El reactor Whiteshell n.º 1 , o WR-1 , fue un reactor de investigación canadiense ubicado en los Laboratorios Whiteshell (WNRL) de AECL en Manitoba . Originalmente conocido como Experimento de reactor de deuterio refrigerado orgánico ( OCDRE ), [1] se construyó para probar el concepto de un reactor tipo CANDU que reemplazaba el refrigerante de agua pesada por una sustancia oleosa . Esto tenía una serie de ventajas potenciales en términos de costo y eficiencia.
El reactor de 60 MWth fue diseñado y construido por la empresa canadiense General Electric por un costo de 14,5 millones de dólares canadienses. La construcción comenzó el 1 de noviembre de 1962. [2] Alcanzó la criticidad el 1 de noviembre de 1965 [2] y alcanzó su máxima potencia en diciembre de 1965. En 1971 se inició un esfuerzo para comercializar el diseño, pero terminó en 1973, cuando las unidades refrigeradas por agua pesada se convirtieron en el estándar. A partir de entonces, el WR-1 funcionó con límites de potencia reducidos para experimentos de irradiación y calefacción del sitio WNRE.
El WR-1 se apagó por última vez el 17 de mayo de 1985, se le quitó el combustible y, en 2013, [actualizar]se encuentra en proceso de desmantelamiento, cuya finalización está prevista para 2023.
El uranio natural consiste en una mezcla de isótopos , principalmente 238 U y una cantidad mucho menor de 235 U. Ambos isótopos pueden experimentar fisión cuando son golpeados por un neutrón de suficiente energía y, como parte de este proceso, emitirán neutrones de energía media. Sin embargo, solo el 235 U puede experimentar fisión cuando es golpeado por neutrones de otros átomos de uranio, lo que le permite mantener una reacción en cadena . El 238 U es insensible a estos neutrones y, por lo tanto, no es fisible como el 235 U. Si bien el 235 U es sensible a estos neutrones, la velocidad de reacción mejora en gran medida si los neutrones se desaceleran desde sus velocidades relativistas originales a energías mucho más bajas, las llamadas velocidades de neutrones térmicos . [3]
En una masa de uranio natural puro, la cantidad y la energía de los neutrones que se liberan a través de la desintegración natural son demasiado bajas para causar eventos de fisión apreciables en los pocos átomos de 235 U presentes. Para aumentar la tasa de captura de neutrones hasta el punto en que pueda ocurrir una reacción en cadena, conocida como criticidad , el sistema debe modificarse. En la mayoría de los casos, la masa de combustible se separa en una gran cantidad de pastillas de combustible más pequeñas y luego se rodea con algún tipo de moderador de neutrones que ralentizará los neutrones, aumentando así la posibilidad de que los neutrones provoquen fisión en 235 U en otras pastillas. A menudo, el moderador más simple de usar es el agua normal; cuando un neutrón choca con una molécula de agua, le transfiere parte de su energía, lo que aumenta la temperatura del agua y ralentiza el neutrón. [3]
El principal problema de utilizar agua normal como moderador es que también absorbe algunos de los neutrones. El balance de neutrones en la mezcla isotópica natural es tan estrecho que incluso una pequeña cantidad absorbida de esta manera significa que hay muy pocos para mantener la criticidad. En la mayoría de los diseños de reactores, esto se soluciona aumentando ligeramente la cantidad de 235 U en relación con el 238 U, un proceso conocido como enriquecimiento . El combustible resultante contiene típicamente entre un 3 y un 5% de 235 U, por encima del valor natural de poco menos del 1%. El material sobrante, que ahora casi no contiene 235 U y consiste en 238 U casi puro , se conoce como uranio empobrecido . [4]
El diseño CANDU resuelve el problema de moderación reemplazando el agua normal por agua pesada . El agua pesada ya tiene un neutrón adicional, por lo que la posibilidad de que se absorba un neutrón de fisión durante la moderación se elimina en gran medida. Además, está sujeta a otras reacciones que aumentan aún más el número de neutrones liberados durante el funcionamiento. La economía de neutrones se mejora hasta el punto en que incluso el uranio natural no enriquecido mantendrá la criticidad, lo que reduce en gran medida la complejidad y el costo de alimentar el reactor, y también le permite usar una serie de ciclos de combustible alternativos que mezclan elementos incluso menos reactivos. La desventaja de este enfoque es que los 235 átomos de U en el combustible se distribuyen a través de una masa de combustible mayor, lo que hace que el núcleo del reactor sea más grande para cualquier nivel de potencia dado. Esto puede conducir a mayores costos de capital para construir el núcleo del reactor. [2]
Para abordar el problema de los costos, CANDU utiliza un diseño de núcleo de reactor único. Los diseños de reactores convencionales consisten en un gran cilindro de metal que contiene el combustible y el agua moderadora, que se hace funcionar a alta presión para aumentar el punto de ebullición del agua y así eliminar el calor de manera más eficiente. En el momento en que se diseñó CANDU, Canadá carecía de las instalaciones para fabricar recipientes de presión tan grandes, especialmente los que eran lo suficientemente grandes como para funcionar con uranio natural. La solución fue encerrar el agua pesada presurizada dentro de tubos más pequeños y luego insertarlos en un recipiente de baja presión mucho más grande conocido como calandria . Una ventaja importante de este diseño es que el combustible se puede extraer de los tubos individuales, lo que permite que el diseño se reabastezca de combustible mientras está en funcionamiento, mientras que los diseños convencionales requieren que se apague todo el núcleo del reactor. Una pequeña desventaja es que los tubos también absorben algunos neutrones, pero no los suficientes para compensar la economía de neutrones mejorada del diseño de agua pesada. [2]
