El concepto es generalmente similar al de los reactores rápidos refrigerados por sodio , y la mayoría de los reactores rápidos de metal líquido han utilizado sodio en lugar de plomo. Se han construido pocos reactores refrigerados por plomo, a excepción del submarino soviético K-27 y los 7 submarinos soviéticos de clase Alfa (aunque estos eran reactores de energía intermedia moderados por berilio en lugar de reactores rápidos) [1] . Sin embargo, varios diseños de reactores nucleares nuevos propuestos y uno en construcción están refrigerados por plomo.
Los diseños de combustible que se están explorando para este esquema de reactor incluyen uranio fértil como metal, óxido metálico o nitruro metálico . [2]
El diseño del reactor refrigerado por plomo se ha propuesto como reactor de cuarta generación . Los planes para la implementación futura de este tipo de reactor incluyen configuraciones modulares de entre 300 y 400 MWe y una gran planta monolítica de 1200 MWe.
Operación
Los reactores rápidos refrigerados por plomo funcionan con neutrones rápidos y refrigerante eutéctico de plomo fundido o plomo-bismuto . El plomo fundido o el eutéctico de plomo-bismuto se pueden utilizar como refrigerante primario porque, especialmente el plomo y, en menor grado, el bismuto tienen una baja absorción de neutrones y puntos de fusión relativamente bajos . Los neutrones se ralentizan menos por la interacción con estos núcleos pesados (por lo que no son moderadores de neutrones ) y, por lo tanto, ayudan a hacer de este tipo de reactor un reactor de neutrones rápidos . En términos simples, si un neutrón golpea una partícula con una masa similar (como el hidrógeno en un reactor de agua presurizada PWR ), tiende a perder energía cinética . Por el contrario, si golpea un átomo mucho más pesado como el plomo, el neutrón "rebotará" sin perder esta energía. Sin embargo, el refrigerante sirve como reflector de neutrones , devolviendo algunos neutrones que escapan al núcleo.
Los reactores rápidos refrigerados por plomo de menor capacidad (como SSTAR ) se pueden enfriar por convección natural , mientras que los diseños más grandes (como ELSY [3] ) utilizan circulación forzada en el funcionamiento normal de la potencia, pero emplearán refrigeración de emergencia por circulación natural. No se requiere interferencia del operador, ni bombeo de ningún tipo para enfriar el calor residual del reactor después del apagado. La temperatura del refrigerante de salida del reactor suele estar en el rango de 500 a 600 °C, posiblemente superando los 800 °C con materiales avanzados para diseños posteriores. Las temperaturas superiores a 800 °C son teóricamente lo suficientemente altas como para soportar la producción termoquímica de hidrógeno a través del ciclo azufre-yodo , aunque esto no se ha demostrado.
El concepto es, en general, muy similar al de los reactores rápidos refrigerados por sodio , y la mayoría de los reactores rápidos de metal líquido han utilizado sodio en lugar de plomo. Se han construido pocos reactores refrigerados por plomo, a excepción de algunos reactores de submarinos nucleares soviéticos en la década de 1970, pero varios de los nuevos reactores nucleares propuestos y uno en construcción están refrigerados por plomo.
Combustible
Los diseños de combustible que se están explorando para este esquema de reactor incluyen uranio fértil como metal, óxido metálico o nitruro metálico . [2]
Pequeños reactores modulares
Los reactores que utilizan plomo o eutéctico de plomo-bismuto pueden diseñarse en una amplia gama de potencias nominales. La Unión Soviética pudo operar los submarinos de la clase Alfa con un reactor de espectro intermedio refrigerado por plomo-bismuto y moderado con berilio desde la década de 1960 hasta 1998, que tenía aproximadamente 30 MW de potencia mecánica para 155 MW de potencia térmica (véase más abajo).
Otras opciones incluyen unidades con núcleos prefabricados de larga duración que no requieren reabastecimiento de combustible durante muchos años.
La batería de reactor rápido refrigerada por plomo es una pequeña central eléctrica llave en mano que utiliza núcleos de casete que funcionan con un ciclo de combustible cerrado con un intervalo de recarga de combustible de entre 15 y 20 años, o módulos de reactor totalmente reemplazables. Está diseñada para la generación de electricidad en pequeñas redes (y otros recursos, incluida la producción de hidrógeno y el proceso de desalinización para la producción de agua potable ).
