Reactor nuclear

Dispositivo utilizado para iniciar y controlar una reacción en cadena nuclear

Este artículo trata sobre reactores de fisión nuclear construidos. Para reactores de fusión nuclear, consulte Energía de fusión . Para reactores nucleares naturales, consulte Reactor de fisión nuclear natural .

Núcleo de CROCUS , un pequeño reactor nuclear utilizado para investigación en la EPFL en Suiza

Un reactor nuclear , anteriormente conocido como pila atómica , es un dispositivo que se utiliza para iniciar y controlar una reacción en cadena nuclear de fisión o reacciones de fusión nuclear. Los reactores nucleares se utilizan en las centrales nucleares para la generación de electricidad y en la propulsión nuclear marina . El calor de la fisión nuclear pasa a un fluido de trabajo (agua o gas), que a su vez pasa a través de turbinas de vapor . Estos impulsan las hélices de un barco o hacen girar los ejes de los generadores eléctricos . El vapor generado por energía nuclear, en principio, se puede utilizar para el calor de procesos industriales o paracalefacción urbana . Algunos reactores se utilizan para producir isótopos para uso médico e industrial , o para la producción de plutonio apto para armas . A principios de 2019, el OIEA informa que hay 454 reactores de energía nuclear y 226 reactores de investigación nuclear en funcionamiento en todo el mundo. ^{[1] [2] [3]}

Operación

Artículo principal: Física de reactores nucleares

Un ejemplo de un evento de fisión nuclear inducida. Un neutrón es absorbido por el núcleo de un átomo de uranio-235, que a su vez se divide en elementos más ligeros de movimiento rápido (productos de fisión) y neutrones libres. Aunque tanto los reactores como las armas nucleares se basan en reacciones nucleares en cadena, la velocidad de las reacciones en un reactor es mucho más lenta que en una bomba.

Así como las centrales térmicas convencionales generan electricidad aprovechando la energía térmica liberada por la quema de combustibles fósiles , los reactores nucleares convierten la energía liberada por la fisión nuclear controlada en energía térmica para su posterior conversión a formas mecánicas o eléctricas.

Fisión

Artículo principal: Fisión nuclear

Cuando un gran núcleo atómico fisible , como el uranio-235 o el plutonio-239, absorbe un neutrón, puede sufrir una fisión nuclear. El núcleo pesado se divide en dos o más núcleos más ligeros (los productos de fisión ), liberando energía cinética , radiación gamma y neutrones libres . Una parte de estos neutrones puede ser absorbida por otros átomos fisibles y desencadenar más eventos de fisión, que liberan más neutrones, etc. Esto se conoce como reacción en cadena nuclear .

Para controlar tal reacción en cadena nuclear, las barras de control que contienen venenos de neutrones y moderadores de neutrones pueden cambiar la porción de neutrones que continuarán causando más fisión. ^[4] Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para apagar la reacción de fisión si el monitoreo o la instrumentación detecta condiciones inseguras. ^[5]

Generación de calor

El núcleo del reactor genera calor de varias formas:

• La energía cinética de los productos de fisión se convierte en energía térmica cuando estos núcleos chocan con los átomos cercanos.
• El reactor absorbe algunos de los rayos gamma producidos durante la fisión y convierte su energía en calor.
• El calor se produce por la desintegración radiactiva de productos y materiales de fisión que han sido activados por absorción de neutrones . Esta fuente de calor de desintegración permanecerá durante algún tiempo incluso después de que se apague el reactor.

Un kilogramo de uranio-235 (U-235) convierte mediante procesos emisiones nucleares aproximadamente tres millones de veces más energía que un kilogramo de carbón quemado convencionalmente (7,2 × 10 ¹³ julios por kilogramo de uranio-235 frente a 2,4 × 10 ⁷ julios por kilogramo de carbón). ^{[6] [7] [ investigación original? ]}

Enfriamiento

El refrigerante de un reactor nuclear , generalmente agua, pero a veces un gas o un metal líquido (como sodio líquido o plomo) o sal fundida , pasa por el núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se saca del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de enfriamiento que está físicamente separado del agua que será hervida para producir vapor a presión para las turbinas , como el reactor de agua a presión . Sin embargo, en algunos reactores, el agua de las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor ; por ejemplo, el reactor de agua hirviendo . ^[8]

Control de reactividad

Artículos principales: la física nuclear del reactor , pasiva de seguridad nuclear , neutrón retardado , envenenamiento por xenón , SCRAM , y el calor de desintegración

La velocidad de las reacciones de fisión dentro del núcleo de un reactor se puede ajustar controlando la cantidad de neutrones que pueden inducir más eventos de fisión. Los reactores nucleares suelen emplear varios métodos de control de neutrones para ajustar la potencia de salida del reactor. Algunos de estos métodos surgen naturalmente de la física de la desintegración radiactiva y simplemente se tienen en cuenta durante la operación del reactor, mientras que otros son mecanismos diseñados en el diseño del reactor con un propósito distinto.

El método más rápido para ajustar los niveles de neutrones que inducen la fisión en un reactor es mediante el movimiento de las barras de control . Las barras de control están hechas de venenos neutrónicos y, por lo tanto, absorben neutrones. Cuando una barra de control se inserta más profundamente en el reactor, absorbe más neutrones que el material que desplaza, a menudo el moderador. Esta acción da como resultado menos neutrones disponibles para causar fisión y reduce la producción de energía del reactor. Por el contrario, extraer la barra de control dará como resultado un aumento en la tasa de eventos de fisión y un aumento en la potencia.

La física de la desintegración radiactiva también afecta a las poblaciones de neutrones en un reactor. Uno de esos procesos es la emisión retardada de neutrones por una serie de isótopos de fisión ricos en neutrones. Estos neutrones retardados representan aproximadamente el 0,65% del total de neutrones producidos en la fisión, y el resto (denominado " neutrones rápidos ") se libera inmediatamente después de la fisión. Los productos de fisión que producen neutrones retardados tienen vidas medias para su desintegración por emisión de neutrones que van desde milisegundos hasta varios minutos, por lo que se requiere un tiempo considerable para determinar exactamente cuándo un reactor alcanza el punto crítico . Mantener el reactor en la zona de reactividad en cadena donde se encuentran los neutrones retardados.necesario para lograr un estado de masa crítica permite que los dispositivos mecánicos u operadores humanos controlen una reacción en cadena en "tiempo real"; de lo contrario, el tiempo entre el logro de la criticidad y el colapso nuclear como resultado de un aumento de energía exponencial de la reacción en cadena nuclear normal, sería demasiado corto para permitir una intervención. Esta última etapa, en la que ya no se requieren neutrones retardados para mantener la criticidad, se conoce como el punto crítico inmediato . Existe una escala para describir la criticidad en forma numérica, en la que la criticidad básica se conoce como cero dólares y el punto crítico inmediato es un dólar., y otros puntos del proceso interpolados en centavos.

En algunos reactores, el refrigerante también actúa como moderador de neutrones . Un moderador aumenta la potencia del reactor haciendo que los neutrones rápidos que se liberan de la fisión pierdan energía y se conviertan en neutrones térmicos. Los neutrones térmicos tienen más probabilidades que los neutrones rápidos de causar fisión. Si el refrigerante es un moderador, los cambios de temperatura pueden afectar la densidad del refrigerante / moderador y, por lo tanto, cambiar la salida de potencia. Un refrigerante de temperatura más alta sería menos denso y, por lo tanto, un moderador menos efectivo.

