Un reactor reproductor es un reactor nuclear que genera más material fisionable del que consume. [1] Estos reactores pueden alimentarse con isótopos de uranio y torio más comúnmente disponibles, como el uranio-238 y el torio-232 , a diferencia del raro uranio-235 que se utiliza en los reactores convencionales. Estos materiales se denominan materiales fértiles porque estos reactores reproductores pueden convertirlos en combustible.
Los reactores reproductores logran esto porque su economía de neutrones es lo suficientemente alta como para crear más combustible fisionable del que utilizan. Estos neutrones adicionales son absorbidos por el material fértil que se carga en el reactor junto con el combustible fisionable. Este material fértil irradiado a su vez se transmuta en material fisible que puede sufrir reacciones de fisión.
Al principio, los reproductores resultaron atractivos porque hacían un uso más completo del combustible de uranio que los reactores de agua ligera , pero el interés disminuyó después de la década de 1960, a medida que se encontraron más reservas de uranio [2] y nuevos métodos de enriquecimiento de uranio redujeron los costos del combustible.
Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio , reduciendo las necesidades de combustible en un factor de 100 en comparación con los reactores de agua ligera de una sola etapa, ampliamente utilizados , que extraen menos del 1% de la energía del actínido. Metal (uranio o torio) extraído de la tierra. [3] La alta eficiencia de combustible de los reactores reproductores podría reducir en gran medida las preocupaciones sobre el suministro de combustible, la energía utilizada en la minería y el almacenamiento de desechos radiactivos . Con la extracción de uranio con agua de mar (actualmente demasiado costosa para ser económica), hay suficiente combustible para que los reactores reproductores satisfagan las necesidades energéticas del mundo durante 5 mil millones de años al ritmo de consumo total de energía de 1983, lo que convierte a la energía nuclear en una energía renovable . [4] [5] Además de agua de mar, las rocas de granito de la corteza terrestre promedio contienen cantidades significativas de uranio y torio que, con reactores reproductores, pueden suministrar abundante energía para el resto de la vida del sol en la secuencia principal de la evolución estelar. [6]
Los desechos nucleares se convirtieron en una preocupación mayor en la década de 1990. En términos generales, el combustible nuclear gastado tiene tres componentes principales. El primero está formado por productos de fisión , los fragmentos sobrantes de átomos de combustible después de haber sido divididos para liberar energía. Los productos de fisión vienen en docenas de elementos y cientos de isótopos, todos ellos más ligeros que el uranio. El segundo componente principal del combustible gastado son los transuránicos (átomos más pesados que el uranio), que se generan a partir de uranio o átomos más pesados del combustible cuando absorben neutrones pero no sufren fisión. Todos los isótopos transuránicos se encuentran dentro de la serie de actínidos de la tabla periódica , por lo que con frecuencia se los denomina actínidos. El componente más grande es el uranio restante, que tiene alrededor de 98,25% de uranio-238, 1,1% de uranio-235 y 0,65% de uranio-236. El U-236 proviene de una reacción de captura sin fisión en la que el U-235 absorbe un neutrón pero libera solo un rayo gamma de alta energía en lugar de sufrir fisión.
El comportamiento físico de los productos de fisión es marcadamente diferente al de los actínidos . En particular, los productos de fisión no sufren fisión y, por lo tanto, no pueden utilizarse como combustible nuclear, ni para armas nucleares ni para reactores nucleares. De hecho, debido a que los productos de fisión son a menudo venenos de neutrones (que absorben neutrones que podrían usarse para sostener una reacción en cadena), los productos de fisión se consideran "cenizas" nucleares que quedan del consumo de materiales fisionables. Además, sólo siete isótopos de productos de fisión de vida larga tienen vidas medias superiores a cien años, lo que hace que su almacenamiento geológico o eliminación sea menos problemático que el de los materiales transuránicos. [7]
Ante la creciente preocupación por los desechos nucleares, la generación de ciclos de combustible despertó un renovado interés, ya que pueden reducir los desechos de actínidos, en particular el plutonio y los actínidos menores . [8] Los reactores reproductores están diseñados para fisionar los desechos de actínidos como combustible y así convertirlos en más productos de fisión.
