Un reactor de agua pesada presurizada ( PHWR ) es un reactor nuclear que utiliza agua pesada ( óxido de deuterio D2O ) como refrigerante y moderador de neutrones . [1] Los PHWR utilizan con frecuencia uranio natural como combustible, pero a veces también utilizan uranio muy poco enriquecido . El refrigerante de agua pesada se mantiene bajo presión para evitar la ebullición, lo que le permite alcanzar una temperatura más alta (en su mayoría) sin formar burbujas de vapor, exactamente como en un reactor de agua presurizada (PWR). Si bien el agua pesada es muy costosa de aislar del agua ordinaria (a menudo denominada agua ligera en contraste con el agua pesada ), su baja absorción de neutrones aumenta en gran medida la economía de neutrones del reactor, evitando la necesidad de combustible enriquecido . El alto costo del agua pesada se compensa con el menor costo de usar uranio natural y/o ciclos de combustible alternativos . A principios de 2001, había en funcionamiento 31 reactores PHWR con una capacidad total de 16,5 GW(e), lo que representa aproximadamente el 7,76% en número y el 4,7% en capacidad de generación de todos los reactores operativos actuales.
La clave para mantener una reacción nuclear en cadena dentro de un reactor nuclear es utilizar, en promedio, exactamente uno de los neutrones liberados de cada evento de fisión nuclear para estimular otro evento de fisión nuclear (en otro núcleo fisionable). Con un diseño cuidadoso de la geometría del reactor y un control cuidadoso de las sustancias presentes para influir en la reactividad , se puede lograr y mantener una reacción en cadena autosostenida o " criticidad ".
El uranio natural consiste en una mezcla de varios isótopos , principalmente 238 U y una cantidad mucho menor (alrededor del 0,72% en peso) de 235 U. [2] El 238 U solo puede ser fisionado por neutrones que son relativamente energéticos, alrededor de 1 MeV o más. Ninguna cantidad de 238 U puede hacerse "crítica" ya que tenderá a absorber parasitariamente más neutrones de los que libera por el proceso de fisión. El 235 U, por otro lado, puede sustentar una reacción en cadena autosostenida, pero debido a la baja abundancia natural de 235 U, el uranio natural no puede alcanzar la criticidad por sí mismo.
El truco para lograr la criticidad utilizando sólo uranio natural o poco enriquecido, para el cual no hay masa crítica "desnuda" , es ralentizar los neutrones emitidos (sin absorberlos) hasta el punto en que una cantidad suficiente de ellos pueda causar más fisión nuclear en la pequeña cantidad de 235 U que está disponible. ( El 238 U, que es la mayor parte del uranio natural, también es fisionable con neutrones rápidos). Esto requiere el uso de un moderador de neutrones , que absorbe prácticamente toda la energía cinética de los neutrones , ralentizándolos hasta el punto en que alcanzan el equilibrio térmico con el material circundante. Se ha descubierto que es beneficioso para la economía de los neutrones separar físicamente el proceso de moderación de la energía de los neutrones del propio combustible de uranio, ya que el 238 U tiene una alta probabilidad de absorber neutrones con niveles de energía cinética intermedios, una reacción conocida como absorción por "resonancia". Esta es una razón fundamental para diseñar reactores con segmentos de combustible sólido separados, rodeados por el moderador, en lugar de cualquier geometría que proporcione una mezcla homogénea de combustible y moderador.
El agua es un moderador excelente; los átomos ordinarios de hidrógeno o protio en las moléculas de agua tienen una masa muy cercana a la de un solo neutrón, por lo que sus colisiones dan como resultado una transferencia de momento muy eficiente, similar conceptualmente a la colisión de dos bolas de billar. Sin embargo, además de ser un buen moderador, el agua ordinaria también es bastante eficaz para absorber neutrones. Y por eso, usar agua ordinaria como moderador absorberá fácilmente tantos neutrones que quedarán muy pocos para sostener una reacción en cadena con los pequeños núcleos aislados de 235 U en el combustible, lo que impedirá la criticidad en el uranio natural. Debido a esto, un reactor de agua ligera requerirá que el isótopo 235 U se concentre en su combustible de uranio, como uranio enriquecido , generalmente entre 3% y 5% de 235 U en peso (el subproducto de este proceso de enriquecimiento se conoce como uranio empobrecido , y por lo tanto consiste principalmente en 238 U, químicamente puro). El grado de enriquecimiento necesario para alcanzar la criticidad con un moderador de agua ligera depende de la geometría exacta y de otros parámetros de diseño del reactor.