En otros reactores, el refrigerante actúa como un veneno al absorber neutrones de la misma manera que lo hacen las barras de control. En estos reactores, la potencia de salida se puede aumentar calentando el refrigerante, lo que lo convierte en un veneno menos denso. Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para detener el reactor en una parada de emergencia. Estos sistemas insertan grandes cantidades de veneno (a menudo boro en forma de ácido bórico ) en el reactor para detener la reacción de fisión si se detectan o anticipan condiciones inseguras. ^[9]

La mayoría de los tipos de reactores son sensibles a un proceso conocido como envenenamiento por xenón o pozo de yodo . El producto de fisión común Xenon-135 producido en el proceso de fisión actúa como un veneno de neutrones que absorbe neutrones y, por lo tanto, tiende a apagar el reactor. La acumulación de xenón-135 se puede controlar manteniendo los niveles de energía lo suficientemente altos como para destruirlo mediante la absorción de neutrones tan rápido como se produce. La fisión también produce yodo-135, que a su vez decae (con una vida media de 6,57 horas) a un nuevo xenón-135. Cuando el reactor se apaga, el yodo-135 continúa decayendo a xenón-135, lo que dificulta el reinicio del reactor durante uno o dos días, ya que el xenón-135 se desintegra en cesio-135, que no es tan venenoso como el xenón. 135, con una vida media de 9,2 horas. Este estado temporal es el "pozo de yodo". Si el reactor tiene suficiente capacidad de reactividad adicional, puede reiniciarse. A medida que el xenón-135 adicional se transmuta en xenón-136, que es mucho menos un veneno de neutrones, en unas pocas horas el reactor experimenta una "combustión (potencia) transitoria de xenón". Las barras de control deben insertarse más para reemplazar la absorción de neutrones del xenón-135 perdido. No seguir correctamente dicho procedimiento fue un paso clave en el desastre de Chernobyl .^[10]

Los reactores utilizados en la propulsión nuclear marina (especialmente los submarinos nucleares ) a menudo no pueden funcionar a potencia continua las 24 horas del día de la misma manera que los reactores de potencia terrestres y, además, a menudo deben tener una vida útil del núcleo muy larga sin reabastecimiento de combustible . Por esta razón, muchos diseños usan uranio altamente enriquecido pero incorporan veneno de neutrones quemable en las barras de combustible. ^[11] Esto permite que el reactor se construya con un exceso de material fisionable, que sin embargo se vuelve relativamente seguro al principio del ciclo de combustión del reactor por la presencia del material absorbente de neutrones que luego es reemplazado por venenos de neutrones de larga duración producidos normalmente (lejos más duradera que el xenón-135) que se acumulan gradualmente durante la vida útil de la carga de combustible.

Generación de energía eléctrica

La energía liberada en el proceso de fisión genera calor, parte del cual se puede convertir en energía utilizable. Un método común de aprovechar esta energía térmica es usarla para hervir agua para producir vapor presurizado que luego impulsará una turbina de vapor que hace girar un alternador y genera electricidad. ^[9]

Reactores tempranos

Ver también: Fisión nuclear § Historia

El Chicago Pile , el primer reactor nuclear, construido en secreto en la Universidad de Chicago en 1942 durante la Segunda Guerra Mundial como parte del proyecto de Manhattan de Estados Unidos .

Lise Meitner y Otto Hahn en su laboratorio.

Algunos miembros del equipo de Chicago Pile , incluidos Enrico Fermi y Leó Szilárd .

El neutrón fue descubierto en 1932 por el físico británico James Chadwick . El concepto de una reacción en cadena nuclear provocada por reacciones nucleares mediadas por neutrones fue realizado por primera vez poco después, por el científico húngaro Leó Szilárd , en 1933. Presentó una patente para su idea de un reactor simple al año siguiente mientras trabajaba en el Almirantazgo de Londres. ^[12] Sin embargo, la idea de Szilárd no incorporó la idea de la fisión nuclear como fuente de neutrones, ya que ese proceso aún no se había descubierto. Las ideas de Szilárd para los reactores nucleares que utilizan reacciones en cadena nucleares mediadas por neutrones en elementos ligeros resultaron inviables.

La inspiración para un nuevo tipo de reactor que usa uranio provino del descubrimiento de Lise Meitner , Fritz Strassmann y Otto Hahn en 1938 de que el bombardeo de uranio con neutrones (proporcionado por una reacción de fusión de alfa-berilio, un " obús de neutrones ") produjo un residuo de bario , que razonaron fue creado por la fisión de los núcleos de uranio. Estudios posteriores a principios de 1939 (uno de ellos realizado por Szilárd y Fermi) revelaron que también se liberaron varios neutrones durante la fisión, lo que hizo disponible la oportunidad para la reacción en cadena nuclear que Szilárd había imaginado seis años antes.

El 2 de agosto de 1939, Albert Einstein firmó una carta al presidente Franklin D. Roosevelt (escrita por Szilárd) sugiriendo que el descubrimiento de la fisión del uranio podría conducir al desarrollo de "bombas extremadamente poderosas de un nuevo tipo", dando impulso al estudio de los reactores. y fisión. Szilárd y Einstein se conocían bien y habían trabajado juntos años antes, pero Einstein nunca había pensado en esta posibilidad para la energía nuclear hasta que Szilard se lo informó, al comienzo de su búsqueda para producir la carta de Einstein-Szilárd para alertar al gobierno de EE. UU. .

Poco después, la Alemania de Hitler invadió Polonia en 1939, iniciando la Segunda Guerra Mundial en Europa. Estados Unidos aún no estaba oficialmente en guerra, pero en octubre, cuando le entregaron la carta de Einstein-Szilárd, Roosevelt comentó que el propósito de hacer la investigación era asegurarse de que "los nazis no nos volaran". Siguió el proyecto nuclear de Estados Unidos, aunque con cierta demora, ya que seguía habiendo escepticismo (parte de Fermi) y también poca acción por parte del pequeño número de funcionarios del gobierno que inicialmente se encargaron de hacer avanzar el proyecto.

Al año siguiente, el gobierno de los Estados Unidos recibió el memorando de Frisch-Peierls del Reino Unido, que declaraba que la cantidad de uranio necesaria para una reacción en cadena era mucho menor de lo que se pensaba. El memorando fue producto del Comité MAUD , que estaba trabajando en el proyecto de la bomba atómica del Reino Unido, conocido como Tube Alloys , que luego se incluirá en el Proyecto Manhattan .

Finalmente, el primer reactor nuclear artificial, Chicago Pile-1 , fue construido en la Universidad de Chicago , por un equipo dirigido por el físico italiano Enrico Fermi , a fines de 1942. Para entonces, el programa había estado presionado durante un año por la entrada de Estados Unidos. en la guerra. El Chicago Pile alcanzó la criticidad el 2 de diciembre de 1942 ^[13] a las 3:25 pm. La estructura de soporte del reactor estaba hecha de madera, que sostenía una pila (de ahí el nombre) de bloques de grafito, incrustados en los cuales había 'pseudoesferas' o 'briquetas' de óxido de uranio natural.

Poco después del Chicago Pile, el ejército estadounidense desarrolló varios reactores nucleares para el Proyecto Manhattan a partir de 1943. El propósito principal de los reactores más grandes (ubicados en el sitio Hanford en Washington ) era la producción en masa de plutonio para armas nucleares. Fermi y Szilard solicitaron una patente sobre reactores el 19 de diciembre de 1944. Su expedición se retrasó 10 años debido al secreto en tiempos de guerra. ^[14]

"La primera planta de energía nuclear del mundo" es la afirmación de los letreros en el sitio de la EBR-I , que ahora es un museo cerca de Arco, Idaho . Originalmente llamado "Chicago Pile-4", se llevó a cabo bajo la dirección de Walter Zinn para el Laboratorio Nacional Argonne . ^[15] Este LMFBR experimental operado por la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. Produjo 0,8 kW en una prueba el 20 de diciembre de 1951 ^[16] y 100 kW (eléctricos) al día siguiente, ^[17] con una potencia de diseño de 200 kW (eléctricos).