Una vez que el combustible nuclear gastado se retira de un reactor de agua ligera, sufre un perfil de desintegración complejo a medida que cada nucleido se desintegra a un ritmo diferente. Debido a una rareza física a la que se hace referencia a continuación, existe una gran brecha en la vida media de desintegración de los productos de fisión en comparación con los isótopos transuránicos. Si los transuránicos se dejan en el combustible gastado, después de 1.000 a 100.000 años, la lenta desintegración de estos transuránicos generaría la mayor parte de la radiactividad en ese combustible gastado. Por tanto, la eliminación de los transuránicos de los residuos elimina gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible nuclear gastado. [9]
Los reactores comerciales de agua ligera actuales generan algún material fisionable nuevo, principalmente en forma de plutonio. Como los reactores comerciales nunca fueron diseñados como reproductores, no convierten suficiente uranio-238 en plutonio para reemplazar el uranio-235 consumido. Sin embargo, al menos un tercio de la energía producida por los reactores nucleares comerciales proviene de la fisión del plutonio generado en el combustible. [15] Incluso con este nivel de consumo de plutonio, los reactores de agua ligera consumen sólo una parte del plutonio y los actínidos menores que producen, y se acumulan isótopos no fisibles de plutonio , junto con cantidades significativas de otros actínidos menores. [dieciséis]
Una medida del rendimiento de un reactor es el "índice de conversión", definido como la relación entre nuevos átomos fisibles producidos y átomos fisibles consumidos. Todos los reactores nucleares propuestos, excepto los quemadores de actínidos especialmente diseñados y operados [17], experimentan algún grado de conversión. Mientras haya alguna cantidad de material fértil dentro del flujo de neutrones del reactor, siempre se crea algo de material fisionable nuevo. Cuando la tasa de conversión es mayor que 1, a menudo se la denomina "tasa de reproducción".
Por ejemplo, los reactores de agua ligera comúnmente utilizados tienen una relación de conversión de aproximadamente 0,6. Los reactores de agua pesada a presión ( PHWR ) que funcionan con uranio natural tienen un índice de conversión de 0,8. [18] En un reactor reproductor, el índice de conversión es superior a 1. El "equilibrio" se logra cuando el índice de conversión alcanza 1,0 y el reactor produce tanto material fisionable como utiliza.
El tiempo de duplicación es la cantidad de tiempo que le tomaría a un reactor reproductor producir suficiente material fisionable nuevo para reemplazar el combustible original y además producir una cantidad equivalente de combustible para otro reactor nuclear. Esto se consideró una medida importante del desempeño de los reproductores en los primeros años, cuando se pensaba que el uranio era escaso. Sin embargo, dado que el uranio es más abundante de lo que se pensaba en los primeros días del desarrollo de los reactores nucleares, y dada la cantidad de plutonio disponible en el combustible gastado de los reactores, el tiempo de duplicación se ha convertido en una métrica menos importante en el diseño moderno de reactores reproductores. [19] [20]
El " quemado " es una medida de cuánta energía se ha extraído de una determinada masa de metal pesado en combustible, a menudo expresada (para los reactores de potencia) en términos de gigavatios-día por tonelada de metal pesado. El quemado es un factor importante para determinar los tipos y abundancias de isótopos producidos por un reactor de fisión. Los reactores reproductores, por diseño, tienen un quemado extremadamente alto en comparación con un reactor convencional, ya que los reactores reproductores producen muchos más desechos en forma de productos de fisión, mientras que la mayoría o todos los actínidos están destinados a fisionarse y destruirse. [21]
En el pasado, el desarrollo de reactores reproductores se centraba en reactores con índices de reproducción bajos, desde 1,01 para el reactor Shippingport [22] [23] que funciona con combustible de torio y enfriado por agua ligera convencional hasta más de 1,2 para el reactor soviético de metal líquido BN-350. -reactor refrigerado. [24] Los modelos teóricos de reproductores con refrigerante de sodio líquido que fluye a través de tubos dentro de los elementos combustibles (construcción "tubo en carcasa") sugieren que son posibles proporciones de reproducción de al menos 1,8 a escala industrial. [25] El reactor de prueba soviético BR-1 logró una proporción de reproducción de 2,5 en condiciones no comerciales. [26]
Son posibles muchos tipos de reactor reproductor:
Un "reproductor" es simplemente un reactor diseñado para una economía de neutrones muy alta con una tasa de conversión asociada superior a 1,0. En principio, casi cualquier diseño de reactor podría modificarse para convertirse en un reproductor. Por ejemplo, el reactor de agua ligera, un diseño térmico muy moderado, evolucionó hasta convertirse en el concepto de reactor súper rápido [27] , que utiliza agua ligera en una forma supercrítica de densidad extremadamente baja para aumentar la economía de neutrones lo suficiente como para permitir la reproducción.
