Un reactor de agua pesada presurizada ( PHWR ) es un reactor nuclear que utiliza agua pesada ( óxido de deuterio D 2 O) como refrigerante y moderador de neutrones . [1] Los PHWR utilizan con frecuencia uranio natural como combustible, pero a veces también utilizan uranio muy poco enriquecido . El refrigerante de agua pesada se mantiene bajo presión para evitar que hierva, lo que le permite alcanzar temperaturas más altas (en su mayoría) sin formar burbujas de vapor, exactamente como en un reactor de agua a presión . Si bien es muy costoso aislar el agua pesada del agua ordinaria (a menudo denominada agua ligera en contraste con el agua pesada ), su baja absorción de neutrones aumenta en gran medida la economía de neutrones del reactor, evitando la necesidad de combustible enriquecido . El alto costo del agua pesada se compensa con el menor costo del uso de uranio natural y/o ciclos de combustible alternativos . A principios de 2001, estaban en funcionamiento 31 PHWR, con una capacidad total de 16,5 GW(e), lo que representa aproximadamente el 7,76 por ciento en número y el 4,7 por ciento en capacidad de generación de todos los reactores en funcionamiento actualmente.
La clave para mantener una reacción nuclear en cadena dentro de un reactor nuclear es utilizar, en promedio, exactamente uno de los neutrones liberados en cada evento de fisión nuclear para estimular otro evento de fisión nuclear (en otro núcleo fisionable). Con un diseño cuidadoso de la geometría del reactor y un control cuidadoso de las sustancias presentes para influir en la reactividad , se puede lograr y mantener una reacción en cadena autosostenida o " criticidad ".
El uranio natural está formado por una mezcla de varios isótopos , principalmente 238 U y una cantidad mucho menor (alrededor del 0,72 % en peso) de 235 U. [2] 238 U sólo puede fisionarse mediante neutrones que sean relativamente energéticos, aproximadamente 1 MeV o más. Ninguna cantidad de 238 U puede considerarse "crítica", ya que tenderá a absorber de forma parásita más neutrones de los que libera mediante el proceso de fisión. El 235 U, por otro lado, puede sustentar una reacción en cadena autosostenida, pero debido a la baja abundancia natural del 235 U, el uranio natural no puede alcanzar la criticidad por sí solo.
El truco para alcanzar la criticidad utilizando sólo uranio natural o poco enriquecido, para el cual no existe una masa crítica "desnuda" , es disminuir la velocidad de los neutrones emitidos (sin absorberlos) hasta el punto en que una cantidad suficiente de ellos pueda causar una mayor fisión nuclear en el planeta. Pequeña cantidad de 235 U que está disponible. ( 238 U, que es la mayor parte del uranio natural, también es fisionable con neutrones rápidos). Esto requiere el uso de un moderador de neutrones , que absorbe prácticamente toda la energía cinética de los neutrones , ralentizándolos hasta el punto de que alcanzan el equilibrio térmico con material circundante. Se ha descubierto que es beneficioso para la economía de neutrones separar físicamente el proceso de moderación de la energía de neutrones del propio combustible de uranio, ya que 238 U tiene una alta probabilidad de absorber neutrones con niveles intermedios de energía cinética, una reacción conocida como absorción por "resonancia". Ésta es una razón fundamental para diseñar reactores con segmentos separados de combustible sólido, rodeados por el moderador, en lugar de cualquier geometría que proporcione una mezcla homogénea de combustible y moderador.
El agua es un excelente moderador; Los átomos ordinarios de hidrógeno o protio en las moléculas de agua tienen una masa muy cercana a la de un solo neutrón, por lo que sus colisiones resultan en una transferencia de impulso muy eficiente, similar conceptualmente a la colisión de dos bolas de billar. Sin embargo, además de ser un buen moderador, el agua corriente también es bastante eficaz para absorber neutrones. Y así, el uso de agua ordinaria como moderador absorberá fácilmente tantos neutrones que quedarán muy pocos para sostener una reacción en cadena con los pequeños núcleos aislados de 235 U en el combustible, excluyendo así la criticidad del uranio natural. Debido a esto, un reactor de agua ligera requerirá que el isótopo 235 U esté concentrado en su combustible de uranio, como uranio enriquecido , generalmente entre un 3% y un 5% de 235 U en peso (el subproducto de este proceso de enriquecimiento se conoce como como uranio empobrecido , y por tanto compuesto principalmente de 238 U, químicamente puro). El grado de enriquecimiento necesario para alcanzar la criticidad con un moderador de agua ligera depende de la geometría exacta y otros parámetros de diseño del reactor.
One complication of this approach is the need for uranium enrichment facilities, which are generally expensive to build and operate. They also present a nuclear proliferation concern; the same systems used to enrich the 235U can also be used to produce much more "pure" weapons-grade material (90% or more 235U), suitable for producing a nuclear weapon. This is not a trivial exercise by any means, but feasible enough that enrichment facilities present a significant nuclear proliferation risk.
An alternative solution to the problem is to use a moderator that does not absorb neutrons as readily as water. In this case potentially all of the neutrons being released can be moderated and used in reactions with the 235U, in which case there is enough 235U in natural uranium to sustain criticality. One such moderator is heavy water, or deuterium-oxide. Although it reacts dynamically with the neutrons in a fashion similar to light water (albeit with less energy transfer on average, given that heavy hydrogen, or deuterium, is about twice the mass of hydrogen), it already has the extra neutron that light water would normally tend to absorb.
