Los reactores de Generación IV ( Gen IV ) son tecnologías de diseño de reactores nucleares que se conciben como sucesores de los reactores de Generación III . El Foro Internacional de Generación IV ( GIF ), una organización internacional que coordina el desarrollo de reactores de Generación IV, seleccionó específicamente seis tecnologías de reactores como candidatos para reactores de Generación IV. [1] [2] Los diseños apuntan a mejorar la seguridad, la sostenibilidad, la eficiencia y el costo. La Asociación Nuclear Mundial en 2015 sugirió que algunos podrían entrar en operación comercial antes de 2030. [3]
No existe una definición precisa de reactor de Generación IV. El término se refiere a las tecnologías de reactores nucleares en desarrollo aproximadamente en el año 2000, y cuyos diseños pretendían representar "la forma futura de la energía nuclear", al menos en ese momento. [4] Los seis diseños seleccionados fueron: el reactor rápido refrigerado por gas (GFR), el reactor rápido refrigerado por plomo (LFR), el reactor de sales fundidas (MSR), el reactor rápido refrigerado por sodio (SFR), el reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR) y el reactor de muy alta temperatura (VHTR). [1] [2]
El reactor rápido de sodio ha recibido la mayor parte de la financiación destinada a instalaciones de demostración. Moir y Teller consideran que el reactor de sal fundida , una tecnología menos desarrollada, es el que potencialmente tiene la mayor seguridad inherente de los seis modelos. [5] [6] Los diseños de reactores de muy alta temperatura funcionan a temperaturas mucho más altas que las generaciones anteriores. Esto permite la electrólisis a alta temperatura o el ciclo de azufre-yodo para la producción eficiente de hidrógeno y la síntesis de combustibles neutros en carbono . [2]
La mayoría de los reactores en funcionamiento en todo el mundo se consideran sistemas de reactores de segunda y tercera generación , ya que la mayoría de los sistemas de primera generación han sido retirados. China fue el primer país en operar un reactor de demostración de generación IV, el HTR-PM en Shidaowan, Shandong , [7] [8] que es un reactor de lecho de guijarros de alta temperatura refrigerado por gas . Se conectó a la red en diciembre de 2023, lo que lo convirtió en el primer reactor de generación IV del mundo en entrar en operación comercial. [9] [10] [11] En 2024, se informó que China también construiría la primera central nuclear de sales fundidas de torio del mundo, programada para estar operativa en 2029. [12]
El Foro Internacional de Generación IV (GIF) es una organización internacional cuyo objetivo declarado es "el desarrollo de conceptos para uno o más sistemas de Generación IV que puedan licenciarse, construirse y operarse de manera que proporcionen un suministro de energía confiable y a precios competitivos... al mismo tiempo que abordan satisfactoriamente las preocupaciones sobre seguridad nuclear, desechos, proliferación y percepción pública". [13] Coordina el desarrollo de tecnologías de Generación IV. [2] Ha sido fundamental en la coordinación de la investigación sobre los seis tipos de reactores de Generación IV y en la definición del alcance y el significado del término en sí.
