43°35′42″N 112°39′26″O / 43.595039, -112.657156
El reactor reproductor experimental II ( EBR-II ) fue un reactor rápido refrigerado por sodio diseñado, construido y operado por el Laboratorio Nacional Argonne en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores en Idaho. Fue cerrado en 1994. La custodia del reactor fue transferida al Laboratorio Nacional de Idaho después de su fundación en 2005.
Las operaciones iniciales comenzaron en julio de 1964 y alcanzó la criticidad en 1965 con un costo total de más de 32 millones de dólares (309 millones de dólares en dólares de 2023). El énfasis original en el diseño y operación del EBR-II fue demostrar una planta de energía de reactor reproductor completa con reprocesamiento in situ de combustible metálico sólido. Los elementos de combustible enriquecidos a aproximadamente el 67% de uranio-235 se sellaron en tubos de acero inoxidable y se retiraron cuando alcanzaron aproximadamente el 65% de enriquecimiento. Los tubos se abrieron y se reprocesaron para eliminar los venenos de neutrones , se mezclaron con U-235 fresco para aumentar el enriquecimiento y se colocaron nuevamente en el reactor.
Las pruebas del ciclo de reactores reproductores originales se prolongaron hasta 1969, fecha a partir de la cual el reactor se utilizó para probar conceptos relacionados con el concepto de reactor rápido integral . En esta función, el entorno de neutrones de alta energía del núcleo del EBR-II se utilizó para probar combustibles y materiales para futuros reactores de metal líquido de mayor tamaño. Como parte de estos experimentos, en 1986 el EBR-II se sometió a una parada experimental que simulaba una falla total de la bomba de refrigeración. Demostró su capacidad de autoenfriar su combustible mediante convección natural del refrigerante de sodio durante el período de calor de desintegración posterior a la parada. Se utilizó en la función de apoyo a los reactores rápidos integrales y en muchos otros experimentos hasta que se desmanteló en septiembre de 1994.
En su fase de funcionamiento a plena potencia, que alcanzó en septiembre de 1969, el EBR-II produjo alrededor de 62,5 megavatios de calor y 20 megavatios de electricidad mediante un sistema convencional de turbina de vapor de tres circuitos y una torre de refrigeración terciaria de aire forzado . A lo largo de su vida útil ha generado más de dos mil millones de kilovatios-hora de electricidad, proporcionando la mayor parte de la electricidad y también el calor a las instalaciones del Laboratorio Nacional Argonne-Oeste.
El combustible consiste en barras de uranio de 5 milímetros (0,20 pulgadas) de diámetro y 33 cm (13 pulgadas) de largo. Enriquecido al 67% de uranio-235 cuando está fresco, la concentración cae a aproximadamente el 65% al retirarlo. Las barras también contienen un 10% de circonio . Cada elemento combustible se coloca dentro de un tubo de acero inoxidable de paredes delgadas junto con una pequeña cantidad de sodio metálico. El tubo se suelda en la parte superior para formar una unidad de 73 cm (29 pulgadas) de largo. El propósito del sodio es funcionar como un agente de transferencia de calor. A medida que más y más uranio sufre fisión, desarrolla fisuras y el sodio ingresa en los huecos. Extrae un producto de fisión importante, el cesio -137, y por lo tanto se vuelve intensamente radiactivo . El hueco sobre el uranio recoge gases de fisión, principalmente criptón -85. Los grupos de pines dentro de camisas hexagonales de acero inoxidable de 234 cm (92 pulgadas) de largo están ensamblados como un panal; cada unidad tiene alrededor de 4,5 kg (9,9 lb) de uranio. En total, el núcleo contiene alrededor de 308 kg (679 lb) de combustible de uranio, y esta parte se llama impulsor.
El núcleo del EBR-II puede albergar hasta 65 subconjuntos experimentales para pruebas de irradiación y fiabilidad operativa, alimentados con una variedad de combustibles metálicos y cerámicos ( óxidos , carburos o nitruros de uranio y plutonio ) y aleaciones de combustibles metálicos como el combustible de uranio-plutonio-circonio. Otras posiciones de subconjuntos pueden contener experimentos con materiales estructurales.
