Reactor de neutrones rápidos

Reactor nuclear donde los neutrones rápidos mantienen una reacción en cadena de fisión

El reactor de neutrones rápidos BN-350 en Aktau , Kazajstán. Operó entre 1973 y 1994.

Un reactor de neutrones rápidos ( FNR ) o reactor de espectro rápido o simplemente un reactor rápido es una categoría de reactor nuclear en el que la reacción en cadena de fisión es sostenida por neutrones rápidos (que transportan energías superiores a 1 MeV , en promedio), a diferencia de los lentos. Neutrones térmicos utilizados en reactores de neutrones térmicos . Un reactor tan rápido no necesita moderador de neutrones , pero requiere combustible que sea relativamente rico en material fisionable en comparación con el requerido para un reactor de neutrones térmicos. Se han construido alrededor de 20 reactores rápidos terrestres, acumulando más de 400 años de funcionamiento en todo el mundo. El mayor de ellos fue el reactor rápido refrigerado por sodio Superphénix en Francia, que fue diseñado para producir 1.242 MWe. Los reactores rápidos han sido intensamente estudiados desde la década de 1950, ya que ofrecen ciertas ventajas sobre la flota existente de reactores refrigerados y moderados por agua. Estos son:

• Cuando se produce una fisión, como resultado de la absorción de un neutrón rápido, se producen más neutrones que en el proceso comparable con neutrones lentos (térmicos o moderados). Por tanto, la criticidad es más fácil de alcanzar que con neutrones más lentos.
• Todos los diseños de reactores rápidos construidos hasta la fecha utilizan metales líquidos como refrigerante, como el reactor rápido de sodio y el reactor rápido refrigerado por plomo . Como los puntos de ebullición de estos metales son muy altos, la presión en el reactor se puede mantener a un nivel bajo, lo que mejora considerablemente la seguridad.
• Como las temperaturas en el núcleo también pueden ser sustancialmente más altas que en un diseño refrigerado por agua, dichos reactores tienen una mayor eficiencia termodinámica ; un porcentaje mayor del calor generado se convierte en electricidad utilizable.
• Los átomos más pesados ​​que el uranio tienen muchas más posibilidades de fisionarse con un neutrón rápido que con uno térmico. Esto significa que el inventario de átomos más pesados ​​en la corriente de desechos nucleares, por ejemplo el curio , se reduce considerablemente, lo que lleva a una necesidad de gestión de desechos sustancialmente menor. ^[1]

En la iniciativa GEN IV , alrededor de dos tercios de los reactores propuestos para el futuro utilizan un espectro rápido por estos motivos.

Procesos de fisión

Los reactores rápidos funcionan mediante la fisión del uranio y otros átomos pesados, de forma similar a los reactores térmicos . Sin embargo, existen diferencias cruciales que surgen del hecho de que, con diferencia, la mayoría de los reactores nucleares comerciales utilizan un moderador , mientras que los reactores rápidos no.

Moderadores en reactores nucleares convencionales.

El uranio natural se compone principalmente de dos isótopos :

• 99,3%²³⁸
  Ud.
• 0,7%²³⁵
  Ud.

De estos dos,²³⁸
U sufre fisión sólo por neutrones rápidos. ^[2] Alrededor del 0,7% del uranio natural es²³⁵
U , que se fisionará por neutrones (térmicos) tanto rápidos como lentos. Cuando el uranio sufre fisión, libera neutrones de alta energía ("rápidos"). Sin embargo, estos neutrones rápidos tienen una probabilidad mucho menor de provocar otra fisión que los neutrones que se ralentizan después de haber sido generados por el proceso de fisión. Los neutrones más lentos tienen una probabilidad mucho mayor (unas 585 veces mayor) de provocar una fisión en²³⁵
U que los neutrones rápidos.

La solución común a este problema es ralentizar los neutrones utilizando un moderador de neutrones , que interactúa con los neutrones para ralentizarlos. El moderador más común es el agua corriente, que actúa mediante dispersión elástica hasta que los neutrones alcanzan el equilibrio térmico con el agua (de ahí el término "neutrón térmico"), momento en el que los neutrones se vuelven altamente reactivos con el agua.²³⁵
Ud . Otros moderadores incluyen agua pesada , berilio y grafito . La dispersión elástica de los neutrones puede compararse con la colisión de dos pelotas de ping pong; Cuando una pelota de ping pong rápida golpea una que está estacionaria o se mueve lentamente, ambas terminarán teniendo aproximadamente la mitad de la energía cinética original de la pelota rápida. Esto contrasta con una pelota de ping pong que golpea rápidamente una bola de bolos, donde la pelota de ping pong conserva prácticamente toda su energía.

Es más probable que estos neutrones térmicos sean absorbidos por otro elemento pesado, como²³⁸
tú ,²³²
Th o²³⁵
Ud . En este caso, sólo el²³⁵
U tiene una alta probabilidad de fisión.

A pesar de²³⁸
El U sufre fisión por los neutrones rápidos liberados en la fisión aproximadamente el 11% del tiempo, lo que no puede sostener la reacción en cadena por sí solo. Cuando es golpeado por neutrones térmicos (es decir, neutrones que han sido ralentizados por un moderador), el neutrón puede ser capturado por el²³⁸
Núcleo U para transmutar el uranio en239U que rápidamente decae en²³⁹
Np que a su vez se desintegra en²³⁹
Pu .²³⁹
Pu tiene una sección transversal de neutrones térmicos mayor que la de²³⁵
Ud .

Alrededor del 73% de los²³⁹
El Pu creado de esta manera sufrirá fisión al capturar un neutrón térmico, mientras que el 27% restante absorberá un neutrón térmico sin sufrir fisión.²⁴⁰
Se crea Pu , que rara vez se fisiona con neutrones térmicos. Cuando el plutonio-240 a su vez absorbe un neutrón térmico para convertirse en un isótopo más pesado²⁴¹
Pu , que también es fisionable con neutrones térmicos con una probabilidad muy cercana a la del plutonio-239. En un reactor de espectro rápido, los tres isótopos tienen una alta probabilidad de fisión al absorber un neutrón de alta energía, lo que limita su acumulación en el combustible.