En 2021, los miembros activos incluyen: Australia , Canadá , China , la Comunidad Europea de Energía Atómica (Euratom), Francia , Japón , Rusia , Sudáfrica , Corea del Sur , Suiza , el Reino Unido y los Estados Unidos . Los miembros no activos incluyen a Argentina y Brasil . [14]
El Foro fue creado en enero de 2000 por la Oficina de Energía Nuclear del Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) [15] "como un esfuerzo internacional cooperativo que busca desarrollar la investigación necesaria para probar la viabilidad y el rendimiento de los sistemas nucleares de cuarta generación, y hacerlos disponibles para su implementación industrial en 2030". Fue establecido en 2001, con el objetivo de que estuvieran disponibles para su implementación industrial en 2030. [1]
En noviembre de 2013 se publicó una breve descripción general de los diseños y actividades de los reactores de cada miembro del foro. [16] [17] [18] En enero de 2014 se publicó una actualización de la hoja de ruta tecnológica que detalla los objetivos de I+D para la próxima década. [19]
En mayo de 2019, Terrestrial Energy , el desarrollador canadiense de un reactor de sal fundida, se convirtió en la primera empresa privada en unirse al GIF. [4]
En la reunión del Foro de octubre de 2021, los miembros del Foro acordaron crear un grupo de trabajo sobre aplicaciones no eléctricas del calor nuclear, incluidas las aplicaciones de calor industrial y distrital, la desalinización y la producción de hidrógeno a gran escala. [20]
El Foro GIF ha presentado los plazos de desarrollo para cada uno de los seis sistemas. La investigación y el desarrollo se dividen en tres fases:
En 2000, el GIF afirmó: "Una vez completada la fase de rendimiento de cada sistema, se necesitarán al menos seis años y varios miles de millones de dólares para el diseño detallado y la construcción de un sistema de demostración". [21] En la actualización de la Hoja de Ruta de 2013, las fases de rendimiento y demostración se trasladaron considerablemente a fechas posteriores, mientras que no se establecieron objetivos para las fases de comercialización. [19] Según el GIF en 2013, "pasarán al menos dos o tres décadas antes de que se desplieguen sistemas comerciales de cuarta generación". [13]
En un principio se consideraron muchos tipos de reactores; luego se perfeccionó la lista para centrarse en las tecnologías más prometedoras. [3] Tres sistemas son nominalmente reactores térmicos y tres son reactores rápidos . El reactor de muy alta temperatura (VHTR) puede proporcionar potencialmente calor de proceso de alta calidad. Los reactores rápidos ofrecen la posibilidad de quemar actínidos para reducir aún más los desechos y pueden generar más combustible del que consumen. Estos sistemas ofrecen avances significativos en sostenibilidad, seguridad y confiabilidad, economía, resistencia a la proliferación y protección física.
Un reactor térmico es un reactor nuclear que utiliza neutrones lentos o térmicos . Se utiliza un moderador de neutrones para ralentizar los neutrones emitidos por la fisión y aumentar la probabilidad de que sean capturados por el combustible.
El reactor de muy alta temperatura (VHTR) utiliza un núcleo moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio de un solo paso, que utiliza helio o sal fundida. Este diseño de reactor prevé una temperatura de salida de 1.000 °C. El núcleo del reactor puede ser un reactor de bloque prismático o de lecho de bolas . Las altas temperaturas permiten aplicaciones como la producción de calor de proceso o de hidrógeno a través del proceso termoquímico del ciclo de azufre-yodo .
En 2012, como parte de su concurso de plantas nucleares de próxima generación , el Laboratorio Nacional de Idaho aprobó un diseño similar al reactor de bloque prismático Antares de Areva , que se implementará como prototipo en 2021. [22]
En enero de 2016, el Departamento de Energía de los Estados Unidos proporcionó a X-energy una subvención de cinco años de hasta 40 millones de dólares para avanzar en el desarrollo de su reactor. [23] [24] [25] El Xe-100 es un PBMR que generaría 80 MWe , o 320 MWe en un "paquete de cuatro". [26]
Desde 2021, el gobierno chino está operando un reactor de lecho de guijarros de alta temperatura de 200 MW, el HTR-PM, como sucesor del HTR-10 . [7] [8]
Un reactor de sales fundidas (MSR) es un tipo de reactor en el que el refrigerante primario o el propio combustible es una mezcla de sales fundidas . Funciona a alta temperatura y baja presión. [27]
La sal fundida se puede utilizar en reactores térmicos, epitermales y rápidos. Desde 2005, la atención se ha centrado en los reactores de reacción de masas de espectro rápido (MSFR). [28]
Otros diseños incluyen reactores de sal fundida integrales (por ejemplo, IMSR) y reactores rápidos de sal de cloruro fundido (MCSFR).
Los primeros conceptos de espectro térmico y muchos de los actuales se basan en tetrafluoruro de uranio (UF 4 ) o tetrafluoruro de torio (ThF 4 ), disueltos en sal de fluoruro fundida. El fluido alcanza la criticidad al fluir hacia un núcleo con un moderador de grafito . El combustible puede estar disperso en una matriz de grafito. Estos diseños se denominan con más precisión reactor epitermal que reactor térmico debido a la mayor velocidad promedio de los neutrones que causan los eventos de fisión. [29]
Los reactores MCSFR prescinden del moderador de grafito. Alcanzan la criticidad utilizando un volumen suficiente de sal y material fisionable. Pueden consumir mucho más combustible y dejar solo residuos de corta duración.