Además de los refrigerados por agua, actualmente se prevén muchos otros tipos de reactores reproductores posibles. Estos incluyen diseños enfriados por sales fundidas , enfriados por gas y enfriados por metal líquido en muchas variaciones. Casi cualquiera de estos tipos de diseño básicos puede funcionar con uranio, plutonio, muchos actínidos menores o torio, y pueden diseñarse para muchos objetivos diferentes, como crear más combustible fisible, operar en estado estacionario a largo plazo o quemar activamente. de los desechos nucleares.
Los diseños de reactores existentes a veces se dividen en dos categorías amplias según su espectro de neutrones, que generalmente separa los diseñados para utilizar principalmente uranio y transuránicos de los diseñados para utilizar torio y evitar los transuránicos. Estos diseños son:
La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce inevitablemente productos de fisión que absorben neutrones . Hay que reprocesar el material fértil de un reactor reproductor para eliminar esos venenos de neutrones . Este paso es necesario para utilizar plenamente la capacidad de generar tanto o más combustible del que se consume. Todo reprocesamiento puede presentar un problema de proliferación , ya que puede extraer del combustible gastado material utilizable para armas. [28] La técnica de reprocesamiento más común, PUREX , presenta una preocupación particular, ya que fue diseñada expresamente para separar plutonio puro. Las primeras propuestas para el ciclo de combustible del reactor reproductor plantearon una preocupación de proliferación aún mayor porque usarían PUREX para separar el plutonio en una forma isotópica altamente atractiva para su uso en armas nucleares. [29] [30]
Varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento que no separan el plutonio de los demás actínidos. Por ejemplo, el proceso de electroobtención pirometalúrgica no basada en agua , cuando se utiliza para reprocesar combustible de un reactor rápido integral , deja grandes cantidades de actínidos radiactivos en el combustible del reactor. [3] Los sistemas de reprocesamiento a base de agua más convencionales incluyen SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX y TRUEX, y propuestas para combinar PUREX con esos y otros coprocesos.
Todos estos sistemas tienen una resistencia a la proliferación moderadamente mejor que PUREX, aunque su tasa de adopción es baja. [31] [32] [33]
En el ciclo del torio, el torio-232 se reproduce convirtiéndose primero en protactinio-233, que luego se descompone en uranio-233. Si el protactinio permanece en el reactor, también se producen pequeñas cantidades de uranio-232, que en su cadena de desintegración tiene el potente emisor gamma talio-208 . Al igual que en los diseños alimentados con uranio, cuanto más tiempo permanecen el combustible y el material fértil en el reactor, más se acumulan estos elementos indeseables. En los reactores comerciales de torio previstos , se permitiría que se acumularan altos niveles de uranio-232, lo que daría lugar a dosis extremadamente altas de radiación gamma de cualquier uranio derivado del torio. Estos rayos gamma complican el manejo seguro de un arma y el diseño de su electrónica; esto explica por qué nunca se ha buscado el uranio-233 para armas más allá de demostraciones de prueba de concepto. [34]
Si bien el ciclo del torio puede ser resistente a la proliferación con respecto a la extracción de uranio-233 del combustible (debido a la presencia de uranio-232), plantea un riesgo de proliferación a partir de una ruta alternativa de extracción de uranio-233, que implica la extracción química de protactinio- 233 y permitir que se descomponga en uranio-233 puro fuera del reactor. Este proceso es una operación química obvia que no es necesaria para el funcionamiento normal de estos diseños de reactores, pero es factible que ocurra más allá de la supervisión de organizaciones como la Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA) y, por lo tanto, debe protegerse contra él. [35]
