El reactor rápido integral ( IFR , reactor de metal líquido originalmente avanzado ) es un diseño para un reactor nuclear que utiliza neutrones rápidos y ningún moderador de neutrones (un reactor "rápido" ). El IFR produciría más combustible y se distingue por un ciclo de combustible nuclear que utiliza el reprocesamiento mediante electrorrefinación en el sitio del reactor.
El desarrollo del IFR comenzó en 1984 y el Departamento de Energía de EE. UU. Construyó un prototipo, el Experimental Breeder Reactor II . El 3 de abril de 1986, dos pruebas demostraron la seguridad inherente del concepto IFR. Estas pruebas simulaban accidentes con pérdida de flujo de refrigerante. Incluso con sus dispositivos de apagado normales desactivados, el reactor se apagó de forma segura sin sobrecalentarse en ninguna parte del sistema. El proyecto IFR fue cancelado por el Congreso de los Estados Unidos en 1994, tres años antes de su finalización. [1]
El reactor rápido refrigerado por sodio de generación IV propuesto es el diseño de reactor reproductor rápido superviviente más cercano . Otros países también han diseñado y operado reactores rápidos .
S-PRISM (de SuperPRISM), también llamado PRISM (Power Reactor Innovative Small Module), es el nombre de un diseño de planta de energía nuclear de GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) basado en el Integral Fast Reactor. [2]
Historia
La investigación sobre el reactor comenzó en 1984 en el Laboratorio Nacional Argonne en Argonne, Illinois. Argonne es parte del sistema de laboratorio nacional del Departamento de Energía de EE. UU. Y es operado por contrato por la Universidad de Chicago .
Argonne anteriormente tenía un campus sucursal llamado "Argonne West" en Idaho Falls , Idaho , que ahora forma parte del Laboratorio Nacional de Idaho . En el pasado, en el campus de la sucursal, los físicos de Argonne habían construido lo que se conocía como el Reactor Reproductor Experimental II (EBR II). Mientras tanto, los físicos de Argonne habían diseñado el concepto IFR y se decidió que el EBR II se convertiría en un IFR. Charles Till, un físico canadiense de Argonne, era el jefe del proyecto IFR y Yoon Chang era el subdirector. Till se colocó en Idaho, mientras que Chang estaba en Illinois.
Cancelación
Con la elección del presidente Bill Clinton en 1992 y el nombramiento de Hazel O'Leary como secretaria de Energía , hubo presión desde arriba para cancelar el IFR. [3] El senador John Kerry (D-MA) y O'Leary encabezaron la oposición al reactor, argumentando que sería una amenaza para los esfuerzos de no proliferación, y que era una continuación del Proyecto del Reactor Criador del Río Clinch que había sido cancelado por el Congreso. [4]
Simultáneamente, en 1994, el Secretario de Energía O'Leary otorgó al científico principal de IFR $ 10,000 y una medalla de oro, y la mención indica que su trabajo para desarrollar tecnología IFR proporcionó "seguridad mejorada, uso más eficiente del combustible y menos desechos radiactivos". [5]
Los opositores al IFR también presentaron un informe [6] de la Oficina de Seguridad Nuclear del DOE sobre las acusaciones de un ex empleado de Argonne de que Argonne había tomado represalias contra él por plantear preocupaciones sobre la seguridad, así como sobre la calidad de la investigación realizada sobre el programa IFR. El informe recibió atención internacional, con una notable diferencia en la cobertura que recibió de las principales publicaciones científicas. La revista británica Nature tituló su artículo "Informe respalda al denunciante", y también señaló conflictos de intereses por parte de un panel del DOE que evaluó la investigación de IFR. [7] En contraste, el artículo que apareció en Science se titulaba "¿Argonne Whistleblower realmente estaba soplando humo?". [8] Cabe destacar, que el artículo no dio a conocer que el Director de Argonne National Laboratories, Alan Schriesheim, fue miembro del Consejo de Administración de la Ciencia 's organización matriz, la Asociación Americana para el Avance de la Ciencia. [9]
A pesar del apoyo al reactor por parte del entonces Rep. Richard Durbin (D-IL) y los senadores estadounidenses Carol Moseley Braun (D-IL) y Paul Simon (D-IL), la financiación del reactor se redujo drásticamente y finalmente se canceló en 1994, a un costo mayor que terminarlo. Cuando el presidente Clinton llamó la atención sobre esto, dijo: "Lo sé; es un símbolo".
Desde 2000
En 2001, como parte de la hoja de ruta de la Generación IV , el DOE encargó a un equipo de científicos de 242 personas del DOE, UC Berkeley, MIT, Stanford, ANL, LLNL, Toshiba, Westinghouse, Duke, EPRI y otras instituciones que evaluaran 19 de los mejores diseños de reactores en 27 criterios diferentes. El IFR ocupó el primer lugar en su estudio que se publicó el 9 de abril de 2002. [10]
En la actualidad no existen Reactores Rápidos Integrales en operación comercial, sin embargo, un reactor rápido muy similar, operado como quemador de existencias de plutonio, el reactor BN-800 , comenzó a operar comercialmente en 2014.