Además de los usos militares de los reactores nucleares, había razones políticas para perseguir el uso civil de la energía atómica. El presidente de los Estados Unidos, Dwight Eisenhower, pronunció su famoso discurso Átomos por la paz ante la Asamblea General de la ONU el 8 de diciembre de 1953. Esta diplomacia condujo a la difusión de la tecnología de los reactores en las instituciones estadounidenses y en todo el mundo. ^[18]

La primera central nuclear construida con fines civiles fue la central nuclear AM-1 Obninsk , inaugurada el 27 de junio de 1954 en la Unión Soviética . Produjo alrededor de 5 MW (eléctricos). Fue construido después del F-1 (reactor nuclear), que fue el primer reactor en ser crítico en Europa, y también fue construido por la Unión Soviética.

Después de la Segunda Guerra Mundial, el ejército estadounidense buscó otros usos para la tecnología de reactores nucleares. La investigación del Ejército y la Fuerza Aérea nunca llegó a buen término; sin embargo, la Armada de los Estados Unidos tuvo éxito cuando navegó al vapor el USS Nautilus (SSN-571) con energía nuclear el 17 de enero de 1955.

La primera central nuclear comercial, Calder Hall en Sellafield , Inglaterra, se inauguró en 1956 con una capacidad inicial de 50 MW (más tarde 200 MW). ^{[19] [20]}

El primer reactor nuclear portátil "Alco PM-2A" se utilizó para generar energía eléctrica (2 MW) para Camp Century desde 1960 hasta 1963. ^[21]

Sistema de refrigerante primario que muestra el recipiente de presión del reactor (rojo), los generadores de vapor (violeta), el presurizador (azul) y las bombas (verde) en los tres circuitos de refrigerante Diseño del reactor de agua presurizada Hualong One

Tipos de reactores

•   PWR: 277 (63,2%)
•   BWR: 80 (18,3%)
•   GCR: 15 (3,4%)
•   PHWR: 49 (11,2%)
•   LWGR: 15 (3,4%)
•   RBA: 2 (0,5%)

Número de reactores por tipo (finales de 2014) ^[22]

•   PWR: 257,2 (68,3%)
•   BWR: 75,5 (20,1%)
•   GCR: 8,2 (2,2%)
•   PHWR: 24,6 (6,5%)
•   LWGR: 10,2 (2,7%)
•   FBR: 0,6 (0,2%)

Capacidad de potencia neta (GWe) por tipo (finales de 2014) ^[22]

El reactor PULSTAR de NC State es un reactor de investigación tipo piscina de 1 MW con combustible tipo pasador enriquecido al 4% que consta de gránulos de UO ₂ en revestimiento de zircaloy .

Clasificaciones

Por tipo de reacción nuclear

Todos los reactores de potencia comerciales se basan en la fisión nuclear . Generalmente utilizan uranio y su producto plutonio como combustible nuclear , aunque también es posible un ciclo de combustible de torio . Los reactores de fisión se pueden dividir aproximadamente en dos clases, según la energía de los neutrones que sustentan la reacción en cadena de fisión :

• Los reactores de neutrones térmicos (el tipo más común de reactor nuclear) utilizan neutrones térmicos o retardados para mantener la fisión de su combustible. Casi todos los reactores actuales son de este tipo. Estos contienen materiales moderadores de neutrones que ralentizan a los neutrones hasta que su temperatura se termaliza , es decir, hasta que su energía cinética se acerca a la energía cinética promedio de las partículas circundantes. Los neutrones térmicos tienen una sección transversal (probabilidad) mucho mayor de fisionar los núcleos fisionables uranio-235 , plutonio-239 y plutonio-241.y una probabilidad relativamente menor de captura de neutrones por el uranio-238 (U-238) en comparación con los neutrones más rápidos que originalmente resultan de la fisión, lo que permite el uso de uranio poco enriquecido o incluso combustible de uranio natural . El moderador suele ser también el refrigerante , generalmente agua a alta presión para aumentar el punto de ebullición . Estos están rodeados por una vasija del reactor , instrumentación para monitorear y controlar el reactor, blindaje contra la radiación y un edificio de contención .
• Los reactores de neutrones rápidos utilizan neutrones rápidos para causar fisión en su combustible. No tienen un moderador de neutrones y usan refrigerantes menos moderadores. El mantenimiento de una reacción en cadena requiere que el combustible esté más enriquecido en material fisible (alrededor del 20% o más) debido a la probabilidad relativamente menor de fisión en comparación con la captura por parte del U-238. Los reactores rápidos tienen el potencial de producir menos desechos transuránicos porque todos los actínidos son fisionables con neutrones rápidos ^[23].pero son más difíciles de construir y más costosos de operar. En general, los reactores rápidos son menos comunes que los reactores térmicos en la mayoría de las aplicaciones. Algunas de las primeras centrales eléctricas eran reactores rápidos, al igual que algunas unidades de propulsión naval rusas. Continúa la construcción de prototipos (ver reactores reproductores rápidos o de generación IV ).

En principio, la energía de fusión podría producirse mediante la fusión nuclear de elementos como el isótopo de deuterio del hidrógeno . Si bien es un tema de investigación enriquecedor en curso desde al menos la década de 1940, nunca se ha construido ningún reactor de fusión autosuficiente para la generación de energía.

Por material del moderador

Utilizado por reactores térmicos:

• Reactores moderados por grafito
• Reactores moderados por agua
  • Reactores de agua pesada (utilizados en Canadá, ^[24] India, Argentina, China, Pakistán, Rumania y Corea del Sur). ^[25]
  • Reactores moderados por agua ligera (LWR). Los reactores de agua ligera (el tipo más común de reactor térmico) utilizan agua corriente para moderar y enfriar los reactores. ^[24] Cuando está a la temperatura de funcionamiento , si la temperatura del agua aumenta, su densidad disminuye y el menor número de neutrones que la atraviesa se ralentiza lo suficiente como para desencadenar más reacciones. Esa retroalimentación negativa estabiliza la velocidad de reacción. Los reactores de grafito y agua pesada tienden a estar más completamente termales que los reactores de agua ligera. Debido a la termalización adicional, estos tipos pueden usar uranio natural / combustible no enriquecido.
• Reactores moderados por elementos ligeros.
  • Los reactores de sales fundidas (MSR) están moderados por elementos ligeros como el litio o el berilio, que son constituyentes de las sales de la matriz de refrigerante / combustible LiF y BeF ₂ .
  • Los reactores refrigerados por metal líquido , como aquellos cuyo refrigerante es una mezcla de plomo y bismuto, pueden utilizar BeO como moderador.
• Los reactores orgánicamente moderados (OMR) utilizan bifenilo y terfenilo como moderador y refrigerante.

Por refrigerante

Tratamiento de la parte interior de la estructura de un reactor VVER-1000 en Atommash .

En los reactores nucleares térmicos (LWR en específico), el refrigerante actúa como un moderador que debe ralentizar los neutrones antes de que puedan ser absorbidos eficientemente por el combustible.

