Un reactor de neutrones rápidos ( FNR ) o simplemente un reactor rápido es una categoría de reactor nuclear en el que la reacción en cadena de fisión es sostenida por neutrones rápidos (que transportan energías por encima de 0,5 MeV o más, en promedio), a diferencia de los neutrones térmicos utilizados en reactores de neutrones térmicos . Dicho reactor no necesita moderador de neutrones , pero requiere un combustible que sea relativamente rico en material fisible en comparación con el requerido para un reactor de neutrones térmicos.
Introducción
El uranio natural se compone principalmente de tres isótopos :238
U ,235
U , y trazas de234
U (un producto de desintegración de238
U ).238
El U representa aproximadamente el 99,3% del uranio natural y sufre fisión solo por neutrones rápidos. [1] Aproximadamente el 0,7% del uranio natural es235
U , que sufre fisión por neutrones de cualquier energía, pero particularmente por neutrones de menor energía. Cuando cualquiera de estos isótopos sufre fisión, libera neutrones con una distribución de energía que alcanza un máximo de 1 a 2 MeV. El flujo de neutrones de fisión de mayor energía (> 2 MeV) es demasiado bajo para crear suficiente fisión en238
U , y el flujo de neutrones de fisión de menor energía (<2 MeV) es demasiado bajo para hacerlo fácilmente en235
T . [2]
La solución común a este problema es ralentizar los neutrones utilizando un moderador de neutrones , que interactúa con los neutrones para ralentizarlos. El moderador más común es el agua, que actúa por dispersión elástica hasta que los neutrones alcanzan el equilibrio térmico con el agua. La clave para el diseño del reactor es distribuir cuidadosamente el combustible y el agua para que los neutrones tengan tiempo de desacelerar lo suficiente como para volverse altamente reactivos con el235
U , pero no tan lejos como para permitirles escapar del núcleo del reactor.
Aunque 238
U no sufre fisión por los neutrones liberados en la fisión, el núcleo puede capturar neutrones térmicos para transmutar el uranio en239
Pu .239
Pu tiene una sección transversal de neutrones similar a la de235
U , y la mayoría de los átomos creados de esta manera sufrirán fisión a partir de los neutrones térmicos. En la mayoría de los reactores, esto representa hasta ⅓ de la energía generada. Algunos239
El pu permanece, y el sobrante, junto con el uranio sin reaccionar, se puede reciclar durante el reprocesamiento nuclear .
El agua tiene desventajas como moderadora. Puede absorber un neutrón y eliminarlo de la reacción. Hace esto lo suficiente para que la concentración de235
U en el uranio natural es demasiado bajo para sostener la reacción en cadena; los neutrones perdidos por absorción en el agua y238
U , junto con los que se pierden en el medio ambiente, hace que queden muy pocos en el combustible. La solución más común a este problema es concentrar ligeramente la cantidad de235
U en el combustible para producir uranio enriquecido , con el sobrante238
U conocido como uranio empobrecido . Otros diseños utilizan diferentes moderadores, como agua pesada , que tienen muchas menos probabilidades de absorber neutrones, lo que les permite funcionar con combustible no enriquecido. En cualquier caso, la economía de neutrones del reactor se basa en neutrones térmicos .
Fisión rápida, reproductores
Aunque 235
U y239
Los Pu son menos sensibles a los neutrones de mayor energía, todavía permanecen algo reactivos en el rango de MeV. Si el combustible se enriquece, eventualmente se alcanzará un umbral donde hay suficientes átomos fisionables en el combustible para mantener una reacción en cadena incluso con neutrones rápidos.
La principal ventaja es que al eliminar el moderador, el tamaño del reactor se puede reducir en gran medida y, hasta cierto punto, la complejidad. Esto se usó comúnmente para muchos de los primeros sistemas de reactores submarinos, donde el tamaño y el peso son preocupaciones importantes. La desventaja de la reacción rápida es que el enriquecimiento de combustible es un proceso costoso, por lo que generalmente no es adecuado para la generación eléctrica u otras funciones en las que el costo es más importante que el tamaño.