Estos efectos combinados tienen como resultado crear, en un reactor moderado, la presencia de los elementos transuránicos . Estos isótopos son en sí mismos inestables y sufren desintegración beta para crear elementos cada vez más pesados, como el americio y el curio . Así, en los reactores moderados, los isótopos de plutonio en muchos casos no se fisionan (y por tanto no liberan nuevos neutrones rápidos), sino que simplemente absorben los neutrones térmicos. La mayoría de los reactores moderados utilizan uranio natural o combustible poco enriquecido. A medida que continúa la producción de energía, alrededor de 12 a 18 meses de funcionamiento estable en todos los reactores moderados, el reactor consume más material fisionable del que genera y acumula productos de fisión que absorben neutrones, lo que dificulta el mantenimiento del proceso de fisión. Cuando se ha consumido demasiado combustible, es necesario repostar el reactor.

Inconvenientes del agua ligera como moderador en reactores nucleares convencionales

Las siguientes desventajas del uso de un moderador han impulsado la investigación y el desarrollo de reactores rápidos. ^[3]

Aunque es barata, fácilmente disponible y fácilmente purificada, el agua ligera puede absorber un neutrón y eliminarlo de la reacción. Hace esto lo suficiente como para que la concentración de²³⁵
El U en el uranio natural es demasiado bajo para sostener la reacción en cadena; Los neutrones se pierden por absorción en el agua.²³⁸
U , junto con los que se pierden en el medio ambiente, hace que queden muy pocos en el combustible. La solución más común a este problema es concentrar la cantidad de²³⁵
U en el combustible para producir uranio enriquecido , con el sobrante²³⁸
U conocido como uranio empobrecido .

Otros diseños de neutrones térmicos utilizan diferentes moderadores, como agua pesada o grafito , que tienen muchas menos probabilidades de absorber neutrones, lo que les permite funcionar con combustible de uranio natural. Ver CANDU , Reactor de Grafito X-10 . En cualquier caso, la economía de neutrones del reactor se basa en neutrones térmicos .

Un segundo inconveniente de utilizar agua para enfriar es que tiene un punto de ebullición relativamente bajo. La gran mayoría de la producción de electricidad utiliza turbinas de vapor . Estos se vuelven más eficientes a medida que la presión (y por tanto la temperatura) del vapor es mayor. Por lo tanto, un reactor nuclear moderado y enfriado por agua necesita funcionar a altas presiones para permitir la producción eficiente de electricidad. Así, tales reactores se construyen utilizando recipientes de acero muy pesados, por ejemplo de 30 cm (12 pulgadas) de espesor. Esta operación a alta presión añade complejidad al diseño del reactor y requiere amplias medidas de seguridad física. La gran mayoría de los reactores nucleares del mundo están refrigerados por agua y moderados con agua. Los ejemplos incluyen los reactores PWR , BWR y CANDU . En Rusia y el Reino Unido están operativos reactores que utilizan grafito como moderador, agua en los reactores rusos y gas en los británicos como refrigerante, respectivamente.

Como la temperatura y presión operativas de estos reactores están dictadas por limitaciones de ingeniería y seguridad, ambas son limitadas. Por tanto, las temperaturas y presiones que se pueden suministrar a la turbina de vapor también son limitadas. Las temperaturas típicas del agua de un reactor de agua a presión moderno son de alrededor de 350 °C (660 °F), con presiones de alrededor de 85 bar (1233 psi). En comparación, por ejemplo, con los circuitos de vapor modernos alimentados con carbón, donde se obtienen temperaturas del vapor principal superiores a 500 °C (930 °F), esto es bajo, lo que conduce a una eficiencia térmica relativamente baja . En una PWR moderna, alrededor del 30-33 % del calor nuclear se convierte en electricidad.

Un tercer inconveniente es que cuando un (cualquier) reactor nuclear se apaga después de su funcionamiento, el combustible del reactor ya no sufre procesos de fisión. Sin embargo, existe un inventario de elementos altamente radiactivos, algunos de los cuales generan cantidades sustanciales de calor. Si los elementos combustibles quedaran expuestos (es decir, no hay agua para enfriar los elementos), este calor ya no se elimina. Entonces el combustible comenzará a calentarse y las temperaturas pueden exceder la temperatura de fusión del revestimiento de zircaloy . Cuando esto ocurre los elementos combustibles se derriten, y se produce una fusión , como las múltiples fusiones que se produjeron en el desastre de Fukushima . Cuando el reactor está en modo apagado, la temperatura y la presión se reducen lentamente a la atmosférica y, por lo tanto, el agua hervirá a 100 °C (210 °F). Esta temperatura relativamente baja, combinada con el espesor de los recipientes de acero utilizados, podría provocar problemas a la hora de mantener frío el combustible, como demostró el accidente de Fukushima.

Por último, la fisión del uranio y el plutonio en un espectro térmico produce un número menor de neutrones que en el espectro rápido, por lo que en un reactor rápido son aceptables más pérdidas.

Los reactores rápidos propuestos resuelven todos estos problemas (además de las propiedades fundamentales de la fisión, donde, por ejemplo, es más probable que el plutonio-239 se fisione después de absorber un neutrón rápido que uno lento).

Fisión rápida y reproducción.

A pesar de²³⁵
U y²³⁹
Los Pu tienen una sección transversal de captura más baja con neutrones de mayor energía, aún permanecen reactivos dentro del rango de MeV. Si la densidad de²³⁵
U o²³⁹
Si Pu es suficiente, se alcanzará un umbral en el que habrá suficientes átomos fisibles en el combustible para mantener una reacción en cadena con neutrones rápidos. De hecho, en el espectro rápido, cuando²³⁸
U captura un neutrón rápido, también sufrirá fisión alrededor del 11% del tiempo y el resto de las capturas serán "radiativas" y entrarán en la cadena de desintegración del plutonio-239.