La mayoría de los diseños de MSR se derivan del experimento de reactor de sal fundida (MSRE) de la década de 1960. Las variantes incluyen el reactor de fluido dual conceptual que utiliza plomo como medio de enfriamiento con combustible de sal fundida, comúnmente un cloruro metálico, por ejemplo cloruro de plutonio (III) , para ayudar a lograr mayores capacidades de ciclo de combustible cerrado. Otros enfoques notables incluyen el concepto de reactor de sal estable (SSR), que encierra la sal fundida en las barras de combustible bien establecidas de los reactores convencionales. Este último diseño fue considerado el más competitivo por la consultora Energy Process Development en 2015. [30] [31]
Otro diseño en desarrollo es el reactor rápido de cloruro fundido de TerraPower . Este concepto mezcla el uranio natural líquido y el refrigerante de cloruro fundido en el núcleo del reactor, alcanzando temperaturas muy altas a presión atmosférica. [32]
Otra característica notable del MSR es la posibilidad de un quemador de residuos nucleares de espectro térmico . Tradicionalmente, sólo los reactores de espectro rápido se han considerado viables para la utilización o reducción del combustible nuclear gastado . La quema térmica de residuos se logró reemplazando una fracción del uranio en el combustible nuclear gastado con torio . La tasa de producción neta de elementos transuránicos (por ejemplo, plutonio y americio ) es inferior a la tasa de consumo, lo que reduce el problema del almacenamiento nuclear , sin las preocupaciones de proliferación nuclear y otros problemas técnicos asociados con un reactor rápido .
El reactor de agua supercrítica (SCWR) [27] es un concepto de reactor de agua de moderación reducida . Debido a que la velocidad promedio de los neutrones que causan fisión dentro del combustible es más rápida que la de los neutrones térmicos , se lo denomina con mayor precisión reactor epitermal que reactor térmico. Utiliza agua supercrítica como fluido de trabajo. Los SCWR son básicamente reactores de agua ligera (LWR) que operan a mayor presión y temperaturas con un ciclo de intercambio de calor directo de un solo paso. Como se imagina comúnmente, operaría en un ciclo directo, muy similar a un reactor de agua en ebullición (BWR). Dado que utiliza agua supercrítica (que no debe confundirse con masa crítica ) como fluido de trabajo, tendría solo una fase de agua. Esto hace que el método de intercambio de calor sea más similar a un reactor de agua presurizada ( PWR ). Podría operar a temperaturas mucho más altas que los PWR y BWR actuales.
Los reactores refrigerados por agua supercrítica (SCWR) ofrecen una alta eficiencia térmica (es decir, alrededor del 45% frente a alrededor del 33% de eficiencia de los LWR actuales) y una simplificación considerable.
La misión del SCWR es la generación de electricidad a bajo costo . Se basa en dos tecnologías probadas: los reactores de agua de baja presión (LWR), los reactores de generación de energía más comúnmente utilizados, y las calderas alimentadas con combustibles fósiles sobrecalentados , también de uso generalizado. 32 organizaciones en 13 países están investigando el concepto. [ cita requerida ]
Los reactores SCWR comparten los riesgos de explosión de vapor y liberación de vapor radiactivo de los reactores BWR y LWR, así como la necesidad de recipientes a presión, tuberías, válvulas y bombas de servicio pesado extremadamente costosos. Estos problemas compartidos son inherentemente más graves para los reactores SCWR debido a sus temperaturas más altas.
Un diseño de SCWR en desarrollo es el VVER -1700/393 (VVER-SCWR o VVER-SKD), un SCWR ruso con núcleo de doble entrada y una tasa de reproducción de 0,95. [33]
Un reactor rápido utiliza directamente neutrones de fisión sin moderación. Los reactores rápidos pueden configurarse para "quemar", o fisionar, todos los actínidos y, con el tiempo suficiente, reducir drásticamente la fracción de actínidos en el combustible nuclear gastado producido por la actual flota mundial de reactores de agua ligera con neutrones térmicos , cerrando así el ciclo del combustible. Alternativamente, si se configuran de otra manera, pueden generar más combustible de actínidos del que consumen.