Resumen técnico
El IFR se enfría con sodio líquido o plomo [ dudoso ] y se alimenta con una aleación de uranio y plutonio . El combustible está contenido en un revestimiento de acero con relleno de sodio líquido en el espacio entre el combustible y el revestimiento. Un vacío sobre el combustible permite que el helio y el xenón radioactivo se recojan de forma segura sin aumentar significativamente la presión dentro del elemento combustible, y también permite que el combustible se expanda sin romper el revestimiento, lo que hace que el combustible de metal en lugar de óxido sea práctico.
Los reactores de varios submarinos soviéticos de la clase Alfa utilizaban una aleación eutéctica de plomo y bismuto como refrigerante. La ventaja del plomo frente al sodio es que no es reactivo químicamente, especialmente con el agua o el aire. Las desventajas son que el plomo líquido es mucho más denso y viscoso que el sodio líquido (lo que aumenta los costos de bombeo), y existen numerosos productos de activación de neutrones radiactivos, mientras que esencialmente no hay ninguno a partir del sodio.
Decisiones básicas de diseño
Combustible metálico
El combustible metálico con un vacío lleno de sodio dentro del revestimiento para permitir la expansión del combustible se ha demostrado en EBR-II. El combustible metálico hace que el piroprocesamiento sea la tecnología de reprocesamiento preferida. [ cita requerida ]
La fabricación de combustible metálico es más fácil y más barata que el combustible cerámico (óxido), especialmente en condiciones de manipulación remota. [11] [ cita requerida ]
El combustible metálico tiene mejor conductividad térmica y menor capacidad calorífica que el óxido, lo que tiene ventajas de seguridad. [11] [ cita requerida ]
Refrigerante de sodio
El uso de refrigerante de metal líquido elimina la necesidad de un recipiente a presión alrededor del reactor. El sodio tiene excelentes características nucleares, una alta capacidad calorífica y capacidad de transferencia de calor, baja densidad, baja viscosidad, un punto de fusión razonablemente bajo y un punto de ebullición alto, y una excelente compatibilidad con otros materiales, incluidos los materiales estructurales y el combustible. La alta capacidad calorífica del refrigerante y la eliminación de agua del núcleo aumentan la seguridad inherente del núcleo. [11] [ cita requerida ]
Diseño de piscina en lugar de bucle
Contener todo el refrigerante primario en una piscina produce varias ventajas de seguridad y confiabilidad. [11] [ cita requerida ]
Reprocesamiento in situ mediante piroprocesamiento
El reprocesamiento es esencial para lograr la mayoría de los beneficios de un reactor rápido, mejorando el uso de combustible y reduciendo los desechos radiactivos en varios órdenes de magnitud. [11] [ cita requerida ]
El procesamiento in situ es lo que hace que IFR sea integral . Esto y el uso de piroprocesamiento reducen el riesgo de proliferación. [12] [11] [se necesita una mejor fuente ]
En EBR-II se ha demostrado que el piroprocesamiento (utilizando un electrorrefinador) es práctico en la escala requerida. Comparado con el proceso acuoso PUREX , es económico en costo de capital y no es adecuado para la producción de material de armas, nuevamente a diferencia de PUREX que fue desarrollado para programas de armas. [ cita requerida ]
El piroprocesamiento hace que el combustible metálico sea el combustible de elección. Las dos decisiones son complementarias. [11] [ cita requerida ]
Resumen
Las cuatro decisiones básicas de combustible metálico, refrigerante de sodio, diseño de piscinas y reprocesamiento in situ por electrorrefinación, son complementarias y producen un ciclo de combustible resistente a la proliferación y eficiente en el uso de combustible, y un reactor con un alto nivel de seguridad inherente, mientras que minimizando la producción de residuos de alta actividad. La viabilidad de estas decisiones se ha demostrado durante muchos años de funcionamiento de EBR-II. [11]
Ventajas
Los reactores reproductores (como el IFR) podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio , reduciendo las necesidades de combustible en casi dos órdenes de magnitud en comparación con los reactores tradicionales de un solo paso, que extraen menos del 0,65% de la energía en uranio extraído, y menos del 5% del uranio enriquecido con el que se alimentan. Esto podría atenuar en gran medida la preocupación por el suministro de combustible o la energía utilizada en la minería .
Lo que es más importante hoy en día es por qué los reactores rápidos son eficientes en combustible: porque los neutrones rápidos pueden fisión o "quemar" todos los componentes de desecho de desechos transuránicos (TRU) ( actínidos : plutonio apto para reactores y actínidos menores ), muchos de los cuales duran decenas de miles de años o más y hacen que la eliminación convencional de desechos nucleares sea tan problemática. La mayoría de los productos de fisión radiactivos (FP) que produce el reactor tienen vidas medias mucho más cortas: son intensamente radiactivos a corto plazo pero se desintegran rápidamente. El IFR extrae y recicla el 99,9% de los elementos de uranio y transuranio en cada ciclo y los utiliza para producir energía; por lo que sus desechos son solo los productos de fisión; en 300 años su radiactividad caerá por debajo de la del mineral de uranio original. [13] [14] [ fuente no confiable? ] [15] [se necesita una mejor fuente ] El hecho de que los reactores de cuarta generación se estén diseñando para utilizar los desechos de las plantas de tercera generación podría cambiar fundamentalmente la historia nuclear, lo que podría hacer que la combinación de plantas de tercera y cuarta generación sea una opción energética más atractiva que la de tercera. la generación por sí sola lo habría sido, tanto desde la perspectiva de la gestión de residuos como desde la seguridad energética.