Ventajas del plomo en los reactores rápidos
El uso de plomo como refrigerante tiene varias ventajas en comparación con otros métodos de enfriamiento de reactores.
El plomo fundido no modera significativamente los neutrones. La moderación se produce cuando los neutrones se ralentizan mediante colisiones repetidas con un medio. Cuando el neutrón choca con átomos mucho más pesados que él, casi no se pierde energía en el proceso. Por lo tanto, los neutrones no se ralentizan por el plomo, lo que garantiza que mantengan su alta energía. Esto es similar a otros conceptos de reactores rápidos, incluidos los diseños de sodio líquido fundido.
El plomo fundido actúa como reflector de neutrones . Los neutrones que escapan del núcleo del reactor se dirigen hasta cierto punto de nuevo hacia el núcleo, lo que permite una mejor economía de neutrones . Esto, a su vez, permite un mayor espaciamiento entre los elementos de combustible en el reactor, lo que permite una mejor eliminación del calor por parte del refrigerante de plomo. [4]
Aunque el plomo prácticamente no absorbe neutrones, debido a su alta densidad (10,66 g/cm 3 , cuando está líquido en el punto de fusión), es muy eficaz para absorber rayos gamma y otras radiaciones ionizantes, lo que garantiza que los campos de radiación fuera del reactor sean extremadamente bajos.
A diferencia del sodio metálico fundido, otro refrigerante relativamente popular que se utiliza en reactores rápidos, el plomo no tiene problemas de inflamabilidad (aunque la combustión del sodio en el aire es una reacción leve, que no debe confundirse con la reacción violenta entre el sodio y el agua) y se solidificará ante una fuga.
El amplio rango de temperatura en el que el plomo permanece líquido (más de 1400 K o 1126 °C) implica que cualquier excursión térmica se absorbe sin ningún aumento de presión. En la práctica, la temperatura operativa se mantendrá alrededor de 500 °C (932 °F) – 550 °C (1022 °F), principalmente debido a otras propiedades del material y limitaciones fisicoquímicas, como su sensibilidad a la corrosión por un metal líquido ( fragilización del metal líquido ) y la disolución del metal impulsada por amalgama ( extracción continua de Cr y Ni del acero inoxidable ).
Como ocurre con todos los diseños de reactores rápidos, debido a la alta temperatura y a la elevada inercia térmica, es posible utilizar refrigeración pasiva en situaciones de emergencia. Por lo tanto, no se necesita asistencia de bombeo eléctrico, ya que la convección natural es suficiente para eliminar el calor residual después de la parada. Para lograrlo, los diseños de reactores incluyen sistemas dedicados de eliminación pasiva del calor, que no requieren energía eléctrica ni intervención del operador.
Todos los diseños de reactores rápidos operan a temperaturas sustancialmente más altas en el núcleo que los reactores refrigerados por agua (y moderados ). Esto permite una eficiencia termodinámica significativamente mayor en los generadores de vapor . De este modo, una mayor parte de la energía de fisión nuclear se puede convertir en electricidad. En la vida real se puede lograr una eficiencia de más del 40%, en comparación con alrededor del 30% en los reactores refrigerados por agua.
De manera similar, como sucede con todos los reactores de espectro rápido, el refrigerante no está presurizado. Esto significa que no se requiere un recipiente a presión y las tuberías y los conductos se pueden construir con acero y aleaciones no resistentes a la presión. [5] Cualquier fuga en el circuito de refrigerante primario no se expulsará a presiones muy altas.
El plomo tiene una alta conductividad térmica (35 W/m・K) en comparación con la del agua (0,58 W/m・K), lo que significa que el transporte de calor desde los elementos combustibles al refrigerante es efectivo.
En lugar de tener que reabastecerlo regularmente , se puede reemplazar todo el núcleo después de muchos años de funcionamiento. Este tipo de reactor es adecuado para países que no tienen planes de construir su propia infraestructura nuclear.
El plomo no reacciona de forma significativa con el agua o el aire, a diferencia del sodio, que arde fácilmente en el aire y puede explotar en contacto con el agua. Esto permite un diseño más sencillo, económico y seguro de los sistemas de contención y de intercambiadores de calor/generadores de vapor. [6]
Desventajas
El plomo y el plomo-bismuto son muy densos , lo que aumenta el peso del sistema y, por lo tanto, requiere mayor soporte estructural y protección sísmica , lo que aumenta el costo de construcción, aunque una estructura más compacta también puede ser beneficiosa.