• Reactor refrigerado por agua. Estos constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares operativos: en 2014, el 93% de los reactores nucleares del mundo están refrigerados por agua, lo que proporciona aproximadamente el 95% de la capacidad total de generación nuclear del mundo. ^[22]
  • Reactor de agua a presión (PWR) Los reactores de agua a presión constituyen la gran mayoría de todas las centrales nucleares occidentales.
    • Una característica principal de los PWR es un presurizador, un recipiente a presión especializado . La mayoría de los reactores navales y PWR comerciales utilizan presurizadores. Durante el funcionamiento normal, un presurizador se llena parcialmente con agua y se mantiene una burbuja de vapor sobre él calentando el agua con calentadores sumergidos. Durante el funcionamiento normal, el presurizador se conecta al recipiente de presión del reactor primario (RPV) y la "burbuja" del presurizador proporciona un espacio de expansión para cambios en el volumen de agua en el reactor. Esta disposición también proporciona un medio de control de presión para el reactor aumentando o disminuyendo la presión del vapor en el presurizador utilizando los calentadores del presurizador.
    • Los reactores de agua pesada a presión son un subconjunto de los reactores de agua a presión, que comparten el uso de un circuito de transporte de calor aislado y presurizado, pero utilizan agua pesada como refrigerante y moderador para las mayores economías de neutrones que ofrece.
  • Reactor de agua hirviendo (BWR)
    • Los BWR se caracterizan por hervir agua alrededor de las barras de combustible en la parte inferior de un recipiente de presión del reactor primario. Un reactor de agua hirviendo utiliza ²³⁵ U, enriquecido como dióxido de uranio, como combustible. El combustible se ensambla en barras alojadas en un recipiente de acero que se sumerge en agua. La fisión nuclear hace que el agua hierva, generando vapor. Este vapor fluye a través de tuberías hacia las turbinas. Las turbinas son impulsadas por el vapor y este proceso genera electricidad. ^[26] Durante el funcionamiento normal, la presión se controla mediante la cantidad de vapor que fluye desde la vasija de presión del reactor a la turbina.
  • Reactor de agua supercrítica (SCWR)
    • Los SCWR son un concepto de reactor de generación IV en el que el reactor funciona a presiones supercríticas y el agua se calienta a un fluido supercrítico, que nunca experimenta una transición a vapor pero se comporta como vapor saturado, para alimentar un generador de vapor .
  • El reactor de tipo piscina puede referirse a los reactores de piscina abierta ^{[ dudoso - discutir ]} que están refrigerados por agua, pero no deben confundirse con los LMFBR de tipo piscina que están refrigerados por sodio.
  • Algunos reactores se han enfriado con agua pesada que también sirvió como moderador. Ejemplos incluyen:
    • Los primeros reactores CANDU (los posteriores usan moderador de agua pesada pero refrigerante de agua ligera)
    • Reactores de investigación de clase DIDO
• Reactor refrigerado por metal líquido . Dado que el agua es un moderador, no se puede utilizar como refrigerante en un reactor rápido. Los refrigerantes metálicos líquidos incluyen sodio , NaK , plomo, eutéctico de plomo-bismuto y, en los primeros reactores, mercurio .
  • Reactor rápido refrigerado por sodio
  • Reactor rápido refrigerado por plomo
• Los reactores refrigerados por gas se enfrían mediante una circulación de gas. En las centrales nucleares comerciales se ha utilizado habitualmente dióxido de carbono, por ejemplo, en las actuales centrales nucleares británicas AGR y anteriormente en varias plantas británicas, francesas, italianas y japonesas de primera generación. También se han utilizado nitrógeno ^[27] y helio, considerándose el helio particularmente adecuado para diseños de alta temperatura. La utilización del calor varía según el reactor. Las plantas de energía nuclear comerciales hacen funcionar el gas a través de un intercambiador de calor para producir vapor para una turbina de vapor. Algunos diseños experimentales funcionan lo suficientemente calientes como para que el gas pueda alimentar directamente una turbina de gas.
• Los reactores de sales fundidas (MSR) se enfrían haciendo circular una sal fundida, normalmente una mezcla eutéctica de sales de fluoruro, como FLiBe . En un MSR típico, el refrigerante también se usa como una matriz en la que se disuelve el material fisible.
• Los reactores nucleares orgánicos utilizan fluidos orgánicos como bifenilo y terfenilo como refrigerante en lugar de agua.

Por generacion

• Reactor de Generación I (prototipos tempranos como la Central de Energía Atómica de Shippingport , reactores de investigación, reactores productores de energía no comerciales)
• Reactor de segunda generación (la mayoría de las centrales nucleares actuales , 1965-1996)
• Reactor de generación III (mejoras evolutivas de los diseños existentes, 1996-presente)
• Reactor de generación III + (desarrollo evolutivo de reactores de generación III, que ofrece mejoras en la seguridad con respecto a los diseños de reactores de generación III, 2017 hasta el presente) ^[28]
• Reactor de IV generación (tecnologías aún en desarrollo; fecha de inicio desconocida, posiblemente 2030) ^[29]

En 2003, el Comisariado francés de la Energía Atómica (CEA) fue el primero en referirse a los tipos "Gen II" en Nucleonics Week . ^[30]

La primera mención de "Gen III" fue en 2000, junto con el lanzamiento de los planes del Foro Internacional Generación IV (GIF).

La "Gen IV" fue nombrada en 2000 por el Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) por desarrollar nuevos tipos de plantas. ^[31]

Por fase de combustible

• De combustible sólido
• Alimentado con fluido
  • Reactor acuoso homogéneo
  • Reactor de sal fundida
• Alimentado por gas (teórico)

Por forma del núcleo

• Cúbico
• Cilíndrico
• Octagonal
• Esférico
• Losa
• Anillo

Por uso

• Electricidad
  • Plantas de energía nuclear, incluidos pequeños reactores modulares
• Propulsión, ver propulsión nuclear
  • Propulsión marina nuclear
  • Varias formas propuestas de propulsión de cohetes
• Otros usos del calor
  • Desalinización
  • Calor para calefacción doméstica e industrial
  • Producción de hidrógeno para su uso en una economía de hidrógeno
• Reactores de producción para transmutación de elementos
  • Los reactores reproductores son capaces de producir más material fisible del que consumen durante la reacción en cadena de fisión (convirtiendo el fértil U-238 en Pu-239 o Th-232 en U-233). Así, un reactor reproductor de uranio, una vez en funcionamiento, se puede repostar con uranio natural o incluso empobrecido , y un reactor reproductor de torio se puede repostar con torio ; sin embargo, se requiere una reserva inicial de material fisionable. ^[32]
  • Creación de varios isótopos radiactivos , como el americio para su uso en detectores de humo , y cobalto-60, molibdeno-99 y otros, que se utilizan para imágenes y tratamiento médico.
  • Producción de materiales para armas nucleares como plutonio apto para armas
• Proporcionar una fuente de radiación de neutrones (por ejemplo, con el dispositivo Godiva pulsado ) y radiación de positrones ^{[ aclaración necesaria ]} (por ejemplo, análisis de activación de neutrones y datación de potasio-argón ^{[ aclaración necesaria ]} )
• Reactor de investigación : normalmente reactores utilizados para investigación y formación, ensayo de materiales o producción de radioisótopos para la medicina y la industria. Estos son mucho más pequeños que los reactores de potencia o los barcos propulsores, y muchos se encuentran en campus universitarios. Hay unos 280 reactores de este tipo en funcionamiento en 56 países. Algunos funcionan con combustible de uranio muy enriquecido y se están realizando esfuerzos internacionales para sustituir el combustible poco enriquecido. ^[33]

Tecnologías actuales

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Diablo Canyon - un PWR

• Reactores de agua a presión (PWR) [moderador: agua a alta presión; refrigerante: agua a alta presión]

Estos reactores utilizan un recipiente a presión para contener el combustible nuclear, las barras de control, el moderador y el refrigerante. El agua radiactiva caliente que sale del recipiente a presión pasa por un generador de vapor, que a su vez calienta un circuito secundario (no radiactivo) de agua para convertirlo en vapor que puede hacer funcionar turbinas. Representan la mayoría (alrededor del 80%) de los reactores actuales. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos , el más nuevo de los cuales es el ruso VVER-1200 , el reactor de agua presurizado avanzado japonés , el AP1000 estadounidense , el reactor presurizado chino Hualong y el reactor presurizado europeo franco-alemán . Todos los reactores navales de Estados Unidos son de este tipo.

• Reactores de agua en ebullición (BWR) [moderador: agua a baja presión; refrigerante: agua a baja presión]

Un BWR es como un PWR sin el generador de vapor. La menor presión de su agua de enfriamiento le permite hervir dentro del recipiente a presión, produciendo el vapor que hace funcionar las turbinas. A diferencia de un PWR, no hay bucle primario ni secundario. La eficiencia térmica de estos reactores puede ser mayor y pueden ser más simples e incluso potencialmente más estables y seguros. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos, los más nuevos son el reactor avanzado de agua en ebullición y el reactor económico simplificado de agua en ebullición .