"Integral" se refiere al reprocesamiento in situ mediante piroprocesamiento electroquímico . Esto separa el combustible gastado en 3 fracciones: 1. Uranio, 2. Isótopos de plutonio y otros elementos Transuránicos , y 3. Productos de fisión nuclear . Los elementos de uranio y transuranio se reciclan en nuevas barras de combustible y los productos de fisión se convierten eventualmente en bloques de vidrio y metal para una eliminación más segura. Dado que las fracciones 2 y 3 (los elementos transuránicos combinados y los productos de fisión) son altamente radiactivos, las operaciones de transferencia y reprocesamiento de barras de combustible utilizan equipos robóticos o controlados a distancia. También se afirma que esto es una característica; no es un error; dado que el material fisible que nunca sale de la instalación (y sería fatal de manipular si lo hiciera) reduce en gran medida el potencial de proliferación de un posible desvío de material fisible.
Seguridad
En los reactores tradicionales de agua ligera (LWR), el núcleo debe mantenerse a alta presión para mantener el agua líquida a altas temperaturas. Por el contrario, dado que el IFR es un reactor refrigerado por metal líquido , el núcleo podría funcionar a una presión cercana a la ambiente, reduciendo drásticamente el peligro de un accidente por pérdida de refrigerante . Todo el núcleo del reactor, los intercambiadores de calor y las bombas de enfriamiento primarias se sumergen en una piscina de sodio líquido o plomo, lo que hace que la pérdida de refrigerante primario sea extremadamente improbable. Los circuitos de refrigerante están diseñados para permitir el enfriamiento a través de convección natural , lo que significa que en el caso de una pérdida de energía o un apagado inesperado del reactor, el calor del núcleo del reactor sería suficiente para mantener el refrigerante en circulación incluso si las bombas de enfriamiento primarias fallaran. .
El IFR también tiene ventajas de seguridad pasiva en comparación con los LWR convencionales. El combustible y el revestimiento están diseñados de tal manera que cuando se expanden debido al aumento de las temperaturas, más neutrones podrían escapar del núcleo, reduciendo así la velocidad de la reacción en cadena de fisión. En otras palabras, un aumento en la temperatura del núcleo actuará como un mecanismo de retroalimentación que disminuye la potencia del núcleo. Este atributo se conoce como coeficiente de reactividad de temperatura negativa . La mayoría de los LWR también tienen coeficientes de reactividad negativos; sin embargo, en un IFR, este efecto es lo suficientemente fuerte como para evitar que el reactor alcance daños en el núcleo sin una acción externa de los operadores o los sistemas de seguridad. Esto se demostró en una serie de pruebas de seguridad en el prototipo. Pete Planchon, el ingeniero que realizó las pruebas para una audiencia internacional, bromeó: "En 1986, en realidad le dimos un par de oportunidades a un pequeño prototipo de reactor rápido avanzado [20 MWe] para que se fundiera. Se negó cortésmente en ambas ocasiones". [dieciséis]
El sodio líquido presenta problemas de seguridad porque se enciende espontáneamente al entrar en contacto con el aire y puede provocar explosiones al entrar en contacto con el agua. Este fue el caso de la central nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. Para reducir el riesgo de explosiones después de una fuga de agua de las turbinas de vapor, el diseño IFR (como con otros reactores rápidos refrigerados por sodio ) incluye un circuito intermedio de refrigerante de metal líquido entre el reactor y las turbinas de vapor. El propósito de este bucle es asegurar que cualquier explosión después de la mezcla accidental de sodio y agua de la turbina se limite al intercambiador de calor secundario y no represente un riesgo para el reactor en sí. Los diseños alternativos utilizan plomo en lugar de sodio como refrigerante principal. Las desventajas del plomo son su mayor densidad y viscosidad, lo que aumenta los costos de bombeo, y los productos de activación radiactiva que resultan de la absorción de neutrones. Un eutectato de plomo-bismuto, como se usa en algunos reactores submarinos rusos, tiene menor viscosidad y densidad, pero pueden ocurrir los mismos problemas del producto de activación.
Eficiencia y ciclo del combustible
Objeto: Unidad: | t ½ ( a ) | Rendimiento ( % ) | Q * ( keV ) | βγ * |
---|---|---|---|---|
155 Eu | 4,76 | 0.0803 | 252 | βγ |
85 Kr | 10,76 | 0.2180 | 687 | βγ |
113m Cd | 14,1 | 0,0008 | 316 | β |
90 Sr | 28,9 | 4.505 | 2826 | β |
137 Cs | 30.23 | 6.337 | 1176 | β γ |
121m Sn | 43,9 | 0,00005 | 390 | βγ |
151 Sm | 88,8 | 0.5314 | 77 | β |
Los objetivos del proyecto IFR eran aumentar la eficiencia del uso de uranio mediante la reproducción de plutonio y eliminar la necesidad de que los isótopos transuránicos abandonen el sitio. El reactor era un diseño no moderado que funcionaba con neutrones rápidos , diseñado para permitir que se consumiera (y en algunos casos se utilizara como combustible) cualquier isótopo transuránico.