Mientras que el plomo es barato y abundante, el bismuto es caro y bastante raro. Un reactor de plomo-bismuto conectado a la red requiere cientos o miles de toneladas de plomo-bismuto, según el tamaño del reactor.
La solidificación de la solución de plomo y bismuto ( "congelación" ) bloquea la circulación del refrigerante e inmoviliza las partes móviles de los sistemas de control del reactor, lo que hace que el reactor quede inoperativo. Sin embargo, el eutéctico de plomo y bismuto (LBE) tiene una temperatura de fusión comparativamente más baja de 123,5 °C (254,3 °F), lo que hace que la fusión sea una tarea menos difícil de realizar. El plomo tiene un punto de fusión más alto de 327,5 °С, pero a menudo se utiliza como un reactor de tipo piscina donde la gran masa de plomo no se congela fácilmente.
Al tener fugas y solidificarse, el refrigerante podría dañar el equipo (ver submarino soviético K-64 ), si no se toman medidas para contener dichas fugas.
El plomo-bismuto produce una cantidad considerable de polonio-210 a partir de la activación neutrónica del bismuto-209 . Este elemento radiactivo se disolverá en el plomo-bismuto y es un emisor alfa con una vida media de 138,38 días. Esto puede complicar seriamente el mantenimiento y plantear un grave problema de contaminación alfa de la planta. La partícula alfa emitida por210 El Po tiene una alta energía (~5,4 MeV), y por lo tanto es altamente radiotóxico en caso de contaminación interna del cuerpo ( riesgos de inhalación e ingestión ) debido a su alta densidad de ionización dañando severamente las células afectadas en los tejidos contaminados .
El plomo puro produce órdenes de magnitudes menores de polonio y, por lo tanto, tiene una ventaja sobre el plomo-bismuto en este aspecto.
Los problemas más desafiantes del plomo líquido y LBE son los posibles daños causados por la erosión y corrosión a los elementos de combustible y los internos del reactor. [7] [8] [9] La erosión de la superficie se agrava por la alta densidad y la energía cinética asociada del metal líquido que circula a velocidad elevada en el reactor, especialmente si se contamina con partículas sólidas abrasivas (óxidos desprendidos de las superficies metálicas) o desechos metálicos. La corrosión es alimentada por la disolución de metales presentes en aleaciones (por ejemplo, Ni , Cr , liberados del acero inoxidable ) en el refrigerante de metal líquido (formación de amalgama líquida con precipitación de los metales disueltos en puntos fríos) y la fragilización del metal líquido (LME) de las vainas de combustible y los materiales estructurales de los internos del reactor. Para mitigar el problema de la corrosión, es necesario formar una película de óxido muy delgada y lo más densa posible que pasive la superficie metálica. Esto podría lograrse controlando con precisión el oxígeno disuelto / óxidos metálicos presentes en el refrigerante metálico. Un nivel insuficiente de oxígeno expondría la superficie metálica desnuda a graves problemas de corrosión, mientras que un exceso de O2 generaría gruesas películas de óxido porosas propensas a desprenderse de la superficie del metal y agravar los problemas de erosión y bloqueo. La tasa de corrosión también aumenta con la temperatura. Las aleaciones recientemente desarrolladas, como la alúmina que forma aceros austeníticos (que contienen Al añadido como agente pasivante ), que mantienen una capa protectora de óxido sobre la superficie de los componentes metálicos del reactor, también se estudian como materiales candidatos para intentar mitigar los problemas de corrosión.
La alta densidad de plomo y LBE significa que los elementos combustibles, las barras de control y los componentes móviles del reactor flotan en el refrigerante metálico, lo que complica seriamente los sistemas de ingeniería necesarios para manipularlos y evitar los desechos flotantes.
Los refrigerantes metálicos (Pb, LBE, Na) son opacos a la luz visible, lo que complica seriamente las operaciones de recarga y mantenimiento del reactor, por lo que se requieren sistemas especiales para manipular de forma segura los elementos combustibles y las barras de control. Sin embargo, la experiencia de diseño y operación ya existente para los reactores rápidos refrigerados por sodio también podría aplicarse de forma beneficiosa a los reactores rápidos refrigerados por plomo.