La central nuclear CANDU Qinshan

• Reactor de agua pesada a presión (PHWR) [moderador: agua pesada a alta presión; refrigerante: agua pesada a alta presión]

Un diseño canadiense (conocido como CANDU ), muy similar a los PWR pero que usa agua pesada . Si bien el agua pesada es significativamente más cara que el agua ordinaria, tiene una mayor economía de neutrones (crea un mayor número de neutrones térmicos), lo que permite que el reactor funcione sin instalaciones de enriquecimiento de combustible . En lugar de utilizar un solo recipiente de presión grande como en un PWR, el combustible está contenido en cientos de tubos de presión. Estos reactores se alimentan con uranio natural y son diseños de reactores de neutrones térmicos. Los PHWR se pueden repostar mientras están a plena potencia ( repostaje en línea) lo que los hace muy eficientes en el uso de uranio (permite un control preciso del flujo en el núcleo). Los PHWR CANDU se han construido en Canadá, Argentina , China, India , Pakistán , Rumania y Corea del Sur . India también opera una serie de PHWR, a menudo denominados 'derivados de CANDU', construidos después de que el gobierno de Canadá detuviera los tratos nucleares con India después de la prueba de armas nucleares del Buda sonriente de 1974 .

La central nuclear de Ignalina - un tipo RBMK (cerrada en 2009)

• Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reactor de canal de alta potencia) ( RBMK ) [moderador: grafito; refrigerante: agua a alta presión]

Un diseño soviético, los RBMK son en algunos aspectos similares a CANDU en que son recargables durante la operación de energía y emplean un diseño de tubo de presión en lugar de un recipiente a presión estilo PWR. Sin embargo, a diferencia de CANDU, son muy inestables y grandes, lo que hace que los edificios de contención sean costosos para ellos. También se han identificado una serie de fallas críticas de seguridad con el diseño del RBMK, aunque algunas de ellas se corrigieron después del desastre de Chernobyl.. Su principal atractivo es el uso de agua ligera y uranio no enriquecido. A partir de 2021, 9 permanecen abiertos, principalmente debido a las mejoras de seguridad y la ayuda de agencias de seguridad internacionales como el DOE. A pesar de estas mejoras de seguridad, los reactores RBMK todavía se consideran uno de los diseños de reactores más peligrosos en uso. Los reactores RBMK se desplegaron solo en la ex Unión Soviética .

La central nuclear de Magnox Sizewell A

La central nuclear de Torness - un AGR

• Reactor refrigerado por gas (GCR) y reactor avanzado refrigerado por gas (AGR) [moderador: grafito; refrigerante: dióxido de carbono]

Estos diseños tienen una alta eficiencia térmica en comparación con los PWR debido a las temperaturas de funcionamiento más altas. Hay varios reactores operativos de este diseño, principalmente en el Reino Unido, donde se desarrolló el concepto. Los diseños más antiguos (es decir, las estaciones Magnox ) se cerrarán o lo estarán en un futuro próximo. Sin embargo, los AGR tienen una vida útil prevista de otros 10 a 20 años. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos. Los costos de desmantelamiento pueden ser altos debido al gran volumen del núcleo del reactor.

• Reactor reproductor rápido de metal líquido (LMFBR) [moderador: ninguno; refrigerante: metal líquido]

Modelo a escala reducida del reactor nuclear TOPAZ

Este diseño de reactor totalmente no moderado produce más combustible del que consume. Se dice que "crían" combustible, porque producen combustible fisionable durante la operación debido a la captura de neutrones . Estos reactores pueden funcionar de manera muy similar a un PWR en términos de eficiencia y no requieren mucha contención de alta presión, ya que el metal líquido no necesita mantenerse a alta presión, incluso a temperaturas muy altas. Estos reactores son diseños de neutrones rápidos , no de neutrones térmicos. Estos reactores vienen en dos tipos:

El Superphénix , cerrado en 1998, fue uno de los pocos RBA

Refrigerado por plomo

El uso de plomo como metal líquido proporciona un excelente blindaje contra la radiación y permite el funcionamiento a temperaturas muy altas. Además, el plomo es (en su mayoría) transparente a los neutrones, por lo que se pierden menos neutrones en el refrigerante y el refrigerante no se vuelve radiactivo. A diferencia del sodio, el plomo es principalmente inerte, por lo que hay menos riesgo de explosión o accidente, pero cantidades tan grandes de plomo pueden ser problemáticas desde el punto de vista de la toxicología y la eliminación. A menudo, un reactor de este tipo utilizaría una mezcla eutéctica de plomo y bismuto . En este caso, el bismuto presentaría algunos problemas menores de radiación, ya que no es tan transparente a los neutrones y se puede transmutar en un isótopo radiactivo más fácilmente que el plomo. El submarino ruso de la clase Alfa utiliza un reactor rápido enfriado con plomo-bismuto como su principal planta de energía.

Refrigerado por sodio

La mayoría de los LMFBR son de este tipo. El TOPAZ , BN-350 y BN-600 en la URSS; Superphénix en Francia; y Fermi-I en Estados Unidos fueron reactores de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y trabajar, y también se las arregla para prevenir la corrosión en las diversas partes del reactor sumergidas en él. Sin embargo, el sodio explota violentamente cuando se expone al agua, por lo que se debe tener cuidado, pero tales explosiones no serían más violentas que (por ejemplo) una fuga de fluido sobrecalentado de un reactor de agua a presión. El reactor de Monju en Japón sufrió una fuga de sodio en 1995 y no se pudo reiniciar hasta mayo de 2010. El EBR-I, el primer reactor en tener una fusión del núcleo, en 1955, también fue un reactor refrigerado por sodio.

• Reactores de lecho de guijarros (PBR) [moderador: grafito; refrigerante: helio]

Estos usan combustible moldeado en bolas de cerámica y luego hacen circular gas a través de las bolas. El resultado es un reactor eficiente, de bajo mantenimiento y muy seguro con combustible estandarizado y económico. El prototipo fue el AVR y el HTR-10 está operando en China, donde se está desarrollando el HTR-PM . Se espera que el HTR-PM sea el primer reactor de IV generación en entrar en operación. ^[34]

• Reactores de sales fundidas (MSR) [moderador: grafito, o ninguno para MSR de espectro rápido; refrigerante: mezcla de sales fundidas]

Éstos disuelven los combustibles en sales de fluoruro o cloruro , o utilizan tales sales como refrigerante. Los MSR potencialmente tienen muchas características de seguridad, incluida la ausencia de altas presiones o componentes altamente inflamables en el núcleo. Inicialmente fueron diseñados para la propulsión de aviones debido a su alta eficiencia y alta densidad de potencia. Se construyó un prototipo, el Experimento del reactor de sales fundidas , para confirmar la viabilidad del reactor de torio de fluoruro líquido , un reactor de espectro térmico que produciría combustible de uranio-233 fisible a partir de torio.

• Reactor acuoso homogéneo (AHR) [moderador: agua ligera o pesada a alta presión; refrigerante: agua ligera o pesada a alta presión]

Estos reactores utilizan como combustible sales nucleares (generalmente sulfato de uranio o nitrato de uranio ) disueltas en agua y mezcladas con el refrigerante y el moderador. En abril de 2006, solo estaban en funcionamiento cinco AHR. ^[35]

Tecnologías futuras y en desarrollo

Reactores avanzados

Más de una docena de diseños de reactores avanzados se encuentran en diversas etapas de desarrollo. ^[36] Algunos son evolutivos de los diseños PWR , BWR y PHWR anteriores, algunos son desviaciones más radicales. Los primeros incluyen el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR), dos de los cuales están funcionando ahora con otros en construcción, y el reactor de agua en ebullición económico simplificado y pasivamente seguro (ESBWR) y las unidades AP1000 (ver Programa Nuclear Power 2010 ).