Una complicación de este enfoque es la necesidad de contar con instalaciones de enriquecimiento de uranio, que por lo general son caras de construir y operar. También presentan un riesgo de proliferación nuclear ; los mismos sistemas utilizados para enriquecer el 235U también pueden utilizarse para producir material de grado armamentístico mucho más "puro" (90% o más de 235U ), adecuado para producir un arma nuclear . No se trata de una tarea trivial, pero es lo suficientemente factible como para que las instalaciones de enriquecimiento presenten un riesgo significativo de proliferación nuclear.
Una solución alternativa al problema es utilizar un moderador que no absorba neutrones tan fácilmente como el agua. En este caso, potencialmente todos los neutrones que se liberan pueden moderarse y usarse en reacciones con el 235 U, en cuyo caso hay suficiente 235 U en el uranio natural para mantener la criticidad. Uno de estos moderadores es el agua pesada u óxido de deuterio. Aunque reacciona dinámicamente con los neutrones de una manera similar al agua ligera (aunque con menos transferencia de energía en promedio, dado que el hidrógeno pesado, o deuterio , tiene aproximadamente el doble de la masa del hidrógeno), ya tiene el neutrón adicional que el agua ligera normalmente tendería a absorber.
El uso de agua pesada como moderador es la clave del sistema PHWR (reactor de agua pesada a presión), que permite el uso de uranio natural como combustible (en forma de UO 2 cerámico ), lo que significa que puede funcionar sin costosas instalaciones de enriquecimiento de uranio. La disposición mecánica del PHWR, que coloca la mayor parte del moderador a temperaturas más bajas, es particularmente eficiente porque los neutrones térmicos resultantes tienen energías más bajas ( la temperatura del neutrón después de sucesivos pases a través de un moderador es aproximadamente igual a la temperatura del moderador) que en los diseños tradicionales, donde el moderador normalmente está mucho más caliente. La sección eficaz de los neutrones para la fisión es mayor en235
Cuanto menor sea la temperatura de los neutrones, más probable será que haya una interacción exitosa entre los neutrones y el material fisionable. Estas características significan que un reactor de agua ligera (PHWR) puede utilizar uranio natural y otros combustibles, y lo hace de manera más eficiente que los reactores de agua ligera (LWR). Se afirma que los PHWR de tipo CANDU pueden manejar combustibles que incluyen uranio reprocesado o incluso combustible nuclear gastado de reactores de agua ligera "convencionales", así como combustible MOX , y hay investigaciones en curso sobre la capacidad de los reactores de tipo CANDU para operar exclusivamente con dichos combustibles en un entorno comercial. (Más sobre esto en el artículo sobre el propio reactor CANDU )
Los reactores de agua pesada presurizados tienen algunas desventajas. El agua pesada generalmente cuesta cientos de dólares por kilogramo, aunque esto es una compensación por los costos reducidos del combustible. El contenido energético reducido del uranio natural en comparación con el uranio enriquecido requiere un reemplazo más frecuente del combustible; [ cita requerida ] esto normalmente se logra mediante el uso de un sistema de reabastecimiento en línea. La mayor tasa de movimiento del combustible a través del reactor también da como resultado mayores volúmenes de combustible gastado que en los LWR que emplean uranio enriquecido. Sin embargo, dado que el combustible de uranio no enriquecido acumula una menor densidad de productos de fisión que el combustible de uranio enriquecido, genera menos calor, lo que permite un almacenamiento más compacto. [3] Si bien el deuterio tiene una sección transversal de captura de neutrones menor que el protio , este valor no es cero y, por lo tanto, parte del moderador de agua pesada se convertirá inevitablemente en agua tritiada . Aunque el tritio , un isótopo radiactivo del hidrógeno, también se produce como producto de fisión en cantidades minúsculas en otros reactores, el tritio puede escapar más fácilmente al medio ambiente si también está presente en el agua de refrigeración, que es el caso de los reactores PHWR que utilizan agua pesada como moderador y refrigerante. Sin embargo, algunos reactores CANDU separan el tritio de su inventario de agua pesada a intervalos regulares y lo venden obteniendo beneficios.