En comparación con los reactores de agua ligera actuales con un ciclo de combustible de un solo paso que induce la fisión (y obtiene energía) de menos del 1% del uranio que se encuentra en la naturaleza, un reactor reproductor como el IFR tiene un rendimiento muy eficiente (el 99,5% del uranio se somete a fisión [ cita requerida ] ) ciclo del combustible. [14] El esquema básico utilizó la separación piroeléctrica, un método común en otros procesos metalúrgicos, para eliminar transuránicos y actínidos de los desechos y concentrarlos. Estos combustibles concentrados luego se reformaron, in situ, en nuevos elementos combustibles.
Los metales combustibles disponibles nunca se separaron de los isótopos de plutonio ni de todos los productos de fisión, [12] [se necesita una mejor fuente ] y, por lo tanto, son relativamente difíciles de usar en armas nucleares. Además, el plutonio nunca tuvo que abandonar el sitio y, por lo tanto, estaba mucho menos expuesto al desvío no autorizado. [17]
Otro beneficio importante de eliminar los transuránicos de vida media prolongada del ciclo de desechos es que los desechos restantes se convierten en un peligro a mucho más corto plazo. Después de que se reciclan los actínidos ( uranio reprocesado , plutonio y actínidos menores ), los isótopos de desechos radiactivos restantes son productos de fisión , con una vida media de 90 años ( Sm-151 ) o menos, o 211,100 años ( Tc-99 ) y más. ; más cualquier producto de activación de los componentes del reactor que no son de combustible.
Comparaciones con reactores de agua ligera
Desperdicios nucleares
Los reactores de estilo IFR producen muchos menos desechos que los reactores de estilo LWR e incluso pueden utilizar otros desechos como combustible.
El principal argumento para perseguir la tecnología de estilo IFR en la actualidad es que proporciona la mejor solución al problema de los desechos nucleares existente porque los reactores rápidos pueden alimentarse con los productos de desecho de los reactores existentes, así como con el plutonio utilizado en las armas, como es el caso. en funcionamiento, a partir de 2014, reactor BN-800 . Los desechos de uranio empobrecido (UD) también se pueden utilizar como combustible en reactores rápidos.
Los productos de desecho de los reactores IFR tienen una vida media corta, lo que significa que se descomponen rápidamente y se vuelven relativamente seguros, o una vida media larga, lo que significa que son solo ligeramente radiactivos. Debido al piroprocesamiento, el volumen total de los verdaderos desechos / productos de fisión es una vigésima parte del volumen de combustible gastado producido por una planta de agua ligera con la misma potencia de salida y, a menudo, todos se consideran desechos. El 70% de los productos de fisión son estables o tienen una vida media inferior a un año. El tecnecio-99 y el yodo-129, que constituyen el 6% de los productos de fisión, tienen vidas medias muy largas, pero pueden transmutarse en isótopos con vidas medias muy cortas (15,46 segundos y 12,36 horas) por absorción de neutrones dentro de un reactor, destruyéndolos efectivamente ( ver más Productos de fisión de larga duración ). El circonio-93, otro 5% de los productos de fisión, podría en principio reciclarse en revestimientos de pasadores de combustible, donde no importa que sea radiactivo. Excluyendo la contribución de los desechos transuránicos (TRU), que son isótopos producidos cuando el U-238 captura un neutrón térmico lento en un LWR pero no fisión, todos los residuos de alta actividad / productos de fisión restantes ("FP") que quedan del reprocesamiento el combustible TRU, es menos radiotóxico (en Sieverts ) que el uranio natural (en una comparación de gramo a gramo) dentro de 400 años, y continúa su declive después de esto. [15] [19] [20] [14] [ fuente no confiable? ] [se necesita una mejor fuente ]
Edwin Sayre ha estimado que una tonelada de productos de fisión (que también incluyen el muy débilmente radiactivo Paladio-107, etc.) reducidos a metal, tiene un valor de mercado de $ 16 millones. [21]
Las dos formas de residuos IFR producidos no contienen plutonio ni otros actínidos . La radiactividad de los desechos se desintegra a niveles similares a los del mineral original en aproximadamente 300 a 400 años. [20] [14] [ fuente no confiable? ] [15] [se necesita una mejor fuente ]
El reprocesamiento in situ del combustible significa que el volumen de desechos nucleares de alta actividad que salen de la planta es minúsculo en comparación con el combustible gastado LWR. [22] [ cita requerida ] De hecho, en los EE. UU., La mayor parte del combustible LWR gastado ha permanecido almacenado en el sitio del reactor en lugar de ser transportado para su reprocesamiento o colocación en un depósito geológico . Los volúmenes más pequeños de desechos de alta actividad del reprocesamiento podrían permanecer en los sitios de los reactores durante algún tiempo, pero son intensamente radiactivos de los productos de fisión de vida media (MLFP) y deben almacenarse de forma segura, como en los actuales recipientes de almacenamiento de barriles secos . En sus primeras décadas de uso, antes de la descomposición de MLFP a niveles más bajos de producción de calor , la capacidad del depósito geológico está limitada no por el volumen sino por la generación de calor, y la generación de calor de descomposición a partir de productos de fisión de vida media es aproximadamente la misma por unidad de potencia de cualquier tipo de reactor de fisión, lo que limita el emplazamiento del depósito temprano.
