Un refrigerante de reactor nuclear es un refrigerante que se utiliza en un reactor nuclear para extraer calor del núcleo del reactor nuclear y transferirlo a los generadores eléctricos y al medio ambiente . Con frecuencia, se utiliza una cadena de dos circuitos de refrigerante porque el circuito de refrigerante primario absorbe la radiactividad a corto plazo del reactor.
Casi todas las centrales nucleares que funcionan actualmente son reactores de agua ligera que utilizan agua corriente a alta presión como refrigerante y moderador de neutrones . Aproximadamente un tercio son reactores de agua en ebullición , en los que el refrigerante primario experimenta una transición de fase a vapor dentro del reactor. Aproximadamente dos tercios son reactores de agua presurizada a una presión aún mayor. Los reactores actuales se mantienen por debajo del punto crítico , en torno a los 374 °C y 218 bar, donde desaparece la distinción entre líquido y gas, lo que limita la eficiencia térmica , pero el reactor de agua supercrítica propuesto funcionaría por encima de este punto.
Los reactores de agua pesada utilizan óxido de deuterio , que tiene propiedades idénticas a las del agua ordinaria pero una captura de neutrones mucho menor , lo que permite una moderación más exhaustiva.
A medida que los átomos de hidrógeno de los refrigerantes de agua son bombardeados con neutrones, algunos absorben un neutrón y se convierten en deuterio , y luego otros se convierten en tritio radiactivo . El agua contaminada con tritio a veces se filtra a las aguas subterráneas por accidente o por aprobación oficial. [1]
Las barras de combustible generan altas temperaturas que convierten el agua en vapor. Durante un corte de energía, los generadores de energía diésel que proporcionan energía de emergencia a las bombas de agua pueden resultar dañados por un tsunami, un terremoto o ambos; si no se bombea agua dulce para enfriar las barras de combustible, estas continúan calentándose. Una vez que las barras de combustible alcanzan más de 1200 °C, los tubos de circonio que contienen el combustible nuclear interactuarán con el vapor y separarán el hidrógeno de las moléculas de agua. Este hidrógeno puede filtrarse por las grietas en el núcleo del reactor y el recipiente de contención. Si el hidrógeno se acumula en cantidades suficientes (concentraciones del 4% o más en el aire), puede explotar, como aparentemente ocurrió en los reactores n.° 1, 3 y 4 de Fukushima Daiichi .
Tal explosión se evitó en el reactor nº 2 , que abrió su respiradero para dejar salir hidrógeno, disminuyendo la presión al liberar gas hidrógeno radiactivo. [2]
El agua borada se utiliza como refrigerante durante el funcionamiento normal de los reactores de agua a presión (PWR), así como en los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS) tanto de los PWR como de los reactores de agua en ebullición (BWR). [3] [4] [5]
El boro , a menudo en forma de ácido bórico o borato de sodio, se combina con agua (un recurso barato y abundante) donde actúa como refrigerante para eliminar el calor del núcleo del reactor y transferir el calor a un circuito secundario. [6] Parte del circuito secundario es el generador de vapor que se utiliza para hacer girar las turbinas y generar electricidad. El agua borada también proporciona los beneficios adicionales de actuar como un veneno de neutrones debido a su gran sección transversal de absorción de neutrones, donde absorbe el exceso de neutrones para ayudar a controlar la tasa de fisión del reactor. Por lo tanto, la reactividad del reactor nuclear se puede ajustar fácilmente cambiando la concentración de boro en el refrigerante. Es decir, cuando la concentración de boro aumenta (boración) disolviendo más ácido bórico en el refrigerante, la reactividad del reactor disminuye. Por el contrario, cuando la concentración de boro disminuye (dilución) añadiendo más agua, la reactividad del reactor aumenta. [7]
Aproximadamente el 90% del tritio presente en los refrigerantes de los reactores de agua a presión se produce por reacciones del boro-10 con neutrones. Como el propio tritio es un isótopo radiactivo del hidrógeno, el refrigerante se contamina con isótopos radiactivos y es necesario evitar que se filtre al medio ambiente. Además, este efecto debe tenerse en cuenta en el caso de ciclos más largos de funcionamiento de los reactores nucleares y, por lo tanto, requiere una mayor concentración inicial de boro en el refrigerante. [7]
Los reactores rápidos tienen una alta densidad de potencia y no necesitan, y deben evitar, la moderación neutrónica. La mayoría han sido reactores refrigerados por metal líquido que utilizan sodio fundido . También se han propuesto y utilizado ocasionalmente plomo, eutéctico de plomo-bismuto y otros metales . El mercurio se utilizó en el primer reactor rápido .
Las sales fundidas comparten con los metales la ventaja de una presión de vapor baja incluso a altas temperaturas y son menos reactivas químicamente que el sodio . Las sales que contienen elementos ligeros como FLiBe también pueden proporcionar moderación. En el experimento del reactor de sales fundidas, incluso sirvió como disolvente para transportar el combustible nuclear.
También se han utilizado gases como refrigerantes. El helio es extremadamente inerte tanto químicamente como con respecto a las reacciones nucleares, pero tiene una baja capacidad calorífica .
Los reactores moderados y refrigerados orgánicamente fueron uno de los primeros conceptos estudiados, en los que se utilizaban hidrocarburos como refrigerante, pero no tuvieron éxito.
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