43°35′42″N 112°39′26″O / 43.595039°N 112.657156°W / 43.595039; -112.657156
El Reactor Reproductor Experimental II ( EBR-II ) fue un reactor rápido refrigerado por sodio diseñado, construido y operado por el Laboratorio Nacional Argonne en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores en Idaho. Se cerró en 1994. La custodia del reactor se transfirió al Laboratorio Nacional de Idaho después de su fundación en 2005.
Las operaciones iniciales comenzaron en julio de 1964 y alcanzó la criticidad en 1965 con un costo total de más de 32 millones de dólares (309 millones de dólares en dólares de 2023). El énfasis original en el diseño y operación de EBR-II era demostrar una planta de energía de reactor reproductor completo con reprocesamiento in situ de combustible metálico sólido. Los elementos combustibles enriquecidos hasta aproximadamente un 67% de uranio-235 se sellaron en tubos de acero inoxidable y se retiraron cuando alcanzaron aproximadamente un 65% de enriquecimiento. Los tubos se abrieron y reprocesaron para eliminar los venenos de neutrones , se mezclaron con U-235 nuevo para aumentar el enriquecimiento y se volvieron a colocar en el reactor.
Las pruebas del ciclo reproductor original se prolongaron hasta 1969, después de lo cual el reactor se utilizó para probar conceptos para el concepto de Reactor Rápido Integral . En esta función, el entorno de neutrones de alta energía del núcleo del EBR-II se utilizó para probar combustibles y materiales para futuros reactores de metal líquido más grandes. Como parte de estos experimentos, en 1986 el EBR-II se sometió a una parada experimental que simulaba una falla total de la bomba de enfriamiento. Demostró su capacidad para autoenfriar su combustible mediante la convección natural del refrigerante de sodio durante el período de calor de descomposición posterior al cierre. Se utilizó en la función de apoyo IFR y en muchos otros experimentos, hasta que fue dado de baja en septiembre de 1994.
En funcionamiento a plena potencia, que alcanzó en septiembre de 1969, el EBR-II produjo alrededor de 62,5 megavatios de calor y 20 megavatios de electricidad a través de un sistema convencional de turbina de vapor de tres bucles y una torre de enfriamiento terciario de aire forzado . A lo largo de su vida ha generado más de dos mil millones de kilovatios-hora de electricidad, proporcionando la mayor parte de la electricidad y también el calor a las instalaciones del Laboratorio Nacional Argonne-West.
El combustible consta de barras de uranio de 5 milímetros (0,20 pulgadas) de diámetro y 33 cm (13 pulgadas) de largo. Enriquecido al 67% de uranio-235 cuando estaba fresco, la concentración cayó a aproximadamente el 65% al retirarse. Las varillas también contenían un 10% de circonio . Cada elemento combustible se coloca dentro de un tubo de acero inoxidable de paredes delgadas junto con una pequeña cantidad de sodio metálico. El tubo está soldado en la parte superior para formar una unidad de 73 cm (29 pulgadas) de largo. El propósito del sodio es funcionar como agente de transferencia de calor. A medida que más y más uranio sufre fisión, se desarrollan fisuras y el sodio entra en los huecos. Extrae un importante producto de fisión, el cesio -137, y por tanto se vuelve intensamente radiactivo . El vacío sobre el uranio recoge gases de fisión, principalmente criptón -85. Los grupos de pasadores dentro de camisas hexagonales de acero inoxidable de 234 cm (92 pulgadas) de largo están ensamblados en forma de panal; cada unidad tiene aproximadamente 4,5 kg (9,9 libras) de uranio. En total, el núcleo contiene alrededor de 308 kg (679 lb) de combustible de uranio, y esta parte se llama conductor.
El núcleo del EBR-II puede acomodar hasta 65 subconjuntos experimentales para pruebas de irradiación y confiabilidad operativa, alimentados con una variedad de combustibles metálicos y cerámicos: los óxidos , carburos o nitruros de uranio y plutonio , y aleaciones de combustibles metálicos como combustible de uranio-plutonio-circonio. Otras posiciones de subconjuntos pueden contener experimentos de materiales estructurales.