• El reactor rápido integral (IFR) fue construido, probado y evaluado durante la década de 1980 y luego se retiró bajo la administración Clinton en la década de 1990 debido a las políticas de no proliferación nuclear de la administración. El reciclaje del combustible gastado es el núcleo de su diseño y, por lo tanto, produce solo una fracción de los desechos de los reactores actuales. ^[37]
• El reactor de lecho de guijarros , un reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGCR), está diseñado para que las altas temperaturas reduzcan la potencia de salida mediante el ensanchamiento Doppler.de la sección transversal de neutrones del combustible. Utiliza combustibles cerámicos, por lo que sus temperaturas de funcionamiento seguras superan el rango de temperatura de reducción de potencia. La mayoría de los diseños se enfrían con helio inerte. El helio no está sujeto a explosiones de vapor, resiste la absorción de neutrones que conduce a la radiactividad y no disuelve los contaminantes que pueden volverse radiactivos. Los diseños típicos tienen más capas (hasta 7) de contención pasiva que los reactores de agua ligera (generalmente 3). Una característica única que puede ayudar a la seguridad es que las bolas de combustible en realidad forman el mecanismo del núcleo y se reemplazan una por una a medida que envejecen. El diseño del combustible encarece el reprocesamiento del combustible.
• El reactor autónomo pequeño, sellado, transportable (SSTAR) se está investigando y desarrollando principalmente en los EE. UU., Destinado a ser un reactor reproductor rápido que es pasivamente seguro y podría cerrarse de forma remota en caso de que surja la sospecha de que está siendo manipulado.
• El Reactor Avanzado Limpio y Ambientalmente Seguro (CAESAR) es un concepto de reactor nuclear que utiliza vapor como moderador; este diseño aún está en desarrollo.
• El reactor de agua de moderación reducida se basa en el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR) que está actualmente en uso, no es un reactor rápido completo, sino que utiliza principalmente neutrones epitermales , que se encuentran entre los neutrones térmicos y rápidos en velocidad.
• El módulo de energía nuclear autorregulable moderado por hidrógeno (HPM) es un diseño de reactor que emana del Laboratorio Nacional de Los Alamos que utiliza hidruro de uranio como combustible.
• Los reactores subcríticos están diseñados para ser más seguros y estables, pero plantean una serie de dificultades económicas y de ingeniería. Un ejemplo es el amplificador de energía .
• Reactores a base de torio. Es posible convertir Torio-232 en U-233 en reactores especialmente diseñados para tal fin. De esta manera, el torio, que es cuatro veces más abundante que el uranio, se puede utilizar para producir combustible nuclear U-233. ^[38] También se cree que el U-233 tiene propiedades nucleares favorables en comparación con el U-235 usado tradicionalmente, incluida una mejor economía de neutrones y una menor producción de desechos transuránicos de larga duración.
  • Reactor avanzado de agua pesada (AHWR): un reactor de energía nuclear moderado por agua pesada propuesto que será el diseño de próxima generación del tipo PHWR. En desarrollo en el Centro de Investigaciones Atómicas de Bhabha (BARC), India.
  • KAMINI : un reactor único que utiliza el isótopo uranio-233 como combustible. Construido en India por BARC y el Centro Indira Gandhi de Investigación Atómica ( IGCAR ).
  • India también planea construir reactores reproductores rápidos utilizando el ciclo de combustible torio-uranio-233. El FBTR (Fast Breeder Test Reactor) en funcionamiento en Kalpakkam (India) utiliza plutonio como combustible y sodio líquido como refrigerante.
  • China, que tiene el control del depósito Cerro Impacto , tiene un reactor y espera reemplazar la energía del carbón con energía nuclear. ^[39]

Rolls-Royce tiene como objetivo vender reactores nucleares para la producción de combustible sintético para aviones. ^[40]

Reactores de IV generación

Los reactores de IV generación son un conjunto de diseños teóricos de reactores nucleares que se están investigando actualmente. En general, no se espera que estos diseños estén disponibles para la construcción comercial antes de 2030. Los reactores actuales en funcionamiento en todo el mundo generalmente se consideran sistemas de segunda o tercera generación, y los sistemas de primera generación se retiraron hace algún tiempo. La investigación sobre estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional de la IV Generación (GIF) sobre la base de ocho objetivos tecnológicos. Los objetivos principales son mejorar la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar el desperdicio y la utilización de recursos naturales y disminuir el costo de construcción y funcionamiento de tales plantas. ^[41]

• Reactor rápido refrigerado por gas
• Reactor rápido refrigerado por plomo
• Reactor de sal fundida
• Reactor rápido refrigerado por sodio
• Reactor de agua supercrítica
• Reactor de muy alta temperatura

Reactores de generación V +

Los reactores de la Generación V son diseños que son teóricamente posibles, pero que no se están considerando o investigando activamente en la actualidad. Aunque algunos reactores de generación V podrían construirse potencialmente con tecnología actual o de corto plazo, suscitan poco interés por razones económicas, prácticas o de seguridad.

• Reactor de núcleo líquido. Un reactor nuclear de núcleo líquido de circuito cerrado , donde el material fisionable es uranio fundido o una solución de uranio enfriada por un gas de trabajo bombeado a través de orificios en la base del recipiente de contención.
• Reactor de núcleo de gas . Una versión de circuito cerrado del cohete de bombilla nuclear , donde el material fisionable es hexafluoruro de uranio gaseoso contenido en un recipiente de sílice fundida. Un gas de trabajo (como el hidrógeno) fluiría alrededor de este recipiente y absorbería la luz ultravioleta producida por la reacción. Este diseño de reactor también podría funcionar como un motor de cohete , como aparece en la novela de ciencia ficción Skyfall de Harry Harrison de 1976 . En teoría, usar UF ₆ como combustible de trabajo directamente (en lugar de como una etapa a uno, como se hace ahora) significaría menores costos de procesamiento y reactores muy pequeños. En la práctica, hacer funcionar un reactor a densidades de potencia tan altas probablemente produciría un flujo de neutrones inmanejable , debilitando a la mayoríamateriales del reactor y, por lo tanto, como el flujo sería similar al esperado en los reactores de fusión, requeriría materiales similares a los seleccionados por la Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión .
  • Reactor EM de núcleo de gas. Como en el reactor de núcleo de gas, pero con matrices fotovoltaicas que convierten la luz ultravioleta directamente en electricidad. ^[42] Este enfoque es similar al efecto fotoeléctrico probado experimentalmente que convertiría los rayos X generados a partir de la fusión aneutrónica en electricidad, pasando los fotones de alta energía a través de una serie de láminas conductoras para transferir parte de su energía a los electrones, la energía del fotón se captura electrostáticamente, similar a un condensador . Dado que los rayos X pueden atravesar un espesor de material mucho mayor que los electrones, se necesitan muchos cientos o miles de capas para absorber los rayos X. ^[43]
• Reactor de fragmentos de fisión . Un reactor de fragmentos de fisión es un reactor nuclear que genera electricidad desacelerando un haz de iones de subproductos de fisión en lugar de utilizar reacciones nucleares para generar calor. Al hacerlo, evita el ciclo de Carnot y puede lograr eficiencias de hasta el 90% en lugar del 40-45% que se puede lograr con reactores térmicos eficientes impulsados ​​por turbinas. El haz de iones del fragmento de fisión pasaría a través de un generador magnetohidrodinámico para producir electricidad.
• Fusión nuclear híbrida . Usaría los neutrones emitidos por fusión para fisión de una capa de material fértil , como U-238 o Th-232 y transmutaría el combustible nuclear gastado / desechos nucleares de otro reactor en isótopos relativamente más benignos.