Otra ventaja de la reacción rápida ha dado lugar a un desarrollo considerable para uso civil. Los reactores rápidos carecen de un moderador y, por lo tanto, carecen de uno de los sistemas que eliminan los neutrones del sistema. Los que corren en239
Pu aumenta aún más el número de neutrones, porque su ciclo de fisión más común emite tres neutrones en lugar de la mezcla de dos y tres neutrones liberados por235
T . Rodeando el núcleo del reactor con un moderador y luego una capa (manta) de238
U , esos neutrones se pueden capturar y usar para reproducir más239
Pu . Esta es la misma reacción que ocurre internamente en los diseños convencionales, pero en este caso la manta no tiene que sostener una reacción y, por lo tanto, puede estar hecha de uranio natural o uranio empobrecido.
Debido al excedente de neutrones de 239
Pu fisión, el reactor produce más239
Pu de lo que consume. El material de la manta se puede procesar luego para extraer el239
Pu para reemplazar las pérdidas en el reactor, y el excedente luego se mezcla con uranio para producir combustible MOX que se puede alimentar a los reactores convencionales de neutrones lentos. De este modo, un solo reactor rápido puede alimentar a varios lentos, aumentando considerablemente la cantidad de energía extraída del uranio natural, desde menos del 1% en un ciclo normal de un solo paso , hasta un 60% en los mejores ciclos de reactores rápidos existentes. o más del 99% en el Reactor Rápido Integral .
Dadas las reservas limitadas de mineral de uranio conocidas en la década de 1960 y el ritmo al que se esperaba que la energía nuclear se hiciera cargo de la generación de carga base , durante las décadas de 1960 y 1970 se consideró que los reactores reproductores rápidos eran la solución a las necesidades energéticas del mundo. Al utilizar el procesamiento doble, un mejorador rápido aumenta la capacidad energética de los depósitos de mineral conocidos hasta en 100 veces, lo que significa que las fuentes de mineral existentes durarían cientos de años. La desventaja de este enfoque es que el reactor reproductor tiene que alimentarse con combustible caro y altamente enriquecido. En general, se esperaba que este precio todavía estuviera por debajo del precio del uranio enriquecido a medida que aumentaba la demanda y disminuían los recursos conocidos.
Durante la década de 1970, se examinaron los diseños experimentales de reproductores, especialmente en los Estados Unidos, Francia y la URSS. Sin embargo, esto coincidió con un desplome de los precios del uranio. El aumento esperado de la demanda llevó a las empresas mineras a ampliar los canales de suministro, que se pusieron en funcionamiento justo cuando la tasa de construcción de reactores se estancó a mediados de la década de 1970. El exceso de oferta resultante hizo que los precios del combustible cayeran de aproximadamente 40 dólares la libra en 1980 a menos de 20 dólares en 1984. Los criadores producían combustible mucho más caro, del orden de 100 a 160 dólares, y las pocas unidades que alcanzaron la operación comercial demostraron ser ser económicamente desastroso. El interés en los reactores reproductores se atenuó aún más por la decisión de Jimmy Carter de abril de 1977 de aplazar la construcción de reproductores en los Estados Unidos debido a preocupaciones sobre la proliferación y al terrible historial operativo del reactor Superphénix de Francia .
Ventajas
Actínidos y productos de fisión por vida media | ||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Actínidos [3] por cadena de desintegración | Rango de vida media ( a ) | Productos de fisión de 235 U por rendimiento [4] | ||||||
4 n | 4 n +1 | 4 n +2 | 4 n +3 | |||||
4,5–7% | 0,04-1,25% | <0,001% | ||||||
228 Ra№ | 4 a 6 a | † | 155 Euþ | |||||
244 cmƒ | 241 Puƒ | 250 Cf | 227 Ac№ | 10-29 a | 90 Sr | 85 Kr | 113m Cdþ | |
232 Uƒ | 238 Puƒ | 243 cmƒ | 29–97 a | 137 Cs | 151 Smþ | 121m Sn | ||
248 Bk [5] | 249 Cfƒ | 242 m amƒ | 141–351 a | Ningún producto de fisión | ||||
241 amƒ | 251 Cfƒ [6] | 430–900 a | ||||||
226 Ra№ | 247 Bk | 1,3–1,6 ka | ||||||
240 Pu | 229 mil | 246 cmƒ | 243 amƒ | 4,7 a 7,4 ka | ||||
245 cmƒ | 250 cm | 8,3–8,5 ka | ||||||
239 Puƒ | 24,1 ka | |||||||
230 mil№ | 231 Pa№ | 32–76 ka | ||||||
236 Npƒ | 233 Uƒ | 234 U№ | 150-250 ka | ‡ | 99 Tc₡ | 126 Sn | ||
248 cm | 242 Pu | 327–375 ka | 79 Se₡ | |||||
1,53 Ma | 93 Zr | |||||||
237 Npƒ | 2,1–6,5 Ma | 135 Cs₡ | 107 Pd | |||||
236 U | 247 cmƒ | 15-24 Ma | 129 I₡ | |||||