El diseño del reactor tipo piscina del EBR-II proporciona seguridad pasiva : el núcleo del reactor, su equipo de manejo de combustible y muchos otros sistemas del reactor están sumergidos bajo sodio fundido. Al proporcionar un fluido que conduce fácilmente el calor del combustible al refrigerante y que funciona a temperaturas relativamente bajas, el EBR-II aprovecha al máximo la expansión del refrigerante, el combustible y la estructura durante eventos anormales que aumentan las temperaturas. La expansión del combustible y la estructura en una situación anormal hace que el sistema se apague incluso sin la intervención de un operador humano. En abril de 1986, se realizaron dos pruebas especiales en el EBR-II, en las que se apagaron las bombas de enfriamiento primario principales con el reactor a plena potencia (62,5 megavatios, térmicos). Al no permitir que interfirieran los sistemas de apagado normales, la potencia del reactor cayó casi a cero en unos 300 segundos. No se produjeron daños en el combustible ni en el reactor. El mismo día, esta demostración fue seguida por otra prueba importante. Con el reactor nuevamente a plena potencia, se detuvo el flujo en el sistema de enfriamiento secundario. Esta prueba provocó un aumento de la temperatura, ya que no había ningún lugar adonde pudiera ir el calor del reactor. A medida que el sistema de refrigeración primario (del reactor) se calentaba, el combustible, el refrigerante de sodio y la estructura se expandían, y el reactor se apagaba. Esta prueba demostró que se apagará utilizando características inherentes, como la expansión térmica, incluso si se pierde la capacidad de eliminar el calor del sistema de refrigeración primario. [1]
El EBR-II ya está desprovisto de combustible. La actividad de apagado del EBR-II también incluye el tratamiento del combustible gastado descargado mediante un proceso de tratamiento electrometalúrgico del combustible en la Instalación de Acondicionamiento de Combustible ubicada junto al EBR-II.
El proceso de limpieza del EBR-II incluye la eliminación y el procesamiento del refrigerante de sodio, la limpieza de los sistemas de sodio del EBR-II, la eliminación y pasivación de otros peligros químicos y la colocación de los componentes y la estructura desactivados en condiciones seguras.
El reactor se cerró en septiembre de 1994. La fase inicial de las actividades de desmantelamiento, la descarga de combustible del reactor, se completó en diciembre de 1996. A partir de 2000, se retiraron y procesaron los refrigerantes, lo que se completó en marzo de 2001. La tercera y última fase de la actividad de desmantelamiento fue "la colocación de los sistemas del reactor y de otros sistemas en condiciones radiológicas e industriales seguras". [2]
Entre 2012 y 2015, se retiraron algunos componentes del reactor subterráneo. El costo de las acciones de remoción en el edificio del reactor fue de aproximadamente 25,7 millones de dólares. [3] El sótano donde se encuentra el reactor se rellenó con lechada. El proyecto de descontaminación y enterramiento, que duró tres años, costó 730 millones de dólares. En una etapa posterior, se retiraría la gran cúpula de hormigón que rodea el reactor EBR-II y se colocaría una tapa de hormigón sobre la estructura restante. [4]
En 2018, se modificaron los planes. Se detuvo la remoción de la cúpula y en 2019 se vertió un nuevo piso y se pintó la cúpula para preparar el edificio para uso industrial. [5] El edificio se utilizará para una instalación de investigación sobre el reactor enterrado. La cúpula es una parte integral de la tumba junto con un "Programa de control y gestión a largo plazo de todo el sitio". El uso del sitio será de naturaleza industrial durante un período de 100 años y probablemente en un futuro indefinido a partir de entonces. [3]
El objetivo del EBR-II era demostrar el funcionamiento de una central de reactor rápido refrigerado por sodio con reprocesamiento in situ de combustible metálico. Para cumplir este objetivo de reprocesamiento in situ, el EBR-II formaba parte de un complejo más amplio de instalaciones, que constaba de
El EBR-II sirvió como prototipo del reactor rápido integral (IFR), que era el sucesor previsto del EBR-II. El programa IFR se inició en 1983, pero el Congreso de los Estados Unidos le retiró la financiación en 1994, tres años antes de la finalización prevista del programa.