Reactores de fusión

Artículo principal: Poder de fusión

En principio, la fusión nuclear controlada podría utilizarse en plantas de energía de fusión para producir energía sin las complejidades de la manipulación de actínidos , pero persisten importantes obstáculos científicos y técnicos. Se han construido varios reactores de fusión, pero los reactores nunca han podido liberar más energía que la cantidad de energía utilizada en el proceso. A pesar de que la investigación se inició en la década de 1950, no se prevé ningún reactor de fusión comercial antes de 2050. El proyecto ITER lidera actualmente el esfuerzo por aprovechar la energía de fusión.

Ciclo del combustible nuclear

Artículo principal: ciclo del combustible nuclear

Los reactores térmicos generalmente dependen del uranio refinado y enriquecido . Algunos reactores nucleares pueden operar con una mezcla de plutonio y uranio (ver MOX ). El proceso mediante el cual el mineral de uranio se extrae, procesa, enriquece, utiliza, posiblemente reprocesa y elimina se conoce como ciclo del combustible nuclear .

Bajo 1% del uranio encontrado en la naturaleza es el fácilmente fisionable U-235 isótopo y como resultado la mayoría de los diseños de reactores requieren combustible enriquecido. El enriquecimiento implica aumentar el porcentaje de U-235 y suele realizarse mediante difusión gaseosa o centrifugación de gases . El resultado enriquecido se convierte luego en polvo de dióxido de uranio , que se prensa y se cuece en forma de gránulos. Estos gránulos se apilan en tubos que luego se sellan y se denominan barras de combustible . Muchas de estas barras de combustible se utilizan en cada reactor nuclear.

La mayoría de los reactores comerciales BWR y PWR usan uranio enriquecido hasta aproximadamente un 4% en U-235, y algunos reactores comerciales con una alta economía de neutrones no requieren que el combustible se enriquezca en absoluto (es decir, pueden usar uranio natural). Según la Agencia Internacional de Energía Atómica, hay al menos 100 reactores de investigación en el mundo alimentados con uranio altamente enriquecido (grado de armamento / 90% de enriquecimiento). El riesgo de robo de este combustible (potencialmente utilizado en la producción de un arma nuclear) ha llevado a campañas que abogan por la conversión de este tipo de reactores a uranio de bajo enriquecimiento (que presenta menos amenaza de proliferación). ^[44]

Fisible U-235 y no fisionables pero fisionables y fértilesAmbos U-238 se utilizan en el proceso de fisión. El U-235 es fisionable por neutrones térmicos (es decir, de movimiento lento). Un neutrón térmico es aquel que se mueve aproximadamente a la misma velocidad que los átomos que lo rodean. Dado que todos los átomos vibran proporcionalmente a su temperatura absoluta, un neutrón térmico tiene la mejor oportunidad de fisión del U-235 cuando se mueve a esta misma velocidad vibratoria. Por otro lado, es más probable que el U-238 capture un neutrón cuando el neutrón se mueve muy rápido. Este átomo de U-239 pronto se descompondrá en plutonio-239, que es otro combustible. Pu-239 es un combustible viable y debe tenerse en cuenta incluso cuando se utiliza un combustible de uranio altamente enriquecido. Las fisiones de plutonio dominarán las fisiones de U-235 en algunos reactores, especialmente después de que se agote la carga inicial de U-235. El plutonio es fisionable con neutrones rápidos y térmicos,lo que lo hace ideal para reactores nucleares o bombas nucleares.

La mayoría de los diseños de reactores que existen son reactores térmicos y normalmente utilizan agua como moderador de neutrones (moderador significa que ralentiza el neutrón a una velocidad térmica) y como refrigerante. Pero en un reactor reproductor rápido , se usa algún otro tipo de refrigerante que no moderará ni ralentizará mucho los neutrones. Esto permite que dominen los neutrones rápidos, que se pueden utilizar de forma eficaz para reponer constantemente el suministro de combustible. Simplemente colocando uranio no enriquecido barato en dicho núcleo, el U-238 no fisionable se convertirá en Pu-239, combustible de "reproducción".

En el ciclo del combustible de torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 beta se desintegra en protactinio -233 y luego en uranio-233 , que a su vez se utiliza como combustible. Por tanto, como el uranio-238 , el torio-232 es un material fértil .

Abastecimiento de reactores nucleares

La cantidad de energía en el depósito de combustible nuclear se expresa con frecuencia en términos de "días de plena potencia", que es el número de períodos de 24 horas (días) que un reactor está programado para funcionar a plena potencia para la generación de calor. energía. El número de días a plena potencia en el ciclo de funcionamiento de un reactor (entre los períodos de inactividad del reabastecimiento de combustible) está relacionado con la cantidad de uranio-235 (U-235) fisible contenida en los conjuntos combustibles al comienzo del ciclo. Un mayor porcentaje de U-235 en el núcleo al comienzo de un ciclo permitirá que el reactor funcione durante un mayor número de días a plena potencia.

Al final del ciclo de funcionamiento, el combustible de algunos de los conjuntos se "gasta", habiendo pasado de 4 a 6 años en el reactor produciendo energía. Este combustible gastado se descarga y se reemplaza por conjuntos combustibles nuevos (frescos). ^{[ cita requerida ]} Aunque se consideran "gastados", estos conjuntos combustibles contienen una gran cantidad de combustible. ^{[ cita requerida ]} En la práctica, es la economía la que determina la vida útil del combustible nuclear en un reactor. Mucho antes de que haya tenido lugar toda la posible fisión, el reactor no puede mantener el 100% de la potencia de salida total y, por lo tanto, los ingresos de la empresa de servicios públicos disminuyen a medida que disminuye la potencia de salida de la planta. La mayoría de las plantas nucleares operan con un margen de beneficio muy bajo debido a los gastos generales de operación, principalmente a los costos regulatorios, por lo que operar por debajo del 100% de energía no es económicamente viable por mucho tiempo. ^{[ cita requerida ]} La fracción del núcleo de combustible del reactor que se reemplaza durante el reabastecimiento de combustible suele ser de un tercio, pero depende del tiempo de funcionamiento de la planta entre reabastecimientos. Las plantas normalmente operan en ciclos de repostaje de 18 meses o ciclos de repostaje de 24 meses. Esto significa que 1 repostaje, reemplazando solo un tercio del combustible, puede mantener un reactor nuclear a plena potencia durante casi 2 años. ^{[ cita requerida ]} La disposición y almacenamiento de este combustible gastado es uno de los aspectos más desafiantes de la operación de una central nuclear comercial. Este residuo nuclear es altamente radiactivo y su toxicidad representa un peligro durante miles de años. ^[26] Una vez descargado del reactor, el combustible nuclear gastado se transfiere a la piscina de combustible gastado in situ.. La piscina de combustible gastado es una gran piscina de agua que proporciona refrigeración y protección al combustible nuclear gastado. ^{[ cita requerida ]} Una vez que la energía ha decaído un poco (aproximadamente 5 años), el combustible se puede transferir de la piscina de combustible a toneles secos protegidos, que se pueden almacenar de manera segura durante miles de años. Después de cargarlos en barricas secas y blindadas, las barricas se almacenan en el lugar en una instalación especialmente protegida en búnkeres de hormigón impermeables. Las instalaciones de almacenamiento de combustible en el lugar están diseñadas para resistir el impacto de los aviones comerciales, con poco o ningún daño al combustible gastado. Una instalación de almacenamiento de combustible in situ promedio puede contener 30 años de combustible gastado en un espacio más pequeño que un campo de fútbol. ^{[ cita requerida ]}

No es necesario apagar todos los reactores para repostar; por ejemplo, reactores de lecho de guijarros , reactores RBMK , reactores de sales fundidas , Magnox , AGR y CANDU reactores permitir que el combustible se desplace a través del reactor mientras se está ejecutando. En un reactor CANDU, esto también permite que los elementos combustibles individuales se sitúen dentro del núcleo del reactor que se adapten mejor a la cantidad de U-235 en el elemento combustible.

La cantidad de energía extraída del combustible nuclear se denomina quemado , que se expresa en términos de energía térmica producida por unidad inicial de peso de combustible. El quemado se expresa comúnmente como megavatios-días térmicos por tonelada métrica de metal pesado inicial.