244 Pu | 80 Ma | ... ni más allá de 15,7 Ma [7] | ||||||
232 mil№ | 238 U№ | 235 Uƒ№ | 0,7-14,1 Ga | |||||
Leyenda de los símbolos en superíndice |
Los reactores de neutrones rápidos pueden reducir la radiotoxicidad total de los desechos nucleares [8] utilizando todos o casi todos los desechos como combustible. Con neutrones rápidos, la relación entre la división y la captura de neutrones por el plutonio y los actínidos menores es a menudo mayor que cuando los neutrones son más lentos, a velocidades "epitermales" térmicas o casi térmicas. Los actínidos pares transmutados (p. Ej.240
Pu ,242
Pu ) se divide casi tan fácilmente como los actínidos impares en los reactores rápidos. Después de que se dividen, los actínidos se convierten en un par de " productos de fisión ". Estos elementos tienen menos radiotoxicidad total. Dado que la eliminación de los productos de fisión está dominada por los productos de fisión más radiotóxicos , el estroncio-90 , que tiene una vida media de 28,8 años, y el cesio-137 , que tiene una vida media de 30,1 años, [8] el resultado es reducir la vida útil de los desechos nucleares va desde decenas de milenios (desde isótopos transuránicos) hasta unos pocos siglos. Los procesos no son perfectos, pero los transuránicos restantes se reducen de un problema significativo a un pequeño porcentaje del desperdicio total, porque la mayoría de los transuránicos se pueden usar como combustible.
Los reactores rápidos resuelven técnicamente el argumento de la "escasez de combustible" contra los reactores alimentados con uranio sin asumir reservas no descubiertas o extracción de fuentes diluidas como el granito o el agua de mar. Permiten la obtención de combustibles nucleares a partir de casi todos los actínidos, incluidas las abundantes fuentes conocidas de uranio y torio empobrecidos y los desechos de los reactores de agua ligera. En promedio, los neutrones rápidos producen más neutrones por fisión que los neutrones térmicos . Esto da como resultado un excedente mayor de neutrones más allá de los necesarios para sostener la reacción en cadena. Estos neutrones pueden usarse para producir combustible adicional o para transmutar desechos de vida media prolongada en isótopos menos problemáticos, como se hizo en el reactor Phénix en Marcoule , Francia , o algunos pueden usarse para cada propósito. Aunque los reactores térmicos convencionales también producen un exceso de neutrones, los reactores rápidos pueden producir suficientes para generar más combustible del que consumen. Estos diseños se conocen como reactores reproductores rápidos . [ cita requerida ]
Desventajas
La principal desventaja de los reactores de neutrones rápidos es que hasta la fecha han demostrado ser costosos de construir y operar, y ninguno ha demostrado ser competitivo en cuanto a costos con los reactores de neutrones térmicos a menos que el precio del uranio haya aumentado drásticamente. [9]
Algunas otras desventajas son específicas de algunos diseños.
El sodio se usa a menudo como refrigerante en reactores rápidos, porque no modera mucho las velocidades de los neutrones y tiene una alta capacidad calorífica. Sin embargo, arde y hace espuma en el aire. Ha causado dificultades en los reactores (por ejemplo, USS Seawolf (SSN-575) , Monju ), aunque algunos reactores rápidos refrigerados por sodio han funcionado de forma segura durante largos períodos (en particular, el Phénix y el EBR-II durante 30 años, o el BN-600 todavía en funcionamiento desde 1980 a pesar de varias fugas e incendios menores). [ cita requerida ]
Otro problema está relacionado con la activación de neutrones. Dado que los metales líquidos distintos del litio y el berilio tienen una capacidad moderadora baja, la interacción principal de los neutrones con el refrigerante del reactor rápido es la reacción (n, gamma), que induce radiactividad en el refrigerante. La irradiación de neutrones activa una fracción significativa de refrigerante en reactores rápidos de alta potencia, hasta alrededor de un terabecquerel de desintegraciones beta por kilogramo de refrigerante en funcionamiento constante. [10] Esta es la razón por la que los reactores enfriados por sodio tienen un circuito de enfriamiento primario incrustado dentro de una piscina de sodio separada. El sodio-24 que resulta de la captura de neutrones sufre desintegración beta a magnesio-24 con una vida media de quince horas; el magnesio se elimina en una trampa fría.