Implementación
Rusia/URSS
En los submarinos soviéticos de la clase Alfa de la década de 1970 se utilizaron dos tipos de reactores refrigerados por plomo . Los diseños OK-550 y BM-40A eran capaces de producir 155 MWt. Eran significativamente más ligeros que los reactores refrigerados por agua típicos y tenían la ventaja de poder cambiar rápidamente entre los modos de funcionamiento de máxima potencia y mínimo ruido. [ cita requerida ] . Cabe destacar que estos incluían un moderador de berilio y, por lo tanto, no eran reactores de neutrones rápidos, sino reactores de neutrones intermedios [1] .
En 2010 se anunció la creación de una empresa conjunta denominada AKME Engineering Archivado el 24 de diciembre de 2018 en Wayback Machine para desarrollar un reactor comercial de plomo y bismuto. [10] El SVBR-100 ('Svintsovo-Vismutovyi Bystryi Reaktor' - reactor rápido de plomo y bismuto) se basa en los diseños de Alfa y producirá 100 MWe de electricidad a partir de una potencia térmica bruta de 280 MWt, [10] aproximadamente el doble que los reactores submarinos. También se pueden utilizar en grupos de hasta 16 si se necesita más potencia. [10] El refrigerante aumenta de 345 °C (653 °F) a 495 °C (923 °F) a medida que pasa por el núcleo. [10] Se podría utilizar óxido de uranio enriquecido al 16,5 % de U-235 como combustible, y se requeriría reabastecimiento cada 7 u 8 años. [10] Está previsto un prototipo para 2017. [11]
Los rusos están desarrollando otros dos reactores rápidos refrigerados por plomo: el BREST-300 y el BREST-1200 . [12] El diseño del BREST-300 se completó en septiembre de 2014. [13]
La WNA menciona el papel de Rusia en el fomento del interés de otros países en este campo: [14]
En 1998, Rusia desclasificó mucha información de investigación derivada de su experiencia con reactores submarinos, y desde entonces ha aumentado el interés de Estados Unidos en utilizar Pb o Pb-Bi para reactores pequeños.
Propuestas y en desarrollo
Bélgica
El proyecto MYRRHA ( Multi-purpose hybrid Research Reactor for High-tech Applications ) tiene como objetivo contribuir al diseño de un futuro reactor nuclear acoplado a un acelerador de protones (el llamado sistema impulsado por acelerador, ADS ). Podría ser un «reactor rápido refrigerado por plomo-bismuto [15] o refrigerado por plomo» con dos configuraciones posibles: subcrítica o crítica. Podría ser un reactor de tipo piscina o de tipo bucle .
El proyecto está gestionado por SCK CEN , el centro de investigación belga para la energía nuclear. Se basa en un primer prototipo pequeño de demostrador de investigación, el sistema Guinevere, derivado del reactor de potencia cero Venus existente en SCK CEN desde principios de la década de 1960 y modificado para albergar un baño de eutéctico de plomo-bismuto fundido (LBE) acoplado a un pequeño acelerador de protones . [16] [17] En diciembre de 2010, MYRRHA fue incluido por la Comisión Europea [18] como uno de los 50 proyectos para mantener el liderazgo europeo en investigación nuclear en los próximos 20 años. En 2013, el proyecto entró en una fase de desarrollo adicional cuando se adjudicó un contrato para el diseño de ingeniería inicial a un consorcio liderado por Areva . [19] [20]
Con el objetivo de lograr un núcleo compacto con una alta densidad de potencia ( es decir , con un alto flujo de neutrones ) para poder operar como un reactor de prueba de materiales , el combustible que se utilizará en el ADS MYRRHA debe estar altamente enriquecido en un isótopo fisionable . Un combustible MOx altamente enriquecido con un 30 – 35 % en peso de239 El Pu fue seleccionado en primer lugar para obtener los rendimientos neutrónicos deseados. [21] [22] [23] Sin embargo, según Abderrahim et al. (2005) [22] "esta elección aún debe comprobarse en relación con los requisitos de no proliferación impuestos a los nuevos reactores de prueba por el programa RERTR (Enriquecimiento reducido de combustible para reactores de prueba de investigación) lanzado por el Departamento de Energía de los EE. UU. en 1996". Por lo tanto, el combustible que se seleccione para MYRRHA también debe respetar los criterios de no proliferación al tiempo que mantiene su rendimiento neutrónico. Además, un combustible MOx tan altamente enriquecido nunca se ha producido industrialmente y plantea graves desafíos técnicos y de seguridad para evitar cualquier accidente de criticidad durante la manipulación en la fábrica.