Seguridad nuclear

Artículo principal: seguridad nuclear

Ver también: sistema de seguridad del reactor nuclear

La seguridad nuclear abarca las acciones tomadas para prevenir accidentes e incidentes nucleares y radiológicos o para limitar sus consecuencias. La industria de la energía nuclear ha mejorado la seguridad y el rendimiento de los reactores y ha propuesto diseños de reactores nuevos y más seguros (pero generalmente no probados), pero no hay garantía de que los reactores se diseñen, construyan y operen correctamente. ^{[45] Se} producen errores y los diseñadores de reactores en Fukushima en Japón no anticiparon que un tsunami generado por un terremoto deshabilitaría los sistemas de respaldo que se suponía que estabilizarían el reactor después del terremoto, ^{[46] a} pesar de las múltiples advertencias del NRG. y la administración japonesa de seguridad nuclear. ^{[ cita requerida]} Según UBS AG, los accidentes nucleares de Fukushima I han arrojado dudas sobre si incluso una economía avanzada como Japón puede dominar la seguridad nuclear. ^[47] También son concebibles escenarios catastróficos que involucren ataques terroristas. ^[45] Un equipo interdisciplinario del MIT ha estimado que, dado el crecimiento esperado de la energía nuclear de 2005 a 2055, se esperarían al menos cuatro accidentes nucleares graves en ese período. ^[48]

Accidentes nucleares

Ver también: Listas de desastres nucleares e incidentes radiactivos

Tres de los reactores de Fukushima I se sobrecalentaron, lo que provocó que el agua refrigerante se disociara y provocara explosiones de hidrógeno. Esto, junto con la fusión del combustible, liberó grandes cantidades de material radiactivo al aire. ^[49]

Se han producido accidentes nucleares y de radiación graves, aunque raros . Estos incluyen el accidente SL-1 (1961), el accidente de Three Mile Island (1979), el desastre de Chernobyl (1986) y el desastre nuclear de Fukushima Daiichi (2011). ^[50] Los percances de los submarinos de propulsión nuclear incluyen el accidente del reactor K-19 (1961), ^[51] el accidente del reactor K-27 (1968), ^[52] y el accidente del reactor K-431 (1985). ^[50]

Se han lanzado reactores nucleares a la órbita terrestre al menos 34 veces. Varios incidentes relacionados con el programa de satélites de radar soviético RORSAT no tripulado impulsado por un reactor nuclear dieron como resultado que el combustible nuclear gastado volviera a entrar en la atmósfera de la Tierra desde la órbita. ^{[ cita requerida ]}

Reactores nucleares naturales

Artículo principal: reactor de fisión nuclear natural

Hace casi dos mil millones de años, una serie de "reactores" de fisión nuclear autosostenidos se autoensamblaron en el área ahora conocida como Oklo en Gabón , África Occidental. Las condiciones en ese lugar y momento permitieron que ocurriera una fisión nuclear natural con circunstancias similares a las condiciones en un reactor nuclear construido. ^[53] Hasta ahora se han encontrado quince reactores de fisión natural fósil en tres depósitos de mineral separados en la mina de uranio Oklo en Gabón. Descubiertos por primera vez en 1972 por el físico francés Francis Perrin , se conocen colectivamente como los reactores fósiles de Oklo . Fisión nuclear autosostenibleLas reacciones tuvieron lugar en estos reactores hace aproximadamente 1.500 millones de años y funcionaron durante unos cientos de miles de años, con un promedio de 100 kW de potencia de salida durante ese tiempo. ^[54] El concepto de un reactor nuclear natural fue teorizado ya en 1956 por Paul Kuroda en la Universidad de Arkansas . ^{[55] [56]}

Tales reactores ya no pueden formarse en la Tierra en su período geológico actual. La desintegración radiactiva del uranio-235, que anteriormente era más abundante, durante un período de tiempo de cientos de millones de años, ha reducido la proporción de este isótopo fisible natural por debajo de la cantidad necesaria para sostener una reacción en cadena con solo agua corriente como moderador.

Los reactores nucleares naturales se formaron cuando un depósito mineral rico en uranio se inundó con agua subterránea que actuó como moderador de neutrones, y tuvo lugar una fuerte reacción en cadena. El moderador de agua se evaporaría a medida que aumentaba la reacción, ralentizándola de nuevo y evitando una fusión. La reacción de fisión se mantuvo durante cientos de miles de años, con ciclos del orden de horas a unos pocos días.

Estos reactores naturales son ampliamente estudiados por científicos interesados ​​en la eliminación de desechos radiactivos geológicos. Ofrecen un estudio de caso de cómo los isótopos radiactivos migran a través de la corteza terrestre. Esta es un área importante de controversia, ya que los opositores a la eliminación de desechos geológicos temen que los isótopos de los desechos almacenados puedan terminar en los suministros de agua o transportarse al medio ambiente.

Emisiones

Los reactores nucleares producen tritio como parte de las operaciones normales, que finalmente se libera al medio ambiente en cantidades mínimas.

Como un isótopo de hidrógeno , tritio (T) se une con frecuencia al oxígeno y formas T 2 O . Esta molécula es químicamente idéntico al H 2 O y también lo es tanto incoloro e inodoro, sin embargo los neutrones adicionales en los núcleos de hidrógeno causa el tritio a someterse a la desintegración beta con una vida media de 12,3 años. A pesar de ser medible, el tritio liberado por las centrales nucleares es mínimo. La NRC de los Estados Unidos estima que una persona que bebe agua durante un año de un pozo contaminado por lo que consideraría un derrame significativo de agua tritiada recibiría una dosis de radiación de 0,3 milirem. ^[57]A modo de comparación, este es un orden de magnitud menor que los 4 milirems que recibe una persona en un vuelo de ida y vuelta desde Washington, DC a Los Ángeles, como consecuencia de una menor protección atmosférica contra los rayos cósmicos altamente energéticos a grandes altitudes. ^[57]

Las cantidades de estroncio-90 liberadas de las plantas de energía nuclear durante el funcionamiento normal son tan bajas que son indetectables por encima de la radiación de fondo natural. El estroncio 90 detectable en las aguas subterráneas y el medio ambiente en general puede rastrearse hasta las pruebas de armas que se realizaron a mediados del siglo XX (que representa el 99% del estroncio 90 en el medio ambiente) y el accidente de Chernobyl (que representa el 1% restante). ). ^[58]

Ver también

• Lista de reactores nucleares
• Lista de diseños de reactores modulares pequeños
• Lista de reactores navales de los Estados Unidos
• Transporte de neutrones
• Energía nuclear por país
• Energía nuclear en el espacio
• Una planta de energía nuclear menos
• Generador termoeléctrico de radioisótopos
• Ingeniería de Seguridad
• Plantas de energía nuclear de Sayonara
• Pequeño reactor modular
• Energía nuclear basada en torio
• Reactor de onda progresiva (TWR)
• Informe sobre el estado de la industria nuclear mundial

Referencias

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enlaces externos

Wikimedia Commons tiene medios relacionados con reactores nucleares .

• La base de datos sobre reactores nucleares de potencia - OIEA
• Conferencia de uranio agrega discusión sobre accidente en Japón
• Un debate: ¿Es la energía nuclear la solución al calentamiento global?
• Union of Concerned Scientists, Preocupaciones con respecto al programa de reactores nucleares de EE. UU.
• Freeview Video 'Plantas de energía nuclear: cuál es el problema' Una conferencia de la Royal Institution a cargo de John Collier por Vega Science Trust.
• Instituto de Energía Nuclear - Cómo funciona: generación de energía eléctrica
• Bibliografía comentada sobre tecnología de reactores nucleares de la Biblioteca digital de Alsos
  • (en japonés) ソ ヴ ィ エ ト 連邦 に お け る 宇宙 用 原子 炉 の 開 発 と そ の 実 用