La posible eliminación completa de plutonio de la corriente de desechos del reactor reduce la preocupación que existe actualmente con el combustible nuclear gastado de la mayoría de los otros reactores que surge al enterrar o almacenar su combustible gastado en un depósito geológico, ya que posiblemente podrían utilizarse como plutonio. mía en alguna fecha futura. [23] "A pesar de la reducción de un millón de veces en la radiotoxicidad que ofrece este esquema, [24] algunos creen que la eliminación de actínidos ofrecería pocas o ninguna ventaja significativa para la eliminación en un depósito geológico porque algunos de los nucleidos de productos de fisión son los más preocupantes en los escenarios tales como la lixiviación de aguas subterráneas en realidad tienen vidas medias más largas que los actínidos radiactivos. Estas preocupaciones no consideran el plan para almacenar dichos materiales en Synroc insoluble , y no miden los peligros en proporción a los de fuentes naturales como rayos X médicos, rayos cósmicos rayos, o rocas radiactivos naturales (tales como granito ). Estas personas se ocupan de los productos de fisión radiactivos tales como tecnecio-99 , yodo-129 , y el cesio-135 con vidas medias entre 213.000 y 15,7 millones de años" [23] Algunos de que están siendo objeto de transmutación para asegurar incluso estas preocupaciones comparativamente bajas, por ejemplo, el coeficiente de vacío positivo del IFR podría reducirse a un nivel aceptable agregando tecnología um hasta el núcleo, ayudando a destruir el producto de fisión de larga duración tecnecio-99 mediante la transmutación nuclear en el proceso. [25] (ver más productos de fisión de larga duración )
Eficiencia
Los IFR utilizan prácticamente todo el contenido energético del combustible de uranio, mientras que un reactor de agua ligera tradicional utiliza menos del 0,65% de la energía del uranio extraído y menos del 5% de la energía del uranio enriquecido.
Dióxido de carbono
Tanto los IFR como los LWR no emiten CO 2 durante la operación, aunque la construcción y el procesamiento del combustible producen emisiones de CO 2 , si se utilizan fuentes de energía que no son neutras en carbono (como los combustibles fósiles) o cementos emisores de CO 2 durante el proceso de construcción.
Una revisión de la Universidad de Yale de 2012 publicada en el Journal of Industrial Ecology que analiza el CO
2 Las emisiones de evaluación del ciclo de vida de la energía nucleoeléctrica determinaron que: [26]
"La literatura colectiva sobre LCA indica que las emisiones de GEI [gases de efecto invernadero] del ciclo de vida de la energía nuclear son solo una fracción de las fuentes fósiles tradicionales y comparables a las tecnologías renovables".
Aunque el documento trataba principalmente con datos de reactores de Generación II y no analizaba el CO
2para 2050 de los reactores de Generación III actualmente en construcción , resumió los hallazgos de la Evaluación del Ciclo de Vida de las tecnologías de reactores en desarrollo.
Los RBA teóricos [ Reactores reproductores rápidos ] se han evaluado en la literatura sobre LCA. La literatura limitada que evalúa esta posible tecnología futura informa sobre las emisiones de GEI del ciclo de vida medio ... similares o inferiores a los LWR [ reactores de agua ligera ] y pretende consumir poco o nada de mineral de uranio .
Actínidos y productos de fisión por vida media | ||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Actínidos [27] por cadena de desintegración | Rango de vida media ( a ) | Productos de fisión de 235 U por rendimiento [28] | ||||||
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 [29] | 249 Cfƒ | 242 m amƒ | 141–351 a | Ningún producto de fisión | ||||
241 amƒ | 251 Cfƒ [30] | 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 [31] | ||||||
232 mil№ | 238 U№ | 235 Uƒ№ | 0,7-14,1 Ga | |||||
Leyenda de los símbolos en superíndice |
Ciclo de combustible
El combustible de los reactores rápidos debe ser al menos un 20% fisible, más que el uranio poco enriquecido utilizado en los LWR. El material fisible podría incluir inicialmente uranio o plutonio altamente enriquecido , de combustible gastado LWR , armas nucleares desmanteladas u otras fuentes. Durante el funcionamiento, el reactor produce más material fisionable a partir de material fértil , como máximo alrededor de un 5% más de uranio y un 1% más de torio.
El material fértil en el combustible de los reactores rápidos puede ser uranio empobrecido (principalmente U-238 ), uranio natural , torio o uranio reprocesado a partir de combustible gastado de reactores tradicionales de agua ligera, [14] e incluso incluir isótopos no fisionables de plutonio e isótopos menores de actínidos . Suponiendo que no hay fugas de actínidos a la corriente de desechos durante el reprocesamiento, un reactor de estilo IFR de 1GWe consumiría aproximadamente 1 tonelada de material fértil por año y produciría alrededor de 1 tonelada de productos de fisión .