Un diseño de reactor rápido defectuoso podría tener un coeficiente de vacío positivo : la ebullición del refrigerante en un accidente reduciría la densidad del refrigerante y, por lo tanto, la tasa de absorción; no se proponen tales diseños para servicio comercial. Esto es peligroso e indeseable desde el punto de vista de la seguridad y los accidentes. Esto se puede evitar con un reactor refrigerado por gas , ya que no se forman huecos en dicho reactor durante un accidente; sin embargo, la activación en el refrigerante sigue siendo un problema. Un reactor enfriado con helio evitaría ambos problemas, ya que la dispersión elástica y las secciones transversales totales son aproximadamente iguales, es decir, hay pocas reacciones (n, gamma) presentes en el refrigerante y la baja densidad del helio en condiciones de operación típicas significa que los neutrones tienen pocos interacciones con el refrigerante. [ cita requerida ]
Debido a las bajas secciones transversales de la mayoría de los materiales con altas energías de neutrones, la masa crítica en un reactor rápido es mucho mayor que en un reactor térmico. En la práctica, esto significa un enriquecimiento significativamente mayor :> 20% de enriquecimiento en un reactor rápido en comparación con <5% de enriquecimiento en reactores térmicos típicos.
Diseño de reactores
Refrigerante
El agua , el refrigerante más común en los reactores térmicos , generalmente no es factible para un reactor rápido, porque actúa como moderador de neutrones . Sin embargo, el reactor de Generación IV conocido como reactor de agua supercrítica con menor densidad de refrigerante puede alcanzar un espectro de neutrones lo suficientemente fuerte como para ser considerado un reactor rápido. La cría, que es la principal ventaja de los reactores rápidos sobre los térmicos, se puede lograr con un sistema térmico, enfriado por agua ligera y moderado que utiliza uranio enriquecido hasta ~ 90%.
Todos los reactores rápidos en funcionamiento son reactores refrigerados por metal líquido . El primer reactor Clementine utilizaba refrigerante de mercurio y combustible metálico de plutonio . Además de su toxicidad para los humanos, el mercurio tiene una sección transversal alta para la reacción (n, gamma), lo que provoca la activación en el refrigerante y la pérdida de neutrones que de otra manera podrían ser absorbidos en el combustible, por lo que ya no se considera como un refrigerante. Se han utilizado aleaciones eutécticas de plomo fundido y plomo - bismuto en unidades de propulsión naval, en particular en el submarino soviético clase Alfa , así como en algunos prototipos de reactores. La aleación de sodio y potasio (NaK) es popular en los reactores de prueba debido a su bajo punto de fusión . Todos los reactores rápidos a gran escala han utilizado refrigerante de sodio fundido .
Otro reactor rápido propuesto es un reactor de sal fundida , en el que las propiedades moderadoras de la sal son insignificantes. Esto se logra típicamente reemplazando los fluoruros de metales ligeros (p. Ej., Fluoruro de litio - LiF, fluoruro de berilio - BeF 2 ) en el portador de sal con cloruros metálicos más pesados (p. Ej., Cloruro de potasio - KCI, cloruro de rubidio - RbCl, cloruro de circonio - ZrCl 4 ) . Moltex Energy [11] propone construir un reactor de neutrones rápidos llamado Reactor de sal estable . En este diseño de reactor, el combustible nuclear se disuelve en una sal fundida. La sal está contenida en tubos de acero inoxidable similares a los que se utilizan en los reactores de combustible sólido. El reactor se enfría mediante la convección natural de otro refrigerante de sal fundida. Moltex afirma que su diseño es menos costoso de construir que una central eléctrica de carbón y puede consumir desechos nucleares de los reactores convencionales de combustible sólido.