The use of heavy water as the moderator is the key to the PHWR (pressurized heavy water reactor) system, enabling the use of natural uranium as the fuel (in the form of ceramic UO2), which means that it can be operated without expensive uranium enrichment facilities. The mechanical arrangement of the PHWR, which places most of the moderator at lower temperatures, is particularly efficient because the resulting thermal neutrons have lower energies (neutron temperature after successive passes through a moderator roughly equals the temperature of the moderator) than in traditional designs, where the moderator normally is much hotter. The neutron cross section for fission is higher in 235
U cuanto más baja es la temperatura de los neutrones y, por lo tanto, temperaturas más bajas en el moderador hacen más probable la interacción exitosa entre los neutrones y el material fisionable. Estas características significan que un PHWR puede utilizar uranio natural y otros combustibles, y lo hace de manera más eficiente que los reactores de agua ligera (LWR). Se afirma que los PHWR de tipo CANDU pueden manejar combustibles que incluyen uranio reprocesado o incluso combustible nuclear gastado de reactores de agua ligera "convencionales", así como combustible MOX , y se están realizando investigaciones sobre la capacidad de los reactores de tipo CANDU para funcionar exclusivamente con dichos combustibles en un entorno comercial. (Más sobre esto en el artículo sobre el propio reactor CANDU )
Los reactores de agua pesada a presión tienen algunos inconvenientes. El agua pesada generalmente cuesta cientos de dólares por kilogramo, aunque esto es una compensación por la reducción de los costos de combustible. El reducido contenido energético del uranio natural en comparación con el uranio enriquecido exige una sustitución más frecuente del combustible; [ cita necesaria ] esto normalmente se logra mediante el uso de un sistema de repostaje de combustible. El aumento de la velocidad de movimiento del combustible a través del reactor también da lugar a mayores volúmenes de combustible gastado que en los LWR que emplean uranio enriquecido. Sin embargo , dado que el combustible de uranio no enriquecido acumula una menor densidad de productos de fisión que el combustible de uranio enriquecido, genera menos calor, lo que permite un almacenamiento más compacto. [3] Si bien el deuterio tiene una sección transversal de captura de neutrones más baja que el protio , este valor no es cero y, por lo tanto, parte del moderador de agua pesada se convertirá inevitablemente en agua tritiada . Mientras que el tritio , un isótopo radiactivo del hidrógeno, también se produce como producto de fisión en pequeñas cantidades en otros reactores, el tritio puede escapar más fácilmente al medio ambiente si también está presente en el agua de refrigeración, como es el caso de los PHWR que utilizan agua pesada como moderador y como refrigerante. Algunos reactores CANDU separan periódicamente el tritio de su inventario de agua pesada y lo venden con beneficios.
Mientras que con los típicos haces de combustible derivados de CANDU , el diseño del reactor tiene un coeficiente de reactividad de vacío ligeramente positivo , los haces de combustible CARA diseñados en Argentina utilizados en Atucha I son capaces de tener el coeficiente negativo preferido. [4]
Si bien antes del desarrollo de armas nucleares por parte de la India (ver más abajo), se consideraba que la capacidad de utilizar uranio natural (y por lo tanto renunciar a la necesidad de enriquecimiento de uranio , que es una tecnología de doble uso ) obstaculizaba la proliferación nuclear, esta opinión ha cambiado drásticamente a la luz de la capacidad de varios países para construir bombas atómicas a partir de plutonio, que puede producirse fácilmente en reactores de agua pesada. Por lo tanto, los reactores de agua pesada pueden representar un mayor riesgo de proliferación nuclear en comparación con los reactores de agua ligera comparables debido a las propiedades de baja absorción de neutrones del agua pesada, descubierta en 1937 por Hans von Halban y Otto Frisch . [5] Ocasionalmente, cuando un átomo de 238 U es expuesto a radiación de neutrones , su núcleo capturará un neutrón , cambiándolo a 239 U. Luego , el 239 U sufre rápidamente dos desintegraciones β , emitiendo ambas un electrón y un antineutrino ; el primero transmuta el 239 U en 239 Np y el segundo transmuta el 239 Np en 239 Pu . Aunque este proceso se realiza con uranio natural utilizando otros moderadores como el grafito ultrapuro o el berilio, el agua pesada es con diferencia el mejor. [5] El Proyecto Manhattan finalmente utilizó reactores moderados por grafito para producir plutonio, mientras que el proyecto nuclear alemán en tiempos de guerra descartó erróneamente el grafito como un moderador adecuado debido a que pasó por alto las impurezas y, por lo tanto, hizo intentos fallidos utilizando agua pesada (que identificaron correctamente como un excelente moderador). . El programa nuclear soviético también utilizó grafito como moderador y finalmente desarrolló el RBMK moderado con grafito como un reactor capaz de producir grandes cantidades de energía eléctrica y plutonio apto para armas sin necesidad de agua pesada o, al menos según las especificaciones de diseño iniciales, uranio . enriquecimiento .
239 Pu es un material fisible apto para su uso en armas nucleares . Como resultado, si el combustible de un reactor de agua pesada se cambia con frecuencia, se pueden extraer químicamente cantidades significativas de plutonio apto para armas del combustible de uranio natural irradiado mediante reprocesamiento nuclear .
Además, el uso de agua pesada como moderador da como resultado la producción de pequeñas cantidades de tritio cuando los núcleos de deuterio del agua pesada absorben neutrones, una reacción muy ineficiente. El tritio es esencial para la producción de armas de fisión potenciadas , que a su vez permiten una producción más sencilla de armas termonucleares , incluidas bombas de neutrones . Actualmente se espera que este proceso proporcione (al menos parcialmente) tritio para el ITER . [6]
El riesgo de proliferación de los reactores de agua pesada quedó demostrado cuando la India produjo plutonio para la Operación Buda Sonriente , su primera prueba de arma nuclear, mediante la extracción del combustible gastado de un reactor de investigación de agua pesada conocido como reactor CIRUS . [7]