Los desechos nucleares se convirtieron en una preocupación mayor en la década de 1990. Los ciclos de combustible mejorados atrajeron un interés renovado debido a su potencial para reducir los desechos de actínidos, en particular varios isótopos de plutonio y los actínidos menores (neptunio, americio, curio, etc.). [8] Dado que los reactores reproductores en un ciclo de combustible cerrado utilizarían casi todos los isótopos de estos actínidos alimentados como combustible, sus necesidades de combustible se reducirían en un factor de aproximadamente 100. El volumen de residuos que generan se reduciría en un un factor de aproximadamente 100 también. Si bien hay una enorme reducción en el volumen de desechos de un reactor reproductor, la actividad de los desechos es aproximadamente la misma que la producida por un reactor de agua ligera. [41]
Además, los residuos de un reactor reproductor tienen un comportamiento de descomposición diferente porque están compuestos de diferentes materiales. Los desechos de los reactores reproductores son en su mayoría productos de fisión, mientras que los desechos de los reactores de agua ligera son en su mayoría isótopos de uranio no utilizados y una gran cantidad de transuránicos. Después de que el combustible nuclear gastado haya sido retirado de un reactor de agua ligera durante más de 100.000 años, los transuránicos serían la principal fuente de radiactividad. Eliminarlos eliminaría gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible gastado. [9]
En principio, los ciclos de combustible reproductores pueden reciclar y consumir todos los actínidos, [4] dejando solo productos de fisión . Como indica el gráfico de esta sección, los productos de fisión tienen una "brecha" peculiar en sus vidas medias agregadas, de modo que ningún producto de fisión tiene una vida media entre 91 y doscientos mil años. Como resultado de esta rareza física, después de varios cientos de años de almacenamiento, la actividad de los desechos radiactivos de un reactor reproductor rápido caería rápidamente al nivel bajo de los productos de fisión de larga duración . Sin embargo, para obtener este beneficio se requiere una separación altamente eficiente de los transuránicos del combustible gastado. Si los métodos de reprocesamiento de combustible utilizados dejan una gran fracción de los transuránicos en la corriente de residuos final, esta ventaja se reduciría considerablemente. [3]
Ambos tipos de ciclos de reproducción pueden reducir los desechos de actínidos:
Un reactor cuyo objetivo principal es destruir actínidos, en lugar de aumentar las reservas de combustible fisionable, a veces se conoce como reactor quemador . Tanto la reproducción como la combustión dependen de una buena economía de neutrones, y muchos diseños pueden funcionar con ambas cosas. Los diseños de reproducción rodean el núcleo por una capa de material fértil. Los quemadores de residuos rodean el núcleo con residuos no fértiles que se van a destruir. Algunos diseños añaden reflectores o absorbentes de neutrones. [17]
Existen varios conceptos para reactores reproductores; los dos principales son:
En 2006, todas las centrales eléctricas de reactores reproductores rápidos (FBR) a gran escala eran reactores reproductores rápidos de metal líquido ( LMFBR ) enfriados con sodio líquido . Estos han sido de uno de dos diseños: [1] : 43
Todos los diseños actuales de reactores de neutrones rápidos utilizan metal líquido como refrigerante primario, para transferir calor desde el núcleo al vapor utilizado para alimentar las turbinas generadoras de electricidad. Los FBR se han construido enfriados con metales líquidos distintos del sodio; algunos de los primeros FBR utilizaban mercurio , otros reactores experimentales utilizaban una aleación de sodio y potasio llamada NaK . Ambos tienen la ventaja de que son líquidos a temperatura ambiente, lo cual es conveniente para plataformas experimentales pero menos importante para centrales eléctricas piloto o a gran escala. También se han utilizado plomo y aleaciones de plomo-bismuto .
Tres de los tipos de reactores de cuarta generación propuestos son FBR: [45]
Los FBR suelen utilizar un núcleo de combustible de óxidos mixtos de hasta un 20 % de dióxido de plutonio (PuO 2 ) y al menos un 80 % de dióxido de uranio (UO 2 ). Otra opción de combustible son las aleaciones metálicas , normalmente una mezcla de uranio, plutonio y circonio (utilizada porque es "transparente" a los neutrones). El uranio enriquecido también se puede utilizar solo.