En 2009, bajo los auspicios de la Agencia de Energía Nuclear (AEN, OCDE ), un equipo internacional de expertos (Equipo de Revisión Internacional MYRRHA, MIRT) examinó el proyecto MYRRHA y emitió recomendaciones prudentes al gobierno belga . [24] Además de los desafíos técnicos identificados, también hubo riesgos financieros y económicos relacionados con los costos de construcción y explotación que se esperaba que aumentaran fuertemente cuando el proyecto entrara en una etapa de diseño más detallada. Los largos retrasos en la construcción relacionados con complicaciones de diseño, dificultades técnicas subestimadas y presupuesto insuficiente no son poco comunes para un proyecto de este tipo. También se señaló la participación limitada del Estado belga (40% de todos los costos) y los beneficios inciertos para los propietarios externos del proyecto. [24]
Debido a las recurrentes deficiencias financieras y también a las importantes incertidumbres que aún subsisten en el diseño del reactor (¿ reactor de piscina o de bucle ?) y la elección aún por hacer del refrigerante de metal líquido (en LBE ,209 El Bi se activa con neutrones y produce la emisión de ⍺,altamente radiotóxica.210 Po ) [25] las actividades de diseño de ingeniería de primera línea (FEED) [26] tuvieron que suspenderse y no han progresado más allá de la etapa preliminar. [27] Sorprendentemente, los resultados preliminares de las actividades FEED se publicaron en una revista absolutamente no relacionada con el campo de ADS o reactor de neutrones rápidos: el International Journal of Hydrogen Energy (IJHE) mientras que nunca se mencionó la posibilidad de producir hidrógeno con MYRRHA. [28] La elección de esta revista para presentar los resultados preliminares de las actividades FEED es desconcertante. La revista donde se anunciaron las actividades FEED, Physics Procedia , también está descontinuada. [29] Además de los costos cada vez mayores y las incertidumbres financieras, el proyecto aún tiene que abordar muchos desafíos técnicos: graves problemas de corrosión [7] [8] [9] ( fragilización del metal líquido , disolución impulsada por amalgama en el metal fundido de Cr y Ni del acero inoxidable utilizado para los revestimientos de combustible y los materiales de la estructura del reactor), temperatura de operación (riesgos de solidificación del metal versus mayor tasa de corrosión),problemas de seguridad de criticidad nuclear ...
El inventario de masa del eutéctico de plomo-bismuto (LBE) para el diseño de tipo piscina propuesto de MYRRHA considerado en los análisis preliminares FEED de 2013-2015 representa 4500 toneladas de Pb-Bi metálico. [26] Esto conduciría a la producción de más de 4 kg de210 Po durante las operaciones del reactor. Después del primer ciclo de operación, 350 g de210 El Po ya se formaría en el LBE expuesto a un alto flujo de neutrones del orden de 10 15 neutrones・cm –2・s –1 , típico para un reactor de prueba de materiales (MTR). [30] Esto correspondería a una actividad de 5,5 × 10 16 becquerelios , [30] o 1,49 × 10 6 curios de210 Po , solo para el primer ciclo de operación. La presencia de una cantidad ponderable tan grande de material altamente radiotóxico210 El Po representa un desafío considerable en materia de seguridad radiológica para las operaciones de mantenimiento y el almacenamiento del combustible nuclear MYRRHA. Debido a la alta volatilidad del210 Po , el espacio de distribución sobre el reactor también podría contaminarse con alfa. Como señalan Fiorito et al. (2018): "Algo de polonio migrará al gas de cobertura en el espacio de distribución del reactor y se difundirá fuera del sistema primario cuando el reactor se abra para recarga de combustible o mantenimiento". Todas las operaciones en210 Las zonas contaminadas con Po requerirán medidas de protección radiológica adecuadas mucho más severas que las de las239 El manejo de Pu , o que sea realizado completamente por robots operados a distancia. Una estrategia de mitigación prevista [30] podría consistir en una eliminación continua de polonio de LBE, pero el calor considerable generado por210 Po representa un obstáculo importante. [30]