Fundamentalmente, cuando un reactor funciona con neutrones rápidos, el²³⁹
Es probable que el isótopo Pu se fisione el 74% de las veces en lugar del 62% de las fisiones cuando captura un neutrón térmico. Además la probabilidad de un²⁴⁰
La fisión del Pu al absorber un neutrón rápido es del 70% mientras que para un neutrón térmico es inferior al 20%. Los neutrones rápidos tienen menos posibilidades de ser capturados por el uranio y el plutonio, pero cuando son capturados, tienen una probabilidad significativamente mayor de provocar una fisión. Por lo tanto, el inventario de combustible gastado para reactores rápidos prácticamente no contiene actínidos, excepto el uranio y el plutonio, que pueden reciclarse eficazmente. Incluso cuando el núcleo se carga inicialmente con un 20% de plutonio en masa de grado reactor (que contiene en promedio un 2%²³⁸
PU , 53%²³⁹
PU , 25%²⁴⁰
PU , 15%²⁴¹
PU , 5%²⁴²
Pu y rastros de²⁴⁴
Pu ), los neutrones de espectro rápido son capaces de provocar que cada uno de estos se fisione a velocidades significativas. Al final de un ciclo de combustible de unos 24 meses, estas proporciones habrán cambiado con un aumento de²³⁹
Pu a más del 80%, mientras que todos los demás isótopos de plutonio habrán disminuido proporcionalmente.

Eliminando el moderador, se puede reducir considerablemente el tamaño del volumen del núcleo del reactor y, hasta cierto punto, la complejidad. Como²³⁹
Pu y particularmente²⁴⁰
El Pu tiene muchas más probabilidades de fisionarse cuando captura un neutrón rápido; es posible alimentar tales reactores con una mezcla de plutonio y uranio natural, o con material enriquecido, que contenga alrededor del 20%.²³⁵
Ud . También se han realizado pruebas en varias instalaciones utilizando²³³
U y²³²
Th . El uranio natural (principalmente²³⁸
U ) se convertirá en²³⁹
Pu , mientras que en el caso de²³²
Th ,²³³
U es el resultado. A medida que se crea nuevo combustible durante la operación, este proceso se denomina reproducción. ^[4] Todos los reactores rápidos pueden usarse para reproducción, o seleccionando cuidadosamente los materiales en el núcleo y eliminando la manta, pueden operarse para mantener el mismo nivel de material fisionable sin crear ningún exceso de material. Este es un proceso llamado Conversión porque transmuta materiales fértiles en combustibles fisibles en una proporción de 1:1. Rodeando el núcleo del reactor con una capa de²³⁸
U o²³²
Cuanto más se captura el exceso de neutrones, más neutrones se generan.²³⁹
PU o²³³
U respectivamente.

Luego, el material de la manta se puede procesar para extraer el nuevo material fisionable, que luego se puede mezclar con uranio empobrecido para producir combustible MOX , mezclado con combustible de uranio ligeramente enriquecido para formar combustible REMIX , ambos para reactores convencionales de neutrones lentos. Alternativamente, se puede mezclar en un porcentaje mayor de 17% -19,75% de combustible fisionable para núcleos de reactores rápidos. De este modo, un único reactor rápido puede suministrar su propio combustible de forma indefinida, así como alimentar varios reactores térmicos, aumentando considerablemente la cantidad de energía extraída del uranio natural. En teoría, la configuración reproductora más efectiva es capaz de producir 14²³⁹
Núcleos de Pu por cada 10 (14:10) núcleos de actínidos consumidos; sin embargo, los reactores rápidos del mundo real han logrado hasta ahora una proporción de 12:10, poniendo fin al ciclo de combustible con un 20% más de material fisionable del que contenían al inicio del ciclo. ^[5] Menos del 1% del uranio total extraído se consume en un ciclo térmico de una sola vez , mientras que hasta el 60% del uranio natural se fisiona en los mejores ciclos de reactores rápidos existentes.

Dado el inventario actual de combustible nuclear gastado (que contiene plutonio apto para reactores), es posible procesar este material combustible gastado y reutilizar los isótopos actínidos como combustible en un gran número de reactores rápidos. Esto consume efectivamente el²³⁷
Np , plutonio apto para reactores ,²⁴¹
soy , y²⁴⁴
Cm . Enormes cantidades de energía todavía están presentes en los inventarios de combustible gastado de los reactores; Si se emplearan tipos de reactores rápidos para utilizar este material, esa energía se podría extraer para fines útiles.

Reciclaje de residuos

Los reactores de neutrones rápidos pueden reducir potencialmente la radiotoxicidad de los desechos nucleares. Cada reactor a escala comercial tendría una producción anual de residuos de poco más de una tonelada de productos de fisión, además de trazas de transuránicos si se pudieran reciclar los componentes más altamente radiactivos. Los residuos restantes deberían almacenarse durante unos 500 años. ^[6]

Con los neutrones rápidos, la relación entre la división y la captura de neutrones por el plutonio y los actínidos menores es a menudo mayor que cuando los neutrones son más lentos, a velocidades "epitérmicas" térmicas o casi térmicas. En pocas palabras, los neutrones rápidos tienen menos posibilidades de ser absorbidos por el plutonio o el uranio, pero cuando lo son, casi siempre provocan una fisión. Los actínidos pares transmutados (p. ej.²⁴⁰
pu ,²⁴²
Pu ) se divide casi tan fácilmente como los actínidos impares en reactores rápidos. Después de dividirse, los actínidos se convierten en un par de " productos de fisión ". Estos elementos tienen menos radiotoxicidad total. Dado que la eliminación de los productos de fisión está dominada por los productos de fisión más radiotóxicos , el estroncio-90 , que tiene una vida media de 28,8 años, y el cesio-137 , que tiene una vida media de 30,1 años, ^[6] el resultado es reducir La vida útil de los desechos nucleares varía desde decenas de milenios (desde isótopos transuránicos) hasta unos pocos siglos. Los procesos no son perfectos, pero los transuránicos restantes se reducen de un problema importante a un pequeño porcentaje del total de residuos, porque la mayoría de los transuránicos se pueden utilizar como combustible.

