poder de fisión se desplegara a gran escala; la realidad, sin embargo, es que desde el final de la guerra fría, el uranio ha sido mucho más barato y más abundante de lo que esperaban los primeros diseñadores. [61]
  • Se esperaba que los reactores reproductores rápidamente se volvieran económicamente competitivos con los reactores de agua ligera que dominan la energía nuclear en la actualidad, pero la realidad es que los costos de capital son al menos un 25% más que los reactores refrigerados por agua.
  • Se pensó que los reactores reproductores podrían ser tan seguros y confiables como los reactores de agua ligera, pero los problemas de seguridad se citan como una preocupación con los reactores rápidos que usan un refrigerante de sodio, donde una fuga podría provocar un incendio de sodio.
  • Se esperaba poder gestionar los riesgos de proliferación que plantean los mejoradores y su ciclo de combustible "cerrado", en el que se reciclaría el plutonio. Pero dado que los reactores de reproducción de plutonio producen plutonio a partir de U238, y los reactores de torio producen U233 fisible a partir de torio, todos los ciclos de reproducción podrían, en teoría, presentar riesgos de proliferación. [62] Sin embargo , el U232 , que siempre está presente en el U233 producido en los reactores reproductores, es un potente emisor de rayos gamma a través de sus productos secundarios, y haría que el manejo de armas sea extremadamente peligroso y que el arma sea fácil de detectar. [63]

Hay algunos defensores antinucleares del pasado que se han convertido en pro-energía nuclear como una fuente limpia de electricidad, ya que los reactores reproductores reciclan efectivamente la mayoría de sus desechos. Esto resuelve uno de los problemas negativos más importantes de la energía nucleoeléctrica. En el documental Pandora's Promise , se hace un caso para los reactores reproductores porque proporcionan una alternativa real de alto kW a la energía de combustibles fósiles. Según la película, una libra de uranio proporciona tanta energía como 5.000 barriles de petróleo . [64] [65]

Se han construido y operado RBA en los Estados Unidos, el Reino Unido, Francia, la ex URSS , India y Japón. [1] El FBR SNR-300 experimental fue construido en Alemania, pero nunca funcionó y finalmente se cerró en medio de la controversia política que siguió al desastre de Chernobyl . A partir de 2019, se están operando dos FBR para la generación de energía en Rusia. Se proyectan varios reactores, muchos de ellos para investigaciones relacionadas con la iniciativa de reactores de IV Generación . [ marco de tiempo? ] [66] [67] [68]

Desarrollo y reactores reproductores notables

Reactores reproductores notables [3] [69] [70] [71]
ReactorPaís
cuando se construye		EmpezadoApagarDiseño
MWe
MWe final
Potencia térmica MWt		Factor de capacidadNo de
fugas		Temperatura de neutronesRefrigeranteClase de reactor
DFRReino Unido196219771411sesenta y cinco34%7RápidoNaKPrueba
BN-350Unión Soviética197319991355275043%15RápidoSodioPrototipo
RapsodieFrancia196719830-40-2RápidoSodioPrueba
FénixFrancia1975201023313056340,5%31RápidoSodioPrototipo
PFRReino Unido1976199423423465026,9%20RápidoSodioPrototipo
KNK IIAlemania1977199118175817,1%21RápidoSodioInvestigación / Prueba
SNR-300Alemania19851991327--solo pruebas no nucleares-RápidoSodioPrototipo / Comercial
BN-600Unión Soviética1981operando560560147074,2%27RápidoSodioPrototipo / Comercial (Gen2)
FFTFnosotrosmil novecientos ochenta y dos19930-400-1RápidoSodioPrueba
SuperphénixFrancia198519981200120030007,9%7RápidoSodioPrototipo / Comercial (Gen2)
FBTRIndia1985operando13-40-6RápidoSodioPrueba
PFBRIndiapuesta en serviciopuesta en servicio500-1250--RápidoSodioPrototipo / Comercial (Gen3)
JōyōJapón1977operando0-150--RápidoSodioPrueba
MonjuJapón19952017246246714solo prueba1RápidoSodioPrototipo
BN-800Rusia2015operando789880210073,4%-RápidoSodioPrototipo / Comercial (Gen3)
MSREnosotros196519690-7.4--EpitermalSal fundida ( FLIBE )Prueba
Clementinanosotros194619520-0,025--RápidoMercurioPrimer reactor rápido del mundo
EBR-1nosotros195119640,20,21.4--RápidoNaKPrimer reactor de potencia del mundo
Fermi-1nosotros196319726666200--RápidoSodioPrototipo
EBR-2nosotros19641994191962,5--RápidoSodioExperimental / Prueba
Puerto de embarquenosotros1977
como criador		mil novecientos ochenta y dos6060236--TérmicoAgua ligeraExperimental-Core3

La Unión Soviética (que comprende Rusia y otros países, disuelta en 1991) construyó una serie de reactores rápidos, el primero enfriado con mercurio y alimentado con plutonio metálico, y las últimas plantas enfriadas con sodio y alimentadas con óxido de plutonio.