El reprocesamiento del ciclo de combustible IFR mediante piroprocesamiento (en este caso, electrorrefinación ) no necesita producir plutonio puro libre de radiactividad del producto de fisión, como está diseñado para el proceso PUREX . El propósito del reprocesamiento en el ciclo del combustible IFR es simplemente reducir el nivel de los productos de fisión que son venenos neutrónicos ; incluso aquellos no necesitan ser eliminados por completo. El combustible gastado electrorrefinado es altamente radioactivo, pero debido a que el combustible nuevo no necesita ser fabricado con precisión como gránulos de combustible LWR, sino que simplemente puede fundirse, se puede utilizar la fabricación remota, lo que reduce la exposición de los trabajadores.
Como cualquier reactor rápido, al cambiar el material utilizado en las mantas, el IFR se puede operar en un espectro que va desde el reproductor hasta el autosuficiente y el quemador. En modo reproductor (usando mantas U-238 ) producirá más material fisible del que consume. Esto es útil para proporcionar material fisionable para poner en marcha otras plantas. Usando reflectores de acero en lugar de mantas U-238, el reactor opera en modo de quemador puro y no es un creador neto de material fisionable; en conjunto, consumirá material fisible y fértil y, suponiendo un reprocesamiento sin pérdidas, no producirá actínidos, sino sólo productos de fisión y productos de activación . La cantidad de material fisionable necesaria podría ser un factor limitante para el despliegue muy generalizado de reactores rápidos, si las existencias de plutonio para armas excedentes y plutonio como combustible gastado LWR no son suficientes. Para maximizar la velocidad a la que se pueden desplegar reactores rápidos, se pueden operar en modo de reproducción máxima.
Debido a que el costo actual del uranio enriquecido es bajo en comparación con el costo esperado de los equipos de piroprocesamiento y electrorrefinación a gran escala y el costo de construir un circuito de refrigerante secundario, se compensan los mayores costos de combustible de un reactor térmico durante la vida útil esperada de la planta. por un mayor costo de capital . (Actualmente, en los Estados Unidos, los servicios públicos pagan una tarifa fija de 1/10 de un centavo por kilovatio hora al gobierno por la eliminación de desechos radiactivos de alta actividad según la ley en virtud de la Ley de política de desechos nucleares . Si este cargo se basara en la longevidad de los residuos, los ciclos cerrados del combustible podrían volverse más competitivos desde el punto de vista financiero. Dado que el repositorio geológico planificado en forma de Yucca Mountain no sigue adelante, este fondo se ha recaudado a lo largo de los años y, en la actualidad, se han acumulado $ 25 mil millones en la puerta del gobierno para algo que han no entregado, es decir, reduciendo el peligro que representan los residuos. [32]
El reprocesamiento de combustible nuclear mediante piroprocesamiento y electrorrefinación aún no se ha demostrado a escala comercial, por lo que invertir en una gran planta de estilo IFR puede representar un riesgo financiero mayor que un reactor de agua ligera convencional .
Seguridad pasiva
El IFR utiliza combustible de aleación de metal (uranio / plutonio / circonio) que es un buen conductor de calor, a diferencia del óxido de uranio de los LWR (e incluso de algunos reactores reproductores rápidos) que es un mal conductor del calor y alcanza altas temperaturas en el centro de pellets de combustible. El IFR también tiene un volumen menor de combustible, ya que el material fisible se diluye con material fértil en una proporción de 5 o menos, en comparación con aproximadamente 30 para el combustible LWR. El núcleo IFR requiere más eliminación de calor por volumen de núcleo durante la operación que el núcleo LWR; pero, por otro lado, después de un apagado, hay mucho menos calor atrapado que aún se está difundiendo y debe eliminarse. Sin embargo, la generación de calor de desintegración a partir de actínidos y productos de fisión de vida corta es comparable en ambos casos, comenzando en un nivel alto y disminuyendo con el tiempo transcurrido después de la parada. El alto volumen de refrigerante primario de sodio líquido en la configuración de la piscina está diseñado para absorber el calor de descomposición sin alcanzar la temperatura de fusión del combustible. Las bombas de sodio primarias están diseñadas con volantes para que disminuyan lentamente (90 segundos) si se corta la energía. Esta desaceleración ayuda aún más al enfriamiento del núcleo tras el apagado. Si el circuito de enfriamiento primario se detuviera repentinamente de alguna manera, o si las barras de control se retiraran repentinamente, el combustible metálico puede derretirse como se demuestra accidentalmente en EBR-I, sin embargo, el combustible derretido se extruye luego por los tubos de revestimiento de combustible de acero y fuera de la región del núcleo activo conduce a la parada permanente del reactor y no a la generación de calor de fisión ni a la fusión del combustible. [34] Con combustible metálico, el revestimiento no se rompe y no se libera radiactividad incluso en transitorios de sobrepotencia extrema.