Muchos diseños rodean el núcleo con una capa de tubos que contienen uranio-238 no fisible que, al capturar neutrones rápidos de la reacción en el núcleo, se convierte en plutonio-239 fisible (al igual que parte del uranio en el núcleo). que luego se reprocesa y se utiliza como combustible nuclear. Otros diseños de FBR se basan en la geometría del propio combustible (que también contiene uranio-238), dispuesto para lograr una captura suficiente de neutrones rápidos. La sección transversal de fisión del plutonio-239 (o uranio fisionable-235) es mucho menor en un espectro rápido que en un espectro térmico, al igual que la relación entre la sección transversal de fisión de 239 Pu/ 235 U y la sección transversal de absorción de 238 U. -sección. Esto aumenta la concentración de 239 Pu/ 235 U necesaria para mantener una reacción en cadena , así como la relación entre reproducción y fisión. [17] Por otro lado, un reactor rápido no necesita moderador para frenar los neutrones en absoluto, aprovechando que los neutrones rápidos producen un mayor número de neutrones por fisión que los neutrones lentos . Por esta razón, el agua líquida ordinaria , al ser moderador y absorbente de neutrones , es un refrigerante primario indeseable para los reactores rápidos. Como se necesitan grandes cantidades de agua en el núcleo para enfriar el reactor, la producción de neutrones y, por tanto, la generación de 239 Pu se ven fuertemente afectadas. Se han realizado trabajos teóricos sobre reactores de agua de moderación reducida , que pueden tener un espectro lo suficientemente rápido como para proporcionar una relación de reproducción ligeramente superior a 1. Esto probablemente daría como resultado una reducción de potencia inaceptable y altos costos en un reactor enfriado por agua líquida , pero el El refrigerante de agua supercrítica del reactor de agua supercrítica (SCWR) tiene suficiente capacidad calorífica para permitir un enfriamiento adecuado con menos agua, lo que hace que un reactor refrigerado por agua de espectro rápido sea una posibilidad práctica. [27]
El tipo de refrigerante, las temperaturas y el espectro de neutrones rápidos someten al material de revestimiento del combustible (normalmente aceros inoxidables austeníticos o ferrítico-martensíticos) a condiciones extremas. La comprensión de los daños por radiación, las interacciones del refrigerante, las tensiones y las temperaturas es necesaria para el funcionamiento seguro de cualquier núcleo de reactor. Todos los materiales utilizados hasta la fecha en reactores rápidos refrigerados por sodio tienen límites conocidos, como se explora en la revisión ONR-RRR-088. [46] El acero reforzado por dispersión de óxido (ODS) se considera el material de revestimiento de combustible resistente a la radiación a largo plazo que supera las deficiencias de las opciones de materiales actuales.
En 2017, solo hay dos reactores reproductores en funcionamiento comercial [actualizar]: el reactor BN-600 , de 560 MWe, y el reactor BN-800 , de 880 MWe. Ambos son reactores rusos refrigerados por sodio.
Un diseño de reactor de neutrones rápidos, concebido específicamente para abordar los problemas de eliminación de desechos y plutonio, fue el reactor rápido integral (IFR, también conocido como reactor reproductor rápido integral, aunque el reactor original fue diseñado para no generar un excedente neto de material fisionable). ). [47] [48]
Para resolver el problema de la eliminación de desechos, el IFR tenía una unidad de reprocesamiento de combustible por electroobtención in situ que reciclaba el uranio y todos los transuránicos (no sólo el plutonio) mediante galvanoplastia , dejando sólo productos de fisión de vida media corta en los desechos. Algunos de estos productos de fisión podrían separarse posteriormente para usos industriales o médicos y el resto enviarse a un depósito de residuos. El sistema de piroprocesamiento IFR utiliza cátodos de cadmio fundido y electrorefinadores para reprocesar el combustible metálico directamente en el sitio del reactor. [49] Estos sistemas no sólo mezclan todos los actínidos menores con uranio y plutonio, sino que son compactos y autónomos, de modo que no es necesario transportar ningún material que contenga plutonio fuera del lugar del reactor reproductor. Los reactores reproductores que incorporen esa tecnología probablemente se diseñarían con índices de reproducción muy cercanos a 1,00, de modo que después de una carga inicial de combustible de uranio enriquecido y/o plutonio, el reactor se repostaría sólo con pequeñas entregas de uranio metálico natural. Una cantidad de uranio metálico natural equivalente a un bloque del tamaño aproximado de una caja de leche entregada una vez al mes sería todo el combustible que necesitaría un reactor de 1 gigavatio. [50] Estos reproductores autónomos se consideran actualmente el objetivo final de los diseñadores de reactores nucleares, autónomos y autosostenibles. [3] [17] El proyecto fue cancelado en 1994 por la Secretaria de Energía de Estados Unidos, Hazel O'Leary . [51] [52]
Otro reactor rápido propuesto es un reactor rápido de sales fundidas , en el que las propiedades moderadoras de las sales fundidas son insignificantes. Esto normalmente se logra reemplazando los fluoruros de metales ligeros (por ejemplo, LiF, BeF 2 ) en el portador de sal con cloruros de metales más pesados (por ejemplo, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).