Los reactores rápidos resuelven técnicamente el argumento de la "escasez de combustible" contra los reactores alimentados con uranio sin asumir reservas no descubiertas o extracción de fuentes diluidas como granito o agua de mar. Permiten obtener combustibles nucleares a partir de casi todos los actínidos, incluidas fuentes abundantes y conocidas de uranio empobrecido y torio , y desechos de reactores de agua ligera. En promedio, los neutrones rápidos producen más neutrones por fisión que los neutrones térmicos . Esto da como resultado un excedente de neutrones mayor que el necesario para mantener la reacción en cadena. Estos neutrones se pueden utilizar para producir combustible adicional o para transmutar desechos con vida media larga en isótopos menos problemáticos, como se hizo en el reactor Phénix en Marcoule , Francia , o se pueden usar algunos para cada propósito. Aunque los reactores térmicos convencionales también producen un exceso de neutrones, los reactores rápidos pueden producir suficientes para producir más combustible del que consumen. Estos diseños se conocen como reactores reproductores rápidos . ^[3]

En el combustible gastado de los reactores moderados por agua, están presentes varios isótopos de plutonio, junto con los elementos transuránicos más pesados. El reprocesamiento nuclear , una serie compleja de procesos de extracción química, basados ​​principalmente en el proceso PUREX , se puede utilizar para extraer el uranio inalterado, los productos de fisión , el plutonio y los elementos más pesados. ^[7] Estos flujos de residuos pueden dividirse en categorías; 1) uranio-238 inalterado , que constituye la mayor parte del material y tiene una radiactividad muy baja, 2) una colección de productos de fisión y 3) los elementos transuránicos .

refrigerante

Todos los reactores nucleares producen calor que debe eliminarse del núcleo del reactor. El agua , el refrigerante más común en los reactores térmicos , generalmente no es viable para un reactor rápido, porque actúa como un moderador de neutrones eficaz . ^[4]

Todos los reactores rápidos en funcionamiento son reactores refrigerados por metal líquido , que utilizan eutécticos de sodio, plomo o plomo-bismuto como refrigerantes. ^[8] El primer reactor Clementine utilizaba refrigerante de mercurio y combustible de plutonio metálico. Además de su toxicidad para los humanos, el mercurio tiene una sección transversal de captura alta (por lo tanto, absorbe fácilmente los neutrones, lo que provoca reacciones nucleares) para la reacción (n,gamma), provocando activación en el refrigerante y pérdida de neutrones que de otro modo podrían ser absorbido en el combustible, por lo que ya no se considera útil como refrigerante.

Rusia ha desarrollado reactores que utilizan plomo fundido y aleaciones eutécticas de plomo - bismuto , que se han utilizado a mayor escala en unidades de propulsión naval, particularmente en el submarino soviético clase Alfa , así como algunos prototipos de reactores. La aleación de sodio y potasio (NaK) es popular en los reactores de prueba debido a su bajo punto de fusión .

Otro reactor rápido propuesto es un reactor de sales fundidas , en el que las propiedades moderadoras de la sal son insignificantes. La fórmula de sal particular utilizada es crucial ya que algunas fórmulas son moderadores eficaces mientras que otras no. ^[9]

Los reactores rápidos refrigerados por gas han sido objeto de investigaciones que utilizan comúnmente helio, que tiene pequeñas secciones transversales de absorción y dispersión, preservando así el espectro de neutrones rápidos sin una absorción significativa de neutrones en el refrigerante. También se ha propuesto nitrógeno-15 purificado como gas refrigerante porque es más común que el helio y también tiene una sección transversal de absorción de neutrones muy baja. ^{[10] [11]}

Sin embargo, todos los reactores rápidos a gran escala han utilizado refrigerante de metal fundido. Las ventajas de los metales fundidos son el bajo coste, el pequeño potencial de activación y los grandes rangos de líquido. Esto último significa que el material tiene un punto de fusión bajo y un punto de ebullición alto. Ejemplos de estos reactores incluyen el reactor rápido refrigerado por sodio , que todavía se están desarrollando en todo el mundo. Actualmente Rusia opera dos de estos reactores a escala comercial. Además, Rusia tiene alrededor de ochenta años de experiencia en reactores rápidos refrigerados por plomo , que está ganando rápidamente interés.

Combustible

En la práctica, sostener una reacción en cadena de fisión con neutrones rápidos significa utilizar uranio o plutonio relativamente enriquecido . La razón de esto es que las reacciones fisibles se ven favorecidas a energías térmicas, ya que la relación entre la²³⁹
Sección transversal de fisión de Pu y²³⁸
La sección transversal de absorción de U es ~100 en un espectro térmico y 8 en un espectro rápido. Las secciones transversales de fisión y absorción son bajas para ambos.²³⁹
pu y²³⁸
U a energías altas (rápidas), lo que significa que es más probable que los neutrones rápidos atraviesen el combustible sin interactuar que los neutrones térmicos; por tanto, se necesita más material fisionable. Por lo tanto, un reactor rápido no puede funcionar con combustible de uranio natural . Sin embargo, es posible construir un reactor rápido que genere combustible produciendo más de lo que consume. Después de la carga inicial de combustible, dicho reactor puede recargarse mediante reprocesamiento . Los productos de fisión pueden sustituirse añadiendo uranio natural o incluso empobrecido sin necesidad de enriquecimiento adicional. Este es el concepto de reactor reproductor rápido o FBR.

Hasta ahora, la mayoría de los reactores de neutrones rápidos han utilizado combustible MOX (óxido mixto) o aleaciones metálicas . Se utilizan reactores soviéticos de neutrones rápidos (altamente²³⁵
U enriquecido) inicialmente como combustible de uranio, luego en 2022 pasó a utilizar MOX. ^[12] El prototipo de reactor indio utiliza combustible de carburo de uranio.

Si bien la criticidad en energías rápidas se puede lograr con uranio enriquecido al 5,5 por ciento (en peso).²³⁵
U , se han propuesto diseños de reactores rápidos con un enriquecimiento en el rango del 20 por ciento por razones que incluyen la vida útil del núcleo: si un reactor rápido fuera cargado con la masa crítica mínima, entonces el reactor se volvería subcrítico después de la primera fisión. Más bien, se inserta un exceso de combustible con mecanismos de control de la reactividad, de modo que el control de la reactividad se inserta completamente al comienzo de la vida para llevar el reactor de supercrítico a crítico; a medida que se agota el combustible, el control de la reactividad se retira para apoyar la continuación de la fisión. En un reactor reproductor rápido , se aplica lo anterior, aunque la reactividad por agotamiento del combustible también se compensa mediante reproducción.²³³
U o²³⁹
pu y²⁴¹
Pu de²³²
Th o²³⁸
U , respectivamente. Algunos diseños utilizan venenos quemables, también conocidos como absorbentes quemables, que contienen isótopos con secciones transversales de alta captura de neutrones. Concentrado¹⁰
Boro o¹⁵⁵
Gadolinio y¹⁵⁷
Para este fin se suele utilizar gadolinio en forma natural . A medida que estos isótopos absorben el exceso de neutrones, se transmutan en isótopos con secciones transversales de baja absorción, de modo que durante la vida útil del ciclo del combustible se eliminan a medida que se generan más productos de fisión con una sección transversal de captura alta. Esto hace que sea más fácil mantener el control de la tasa de reactividad en el núcleo al arrancar con combustible nuevo. ^[13]

Control

Al igual que los reactores térmicos, los reactores de neutrones rápidos se controlan manteniendo la criticidad del reactor dependiendo de los neutrones retardados , con un control general mediante barras o palas de control que absorben neutrones.

