El prototipo de reactor reproductor rápido ( PFBR ) es un reactor nuclear reproductor rápido de 500 MWe que se está construyendo actualmente en Kokkilamedu, cerca de Kalpakkam , en el estado de Tamil Nadu , India . [2] El Centro Indira Gandhi de Investigación Atómica (IGCAR) es responsable del diseño de este reactor. La instalación se basa en décadas de experiencia adquirida al operar el reactor de prueba reproductora rápida (FBTR) de menor potencia. Al principio se suponía que la construcción del reactor estaría terminada en septiembre de 2010, pero hubo varios retrasos. Está previsto que el prototipo de reactor reproductor rápido se ponga en servicio en diciembre de 2024, más de 20 años después de que comenzara la construcción y 14 años después de la fecha de puesta en servicio original, a partir de diciembre de 2023. El costo del proyecto se ha duplicado de ₹ 3500 millones de rupias a ₹ 7.700 millones de rupias debido a los múltiples retrasos. Actualmente, el proyecto ostenta el infame récord de ser el proyecto de reactor nuclear en construcción más largo del mundo. [3] [4]
El PFBR Kalpakkam está diseñado para utilizar uranio-238 para producir plutonio en un diseño de reactor rápido refrigerado por sodio . El excedente de plutonio (o uranio-233 para los reactores de torio) de cada reactor rápido se puede utilizar para instalar más reactores de este tipo y aumentar la capacidad nuclear en sintonía con las necesidades de energía de la India. El PFBR es parte del programa de energía nuclear de tres etapas .
India tiene la capacidad de utilizar procesos basados en el ciclo del torio para extraer combustible nuclear. Esto es de especial importancia para la estrategia de generación de energía nuclear de la India, ya que la India tiene una de las mayores reservas de torio del mundo , que podría proporcionar energía durante más de 10.000 años, [5] y quizás hasta 60.000 años. [6] [7]
El diseño de este reactor se inició en la década de 1980, como prototipo para un FBR de 600 MW. Está prevista la construcción de los dos primeros FBR en Kalpakkam, después de un año de funcionamiento exitoso del PFBR. Está previsto que sigan otros cuatro FBR más allá de 2030, en sitios por definir. [8]
En 2007, se planeó que el reactor comenzara su operación en 2010, pero a partir de 2019, se esperaba que alcanzara la primera criticidad en 2020. [9] La isla de energía de este proyecto fue diseñada por Bharat Heavy Electricals Limited (BHEL), la mayor empresa de equipos eléctricos de la India. [ cita necesaria ]
En julio de 2017, se informó que el reactor estaba en la preparación final para volverse crítico. [10] Sin embargo, en agosto de 2020, se informó que el reactor podría volverse crítico recién en diciembre de 2021. [11]
En febrero de 2021, se han gastado alrededor de 6.840 millones de rupias (equivalente a 77.000 millones de rupias o 961,21 millones de dólares estadounidenses en 2023) en la construcción y puesta en servicio del reactor. Ahora se espera que el reactor esté operativo en octubre de 2022. [1] [12]
El reactor es un tipo LMFBR de piscina con 1.750 toneladas de sodio como refrigerante. Diseñado para generar 500 MWe de energía eléctrica, con una vida operativa de 40 años, quemará un combustible mixto de uranio y plutonio MOX , una mezcla de PuO.
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2. Se espera un consumo de combustible de 100 GWd/t. La Instalación de Fabricación de Combustible (FFF), bajo la dirección del Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC), Tarapur es responsable de la fabricación de barras de combustible. La FFF pertenece a la "Junta de Reciclaje Nuclear" del Centro de Investigación Atómica de Bhabha y ha sido responsable de la fabricación de barras de combustible de varios tipos en el pasado. [ cita necesaria ] FFF Tarapur a principios de 2023 había completado con éxito la fabricación de 100.000 elementos combustibles PFBR [ aclaración necesaria ] . [13]
El prototipo de reactor reproductor rápido tiene un coeficiente de vacío negativo , lo que garantiza un alto nivel de seguridad nuclear pasiva . Esto significa que cuando el reactor se sobrecalienta (por debajo del punto de ebullición del sodio) la velocidad de la reacción en cadena de fisión disminuye, bajando el nivel de potencia y la temperatura. [14] De manera similar, antes de que se pueda formar una posible condición de vacío positivo a partir de un accidente por pérdida total de refrigerante , se hacen posibles caudales de refrigerante suficientes mediante el uso de la inercia de la bomba convencional, junto con múltiples perforaciones de entrada, para evitar el posible escenario de accidente de un solo bloqueo detiene el flujo de refrigerante. [15]
El sistema de eliminación del calor de desintegración del reactor de seguridad activa consta de cuatro circuitos de refrigeración independientes de 8 MWt de capacidad cada uno. [16] Otras defensas activas contra la posibilidad de retroalimentación positiva incluyen dos sistemas de apagado SCRAM independientes , diseñados para detener las reacciones de fisión de manera efectiva en un segundo, y el calor de desintegración restante debe ser enfriado durante varias horas por los 4 circuitos independientes. .
El hecho de que el PFBR se enfríe con sodio líquido crea requisitos de seguridad adicionales para aislar el refrigerante del medio ambiente, especialmente en un escenario de accidente por pérdida de refrigerante , ya que el sodio explota si entra en contacto con el agua y se quema cuando entra en contacto con el aire. Este último suceso ocurrió en el reactor de Monju en Japón en 1995, aunque el sodio se quema sólo suavemente en el aire y la fuga de sodio no liberó ningún elemento radiactivo. Otra consideración con el uso de sodio como refrigerante es la absorción de neutrones para generar el isótopo radiactivo.24Na , que tiene una vida media de 15 horas. [17]
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