Se han construido varios prototipos de FBR, cuya potencia eléctrica varía desde el equivalente de unas pocas bombillas ( EBR-I , 1951) hasta más de 1.000 MWe . En 2006, la tecnología no es económicamente competitiva con la tecnología de reactores térmicos, pero India , Japón, China, Corea del Sur y Rusia están comprometiendo importantes fondos de investigación para seguir desarrollando reactores reproductores rápidos, anticipando que el aumento de los precios del uranio cambiará esta situación en el futuro. el largo plazo. Alemania, por el contrario, abandonó la tecnología por motivos de seguridad. El reactor reproductor rápido SNR-300 se terminó después de 19 años, a pesar de sobrecostes que ascendieron a un total de 3.600 millones de euros , para luego ser abandonado. [53]
India también está desarrollando tecnología FBR utilizando materias primas de uranio y torio. [ cita necesaria ]
El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) es uno de los pocos usos propuestos a gran escala del torio . [54] India está desarrollando esta tecnología, motivada por importantes reservas de torio; Casi un tercio de las reservas de torio del mundo se encuentran en la India, que carece de reservas importantes de uranio.
El tercer y último núcleo del reactor de 60 MWe de la central atómica de Shippingport era un generador de torio de agua ligera, que comenzó a funcionar en 1977. [55] Utilizaba gránulos hechos de dióxido de torio y óxido de uranio-233 ; Inicialmente, el contenido de U-233 de los gránulos era de 5 a 6 % en la región de la semilla, de 1,5 a 3 % en la región de la manta y ninguno en la región del reflector. Funcionó a 236 MWt, generó 60 MWe y, en última instancia, produjo más de 2.100 millones de kilovatios hora de electricidad. Después de cinco años, se extrajo el núcleo y se descubrió que contenía casi un 1,4% más de material fisionable que cuando se instaló, lo que demuestra que se había producido reproducción a partir de torio. [56] [57]
El reactor de torio de fluoruro líquido (LFTR) también está previsto como generador térmico de torio. Los reactores de fluoruro líquido pueden tener características atractivas, como seguridad inherente, no necesidad de fabricar barras de combustible y posiblemente un reprocesamiento más sencillo del combustible líquido. Este concepto se investigó por primera vez en el experimento del reactor de sales fundidas del Laboratorio Nacional Oak Ridge en la década de 1960. A partir de 2012 se convirtió en objeto de renovado interés en todo el mundo. [58] Japón, India, China, el Reino Unido y empresas privadas estadounidenses, checas y australianas han expresado su intención de desarrollar y comercializar la tecnología. [ cita necesaria ]
Como muchos aspectos de la energía nuclear, los reactores reproductores rápidos han sido objeto de mucha controversia a lo largo de los años. En 2010, el Panel Internacional sobre Materiales Fisibles dijo: "Después de seis décadas y el gasto del equivalente a decenas de miles de millones de dólares, la promesa de los reactores reproductores sigue en gran medida incumplida y los esfuerzos para comercializarlos se han ido recortando constantemente en la mayoría de los países". En Alemania, el Reino Unido y los Estados Unidos se han abandonado los programas de desarrollo de reactores reproductores. [59] [60] La justificación para buscar reactores reproductores, a veces explícita y a veces implícita, se basó en los siguientes supuestos clave: [60] [61]
Algunos antiguos defensores de la energía nuclear se han convertido en partidarios de la energía nuclear como fuente limpia de electricidad, ya que los reactores reproductores reciclan efectivamente la mayor parte de sus desechos. Esto resuelve uno de los problemas negativos más importantes de la energía nuclear. En el documental Pandora's Promise se defienden los reactores reproductores porque proporcionan una alternativa real de alto kW a la energía de combustibles fósiles. Según la película, una libra de uranio proporciona tanta energía como 5.000 barriles de petróleo . [65] [66]
Se han construido y operado FBR en los Estados Unidos, el Reino Unido, Francia, la antigua URSS , la India y el Japón. [1] El FBR SNR-300 experimental se construyó en Alemania, pero nunca funcionó y finalmente se cerró en medio de una controversia política tras el desastre de Chernobyl . A partir de 2019, dos FBR están en funcionamiento para la generación de energía en Rusia. Están previstos varios reactores, muchos de ellos para investigaciones relacionadas con la iniciativa de reactores de Generación IV . [ ¿ periodo de tiempo? ] [67] [68] [69]
La Unión Soviética (que comprende Rusia y otros países, disuelta en 1991) construyó una serie de reactores rápidos, los primeros enfriados con mercurio y alimentados con plutonio metálico, y las últimas plantas enfriadas con sodio y alimentadas con óxido de plutonio.
