Reactor rápido refrigerado por sodio
Las iniciales SFR en particular se refieren a dos propuestas de reactores de IV Generación , una basada en la tecnología existente de reactor refrigerado por metal líquido (LMFR) que utiliza combustible de óxido mixto (MOX), y otra basada en el reactor rápido integral alimentado por metal .
Se han construido varios reactores rápidos refrigerados por sodio y algunos están en funcionamiento, particularmente en Rusia. [1] Otros están en planificación o en construcción. Por ejemplo, en los EE.UU., TerraPower está planeando construir sus propios reactores en asociación con GEHitachi, bajo el Natrium denominación. [2]
Aparte de la experiencia rusa, Japón, India, China, Francia y Estados Unidos están invirtiendo en la tecnología.
El ciclo del combustible nuclear emplea un reciclado completo de actínidos con dos opciones principales: una es un reactor de tamaño intermedio (150-600 MWe) refrigerado por sodio con combustible de aleación de uranio - plutonio -menor-actínido- circonio , apoyado por un ciclo de combustible basado en sobre el reprocesamiento pirometalúrgico en instalaciones integradas al reactor. El segundo es un reactor refrigerado por sodio de tamaño mediano a grande (500–1,500 MWe) con combustible mixto de uranio-óxido de plutonio, respaldado por un ciclo de combustible basado en procesamiento acuoso avanzado en una ubicación central que abastece a múltiples reactores. La temperatura de salida es de aproximadamente 510 a 550 grados C para ambos.
Se puede usar sodio metálico líquido para transportar calor desde el núcleo. El sodio tiene un solo isótopo estable, el sodio-23 . El sodio-23 es un absorbente de neutrones débil. Cuando absorbe un neutrón, produce sodio-24 , que tiene una vida media de 15 horas y se descompone en un isótopo estable magnesio-24 .
En el tipo de piscina, el refrigerante primario está contenido en la vasija del reactor principal, que por lo tanto incluye el núcleo del reactor y un intercambiador de calor . El EBR-2 de EE. UU. , El Phénix francés y otros utilizaron este enfoque, y es utilizado por el Prototype Fast Breeder Reactor de la India y el CFR-600 de China .