El reactor rápido refrigerado por gas (GFR) [27] presenta un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado. El reactor está refrigerado por helio . Su temperatura de salida es de 850 °C. Mueve el reactor de muy alta temperatura (VHTR) a un ciclo de combustible más sostenible. Utiliza una turbina de gas de ciclo Brayton directo para una alta eficiencia térmica. Se están considerando varias formas de combustible: combustible cerámico compuesto , partículas de combustible avanzadas o compuestos de actínidos revestidos de cerámica. Las configuraciones del núcleo implican conjuntos de combustible basados en pines o placas o bloques prismáticos.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea proporcionó financiación para tres sistemas de reactores de Generación IV:
Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SCFR) han estado en funcionamiento en varios países desde la década de 1980.
Los dos reactores rápidos experimentales refrigerados por sodio más grandes están en Rusia, el BN-600 y el BN-800 (880 MWe brutos). Estas centrales nucleares se están utilizando para proporcionar experiencia operativa y soluciones tecnológicas que se aplicarán a la construcción del BN-1200 ( primer reactor Gen IV de OKBM Afrikantov ). [38] El más grande jamás operado fue el reactor francés Superphenix de más de 1200 MWe , que funcionó con éxito antes de su desmantelamiento en 1996. En la India, el reactor reproductor rápido de prueba (FBTR) alcanzó la criticidad en octubre de 1985. En septiembre de 2002, la eficiencia de quemado de combustible en el FBTR alcanzó por primera vez la marca de 100.000 megavatios-día por tonelada métrica de uranio (MWd/MTU). Esto se considera un hito importante en la tecnología de reactores reproductores de la India. Con esa experiencia se está construyendo el Prototipo de Reactor Reproductor Rápido , un reactor rápido refrigerado por sodio de 500 MWe, a un coste de 5.677 millones de rupias indias (unos 900 millones de dólares estadounidenses). Tras numerosos retrasos, en marzo de 2020 el gobierno informó de que el reactor podría estar operativo en diciembre de 2021. [39] Al PFBR le seguirían otros seis Reactores Reproductores Rápidos Comerciales (CFBR) de 600 MWe cada uno.
El SFR Gen IV [27] es un proyecto que se basa en el reactor reproductor rápido alimentado con óxido y el reactor rápido integral alimentado con metal . Sus objetivos son aumentar la eficiencia del uso del uranio mediante la reproducción de plutonio y la eliminación de isótopos transuránicos . El diseño del reactor utiliza un núcleo no moderado que funciona con neutrones rápidos , diseñado para permitir que cualquier isótopo transuránico se consuma (y en algunos casos se use como combustible). El combustible del SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta, lo que ralentiza automáticamente la reacción en cadena y lo hace pasivo y seguro. [40]
Un concepto de reactor SFR se enfría con sodio líquido y se alimenta con una aleación metálica de uranio y plutonio o combustible nuclear gastado , los "residuos nucleares" de los reactores de agua ligera . El combustible SFR está contenido en un revestimiento de acero. El sodio líquido llena el espacio entre los elementos del revestimiento que forman el conjunto de combustible. Uno de los desafíos de diseño son los riesgos de manipular el sodio, que reacciona de forma explosiva si entra en contacto con el agua. El uso de metal líquido en lugar de agua como refrigerante permite que el sistema funcione a presión atmosférica, lo que reduce el riesgo de fugas.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea financió tres sistemas de reactores de Generación IV. El Reactor Técnico Avanzado de Sodio para Demostración Industrial ( ASTRID ) era un reactor rápido refrigerado por sodio, [42] que se canceló en agosto de 2019. [43]
Existen numerosos progenitores del SFR Gen IV. La instalación de prueba Fast Flux de 400 MW funcionó durante diez años en Hanford; el EBR II de 20 MW funcionó durante más de treinta años en el Laboratorio Nacional de Idaho, pero se cerró en 1994.