El BR-1 (1955) era de 100 W (térmico), seguido por el BR-2 de 100 kW y luego el BR-5 de 5 MW. [26]
BOR-60 (primera criticidad 1969) era de 60 MW y la construcción comenzó en 1965. [75]
BN-600 (1981), seguido del BN-800 de Rusia (2016)
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India ha estado intentando desarrollar reactores reproductores rápidos durante décadas, pero sufrió repetidos retrasos. [76] En 2012 se debía completar y poner en servicio un FBR llamado Prototype Fast Breeder Reactor . [77] [78] [79] El programa está destinado a utilizar torio-232 fértil para generar uranio-233 fisionable. La India también está aplicando la tecnología de reactor reproductor térmico de torio. El interés de la India en el torio se debe a las grandes reservas del país, aunque las reservas mundiales conocidas de torio son cuatro veces mayores que las de uranio. El Departamento de Energía Atómica (DAE) de la India dijo en 2007 que construiría simultáneamente cuatro reactores reproductores más de 500 MWe cada uno, incluidos dos en Kalpakkam. [80] [ necesita actualización ]
BHAVINI , una empresa de energía nuclear india, se estableció en 2003 para construir, poner en servicio y operar todos los reactores reproductores rápidos de etapa II descritos en el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . Para avanzar en estos planes, el FBR-600 indio es un reactor refrigerado por sodio de tipo piscina con una potencia de 600 MWe. [81] [82] [79]
El reactor rápido experimental de China (MCER) es un prototipo de 25 MW(e) para el prototipo de reactor rápido de China (CFRP) previsto. [83] Comenzó a generar energía el 21 de julio de 2011. [84]
China también inició un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactor reproductor térmico de sales fundidas de torio (reactor de torio de fluoruro líquido), anunciado formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias (CAS) en enero de 2011. Su objetivo final era investigar y desarrollar un sistema nuclear de sales fundidas a base de torio durante unos 20 años. [85] [86] [ necesita actualización ]
Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo nuclear jefe de Teledyne Brown Engineering , ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio con fluoruro líquido. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa cuyo objetivo era desarrollar diseños de reactores LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares. [87] [88] [89] [90]
Corea del Sur está desarrollando un diseño para un FBR modular estandarizado para exportación, para complementar los diseños estandarizados de PWR (reactor de agua a presión) y CANDU que ya han desarrollado y construido, pero aún no se ha comprometido a construir un prototipo.
Rusia tiene un plan para aumentar significativamente su flota de reactores reproductores rápidos. En 2012 se completó un reactor BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk , que sucedió a un BN-600 más pequeño . En junio de 2014 se puso en marcha el BN-800 en modo de potencia mínima. [91] Trabajando al 35% de su eficiencia nominal, el reactor contribuyó a la red de energía el 10 de diciembre de 2015. [92] Alcanzó su plena producción de energía en agosto de 2016. [93]
Los planes para la construcción de un reactor BN-1200 más grande (1200 MWe) estaban programados para completarse en 2018, con dos reactores BN-1200 adicionales construidos para fines de 2030. [94] Sin embargo, en 2015 Rosenergoatom pospuso la construcción indefinidamente para permitir el suministro de combustible. el diseño se mejorará después de tener más experiencia en la operación del reactor BN-800 y entre preocupaciones de costos. [95]
En el Siberian Chemical Combine (SCC) en Seversk se construirá un reactor rápido experimental refrigerado por plomo, el BREST-300 . El diseño BREST ( ruso : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , inglés: reactor rápido con refrigerante de plomo ) se considera un sucesor de la serie BN y la unidad de 300 MWe en el SCC podría ser la precursora de una versión de 1.200 MWe para un amplio despliegue como una unidad comercial de generación de energía. El programa de desarrollo forma parte de un Programa Federal de Tecnologías Nucleares Avanzadas 2010-2020 que busca explotar reactores rápidos para lograr eficiencia de uranio mientras "quema" sustancias radiactivas que de otro modo se eliminarían como desechos. Su núcleo mediría unos 2,3 metros de diámetro por 1,1 metros de altura y contendría 16 toneladas de combustible. La unidad se repostaría cada año y cada elemento combustible pasaría cinco años en total dentro del núcleo. La temperatura del refrigerante de plomo sería de alrededor de 540 °C, lo que daría una alta eficiencia del 43%, la producción de calor primario de 700 MWt produciría una potencia eléctrica de 300 MWe. La vida útil operativa de la unidad podría ser de 60 años. Se espera que NIKIET complete el diseño en 2014 para su construcción entre 2016 y 2020. [96]