Mientras que con los haces de combustible derivados de CANDU típicos , el diseño del reactor tiene un coeficiente de reactividad de vacío ligeramente positivo , los haces de combustible CARA diseñados en Argentina utilizados en Atucha I son capaces del coeficiente negativo preferido. [4]
Si bien antes del desarrollo de armas nucleares por parte de la India (ver más abajo), la capacidad de utilizar uranio natural (y así renunciar a la necesidad de enriquecimiento de uranio , que es una tecnología de doble uso ) se consideraba un obstáculo a la proliferación nuclear, esta opinión ha cambiado drásticamente a la luz de la capacidad de varios países para construir bombas atómicas a partir de plutonio, que puede producirse fácilmente en reactores de agua pesada. Por lo tanto, los reactores de agua pesada pueden plantear un mayor riesgo de proliferación nuclear en comparación con los reactores de agua ligera comparables debido a las bajas propiedades de absorción de neutrones del agua pesada, descubiertas en 1937 por Hans von Halban y Otto Frisch . [5] Ocasionalmente, cuando un átomo de 238 U se expone a la radiación de neutrones , su núcleo capturará un neutrón , transformándolo en 239 U. El 239 U luego sufre rápidamente dos desintegraciones β − , ambas emitiendo un electrón y un antineutrino , el primero transmutando el 239 U en 239 Np , y el segundo transmutando el 239 Np en 239 Pu . Aunque este proceso tiene lugar con uranio natural utilizando otros moderadores como grafito ultrapuro o berilio, el agua pesada es de lejos el mejor. [5] El Proyecto Manhattan finalmente utilizó reactores moderados con grafito para producir plutonio, mientras que el proyecto nuclear alemán en tiempos de guerra descartó erróneamente el grafito como moderador adecuado debido a que pasó por alto las impurezas y, por lo tanto, hizo intentos infructuosos utilizando agua pesada (que identificaron correctamente como un excelente moderador). El programa nuclear soviético también utilizó grafito como moderador y finalmente desarrolló el RBMK moderado con grafito como un reactor capaz de producir grandes cantidades de energía eléctrica y plutonio apto para armas sin necesidad de agua pesada o, al menos según las especificaciones de diseño iniciales, enriquecimiento de uranio .
El 239 Pu es un material fisible adecuado para su uso en armas nucleares . Como resultado, si el combustible de un reactor de agua pesada se cambia con frecuencia, se pueden extraer químicamente cantidades significativas de plutonio apto para armas del combustible de uranio natural irradiado mediante reprocesamiento nuclear .
Además, el uso de agua pesada como moderador da como resultado la producción de pequeñas cantidades de tritio cuando los núcleos de deuterio en el agua pesada absorben neutrones, una reacción muy ineficiente. El tritio es esencial para la producción de armas de fisión potenciadas , que a su vez permiten la producción más fácil de armas termonucleares , incluidas las bombas de neutrones . Actualmente se espera que este proceso proporcione (al menos parcialmente) tritio para ITER . [6]
El riesgo de proliferación de los reactores de agua pesada quedó demostrado cuando la India produjo el plutonio para la Operación Buda Sonriente , su primera prueba de armas nucleares, mediante la extracción del combustible gastado de un reactor de investigación de agua pesada conocido como reactor CIRUS . [7]