Los reactores rápidos refrigerados por gas han sido objeto de investigación que comúnmente utiliza helio, que tiene pequeñas secciones transversales de absorción y dispersión, preservando así el espectro de neutrones rápidos sin una absorción de neutrones significativa en el refrigerante. [ cita requerida ]
Combustible
En la práctica, mantener una reacción en cadena de fisión con neutrones rápidos significa utilizar uranio o plutonio relativamente enriquecido . La razón de esto es que las reacciones fisionables se favorecen a energías térmicas, ya que la relación entre las239
Sección transversal de fisión de Pu y238
La sección transversal de absorción de U es ~ 100 en un espectro térmico y 8 en un espectro rápido. Las secciones transversales de fisión y absorción son bajas para ambos239
Pu y238
U a energías altas (rápidas), lo que significa que es más probable que los neutrones rápidos pasen a través del combustible sin interactuar que los neutrones térmicos; por tanto, se necesita más material fisionable. Por lo tanto, un reactor rápido no puede funcionar con combustible de uranio natural . Sin embargo, es posible construir un reactor rápido que genere combustible produciendo más de lo que consume. Después de la carga inicial de combustible, dicho reactor puede reabastecerse mediante reprocesamiento . Los productos de fisión se pueden reemplazar agregando uranio natural o incluso empobrecido sin enriquecimiento adicional. Este es el concepto de reactor reproductor rápido o FBR.
Hasta ahora, la mayoría de los reactores de neutrones rápidos han utilizado combustible MOX (óxido mixto) o aleación de metal . Uso de reactores soviéticos de neutrones rápidos (alto235
U enriquecido) combustible de uranio. El reactor prototipo de la India utiliza combustible de carburo de uranio.
Si bien la criticidad a energías rápidas se puede lograr con uranio enriquecido al 5,5 por ciento (en peso) de uranio 235, se han propuesto diseños de reactores rápidos con enriquecimientos en el rango del 20 por ciento por razones que incluyen la vida útil del núcleo: si un reactor rápido se cargara con el mínimo masa crítica, entonces el reactor se volvería subcrítico después de la primera fisión. Más bien, se inserta un exceso de combustible con mecanismos de control de reactividad, de manera que el control de reactividad se inserta completamente al comienzo de la vida para llevar el reactor de supercrítico a crítico; a medida que se agota el combustible, se retira el control de reactividad para mantener la fisión continua. En un reactor reproductor rápido , se aplica lo anterior, aunque la reactividad del agotamiento del combustible también se compensa mediante la reproducción, ya sea233
U o239
Pu y241
Pu de torio-232 o238
U , respectivamente.
Control
Al igual que los reactores térmicos, los reactores de neutrones rápidos se controlan manteniendo la criticidad del reactor dependiendo de los neutrones retardados , con un control general de las varillas o palas de control que absorben neutrones.
Sin embargo, no pueden depender de cambios en sus moderadores porque no hay moderador. Entonces, el ensanchamiento Doppler en el moderador, que afecta a los neutrones térmicos , no funciona, ni tampoco un coeficiente de vacío negativo del moderador. Ambas técnicas son comunes en los reactores de agua ligera ordinarios .
El ensanchamiento Doppler por el movimiento molecular del combustible, por su calor, puede proporcionar una rápida retroalimentación negativa. El movimiento molecular de los mismos fisionables puede ajustar la velocidad relativa del combustible lejos de la velocidad óptima de neutrones. La expansión térmica del combustible puede proporcionar retroalimentación negativa. Los reactores pequeños, como los de los submarinos, pueden utilizar el ensanchamiento Doppler o la expansión térmica de los reflectores de neutrones.
Historia
Una propuesta del OIEA de 2008 para un sistema de conservación de conocimientos de reactores rápidos [12] señaló que:
durante los últimos 15 años ha habido un estancamiento en el desarrollo de reactores rápidos en los países industrializados que estuvieron involucrados, antes, en el desarrollo intensivo de esta área. Todos los estudios sobre reactores rápidos se han paralizado en países como Alemania, Italia, Reino Unido y Estados Unidos de América y el único trabajo que se está llevando a cabo está relacionado con el desmantelamiento de reactores rápidos. Muchos especialistas que participaron en los estudios y trabajos de desarrollo en esta área en estos países ya se han jubilado o están cerca de jubilarse. En países como Francia, Japón y la Federación de Rusia, que aún persiguen activamente la evolución de la tecnología de reactores rápidos, la situación se ve agravada por la falta de científicos e ingenieros jóvenes que se muevan hacia esta rama de la energía nuclear.