En 2023, basándose en entrevistas con actores clave de SCK CEN y documentos disponibles públicamente, Hein Brookhuis exploró las interacciones entre los promotores de MYRRHA y los medios de comunicación y las esferas políticas belgas para mostrar cómo se desarrolló MYRRHA en una narrativa que hizo que el proyecto pareciera esencial para el futuro de SCK CEN, el centro de investigación nuclear belga. [31]
Alemania
El proyecto del reactor de fluido dual (DFR) fue desarrollado inicialmente por un instituto de investigación alemán, el Instituto de Física Nuclear del Estado Sólido, en Berlín. En febrero de 2021, el proyecto fue transferido a una empresa canadiense recién fundada, Dual Fluid Energy Inc., para industrializar el concepto. El proyecto DFR intenta combinar las ventajas del reactor de sal fundida con las del reactor refrigerado por metal líquido . [32] Como reactor reproductor rápido, el reactor DFR propuesto está diseñado para quemar tanto uranio natural como torio , así como para transmutar y fisionar actínidos menores . Debido a la alta conductividad térmica del metal fundido, el calor de desintegración residual de un reactor DFR podría eliminarse pasivamente.
Rumania
ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) es un reactor rápido de demostración refrigerado por plomo diseñado por Ansaldo Energia de Italia y que se construirá en Mioveni, Rumania. ATHENA, una piscina de plomo fundido utilizada con fines de investigación, también se construirá en el mismo sitio. [33]
Rusia
El reactor BREST se encuentra actualmente en construcción. [34] Este reactor utilizará plomo puro como refrigerante, un combustible de nitruro de uranio/plutonio, generará 300 MWe (eléctricos) a partir de 750 MWth y es un reactor de tipo piscina. La cimentación se completó en noviembre de 2021. El reactor se encuentra en el sitio Seversk del Combinado Químico Siberiano (SCC).
Suecia
La empresa LeadCold está desarrollando, en colaboración con el Real Instituto Tecnológico KTH y Uniper [35] , el reactor SEALER (Swedish Advanced Lead Reactor), un reactor refrigerado por plomo que utiliza nitruro de uranio como combustible. [36]
Reino Unido
La empresa británica Newcleo está desarrollando pequeños reactores modulares refrigerados por plomo de 30 MWe y 200 MWe para uso naval y terrestre. Está previsto que el primer reactor operativo se instale en 2030 en Francia. [37] [38]
Estados Unidos
El diseño inicial del módulo de potencia Hyperion iba a ser de este tipo, utilizando combustible de nitruro de uranio encapsulado en tubos HT-9, utilizando un reflector de cuarzo y un eutéctico de plomo y bismuto como refrigerante. La empresa cerró en 2018.
^ ab Reistad, Ole; Ølgaard, Povl (abril de 2006). Plantas nucleares rusas para aplicaciones marinas (NKS-138 ed.). Investigación nórdica sobre seguridad nuclear. ISBN 87-7893-200-9. Recuperado el 23 de septiembre de 2024 .
^ ab Allen, TR; Crawford, DC (2007). "Sistemas de reactores rápidos refrigerados por plomo y desafíos en combustibles y materiales". Ciencia y tecnología de instalaciones nucleares . 2007 : 1–11. doi : 10.1155/2007/97486 .
^ "Materiales con alto poder reflector de neutrones".
^ "BREST-OD-300 (RDIPE, Federación Rusa)" (PDF) . www.aris.iaea.org . Consultado el 14 de agosto de 2024 .
^ "Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR)".
^ ab Allen, TR; Crawford, DC (2007). "Sistemas de reactores rápidos refrigerados por plomo y desafíos en combustibles y materiales". Ciencia y tecnología de instalaciones nucleares . 2007 : 1–11. doi : 10.1155/2007/97486 . ISSN 1687-6075.
^ ab Zhang, J.; Li, N. (2004). Revisión de estudios sobre cuestiones fundamentales en corrosión por LBE. LA-UR-04-0869 (Informe). Laboratorio Nacional de Los Álamos (LANL).