Sin embargo, no pueden confiar en los cambios de sus moderadores porque no hay ningún moderador. Así, el ensanchamiento Doppler en el moderador, que afecta a los neutrones térmicos , no funciona, ni tampoco un coeficiente de vacío negativo del moderador. Ambas técnicas son comunes en los reactores ordinarios de agua ligera .

El ensanchamiento Doppler debido al movimiento molecular del combustible, a su calor, puede proporcionar una rápida retroalimentación negativa. El movimiento molecular de los propios elementos fisionables puede alejar la velocidad relativa del combustible de la velocidad óptima de los neutrones. La expansión térmica del combustible puede provocar una retroalimentación negativa. Los reactores pequeños, como los de los submarinos, pueden utilizar ensanchamiento Doppler o expansión térmica de reflectores de neutrones.

Recursos

Como la percepción de las reservas de mineral de uranio en la década de 1960 era bastante baja y se esperaba que la energía nuclear se hiciera cargo de la generación de carga base , durante las décadas de 1960 y 1970 se consideró que los reactores reproductores rápidos eran la solución a las necesidades energéticas del mundo. Utilizando un procesamiento doble, un reproductor rápido aumenta la capacidad energética de los depósitos de mineral conocidos, lo que significa que las fuentes de mineral existentes durarían cientos de años. La desventaja de este enfoque es que el reactor reproductor debe recibir combustible que debe tratarse en una planta de tratamiento de combustible gastado. Se esperaba ampliamente que este precio todavía estuviera por debajo del precio del uranio enriquecido a medida que aumentara la demanda y disminuyeran los recursos conocidos.

Durante la década de 1970, se examinaron diseños de reproductores experimentales, especialmente en Estados Unidos, Francia y la URSS. Sin embargo, esto coincidió con una caída de los precios del uranio. El aumento esperado de la demanda llevó a las empresas mineras a ampliar los canales de suministro, que entraron en funcionamiento justo cuando el ritmo de construcción de reactores se estancó a mediados de la década de 1970. El exceso de oferta resultante hizo que los precios del combustible disminuyeran de unos 40 dólares por libra en 1980 a menos de 20 dólares en 1984. Los productores producían combustible que era mucho más caro, del orden de 100 a 160 dólares, y las pocas unidades que llegaron a operar comercialmente resultaron ser más caras. ser económicamente inviable.

Ventajas

Los reactores rápidos se consideran ampliamente como un desarrollo esencial debido a varias ventajas sobre los diseños moderados. ^[14] El tipo de reactor rápido más estudiado y construido es el reactor rápido refrigerado por sodio . Algunas de las ventajas de este diseño se analizan a continuación; Otros diseños, como el reactor rápido refrigerado por plomo y el FMSR, reactor rápido de sales fundidas ^[15], tienen ventajas similares.

• Un evento de fisión crea más neutrones que en el reactor térmico. Esto da flexibilidad y permite la reproducción de uranio o torio.
• Como²³⁸
  El U que absorbe un neutrón rápido tiene una probabilidad del 11% de fisionarse, un porcentaje significativo de los eventos de fisión en el reactor ocurren con este isótopo.
• Existe un delicado equilibrio entre la producción de neutrones a partir de la fisión, por un lado, y los numerosos procesos que los eliminan de la ecuación, por el otro. Si la temperatura aumenta en un reactor rápido, esto tendrá dos efectos:
  1. Ampliación Doppler del espectro de neutrones, y
  2. un aumento muy pequeño en el tamaño físico del núcleo del reactor.

Estos dos efectos sirven para reducir la reactividad porque permiten que más neutrones escapen del núcleo, como se demostró en una demostración en EBR-II en 1986. ^[16] En esta prueba, el gran volumen de líquido absorbió fácilmente el calor adicional. sodio, y el reactor se apagó solo, sin intervención del operador.

• Debido a que el sodio tiene un punto de ebullición de 883 °C (1600 °F) y el plomo tiene un punto de ebullición de 1749 °C (3200 °F), pero los reactores normalmente funcionan entre 500 °C (930 °F) y 550 °C (1000 °F). °F), hay un gran margen donde los metales permanecerán líquidos y los aumentos térmicos pueden absorberse fácilmente, sin ningún aumento de presión. Para las sales de cloruro que se utilizan normalmente en los diseños de reactores rápidos de sales fundidas, el cloruro de sodio tiene un punto de ebullición de 1465 °C (2700 °F) ^[17]
• Como no hay agua presente en el núcleo a altas temperaturas, el reactor se encuentra esencialmente a presión atmosférica. Lo más frecuente es que esté presente una capa de gas inerte a una presión modesta (por ejemplo, 0,5 atmósferas) para garantizar que cualquier fuga provoque un transporte de masa hacia el exterior del reactor. Esto significa que no hay ningún recipiente a presión con problemas asociados (los sistemas de alta presión son complejos), ni una fuga del reactor emitirá chorros de alta presión.
• Como todo el recipiente está a presión atmosférica y el sodio está muy caliente y se puede permitir que permanezca a estas temperaturas incluso cuando está apagado, es posible el enfriamiento pasivo (es decir, sin requisitos de bombeo) con aire. Accidentes como el accidente nuclear de Fukushima Daiichi ^[18] son ​​imposibles con un diseño así.
• La mayor temperatura del metal líquido o de la sal, y por tanto la mayor temperatura del vapor generado por este refrigerante, permite un aumento considerable de la eficiencia de generación eléctrica (alrededor del 40% de eficiencia térmica, frente al 30%). ^[19]
• Estos reactores tienen el potencial de reducir significativamente los flujos de desechos de la energía nuclear y, al mismo tiempo, aumentar enormemente la utilización de combustible.