Lista de reactores rápidos
Reactores fuera de servicio
Estados Unidos
- Clementine fue el primer reactor rápido, construido en 1946 en el Laboratorio Nacional de Los Alamos . Utilizaba combustible metálico de plutonio, refrigerante de mercurio, alcanzaba una temperatura de 25 kW y se utilizaba para la investigación, especialmente como fuente de neutrones rápidos.
- El Reactor Reproductor Experimental I (EBR-I) en Argonne West, ahora Laboratorio Nacional de Idaho , cerca de Arco, Idaho , en 1951 se convirtió en el primer reactor en generar cantidades significativas de energía. Desarmado en 1964.
- Fermi 1 cerca de Detroit era un prototipo de reactor reproductor rápido que se encendió en 1957 y se cerró en 1972.
- El Reactor Reproductor Experimental II (EBR-II) en el Laboratorio Nacional de Idaho , cerca de Arco, Idaho , fue un prototipo del Reactor Rápido Integral, 1965-1994.
- SEFOR en Arkansas, fue un reactor de investigación de 20 MWt que operó desde 1969 hasta 1972.
- Fast Flux Test Facility (FFTF), 400 MWt, funcionó sin problemas desde 1982 hasta 1992, en Hanford Washington. Se utilizó sodio líquido drenado con relleno de argón bajo cuidado y mantenimiento.
- El SRE en California era un reactor comercial de 20 MWt y 6,5 MWe que funcionó entre 1957 y 1964.
- LAMPRE-1 era un reactor de 1 MWth alimentado con plutonio fundido. Operó como reactor de investigación desde 1961 hasta 1963 en el laboratorio nacional de Los Alamos.
Europa
- El reactor rápido tipo bucle de Dounreay (DFR), 1959-1977, era un reactor rápido prototipo (PFR) de 14 MWe , 1974-1994, 250 MWe, en Caithness , en el área de las Tierras Altas de Escocia .
- El reactor rápido tipo Dounreay Pool (PFR), 1975-1994, era un 600 MWt, 234 MWe que utilizaba combustible de óxidos mixtos (MOX).
- Rapsodie en Cadarache , Francia, (20 y luego 40 MW) operó entre 1967 y 1982.
- Superphénix , en Francia, 1200 MWe, cerró en 1997 debido a una decisión política y altos costos.
- Phénix , 1973, Francia, 233 MWe, reinició 2003 a 140 MWe para experimentos de transmutación de residuos nucleares durante seis años, cesó la generación de energía en marzo de 2009, aunque continuará en operación de prueba y continuará los programas de investigación de CEA hasta finales de 2009. Detenido en 2010.
- KNK-II, en Alemania, un reactor rápido experimental compacto refrigerado por sodio de 21 MWe que funcionó entre octubre de 1977 y agosto de 1991. El objetivo del experimento era eliminar los desechos nucleares mientras se producía energía. Hubo problemas menores de sodio combinados con protestas públicas que resultaron en el cierre de la instalación.
URSS / Rusia
- Se utilizaron pequeños reactores rápidos refrigerados por plomo para la propulsión naval , en particular por la Armada Soviética .
- BR-5: fue un reactor de neutrones rápidos centrado en la investigación en el Instituto de Física y Energía en Obninsk de 1959 a 2002.
- BN-350 fue construido por la Unión Soviética en Shevchenko (hoy Aqtau ) en el Mar Caspio . Produjo 130 MWe más 80.000 toneladas de agua dulce por día.
- IBR-2: era un reactor de neutrones rápidos centrado en la investigación en el Instituto Conjunto de Investigación Nuclear en Dubna (cerca de Moscú).
- RORSAT: la Unión Soviética lanzó 33 reactores espaciales rápidos entre 1989 y 1990 como parte de un programa conocido como Radar Ocean Reconnaissance Satellite (RORSAT) en los EE. UU. Normalmente, los reactores producían aproximadamente 3 kWe.
- BES-5 : fue un reactor espacial enfriado por sodio lanzado como parte del programa RORSAT que produjo 5 kWe.
- BR-5 : era un reactor rápido de sodio de 5 MWt operado por la URSS en 1961 principalmente para pruebas de materiales.
- Ruso Alpha 8 PbBi - era una serie de reactores rápidos refrigerados con plomo y bismuto usados a bordo de submarinos. Los submarinos funcionaban como submarinos asesinos, permanecían en el puerto y luego atacaban debido a las altas velocidades que podía alcanzar el submarino.