BR-1 (1955) fue de 100W (térmica) fue seguida por BR-2 a 100 kW y luego la BR-5 de 5MW. [72]

BOR-60 (primera criticidad 1969) fue de 60 MW, y la construcción se inició en 1965. [73]

BN-600 (1,981 mil), seguido de Rusia 's BN-800 (2 016)

Plantas futuras

El reactor rápido experimental chino es un reactor tipo piscina de 65 MW (térmico), 20 MW (eléctrico), refrigerado por sodio, con una vida útil de diseño de 30 años y un quemado objetivo de 100 MWd / kg.

India ha sido uno de los primeros líderes en el segmento FBR. En 2012, un FBR llamado Prototype Fast Breeder Reactor debía completarse y ponerse en servicio. [74] [75] [76] El programa está destinado a utilizar torio-232 fértil para producir uranio-233 fisible. India también está aplicando la tecnología de reactores reproductores térmicos de torio. El enfoque de la India en el torio se debe a las grandes reservas de la nación, aunque las reservas mundiales conocidas de torio son cuatro veces las de uranio. El Departamento de Energía Atómica de la India (DAE) dijo en 2007 que construiría simultáneamente cuatro reactores reproductores más de 500 MWe cada uno, incluidos dos en Kalpakkam. [77] [ necesita actualización ]

BHAVINI , una empresa de energía nuclear de la India, se estableció en 2003 para construir, poner en servicio y operar todos los reactores reproductores rápidos de etapa II descritos en el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . Para avanzar en estos planes, el Indian FBR-600 es un reactor refrigerado por sodio de tipo piscina con una potencia nominal de 600 MWe. [78] [79] [76]

El Reactor Rápido Experimental de China (MCER) es un prototipo de 25 MW (e) para el Reactor Rápido Prototipo de China (CFRP) planificado. [80] Comenzó a generar energía el 21 de julio de 2011. [81]

China también inició un proyecto de investigación y desarrollo en la tecnología de reactores reproductores térmicos de sales fundidas de torio (reactor de torio de fluoruro líquido), anunciado formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias (CAS) en enero de 2011. Su objetivo final era investigar y desarrollar un sistema nuclear de sales fundidas a base de torio durante unos 20 años. [82] [83] [ necesita actualización ]

Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y jefe de tecnología nuclear en Teledyne Brown Engineering , ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de fluoruro de torio líquido. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa cuyo objetivo era desarrollar diseños de reactores LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares. [84] [85] [86] [87]

Corea del Sur está desarrollando un diseño para un FBR modular estandarizado para la exportación, para complementar los diseños estandarizados de PWR (reactor de agua presurizada) y CANDU que ya han desarrollado y construido, pero aún no se ha comprometido a construir un prototipo.

Un modelo seccionado del reactor BN-600, reemplazado por la familia de reactores BN-800 .
Construcción del reactor BN-800

Rusia tiene un plan para aumentar significativamente su flota de reactores reproductores rápidos. Un reactor BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk se completó en 2012, sucediendo a un BN-600 más pequeño . En junio de 2014, el BN-800 se inició en el modo de potencia mínima. [88] Trabajando al 35% de la eficiencia nominal, el reactor contribuyó a la red energética el 10 de diciembre de 2015. [89] Alcanzó su plena producción de energía en agosto de 2016. [90]

Los planes para la construcción de un reactor BN-1200 más grande (1200 MWe) estaban programados para completarse en 2018, con dos reactores BN-1200 adicionales construidos para fines de 2030. [91] Sin embargo, en 2015 Rosenergoatom pospuso la construcción indefinidamente para permitir el combustible. el diseño se mejorará después de una mayor experiencia en la operación del reactor BN-800, y entre preocupaciones de costos. [92]

Un reactor rápido experimental enfriado por plomo, BREST-300 , se construirá en la Siberian Chemical Combine (SCC) en Seversk . The BREST ( ruso : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , inglés: reactor rápido con refrigerante de plomo) se considera un sucesor de la serie BN y la unidad de 300 MWe en el SCC podría ser la precursora de una versión de 1200 MWe para un amplio despliegue como unidad de generación de energía comercial. El programa de desarrollo es parte de un Programa Federal de Tecnologías Nucleares Avanzadas 2010-2020 que busca explotar los reactores rápidos para la eficiencia del uranio mientras 'quema' sustancias radiactivas que de otra manera se eliminarían como desechos. Su núcleo mediría unos 2,3 metros de diámetro por 1,1 metros de altura y contendría 16 toneladas de combustible. La unidad se reabastecería cada año, y cada elemento de combustible pasaría cinco años en total dentro del núcleo. La temperatura del refrigerante de plomo sería de alrededor de 540 ° C, lo que da una alta eficiencia del 43%, la producción de calor primario de 700 MWt produce una potencia eléctrica de 300 MWe.La vida útil operativa de la unidad podría ser de 60 años. Se espera que NIKIET complete el diseño en 2014 para su construcción entre 2016 y 2020.[93]

El 16 de febrero de 2006, Estados Unidos, Francia y Japón firmaron un "acuerdo" para investigar y desarrollar reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Asociación Mundial de Energía Nuclear . [94] En abril de 2007, el gobierno japonés seleccionó a Mitsubishi Heavy Industries (MHI) como la "empresa principal en el desarrollo de FBR en Japón". Poco después, MHI fundó una nueva empresa, Mitsubishi FBR Systems (MFBR) para desarrollar y eventualmente vender tecnología FBR. [95]

El sitio nuclear de Marcoule en Francia, ubicación de Phénix (a la izquierda).