Desventajas

Como la mayoría de los reactores rápidos hasta la fecha se enfrían con sodio, plomo o plomo-bismuto, aquí se describen las desventajas de estos sistemas.

• Como resultado del funcionamiento de los reactores con neutrones rápidos, la reactividad del núcleo está determinada por estos neutrones, a diferencia de los reactores moderados. En los reactores moderados, una cantidad significativa de control de la reactividad se obtiene a partir de neutrones retardados , lo que da tiempo a los operadores o a las computadoras para ajustar la reactividad. Como los neutrones retardados prácticamente no desempeñan ningún papel en los reactores rápidos, se necesitan otros mecanismos para controlar la reactividad a muy corto plazo (p. ej., en un segundo) en los reactores rápidos, a saber, la expansión térmica y el ensanchamiento Doppler. La reactividad a largo plazo se obtiene a partir de barras de control , que están llenas de un material de absorción de neutrones.
• Como todo el reactor está lleno de grandes volúmenes de metal fundido, el repostaje no es trivial, ya que las herramientas ópticas (cámaras, etc.) no sirven de nada. Para la operación de repostaje se necesitan herramientas robóticas costosas, cuidadosamente calibradas y posicionadas. Además, eliminar completamente los elementos combustibles del reactor no es fácil.
• Como todo el reactor está lleno de un metal que tiene un punto de fusión mucho más alto que la temperatura ambiente, todos los tubos, los intercambiadores de calor y todo el volumen del reactor deben calentarse eléctricamente antes de que pueda llevarse a cabo cualquier operación nuclear. Sin embargo, una vez que el reactor produce calor, esto ya no es motivo de preocupación.
• Hasta la fecha, la mayoría de los tipos de reactores rápidos han demostrado ser costosos de construir y operar, y no son muy competitivos con los reactores de neutrones térmicos a menos que el precio del uranio aumente dramáticamente o los costos de construcción disminuyan. Se cree que, dada la percepción de que la eliminación de residuos nucleares es problemática, estos reactores serán necesarios. Dado que los costes moderados de construcción de reactores están aumentando (entre otras cosas) debido a mecanismos de seguridad cada vez más estrictos, esto podría significar una mayor viabilidad económica de los reactores rápidos.
• El sodio se utiliza a menudo como refrigerante en reactores rápidos, porque no modera mucho la velocidad de los neutrones y tiene una alta capacidad calorífica. Sin embargo, arde y forma espuma en el aire, aunque la reacción de combustión del sodio en el aire no debe confundirse con la reacción extremadamente violenta del sodio y el agua. Las fugas de sodio pueden inflamarse con el aire, causando dificultades en reactores como (por ejemplo, USS Seawolf (SSN-575) y Monju ).

Algunos reactores rápidos refrigerados por sodio han funcionado de forma segura durante largos períodos (en particular, el Phénix y el EBR-II durante 30 años, o el BN-600 y el BN-800 en funcionamiento desde 1980 y 2016, respectivamente, a pesar de varias fugas e incendios menores). Es importante señalar que las fugas de sodio (y posiblemente los incendios) no liberan elementos radiactivos, ya que los reactores rápidos de sodio siempre están diseñados con un sistema de dos circuitos.

• Dado que los metales líquidos distintos del litio y el berilio tienen una baja capacidad moderadora, la principal interacción de los neutrones con el refrigerante del reactor rápido es la reacción (n,gamma), que induce radiactividad en el refrigerante. Sodio-24 (²⁴
  Na ) se crea en el circuito del reactor rápido enfriado por sodio, a partir de sodio-23 natural mediante bombardeo de neutrones . Con una vida media de 15 horas,²⁴
  Na decae a24Mg por emisión de un electrón y dos rayos gamma . Como la vida media de este isótopo es muy corta, después de, por ejemplo, dos semanas, casi no²⁴
  Queda Na . Los reactores de espectro rápido que utilizan sodio deben eliminar este magnesio del sodio, lo que se consigue con una trampa "fría".
• De los diseños eutécticos de plomo líquido o Plomo-bismuto , sólo el eutéctico líquido de plomo-bismuto tendrá activación. Como el plomo puro prácticamente no tendrá activación, un diseño de reactor de plomo puro podría funcionar en un solo circuito, ahorrando costos significativos en intercambiadores de calor y sistemas separados.
• Un diseño defectuoso de reactor rápido podría tener un coeficiente de vacío positivo : la ebullición del refrigerante en un accidente reduciría la densidad del refrigerante y, por tanto, la tasa de absorción. No se proponen tales diseños para servicios comerciales, ya que son potencialmente peligrosos e indeseables desde el punto de vista de la seguridad y los accidentes. Esto se puede evitar con un reactor enfriado por gas , ya que en un reactor de este tipo no se forman huecos durante un accidente; sin embargo, el control de la reactividad en un reactor rápido enfriado por gas es difícil.
• Debido a las bajas secciones transversales de la mayoría de los materiales con altas energías de neutrones, la masa crítica en un reactor rápido es mucho mayor que en un reactor térmico. En la práctica, esto significa un enriquecimiento significativamente mayor : >20% de enriquecimiento en un reactor rápido en comparación con <5% de enriquecimiento en reactores térmicos típicos. Alternativamente, se podría utilizar una mezcla de plutonio procedente de residuos nucleares, combinado con uranio natural o empobrecido.

Historia

El reactor BN-350 también se utilizó para la desalinización de agua de mar.

El interés de Estados Unidos en los reactores reproductores se vio atenuado por la decisión de Jimmy Carter en abril de 1977 de aplazar la construcción de reactores reproductores en Estados Unidos debido a preocupaciones de proliferación y el historial operativo subóptimo del reactor Superphénix de Francia . ^[20] Los reactores franceses también encontraron una seria oposición de grupos ecologistas, que los consideraban muy peligrosos. ^[21] A pesar de estos reveses, varios países todavía invierten en la tecnología de reactores rápidos. Desde la década de 1970 se han construido alrededor de 25 reactores, acumulando más de 400 años de experiencia en reactores.