El reactor PRISM de GE Hitachi es una versión modernizada y comercial del reactor rápido integral (IFR), desarrollado por el Laboratorio Nacional Argonne entre 1984 y 1994. El objetivo principal de PRISM es quemar combustible nuclear gastado de otros reactores, en lugar de generar combustible nuevo. El diseño reduce la vida media de los elementos fisionables presentes en el combustible nuclear gastado, al tiempo que genera electricidad principalmente como subproducto.
El reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) [27] cuenta con un refrigerante eutéctico de plomo o plomo / bismuto ( LBE ) de espectro de neutrones rápido con un ciclo de combustible cerrado . Las propuestas incluyen un pequeño de 50 a 150 MW e que presenta un largo intervalo de recarga de combustible, un sistema modular con una potencia nominal de 300 a 400 MW e y una gran planta monolítica de 1200 MW e . El combustible es a base de metal o nitruro que contiene uranio fértil y transuránicos . El reactor se enfría por convección natural con una temperatura de refrigerante de salida del reactor de 550-800 °C. La temperatura más alta permite la producción de hidrógeno mediante procesos termoquímicos .
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea está financiando un reactor subcrítico impulsado por acelerador de 100 MW t llamado LFR, llamado MYRRHA . Se construirá en Bélgica y se espera que esté listo para 2036. Un modelo de potencia reducida llamado Guinevere se puso en marcha en Mol en marzo de 2009 [34] y entró en funcionamiento en 2012. [44]
Otros dos reactores rápidos refrigerados por plomo en desarrollo son el SVBR-100, un concepto modular de reactor de neutrones rápidos refrigerado por plomo-bismuto de 100 MW e diseñado por OKB Gidropress en Rusia y el BREST-OD-300 (reactor rápido refrigerado por plomo) de 300 MW e , que se desarrollará después del SVBR-100, prescindirá de la manta fértil alrededor del núcleo y reemplazará el diseño del reactor BN-600 refrigerado por sodio, para supuestamente dar una resistencia mejorada a la proliferación. [33] Los trabajos de construcción preparatoria comenzaron en mayo de 2020. [45]
El Foro GEN IV replantea el paradigma de la seguridad de los reactores, desde la aceptación de que los accidentes nucleares pueden ocurrir y deben controlarse hasta la eliminación de la posibilidad física de un accidente. Los sistemas de seguridad activa y pasiva serían al menos tan eficaces como los de la Generación III y harían que los accidentes más graves fueran físicamente imposibles. [46]
En comparación con los reactores Gen II y III, las ventajas de los reactores Gen IV incluyen:
Un riesgo específico del SFR está relacionado con el uso de sodio metálico como refrigerante. En caso de una ruptura, el sodio reacciona explosivamente con el agua. Se utiliza argón para prevenir la oxidación del sodio. El argón puede desplazar el oxígeno en el aire y puede plantear problemas de hipoxia para los trabajadores. Este fue un factor en el Prototipo de Reactor Reproductor Rápido de tipo bucle Monju en Tsuruga, Japón. [49] El uso de refrigerantes de plomo o sales fundidas mitiga este problema, ya que son menos reactivos y tienen una temperatura de congelación y una presión ambiental altas. El plomo tiene una viscosidad mucho más alta, una densidad mucho más alta, una capacidad térmica menor y productos de activación de neutrones más radiactivos que el sodio.
Se han construido múltiples diseños de prueba de concepto de Gen IV. Por ejemplo, los reactores de la central generadora Fort St. Vrain y el HTR-10 son similares a los diseños VHTR de Gen IV propuestos , y los reactores de tipo piscina EBR-II , Phénix , BN-600 y BN-800 son similares a los diseños de SFR de Gen IV de tipo piscina propuestos.
El ingeniero nuclear David Lochbaum advierte que "el problema de los nuevos reactores y los accidentes es doble: surgen escenarios que son imposibles de planificar en simulaciones y los humanos cometen errores". [50] Como dijo un director de un laboratorio de investigación estadounidense, "la fabricación, construcción, operación y mantenimiento de nuevos reactores enfrentará una pronunciada curva de aprendizaje: las tecnologías avanzadas tendrán un mayor riesgo de accidentes y errores. La tecnología puede estar probada, pero las personas no". [50]
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