^ ab Zhang, Jinsuo; Li, Ning (2008). "Revisión de los estudios sobre cuestiones fundamentales en la corrosión por LBE". Journal of Nuclear Materials . 373 (1–3): 351–377. Bibcode :2008JNuM..373..351Z. doi :10.1016/j.jnucmat.2007.06.019.
^ abcde «Iniciativa para reactores rápidos pequeños». World Nuclear News. 4 de enero de 2010. Consultado el 5 de febrero de 2010 .
^ "Reactor de potencia de metales pesados previsto para 2017". World Nuclear News. 23 de marzo de 2010. Consultado el 26 de septiembre de 2012 .
^ "Características de diseño de los reactores BREST y trabajo experimental para avanzar en el concepto de reactores BREST" (PDF) . Departamento de Energía de los Estados Unidos, Programa de reactores modulares pequeños . Consultado el 16 de mayo de 2013 .
^ "Diseño completado para prototipo de reactor rápido - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org .
^ NEA (2015). «Manual sobre aleación eutéctica de plomo-bismuto y propiedades del plomo, compatibilidad de materiales, termohidráulica y tecnologías – Edición 2015». Agencia de Energía Nuclear (NEA) . Consultado el 18 de diciembre de 2023 .
^ "Ginebra".
^ "Un reactor híbrido con acelerador logra una prueba exitosa" www.science.org .
^ "CORDIS | Comisión Europea". Archivado desde el original el 22 de febrero de 2014 . Consultado el 30 de abril de 2014 .
^ "Myrrha acelera hacia su realización - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org .
^ "Orano | Acteur majeur de l'énergie et du combustible nuclear". grupo.orano .
^ Tichelen Van, K.; Malambu, E.; Benoit, P.; Kupschus, P.; Ait Abderrahim, H.; Vandeplassche, D.; Ternier, S.; Jongen, Y. (2001). "MYRRHA: Un sistema impulsado por acelerador multipropósito para investigación y desarrollo" (PDF) . Consultado el 18 de diciembre de 2023 .
^ ab Abderrahim, HA; Sobolev, V.; Malambu, E. (octubre de 2005). Diseño de combustible para el sistema de almacenamiento de combustible experimental MYRRHA. Reunión técnica sobre el uso de LEU en sistemas de almacenamiento de combustible. 10 al 12 de octubre de 2005. Viena, Austria: OIEA. págs. 1 a 13.
^ Van den Eynde, Gert; Malambu, Edouard; Stankovskiy, Alexey; Fernandez, Rafaël; Baeten, Peter (3 de agosto de 2015). "Un diseño de núcleo actualizado para la instalación de irradiación multipropósito MYRRHA". Revista de ciencia y tecnología nuclear . 52 (7–8): 1053–1057. Bibcode :2015JNST...52.1053V. doi :10.1080/00223131.2015.1026860. ISSN 0022-3131. S2CID 95326619.
^ ab Carré, F.; Cavedon, JM; Knebel, J.; Lisowski, P.; Ogawa, T.; Pooley, D.; Versteegh, A.; Dujardin, T.; Nordborg, C. (16 de diciembre de 2009). "Evaluación independiente del proyecto MYRRHA. Informe de un equipo internacional de expertos. Organizado por la Agencia de Energía Nuclear (AEN) de la OCDE. Informe técnico 6881. Inglés, 44 páginas, publicado: 16/12/09, ISBN 978-92-64-99114-9" (PDF) .
^ Eckerman, K.; Harrison, J.; Menzel, HG.; Clement, CH; Clement, CH (enero de 2012). "Publicación 119 de la ICRP: Compendio de coeficientes de dosis basado en la publicación 60 de la ICRP". Anales de la ICRP . 41 : 1–130. doi :10.1016/j.icrp.2012.06.038 (inactivo el 26 de abril de 2024). PMID 23025851. S2CID 41299926.{{cite journal}}: CS1 maint: DOI inactivo a partir de abril de 2024 ( enlace )
^ ab De Bruyn, Didier; Abderrahim, Hamid Aït; Baeten, Peter; Leysen, Paul (2015). "El proyecto MYRRHA ADS en Bélgica entra en la fase de ingeniería inicial". Physics Procedia . 66 : 75–84. Bibcode :2015PhPro..66...75D. doi : 10.1016/j.phpro.2015.05.012 .