El diseño del reactor tipo piscina del EBR-II proporciona seguridad pasiva : el núcleo del reactor, su equipo de manipulación de combustible y muchos otros sistemas del reactor están sumergidos bajo sodio fundido. Al proporcionar un fluido que conduce fácilmente el calor del combustible al refrigerante y que opera a temperaturas relativamente bajas, el EBR-II aprovecha al máximo la expansión del refrigerante, el combustible y la estructura durante eventos anormales que aumentan las temperaturas. La expansión del combustible y la estructura en una situación anormal hace que el sistema se apague incluso sin la intervención de un operador humano. En abril de 1986, se realizaron dos pruebas especiales en el EBR-II, en las que las principales bombas de refrigeración primarias se apagaron con el reactor a plena potencia (62,5 megavatios, térmico). Al no permitir que interfirieran los sistemas de apagado normales, la potencia del reactor cayó a casi cero en unos 300 segundos. No se produjeron daños al combustible ni al reactor. El mismo día, a esta manifestación siguió otra prueba importante. Con el reactor nuevamente a plena potencia, se detuvo el flujo en el sistema de enfriamiento secundario. Esta prueba provocó que la temperatura aumentara, ya que no había ningún lugar al que ir el calor del reactor. A medida que el sistema de enfriamiento primario (reactor) se calentó, el combustible, el refrigerante de sodio y la estructura se expandieron y el reactor se apagó. Esta prueba demostró que se apagará utilizando características inherentes como la expansión térmica, incluso si se pierde la capacidad de eliminar el calor del sistema de enfriamiento primario. [1]
El EBR-II ahora está sin combustible. La actividad de parada de la EBR-II también incluye el tratamiento del combustible gastado vertido mediante un proceso electrometalúrgico de tratamiento de combustible en la Instalación de Acondicionamiento de Combustibles ubicada junto a la EBR-II.
El proceso de limpieza del EBR-II incluye la eliminación y el procesamiento del refrigerante de sodio, la limpieza de los sistemas de sodio del EBR-II, la eliminación y pasivación de otros riesgos químicos y la colocación de los componentes y la estructura desactivados en una condición segura.
El reactor se cerró en septiembre de 1994. La fase inicial de las actividades de desmantelamiento, la descarga de combustible del reactor, concluyó en diciembre de 1996. A partir del año 2000, se retiraron y procesaron los refrigerantes. Esto se completó en marzo de 2001. La tercera y última fase de la actividad de clausura fue "la colocación de los sistemas del reactor y no reactores en condiciones radiológica e industrialmente seguras". [2]
Entre 2012 y 2015 se retiraron algunos componentes del reactor subterráneo. El coste de las acciones de retirada del edificio del reactor ascendió a unos 25,7 millones de dólares. [3] El sótano donde se encontraba el reactor se llenó de lechada. El proyecto de descontaminación y enterramiento de tres años costó 730 millones de dólares. En una etapa posterior, se retiraría la gran cúpula de hormigón que rodea el reactor EBR-II y se colocaría una cubierta de hormigón sobre la estructura restante. [4]
En 2018, se cambiaron los planes. Se detuvo la retirada de la cúpula y, en 2019, se vertió un piso nuevo y se pintó la cúpula para preparar el edificio para uso industrial. [5] El edificio se utilizará como instalación de investigación encima del reactor enterrado. La cúpula es una parte integral de la tumba junto con un "Programa de control y gestión a largo plazo en todo el sitio". El uso del sitio será de naturaleza industrial durante un período de 100 años y probablemente en un futuro indefinido a partir de entonces. [3]
El objetivo del EBR-II era demostrar el funcionamiento de una central eléctrica de reactor rápido refrigerado por sodio con reprocesamiento in situ de combustible metálico. Para cumplir este objetivo de reprocesamiento in situ, el EBR-II formaba parte de un complejo más amplio de instalaciones, compuesto por
El EBR-II ha servido como prototipo del Reactor Rápido Integral (IFR), que era el sucesor previsto del EBR-II. El programa IFR se inició en 1983, pero el Congreso de los Estados Unidos retiró la financiación en 1994, tres años antes de la finalización prevista del programa.