Un problema importante con el uso de cualquier tipo de agua como refrigerante es que el agua tiende a disolver el combustible y otros componentes y termina volviéndose altamente radiactiva a medida que estos materiales se depositan en el agua. Esto se mitiga utilizando aleaciones particulares para los tubos y procesando el combustible en una forma cerámica. Si bien esto es eficaz para reducir la velocidad de disolución, aumenta el costo del procesamiento del combustible y también requiere materiales que no sean corrosivos y que también sean menos susceptibles a la fragilización por neutrones . Un problema mayor es el hecho de que el agua tiene un punto de ebullición bajo , lo que limita las temperaturas de funcionamiento. [2]
Esta era la premisa básica del diseño del reactor nuclear orgánico . En el diseño CANDU, tanto el moderador como el refrigerante utilizaban agua pesada, pero no había ninguna razón para ello más allá de la conveniencia. Dado que la mayor parte de la moderación se producía en la masa de la calandria, sustituir la pequeña cantidad de agua pesada de los tubos de combustible por otro refrigerante era sencillo, a diferencia de los diseños convencionales de agua ligera en los que habría que añadir otro moderador. [a] El uso de aceite supuso una reducción considerable de los problemas de corrosión, lo que permitió utilizar más metales convencionales y, al mismo tiempo, reducir la cantidad de combustible disuelto y, a su vez, la radiación en el sistema de refrigeración. El líquido orgánico seleccionado, OS-84, es una mezcla de terfenilos tratados catalíticamente con hidrógeno para producir hidrocarburos saturados al 40 por ciento . Los terfenilos son derivados petroquímicos que estaban fácilmente disponibles y ya se utilizaban como medios de transferencia de calor. [2]
Además, al utilizar un material con un punto de ebullición más alto, el reactor podría funcionar a temperaturas más altas. Esto no solo redujo la cantidad de refrigerante necesaria para extraer una cantidad determinada de energía y, por lo tanto, redujo el tamaño físico del núcleo, sino que también aumentó la eficiencia de las turbinas utilizadas para extraer esta energía para la generación eléctrica. El WR-1 funcionó con temperaturas de salida de hasta 425 °C, [2] en comparación con los aproximadamente 310 °C del CANDU convencional. Esto también significó que no hay necesidad de presurizar el fluido refrigerante más allá de lo necesario para forzarlo a pasar a través de los tubos de enfriamiento a la velocidad requerida, mientras que el agua debe mantenerse a alta presión para permitir que alcance temperaturas más altas. Esto permitió que los tubos de combustible se hicieran más delgados, reduciendo la cantidad de neutrones perdidos en interacciones con la tubería y aumentando aún más la economía de neutrones. [2]
El reactor tenía canales de combustible verticales, en contraste con la disposición CANDU normal donde los tubos son horizontales. El reactor no utilizaba barras de control convencionales, sino que dependía del control del nivel del moderador de agua pesada para ajustar la potencia de salida. El reactor podía apagarse rápidamente ( SCRAM ) mediante el vaciado rápido del moderador. [2]
En 1971, AECL inició la ingeniería de diseño de un reactor CANDU-OCR de 500 MWe, basado en combustible de carburo de uranio. Los combustibles de carburo se corroerían en agua, pero no en el refrigerante de aceite. Los combustibles de carburo eran mucho más fáciles de producir que las cerámicas más complejas que se utilizaban en la mayoría de los diseños de reactores. Este esfuerzo de diseño se suspendió en 1973, pero el WR-1 probó el concepto de todos modos. Otra posibilidad era utilizar combustible metálico, que aumentaría la densidad del combustible y ofrecería un mayor quemado . El combustible metálico conduce mejor el calor, por lo que se podría utilizar un núcleo de mayor potencia en el mismo espacio. [5]
En el transcurso de su vida útil, se produjeron tres accidentes por pérdida de refrigerante en el WR-1. Dos de ellos llegaron al río Winnipeg. La primera fuga se produjo en 1967, cuando aproximadamente 300 litros de refrigerante llegaron al río a través del emisario (el punto de descarga de los residuos líquidos) como resultado de una fuga de un pequeño orificio en uno de los tubos del intercambiador de calor. La segunda fuga se produjo en 1977: AECL calculó que entre 900 kg y 1100 kg de refrigerante se depositaron en el lecho del río hasta 1 km aguas abajo del emisario, y posteriormente se limpió y se controló. La tercera fuga de refrigerante se produjo en 1978, cuando el refrigerante derramado se limpió y almacenó en el lugar y no se vertió refrigerante en el río. En 2006, AECL analizó muestras de núcleos de sedimentos del río en áreas aguas abajo del sitio donde se encontraron depósitos del emisario. La AECL concluyó que no hubo contaminación de los sedimentos del río que pudiera tener un impacto ecológico o afectar la salud humana. [6] [7] [8]
El WR1 se cerró por última vez por razones económicas el 17 de mayo de 1985, aunque era el más joven de los grandes reactores de investigación de AECL . El reactor se encuentra en una etapa de desmantelamiento provisional, sin combustible y en gran parte desmantelado. El sitio volverá a su estado original al final del desmantelamiento.