La autorregulación del nivel de potencia del IFR depende principalmente de la expansión térmica del combustible que permite que escapen más neutrones, amortiguando la reacción en cadena . Los LWR tienen menos efecto de la expansión térmica del combustible (ya que gran parte del núcleo es el moderador de neutrones ) pero tienen una fuerte retroalimentación negativa del ensanchamiento Doppler (que actúa sobre los neutrones térmicos y epitermales, no sobre los neutrones rápidos) y el coeficiente de vacío negativo por la ebullición del agua. moderador / refrigerante; el vapor menos denso devuelve menos neutrones y menos termalizados al combustible, que es más probable que sean capturados por el U-238 que los que inducen fisiones. Sin embargo, el coeficiente de vacío positivo del IFR podría reducirse a un nivel aceptable agregando tecnecio al núcleo, ayudando a destruir el producto de fisión de larga duración tecnecio-99 por transmutación nuclear en el proceso. [25]
Los IFR pueden resistir tanto una pérdida de flujo sin SCRAM como una pérdida de disipador de calor sin SCRAM . Además del apagado pasivo del reactor, la corriente de convección generada en el sistema de refrigerante primario evitará daños al combustible (fusión del núcleo). Estas capacidades se demostraron en el EBR-II . [1] El objetivo final es que no se libere radiactividad bajo ninguna circunstancia.
La inflamabilidad del sodio es un riesgo para los operadores. El sodio se quema fácilmente en el aire y se enciende espontáneamente al entrar en contacto con el agua. El uso de un circuito de refrigerante intermedio entre el reactor y las turbinas minimiza el riesgo de incendio de sodio en el núcleo del reactor.
Bajo bombardeo de neutrones, se produce sodio-24. Este es altamente radiactivo y emite un rayo gamma energético de 2,7 MeV seguido de una desintegración beta para formar magnesio-24. La vida media es de solo 15 horas, por lo que este isótopo no es un peligro a largo plazo. Sin embargo, la presencia de sodio-24 requiere además el uso del circuito de refrigerante intermedio entre el reactor y las turbinas.
Proliferación
Los IFR y los reactores de agua ligera (LWR) producen plutonio apto para reactores , e incluso con quemaduras elevadas siguen siendo utilizables como armas, [35] pero el ciclo del combustible IFR tiene algunas características de diseño que harían la proliferación más difícil que el reciclaje PUREX actual del combustible LWR gastado. . Por un lado, puede operar a quemaduras más altas y, por lo tanto, aumentar la abundancia relativa de los isótopos no fisibles, pero fértiles, Plutonio-238 , Plutonio-240 y Plutonio-242 . [36]
A diferencia del reprocesamiento de PUREX, el reprocesamiento electrolítico del combustible gastado por el IFR no separó el plutonio puro y lo dejó mezclado con actínidos menores y algunos productos de fisión de tierras raras que hacen que la capacidad teórica de fabricar una bomba directamente a partir de él sea considerablemente dudosa. [12] [Se necesita una mejor fuente ] En lugar de ser transportado desde una gran planta de reprocesamiento centralizada a reactores en otros lugares, como es común ahora en Francia, desde La Haya hasta su flota nuclear dispersa de LWR , el combustible piroprocesado IFR sería mucho más resistente a la desviación no autorizada. [17] [Se necesita una mejor fuente ] El material con la mezcla de isótopos de plutonio en un IFR permanecería en el sitio del reactor y luego se quemaría prácticamente in situ, [17] [Se necesita una mejor fuente ] alternativamente, si se opera como un reproductor reactor, parte del combustible piroprocesado podría ser consumido por el mismo u otros reactores ubicados en otro lugar. Sin embargo, como es el caso del reprocesamiento acuoso convencional, seguiría siendo posible extraer químicamente todos los isótopos de plutonio del combustible piroprocesado / reciclado y sería mucho más fácil hacerlo del producto reciclado que del combustible gastado original, aunque en comparación con otro combustible nuclear reciclado convencional, MOX , sería más difícil, ya que el combustible reciclado IFR contiene más productos de fisión que MOX y debido a su mayor combustión , Pu-240 más resistente a la proliferación que MOX.
Una ventaja de la eliminación de la NIIF actínidos y quemar (actínidos incluyen plutonio) de su combustible gastado, es eliminar las preocupaciones acerca de dejar la NIIF combustible gastado o de hecho convencional, y por lo tanto comparativamente menor grado de quemado , el combustible gastado - que puede contener armas utilizable plutonio isótopo concentraciones en un depósito geológico (o el almacenamiento más común de barriles secos ) que luego podrían extraerse en algún momento en el futuro con el fin de fabricar armas ". [23]
Debido a que el plutonio apto para reactores contiene isótopos de plutonio con altas tasas de fisión espontánea , y las proporciones de estos isótopos problemáticos, desde el punto de vista de la fabricación de armas, solo aumentan a medida que el combustible se quema durante más y más tiempo, es considerablemente más difícil de determinar. producir armas nucleares de fisión que obtendrán un rendimiento sustancial a partir de combustible gastado de mayor combustión que del combustible gastado LWR convencional, moderadamente quemado .
Por lo tanto, los riesgos de proliferación se reducen considerablemente con el sistema IFR en muchas métricas, pero no se eliminan por completo. El plutonio del combustible reciclado ALMR tendría una composición isotópica similar a la obtenida de otras fuentes de combustible nuclear gastado altamente quemadas . Aunque esto hace que el material sea menos atractivo para la producción de armas, podría usarse en armas con diversos grados de sofisticación / con refuerzo de fusión .