Una propuesta de la OIEA de 2008 para un sistema de preservación del conocimiento sobre reactores rápidos ^[22] señaló que:

Durante los últimos 15 años ha habido un estancamiento en el desarrollo de reactores rápidos en los países industrializados que anteriormente participaban en el desarrollo intensivo de esta área. Todos los estudios sobre reactores rápidos se han detenido en países como Alemania, Italia, Reino Unido y Estados Unidos de América y los únicos trabajos que se están llevando a cabo están relacionados con el desmantelamiento de reactores rápidos. Muchos especialistas que participaron en los estudios y trabajos de desarrollo en esta área en estos países ya se han jubilado o están a punto de jubilarse. En países como Francia, el Japón y la Federación de Rusia, que todavía siguen activamente la evolución de la tecnología de los reactores rápidos, la situación se ve agravada por la falta de científicos e ingenieros jóvenes que se incorporen a esta rama de la energía nuclear.

A partir de 2021, Rusia opera dos reactores rápidos a escala comercial. ^[23] La iniciativa GEN IV , un grupo de trabajo internacional sobre nuevos diseños de reactores, ha propuesto seis nuevos tipos de reactores, tres de los cuales funcionarían con un espectro rápido. ^[24]

Lista de reactores rápidos

Reactores fuera de servicio

Estados Unidos

• Clementine fue el primer reactor rápido, construido en 1946 en el Laboratorio Nacional de Los Álamos . Utilizaba combustible metálico de plutonio y refrigerante de mercurio, alcanzaba una potencia térmica de 25 kW y se utilizaba para investigaciones, especialmente como fuente de neutrones rápidos.
• El Reactor Reproductor Experimental I (EBR-I) en Argonne West, ahora Laboratorio Nacional de Idaho , cerca de Arco, Idaho , se convirtió en 1951 en el primer reactor en generar cantidades significativas de energía. Retirado de servicio en 1964.
• Fermi 1, cerca de Detroit, era un prototipo de reactor reproductor rápido que se encendió en 1957 y se apagó en 1972.
• El Reactor Reproductor Experimental II (EBR-II) en el Laboratorio Nacional de Idaho , cerca de Arco, Idaho , fue un prototipo del Reactor Rápido Integral, 1965-1994.
• SEFOR en Arkansas, era un reactor de investigación de 20 MWt que funcionó de 1969 a 1972.
• Instalación de pruebas Fast Flux (FFTF), de 400 MWt, funcionó sin problemas de 1982 a 1992, en Hanford Washington. Se utilizó sodio líquido drenado con relleno de argón bajo cuidado y mantenimiento.
• SRE en California, fue un reactor comercial de 20 MWt y 6,5 MWe que funcionó desde 1957 hasta 1964.
• LAMPRE-1 era un reactor de 1 MWth alimentado con plutonio fundido. Funcionó como reactor de investigación de 1961 a 1963 en el Laboratorio Nacional de Los Álamos.

Europa

• El reactor rápido tipo bucle de Dounreay (DFR), 1959-1977, era un reactor rápido de 14 MWe y un prototipo de reactor rápido (PFR), 1974-1994, 250 MWe, en Caithness , en la zona de las Tierras Altas de Escocia .
• El reactor rápido tipo Dounreay Pool (PFR), 1975-1994, era un reactor de 600 MWt, 234 MWe que utilizaba combustible de óxidos mixtos (MOX).
• Rapsodie en Cadarache , Francia, (20 y luego 40 MW) funcionó entre 1967 y 1982.
• Superphénix , en Francia, de 1200 MWe, cerró en 1997 por decisión política y elevados costes.
• Phénix , 1973, Francia, 233 MWe, reiniciada en 2003 a 140 MWe para experimentos de transmutación de residuos nucleares durante seis años, dejó de generar energía en marzo de 2009, aunque seguirá en funcionamiento de prueba y continuará con los programas de investigación de la CEA hasta finales de 2009. Detenido en 2010.
• KNK-II, en Alemania, un reactor rápido experimental compacto refrigerado por sodio de 21 MWe funcionó desde octubre de 1977 hasta agosto de 1991. El objetivo del experimento era eliminar los desechos nucleares y al mismo tiempo producir energía. Hubo problemas menores de sodio combinados con protestas públicas que resultaron en el cierre de la instalación.

URSS/Rusia

• Se utilizaron pequeños reactores rápidos refrigerados por plomo para la propulsión naval , particularmente por la Armada Soviética .
• BR-5: fue un reactor de neutrones rápidos centrado en la investigación en el Instituto de Física y Energía de Obninsk de 1959 a 2002.
• El BN-350 fue construido por la Unión Soviética en Shevchenko (hoy Aqtau ) en el Mar Caspio . Producía 130 MWe más 80.000 toneladas de agua dulce por día.
• IBR-2: era un reactor de neutrones rápidos centrado en la investigación en el Instituto Conjunto de Investigación Nuclear en Dubna (cerca de Moscú).
• RORSAT: La Unión Soviética lanzó 33 reactores rápidos espaciales entre 1989 y 1990 como parte de un programa conocido como Radar Ocean Reconnaissance Satellite (RORSAT) en Estados Unidos. Normalmente, los reactores producían aproximadamente 3 kWe.
• BES-5 : fue un reactor espacial refrigerado por sodio lanzado como parte del programa RORSAT que produjo 5 kWe.
• BR-5: era un reactor rápido de sodio de 5 MWt operado por la URSS en 1961 principalmente para pruebas de materiales.
• El Alpha 8 PbBi ruso era una serie de reactores rápidos refrigerados por plomo-bismuto utilizados a bordo de submarinos. Los submarinos funcionaban como submarinos asesinos, permanecían en el puerto y luego atacaban debido a las altas velocidades que podía alcanzar el submarino.