^ Engelen, Jeroen; Aït Abderrahim, Hamid; Baeten, Peter; De Bruyn, Didier; Leysen, Paul (2015). "MYRRHA: Diseño preliminar de ingeniería front-end". Revista Internacional de Energía del Hidrógeno . 40 (44): 15137–15147. doi :10.1016/j.ijhydene.2015.03.096.
^ "Revista internacional de energía del hidrógeno". ScienceDirect.com de Elsevier . Consultado el 19 de diciembre de 2023 .
^ "Physics Procedia. Título discontinuado a partir de 2018". ScienceDirect.com de Elsevier . 20 de junio de 2015. Consultado el 19 de diciembre de 2023 .
^ abcd Fiorito, Luca; Stankovskiy, Alexey; Hernandez-Solis, Augusto; Van den Eynde, Gert; Žerovnik, Gasper (2018). "Análisis de incertidumbre de datos nucleares para la producción de Po-210 en MYRRHA". EPJ Nuclear Sciences & Technologies . 4 : 48. Bibcode :2018EPJNS...4...48F. doi : 10.1051/epjn/2018044 . ISSN 2491-9292.
^ Brookhuis, Hein (1 de febrero de 2023). «Making Belgian Big Science». Estudios históricos en ciencias naturales . 53 (1): 35–70. doi : 10.1525/hsns.2023.53.1.35 . ISSN 1939-1811.
^ "Reactor de fluido dual".
^ "Generación IV y SMR". www.ansaldoenergia.com .
^ "Se sientan las bases para el reactor BREST: New Nuclear - World Nuclear News".
^ "Colaboración con Uniper y KTH". www.leadcold.com . Archivado desde el original el 3 de mayo de 2022 . Consultado el 3 de mayo de 2022 .
^ "SEALER". www.leadcold.com . Archivado desde el original el 31 de marzo de 2022 . Consultado el 3 de mayo de 2022 .
^ "La británica Newcleo recaudará 1.100 millones de dólares para construir una flota de pequeños reactores - The Times". Reuters . 19 de marzo de 2023 . Consultado el 17 de septiembre de 2023 - a través de www.reuters.com.
^ "Energía nuclear: 'Newcleo va camino de convertirse en la start-up mejor financiada de Europa'". Le Monde.fr . 21 de marzo de 2023 . Consultado el 17 de septiembre de 2023 - vía Le Monde.
Lectura adicional
Cappiello, Mike (4 de marzo de 2004). Taller sobre reactores avanzados, ciclo del combustible y productos energéticos para universidades. Reactor rápido refrigerado por metal líquido de aleación de plomo. Laboratorio Nacional de Los Álamos. Taller para universidades. Hotel Hilton, Gaithersburg, MD, 4 de marzo de 2004. Recuperado de Wayback Machine.
El sistema de reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) incluye un reactor refrigerado por metal líquido eutéctico de plomo o plomo/bismuto de espectro rápido y un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente del uranio fértil y la gestión de los actínidos. Del sitio web de reactores rápidos refrigerados por plomo del Foro Internacional de la Generación IV. Diagrama de NEA . Recuperado de web.archive.org
Tuček, Kamil; Carlsson, Johan; Wider, Hartmut (2006). "Comparación de reactores rápidos refrigerados por sodio y plomo en relación con aspectos físicos del reactor, cuestiones económicas y de seguridad importantes". Ingeniería nuclear y diseño . 236 (14–16): 1589–1598. doi :10.1016/j.nucengdes.2006.04.019.
Kramer, Andrew E. (18 de marzo de 2010). «La industria nuclear de Rusia busca sacar provecho de los combustibles alternativos». The New York Times . Consultado el 21 de diciembre de 2023 .
Enlaces externos
«Foro internacional Generación IV: Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR)». gen-4.org . 14 de febrero de 2023 . Consultado el 21 de diciembre de 2023 .
Laboratorio Nacional de Idaho: Reactor rápido refrigerado por plomo – Hoja informativa [ enlace roto ]
Transporte de aerosoles de metales pesados en un reactor rápido refrigerado por plomo y bismuto con generación de vapor por contacto directo en el interior del recipiente. (de web.archive.org)
Cálculos comparativos del reactor rápido refrigerado por plomo y bismuto RBEC-M [ enlace roto ]