Asia
- El reactor Monju , de 300 MWe, en Japón , se cerró en 1995 tras una grave fuga de sodio y un incendio. Se reinició el 6 de mayo de 2010, pero en agosto de 2010 otro accidente, que involucró la caída de maquinaria, apagó el reactor nuevamente. En junio de 2011, el reactor había generado electricidad solo durante una hora desde su primera prueba dos décadas antes. [ cita requerida ]
- El reactor Aktau , de 150 MWe, en Kazajstán , se utilizó para la producción de plutonio, la desalinización y la electricidad. Cerró 4 años después de que expirara la licencia de operación de la planta. [ cita requerida ]
Nunca operado
- Clinch River Breeder Reactor , Estados Unidos
- Reactor Rápido Integral , Estados Unidos. El diseño enfatizó el ciclo del combustible basado en el reprocesamiento electrolítico in situ. Cancelado en 1994 sin construcción.
- SNR-300 , Alemania
Activo
- BN-600 : un reactor reproductor rápido refrigerado por sodio tipo piscina en la central nuclear de Beloyarsk . Proporciona 560 MWe a la red eléctrica de los Urales medios. En funcionamiento desde 1980.
- BN-800 : un reactor reproductor rápido refrigerado por sodio en la central nuclear de Beloyarsk. Genera 880 MW de energía eléctrica y comenzó a producir electricidad en octubre de 2014. Alcanzó su máxima potencia en agosto de 2016.
- BOR-60: un reactor refrigerado por sodio en el Instituto de Investigación de Reactores Atómicos en Dimitrovgrad, Rusia . En funcionamiento desde 1968. Produce 60MW con fines experimentales. [ cita requerida ]
- FBTR : un reactor experimental de 10,5 MW en la India que se centró en alcanzar niveles significativos de quemado.
- China Experimental Fast Reactor , un reactor experimental de 60 MWth, 20 MWe, que se volvió crítico en 2011 y actualmente está en funcionamiento. [13] Se utiliza para la investigación de materiales y componentes de futuros reactores rápidos chinos.
- KiloPower / KRUSTY es un reactor rápido de sodio de investigación de 1-10 kWe construido en el Laboratorio Nacional de Los Alamos. Alcanzó la criticidad por primera vez en 2015 y demuestra una aplicación de un ciclo de energía Stirling.
Bajo reparación
- Jōyō (常 陽) , 1977-1997 y 2004-2007, Japón, 140 MWt es un reactor experimental que funciona como una instalación de prueba de irradiación. Después de un incidente en 2007, el reactor fue suspendido para su reparación, se planeó que los trabajos de remodelación se completaran en 2014. [14]
Bajo construcción
- PFBR , Kalpakkam, India, reactor de 500 MWe con criticidad planificada para 2021. Es un reactor reproductor rápido de sodio.
- CFR-600 , China, 600 MWe.
- MBIR Reactor de investigación de neutrones rápidos multipropósito. El sitio del Instituto de Investigación de Reactores Atómicos (NIIAR) en Dimitrovgrad en la región de Ulyanovsk en el oeste de Rusia, 150 MWt. La construcción comenzó en 2016 y su finalización está programada para 2024.
En diseño
- BN-1200 , Rusia , construido a partir de 2014, [15] con operación planificada para 2018-2020, [16] ahora retrasada hasta al menos 2035. [17]
- Se planeó enviar Toshiba 4S a Galena, Alaska (EE. UU.), Pero el progreso se estancó (ver Planta de energía nuclear de Galena )
- KALIME es un proyecto de 600 MWe en Corea del Sur, proyectado para 2030. [18] KALIMER es una continuación del reactor de neutrones rápidos, alimentado por metal y refrigerado por sodio en una piscina representada por el reactor de quemador avanzado (2006), S- PRISM (1998-presente), Integral Fast Reactor (1984-1994) y EBR-II (1965-1995).
- Reactor de IV generación ( enfriado con helio · sodio · plomo ) Esfuerzo internacional propuesto por Estados Unidos, después de 2030.
- JSFR, Japón, un proyecto para un reactor de 1500 MWe comenzó en 1998, pero sin éxito.
- ASTRID , Francia, canceló el proyecto de un reactor refrigerado por sodio de 600 MWe.