El 16 de febrero de 2006, Estados Unidos, Francia y Japón firmaron un "acuerdo" para investigar y desarrollar reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Asociación Mundial de Energía Nuclear . [97]
En abril de 2007, el gobierno japonés seleccionó a Mitsubishi Heavy Industries (MHI) como "empresa principal en el desarrollo de FBR en Japón". Poco después, MHI fundó una nueva empresa, Mitsubishi FBR Systems (MFBR), para desarrollar y, finalmente, vender tecnología FBR. [98]
En septiembre de 2010, el gobierno francés asignó 651,6 millones de euros al Commissariat à l'énergie atomique para finalizar el diseño de ASTRID (Reactor Tecnológico Avanzado de Sodio para Demostración Industrial), un diseño de reactor de cuarta generación de 600 MW que estará finalizado en 2020. [99 ] [100] A partir de 2013, [actualizar]el Reino Unido había mostrado interés en el reactor PRISM y estaba trabajando en conjunto con Francia para desarrollar ASTRID. En 2019, CEA anunció que este diseño no se construiría antes de mediados de siglo. [101]
En octubre de 2010, GE Hitachi Nuclear Energy firmó un memorando de entendimiento con los operadores del sitio del río Savannah del Departamento de Energía de EE. UU ., que debería permitir la construcción de una planta de demostración basada en el reactor reproductor rápido S-PRISM de la compañía antes de que el diseño reciba la totalidad. Aprobación de licencia de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC). [102] En octubre de 2011, The Independent informó que la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear del Reino Unido (NDA) y asesores superiores del Departamento de Energía y Cambio Climático (DECC) habían solicitado detalles técnicos y financieros de PRISM, en parte como medio para reducir la reservas de plutonio. [103]
El reactor de ondas viajeras (TWR) propuesto en una patente de Intellectual Ventures es un reactor reproductor rápido diseñado para no necesitar reprocesamiento de combustible durante las décadas de vida útil del reactor. La onda de combustión en el diseño TWR no se mueve de un extremo al otro del reactor, sino gradualmente de adentro hacia afuera. Además, a medida que la composición del combustible cambia mediante la transmutación nuclear, las barras de combustible se reorganizan continuamente dentro del núcleo para optimizar el flujo de neutrones y el uso de combustible en un momento dado. Por lo tanto, en lugar de dejar que la onda se propague a través del combustible, el combustible mismo se mueve a través de una onda de combustión en gran medida estacionaria. Esto es contrario a muchos informes de los medios, que han popularizado el concepto como un reactor similar a una vela con una región de combustión que hace descender una barra de combustible. Al reemplazar una configuración de núcleo estático con un núcleo de "onda estacionaria" o "solitón" administrado activamente, el diseño de TerraPower evita el problema de enfriar una región quemada altamente variable. En este escenario, la reconfiguración de las barras de combustible se logra de forma remota mediante dispositivos robóticos; el recipiente de contención permanece cerrado durante el procedimiento y no hay tiempo de inactividad asociado. [104]
Una libra de uranio, que es del tamaño de la yema de mi dedo, si se pudiera liberar toda la energía, tiene el equivalente a unos 5.000 barriles de petróleo.
Ayer, como la Academia de Ciencias de China fue la primera en iniciar uno de los líderes estratégicos en proyectos de ciencia y tecnología, se lanzó oficialmente el proyecto "El futuro de la energía de fisión nuclear avanzada: energía nuclear, sistema de reactor de sales fundidas a base de torio".
El objetivo científico es que en unos 20 años se desarrolle una nueva generación de sistemas de energía nuclear, se alcance todo el nivel técnico en la prueba y se tengan todos los derechos de propiedad intelectual.
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