El gobierno de Estados Unidos detonó un dispositivo nuclear en 1962 usando entonces definido " plutonio de grado de reactor ", aunque en categorizaciones más recientes se consideraría plutonio de grado combustible , típico del producido por reactores magnox de baja combustión . [37] [38]
El plutonio producido en el combustible de un reactor reproductor generalmente tiene una fracción más alta del isótopo plutonio-240 que la producida en otros reactores, lo que lo hace menos atractivo para el uso de armas, particularmente en diseños de armas nucleares de primera generación similares a Fat Man . Esto ofrece un grado intrínseco de resistencia a la proliferación, pero el plutonio fabricado en la capa de uranio que rodea el núcleo, si se usa dicha capa, suele ser de alta calidad Pu-239 , y contiene muy poco Pu-240, lo que lo hace muy atractivo. para uso de armas. [39]
"Aunque algunas propuestas recientes para el futuro del concepto ALMR / IFR se han centrado más en su capacidad para transformar y utilizar irreversiblemente el plutonio, como el PRISM (reactor) conceptual y el reactor BN-800 en funcionamiento (2014) en Rusia, los desarrolladores del IFR reconocen que 'es indiscutible que el IFR puede configurarse como un productor neto de plutonio' ". [40]
Como se mencionó anteriormente, si se opera no como un quemador, sino como un reproductor, el IFR tiene un claro potencial de proliferación "si en lugar de procesar el combustible gastado, el sistema ALMR se usara para reprocesar material fértil (de reproducción) irradiado (es decir, si una manta de reproducción U-238), el plutonio resultante sería un material superior, con una composición isotópica casi ideal para la fabricación de armas nucleares ". [41]
Diseño y construcción de reactores
Una versión comercial del IFR, S-PRISM , se puede construir en una fábrica y transportar al sitio. Este pequeño diseño modular (módulos de 311 MWe) reduce los costos y permite la construcción económica de plantas nucleares de varios tamaños (311 MWe y cualquier múltiplo entero).
Las evaluaciones de costos que tienen en cuenta el ciclo de vida completo muestran que los reactores rápidos no podrían ser más costosos que los reactores más utilizados en el mundo: los reactores refrigerados por agua moderados por agua. [42]
Refrigerante de Na de metal líquido
A diferencia de los reactores que usan neutrones (térmicos) relativamente lentos de baja energía, los reactores de neutrones rápidos necesitan refrigerante de reactor nuclear que no modere ni bloquee los neutrones (como lo hace el agua en un LWR) para que tengan suficiente energía para fisión de isótopos de actínidos que son fisionables pero no fisionable . El núcleo también debe ser compacto y contener la menor cantidad posible de material moderador de neutrones. El refrigerante de sodio metálico (Na) tiene en muchos sentidos la combinación de propiedades más atractiva para este propósito. Además de no ser un moderador de neutrones, las características físicas deseables incluyen:
- Baja temperatura de fusión
- Presión de vapor baja
- Alta temperatura de ebullición
- Excelente conductividad térmica
- Baja viscosidad
- Peso ligero
- Estabilidad térmica y a la radiación
Otros beneficios:
Material abundante y de bajo costo. La limpieza con cloro produce sal de mesa no tóxica. Compatible con otros materiales utilizados en el núcleo (no reacciona ni disuelve el acero inoxidable) por lo que no se necesitan medidas especiales de protección contra la corrosión. Baja potencia de bombeo (de peso ligero y baja viscosidad). Mantiene un ambiente libre de oxígeno (y agua) al reaccionar con trazas para producir óxido de sodio o hidróxido de sodio e hidrógeno, protegiendo así otros componentes de la corrosión. El peso ligero (baja densidad) mejora la resistencia a los eventos de inercia sísmica (terremotos).
Inconvenientes:
Peligro de incendio extremo con cantidades significativas de aire (oxígeno) y combustión espontánea con agua, lo que hace que las fugas de sodio y las inundaciones sean peligrosas. Este fue el caso de la central nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. Las reacciones con el agua producen hidrógeno que puede ser explosivo. El producto de activación de sodio (isótopo) 24 Na libera fotones energéticos peligrosos cuando se desintegra (sin embargo, tiene una vida media muy corta de 15 horas). El diseño del reactor mantiene 24 Na en la piscina del reactor y elimina el calor para la producción de energía mediante un circuito de sodio secundario, lo que agrega costos a la construcción y el mantenimiento.
Estudio publicado por UChicago Argonne [43]
Ver también
- Reactor rápido refrigerado por gas
- Reactor de IV generación
- Reactor rápido refrigerado por plomo
- Reactor de sal fundida
- Reactor de onda viajera
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. ]. " - ^ Este es el nucleido más pesado con una vida media de al menos cuatro años antes del " Mar de la inestabilidad ".
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enlaces externos
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- Reactores rápidos integrales: fuente de energía segura, abundante y no contaminante por George S. Stanford, Ph.D.
- Entrevista de primera línea con el Dr. Till .
- Preguntas y respuestas de IFR con Tom Blees y George Stanford
- Reactores rápidos integrales por Tom Blees, parte 2 de 3 Entrevista con el autor Tom Blees sobre IFR.
- El papel de la IFR en el calentamiento global