- El reactor de enfriamiento atmosférico de Marte (MACR) es un proyecto de 1 MWe, cuya finalización está prevista para 2033. El MACR es un reactor de neutrones rápidos refrigerado por gas (refrigerante de dióxido de carbono) destinado a proporcionar energía a las colonias de Marte propuestas.
- TerraPower está diseñando un reactor de sales fundidas en asociación con Southern Company , Oak Ridge National Laboratory , Idaho National Laboratory , Vanderbilt University y el Electric Power Research Institute . Esperan comenzar a probar una instalación de circuito en 2019 y están ampliando su proceso de fabricación de sal. Los datos se utilizarán para evaluar la termohidráulica y los códigos de análisis de seguridad. [19]
- Elysium Industries está diseñando un reactor de sales fundidas de espectro rápido. [20]
- ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) es un demostrador de reactor rápido refrigerado por plomo diseñado por Ansaldo Energia de Italia, representa la última etapa de los proyectos ELSY y LEADER. [21]
Planificado
- RBA futura, India, 600 MWe, después de 2025 [22]
Gráfico
nosotros | Rusia | Europa | Asia | |
---|---|---|---|---|
Pasado | Clementina , EBR-I / II , SEFOR , FFTF | BN-350 | Dounreay , Rapsodie , Superphénix , Phénix (parado en 2010) | |
Cancelado | Río Clinch , IFR | SNR-300 | ||
En desmantelamiento | Monju | |||
Operando | BOR-60 , BN-600 , BN-800 [ cita requerida ] | FBTR , MCER | ||
Bajo reparación | Jōyō | |||
Bajo construcción | MBIR | PFBR , CFR-600 | ||
Planificado | Gen IV ( gas · sodio · plomo · sal ), TerraPower , Elysium MCSFR, DoE VTR | BN-1200 | ASTRID , Moltex | 4S , JSFR , KALIMER |
Ver también
- Amplificador de energía
- Reactor reproductor rápido
- Reactor rápido refrigerado por gas
- Reactor de IV generación
- Reactor rápido refrigerado por plomo
- Ciclo del combustible nuclear
- Reactor rápido refrigerado por sodio
- Reactor de neutrones térmicos
Referencias
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- ^ "Espectros de flujo de neutrones - energía nuclear" . www.nuclear-power.net . Consultado el 29 de agosto de 2017 .
- ^ Más radio (elemento 88). Si bien en realidad es un subactínido, precede inmediatamente al actinio (89) y sigue una brecha de inestabilidad de tres elementos después del polonio (84) donde ningún nucleido tiene vidas medias de al menos cuatro años (el nucleido de vida más larga en la brecha es radón-222 con una vida media de menos de cuatro días ). Por lo tanto, el isótopo de vida más larga del radio, a 1.600 años, merece la inclusión del elemento aquí.
- ^ Específicamente de la fisión de neutrones térmicos del U-235, por ejemplo, en un reactor nuclear típico.
- ^ Milsted, J .; Friedman, AM; Stevens, CM (1965). "La vida media alfa del berkelio-247; un nuevo isómero de larga duración del berkelio-248". Física nuclear . 71 (2): 299. Código Bibliográfico : 1965NucPh..71..299M . doi : 10.1016 / 0029-5582 (65) 90719-4 .
"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. ]. " - ^ Este es el nucleido más pesado con una vida media de al menos cuatro años antes del " Mar de la inestabilidad ".
- ^ Excluyendo aquellosnucleidos" clásicamente estables " con vidas medias significativamente superiores a 232 Th; por ejemplo, mientras que 113m Cd tiene una vida media de sólo catorce años, la de 113 Cd es de casi ocho billones de años.
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enlaces externos
- https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
- Informe ANL sobre REACTORES RÁPIDOS SOVIÉTICOS TEMPRANOS
- Artículo sobre trabajo reciente sobre reactores de neutrones rápidos en Scientific American, diciembre de 2005
- Base de datos de reactores rápidos del OIEA
- La recuperación de datos de reactores rápidos y la preservación de conocimientos busca establecer un inventario internacional completo de datos y conocimientos de reactores rápidos, que sería suficiente para formar la base para el desarrollo de reactores rápidos en 30 a 40 años a partir de ahora.
- Asociación Nuclear Mundial: Reactores de neutrones rápidos
- Organización Internacional de Energía del Torio