Asia

• El reactor de Monju , de 300 MWe, en Japón , fue cerrado en 1995 tras una grave fuga de sodio y un incendio. Se reinició el 6 de mayo de 2010, pero en agosto de 2010 otro accidente, que involucró la caída de maquinaria, cerró nuevamente el reactor. En junio de 2011, el reactor había generado electricidad durante sólo una hora desde su primera prueba dos décadas antes. ^{[ cita necesaria ]}
• El reactor Aktau, de 150 MWe, en Kazajstán , se utilizó para la producción de plutonio, desalinización y electricidad. Cerró 4 años después de que expirara la licencia de funcionamiento de la planta. ^{[ cita necesaria ]}

Nunca operado

• Reactor reproductor del río Clinch , Estados Unidos
• Reactor Rápido Integral , Estados Unidos. El diseño hizo hincapié en el ciclo del combustible basado en el reprocesamiento electrolítico in situ. Cancelado en 1994 sin construcción.
• SNR-300 , Alemania

Activo

• BN-600 : un reactor reproductor rápido refrigerado por sodio tipo piscina en la central nuclear de Beloyarsk . Proporciona 560 MWe a la red eléctrica de los Urales medios. En funcionamiento desde 1980.
• BN-800 : un reactor reproductor rápido refrigerado por sodio en la central nuclear de Beloyarsk. Genera 880 MW de energía eléctrica y comenzó a producir electricidad en octubre de 2014. Alcanzó su plena potencia en agosto de 2016.
• BOR-60: un reactor refrigerado por sodio en el Instituto de Investigación de Reactores Atómicos en Dimitrovgrad, Rusia . En funcionamiento desde 1968. Produce 60MW con fines experimentales. ^{[ cita necesaria ]}
• FBTR : un reactor experimental de 40 MWt y 13,2 MWe en la India que se centró en alcanzar niveles de quemado significativos.
• Reactor rápido experimental de China , un reactor experimental de 60 MWth, 20 MWe, que entró en estado crítico en 2011 y actualmente está operativo. ^[25] Se utiliza para la investigación de materiales y componentes para futuros reactores rápidos chinos.
• KiloPower/KRUSTY es un reactor rápido de sodio de investigación de 1 a 10 kWe construido en el Laboratorio Nacional de Los Álamos. Alcanzó la criticidad por primera vez en 2015 y demuestra una aplicación de un ciclo de energía Stirling.

Bajo reparación

• Jōyō (常陽) , 1977–1997 y 2004–2007, Japón, 140 MWt es un reactor experimental que funciona como instalación de pruebas de irradiación. Después de un incidente en 2007, el reactor fue suspendido para su reparación y se planeó completar las reparaciones en 2014. ^[26]

Bajo construcción

• PFBR , Kalpakkam, India, reactor de 500 MWe con criticidad prevista para 2021. Es un reactor reproductor rápido de sodio.
• CFR-600 , China, 600 MWe.
• MBIR Reactor de investigación de neutrones rápidos multipropósito. El Instituto de Investigación de Reactores Atómicos (NIIAR) en Dimitrovgrad, en la región de Ulyanovsk, en el oeste de Rusia, 150 MWt. La construcción comenzó en 2016 y su finalización está prevista para 2024.
• BREST-300 , Seversk, Rusia. La construcción comenzó el 8 de junio de 2021 ^[27]

en diseño

• BN-1200 , Rusia , construido a partir de 2014, ^[28] con operación planificada para 2018-2020, ^[29] ahora retrasado hasta al menos 2035. ^[30]
• Se planeó enviar el Toshiba 4S a Galena, Alaska (EE. UU.), pero el progreso se estancó (ver Planta de energía nuclear de Galena ).
• KALIME es un proyecto de 600 MWe en Corea del Sur, proyectado para 2030. ^[31] KALIMER es una continuación del reactor de neutrones rápidos, alimentado con metal y refrigerado por sodio en un conjunto representado por el Reactor de Quemador Avanzado (2006), S- PRISM (1998-presente), Reactor Rápido Integral (1984-1994) y EBR-II (1965-1995).
• Reactor de cuarta generación ( helio · sodio · plomo enfriado) Esfuerzo internacional propuesto por Estados Unidos, después de 2030.
• JSFR, Japón, en 1998 se inició un proyecto para un reactor de 1.500 MWe, pero sin éxito.
• ASTRID , Francia, canceló el proyecto de un reactor de 600 MWe refrigerado por sodio.
• El Reactor enfriado atmosféricamente en Marte (MACR) es un proyecto de 1 MWe, cuya finalización está prevista para 2033. MACR es un reactor de neutrones rápidos enfriado por gas (refrigerante de dióxido de carbono) destinado a proporcionar energía a las colonias propuestas en Marte.
• TerraPower está diseñando un reactor de sales fundidas en asociación con Southern Company , el Laboratorio Nacional Oak Ridge , el Laboratorio Nacional de Idaho , la Universidad Vanderbilt y el Instituto de Investigación de Energía Eléctrica . Esperan comenzar a probar una instalación circular en 2019 y están ampliando su proceso de fabricación de sal. Los datos se utilizarán para evaluar la hidráulica térmica y los códigos de análisis de seguridad. ^[32]
• Elysium Industries está diseñando un reactor de sales fundidas de espectro rápido. ^[33]
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) es un demostrador de reactor rápido refrigerado por plomo diseñado por Ansaldo Energia de Italia, representa la última etapa de los proyectos ELSY y LEADER. ^[34]

Planificado

• Futuro FBR, India, 600 MWe, después de 2025 ^[35]

Cuadro

Ver también

• amplificador de energía
• Reactor reproductor rápido
• Reactor rápido refrigerado por gas
• Reactor de cuarta generación
• Reactor rápido refrigerado por plomo
• ciclo del combustible nuclear
• Reactor rápido refrigerado por sodio
• Reactor de neutrones térmicos

Referencias

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2. "¿Qué es un neutrón? Definición de neutrones". www.nuclear-power.net . Consultado el 19 de septiembre de 2017 .
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35. "Descripción general del programa indio de reactores nucleares de reproducción rápida - Energía nuclear - Reactor nuclear". Escrito .

enlaces externos

• https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
• Informe del ANL sobre los primeros reactores rápidos soviéticos
• Artículo sobre trabajos recientes sobre reactores de neutrones rápidos en Scientific American, diciembre de 2005
• Base de datos sobre reactores rápidos del OIEA
• La recuperación rápida de datos y preservación del conocimiento sobre reactores rápidos busca establecer un inventario internacional completo de datos y conocimientos sobre reactores rápidos, que sería suficiente para formar la base para el desarrollo de reactores rápidos dentro de 30 a 40 años.
• Asociación Nuclear Mundial: Reactores de neutrones rápidos Archivado el 24 de febrero de 2013 en la Wayback Machine.
• Organización Internacional de Energía del Torio