En septiembre de 2010, el gobierno francés asignó 651,6 millones de euros al Commissariat à l'énergie atomique para finalizar el diseño de ASTRID (Reactor tecnológico avanzado de sodio para demostración industrial), un diseño de reactor de cuarta generación de 600 MW que se finalizará en 2020. [96 ] [97] En 2013, el Reino Unido había mostrado interés en el reactor PRISM y estaba trabajando en conjunto con Francia para desarrollar ASTRID. En 2019, CEA anunció que este diseño no se construiría antes de mediados de siglo. [98]

En octubre de 2010, GE Hitachi Nuclear Energy firmó un memorando de entendimiento con los operadores del sitio Savannah River del Departamento de Energía de EE. UU. , Que debería permitir la construcción de una planta de demostración basada en el reactor reproductor rápido S-PRISM de la empresa antes de que el diseño reciba la Aprobación de licencias de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC). [99] En octubre de 2011, The Independent informó que la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear (NDA) del Reino Unido y asesores superiores del Departamento de Energía y Cambio Climático (DECC) habían solicitado detalles técnicos y financieros de PRISM, en parte como un medio para reducir el reserva de plutonio.[100]

El reactor de onda viajera (TWR) propuesto en una patente por Intellectual Ventureses un reactor reproductor rápido diseñado para no necesitar reprocesamiento de combustible durante las décadas de vida útil del reactor. La onda de combustión en el diseño TWR no se mueve de un extremo al otro del reactor, sino gradualmente de adentro hacia afuera. Además, a medida que la composición del combustible cambia a través de la transmutación nuclear, las barras de combustible se reorganizan continuamente dentro del núcleo para optimizar el flujo de neutrones y el uso de combustible en cualquier momento dado. Por tanto, en lugar de permitir que la onda se propague a través del combustible, el propio combustible se mueve a través de una onda de combustión en gran parte estacionaria. Esto es contrario a muchos informes de los medios, que han popularizado el concepto como un reactor en forma de vela con una región de combustión que se mueve hacia abajo por una barra de combustible. Al reemplazar una configuración de núcleo estático con un núcleo de "onda estacionaria" o "solitón" gestionado activamente,TerraPowerEl diseño evita el problema de enfriar una región de combustión muy variable. En este escenario, la reconfiguración de las barras de combustible se logra de forma remota mediante dispositivos robóticos; el recipiente de contención permanece cerrado durante el procedimiento y no hay tiempo de inactividad asociado. [101]

Ver también

  • Programa de energía nuclear de tres etapas de la India
  • Reactor de neutrones rápidos
  • Reactor rápido refrigerado por sodio
  • Reactor rápido integral
  • Reactor rápido refrigerado por plomo
  • Reactor rápido refrigerado por gas
  • Reactor de IV generación
  • Reactor de agua de moderación reducida
  • Reactor de agua supercrítica
  • Híbrido de fusión-fisión nuclear
  • David Hahn

Referencias

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    "Los análisis isotópicos revelaron una especie de masa 248 en abundancia constante en tres muestras analizadas durante un período de aproximadamente 10 meses. Esto se atribuyó a un isómero de Bk 248 con una vida media superior a 9 [años]. Sin crecimiento de Cf 248 fue detectado, y un límite inferior para la β - vida media se puede ajustar en alrededor de 10 4 [años] No alfa atribuible actividad para el nuevo isómero se ha detectado; la alfa vida media es probablemente mayor que 300 [año. ]. "
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enlaces externos

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  • Terminología del criador
  • Programa nuclear de EE. UU.
  • Base de datos de reactores rápidos del OIEA
  • Documentos técnicos del OIEA sobre reactores rápidos
  • Reactores diseñados por el laboratorio nacional Argonne: tecnología de reactores rápidos Argonne fue pionera en el desarrollo de reactores rápidos y es líder en el desarrollo de reactores rápidos en todo el mundo. Véase también Legado de tecnología y ciencia nuclear de Argonne .
  • Fundación del Patrimonio Atómico - EBR-I
  • The Changing Need for a Breeder Reactor por Richard Wilson en el 24o Simposio Anual del Uranium Institute, septiembre de 1999
  • Reactor reproductor experimental II (EBR-II): una central nuclear experimental integrada de reactor rápido
  • Organización Internacional de Energía del Torio - www.IThEO.org
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