El reactor rápido integral ( IFR ), originalmente llamado reactor avanzado de metal líquido ( ALMR ), es un diseño de reactor nuclear que utiliza neutrones rápidos y no tiene moderador de neutrones (un reactor "rápido" ). Los IFR pueden generar más combustible y se distinguen por un ciclo de combustible nuclear que utiliza reprocesamiento mediante electrorrefinación en el sitio del reactor.
El Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE) comenzó a diseñar un reactor de reacción en cadena de frío en 1984 y construyó un prototipo, el reactor reproductor experimental II . El 3 de abril de 1986, dos pruebas demostraron la seguridad del concepto de reactor de reacción en cadena de frío. Estas pruebas simularon accidentes que implicaban pérdida del flujo de refrigerante . Incluso con sus dispositivos de apagado normales desactivados, el reactor se apagó de forma segura sin sobrecalentarse en ninguna parte del sistema. El proyecto de reactor de reacción en cadena de frío fue cancelado por el Congreso de Estados Unidos en 1994, tres años antes de su finalización. [1]
El reactor rápido refrigerado por sodio de cuarta generación (SFR) propuesto es el diseño de reactor reproductor rápido más cercano que se conserva . Otros países también han diseñado y puesto en funcionamiento reactores rápidos .
S-PRISM (de SuperPRISM), también llamado PRISM (power reactor innovative small module), es el nombre de una planta de energía nuclear diseñada por GE Hitachi Nuclear Energy basada en el IFR. [2] En 2022, GE Hitachi Nuclear Energy y TerraPower comenzaron a explorar la ubicación de cinco plantas de energía nuclear basadas en Natrium SFR en Kemmerer, Wyoming ; el diseño incorpora un reactor PRISM más el diseño de onda viajera de TerraPower con un sistema de almacenamiento de sal fundida. [3] [4]
La investigación sobre reactores IFR comenzó en 1984 en el Laboratorio Nacional Argonne en Argonne, Illinois, como parte del sistema de laboratorio nacional del Departamento de Energía de los EE. UU., y actualmente opera mediante un contrato con la Universidad de Chicago .
Anteriormente, Argonne tenía un campus filial llamado "Argonne West" en Idaho Falls, Idaho , que ahora forma parte del Laboratorio Nacional de Idaho . En el pasado, en el campus filial, los físicos de Argonne West construyeron lo que se conocía como el reactor reproductor experimental II (EBR-II). Mientras tanto, los físicos de Argonne diseñaron el concepto de reactor reproductor experimental II y se decidió que el EBR-II se convertiría en un reactor reproductor experimental. Charles Till, un físico canadiense de Argonne, era el jefe del proyecto del reactor reproductor experimental, y Yoon Chang era el subdirector. Till estaba destinado en Idaho, mientras que Chang estaba en Illinois.
Con la elección del presidente Bill Clinton en 1992 y el nombramiento de Hazel O'Leary como Secretaria de Energía , hubo presión desde arriba para cancelar el IFR. [5] El senador John Kerry (demócrata por Massachusetts) y O'Leary lideraron la oposición al reactor, argumentando que sería una amenaza para los esfuerzos de no proliferación y que era una continuación del Proyecto del Reactor Reproductor del Río Clinch que había sido cancelado por el Congreso. [6]
Simultáneamente, en 1994 el Secretario de Energía O'Leary le otorgó al científico principal del IFR 10.000 dólares y una medalla de oro, con la cita declarando que su trabajo para desarrollar la tecnología IFR proporcionó "mayor seguridad, un uso más eficiente del combustible y menos desechos radiactivos ". [7]
Los opositores al IFR también presentaron un informe [8] de la Oficina de Seguridad Nuclear del DOE sobre las acusaciones de un ex empleado de Argonne de que Argonne había tomado represalias contra él por plantear preocupaciones sobre la seguridad, así como sobre la calidad de la investigación realizada en el programa IFR. El informe recibió atención internacional, con una notable diferencia en la cobertura que recibió de las principales publicaciones científicas. La revista británica Nature tituló su artículo "Informe respalda al denunciante" y también señaló conflictos de intereses por parte de un panel del DOE que evaluó la investigación del IFR. [9] En contraste, el artículo que apareció en Science se titulaba "¿Realmente el denunciante de Argonne estaba soplando humo?". [10]
A pesar del apoyo que el entonces representante Dick Durbin (demócrata por Illinois) y los senadores estadounidenses Carol Moseley Braun (demócrata por Illinois) y Paul Simon (demócrata por Illinois) dieron al reactor, se recortó la financiación del mismo y, finalmente, se canceló en 1994, con un coste mayor que el de su terminación. Cuando se le informó de esto al presidente Clinton, dijo: "Lo sé; es un símbolo". [ cita requerida ]
En 2001, como parte de la hoja de ruta de la Generación IV , el DOE encargó a un equipo de 242 científicos del DOE, la Universidad de California en Berkeley , el Instituto Tecnológico de Massachusetts (MIT), Stanford, ANL, el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore , Toshiba , Westinghouse , Duke , EPRI y otras instituciones que evaluaran 19 de los mejores diseños de reactores en 27 criterios diferentes. El IFR ocupó el primer puesto en su estudio, que se publicó el 9 de abril de 2002. [11]
En la actualidad, no hay reactores rápidos integrales en operación comercial. Sin embargo, el reactor BN-800 , un reactor rápido muy similar que funciona como quemador de reservas de plutonio , comenzó a operar comercialmente en 2014. [ cita requerida ]
El IFR se enfría con sodio líquido y se alimenta con una aleación de uranio y plutonio . El combustible está contenido en un revestimiento de acero con sodio líquido llenando el espacio entre el combustible y el revestimiento. Un vacío sobre el combustible permite que el helio y el xenón radiactivo se recolecten de manera segura [ cita requerida ] sin aumentar significativamente la presión dentro del elemento combustible, [ cita requerida ] y también permite que el combustible se expanda sin romper el revestimiento, lo que hace que el combustible de metal en lugar de óxido sea práctico. [ cita requerida ] Las ventajas del refrigerante de sodio líquido, a diferencia del plomo metálico líquido , son que el sodio líquido es mucho menos denso y mucho menos viscoso (costos de bombeo reducidos), no es corrosivo (a través de la disolución) para los aceros comunes y esencialmente no crea subproductos de activación de neutrones radiactivos. La desventaja del refrigerante de sodio, a diferencia del refrigerante de plomo, es que el sodio es químicamente reactivo, especialmente con agua o aire. El plomo puede sustituir a la aleación eutéctica de plomo y bismuto , tal como se utiliza como refrigerante del reactor en los submarinos soviéticos de clase Alfa .
En el EBR-II se ha demostrado que el combustible metálico tiene un vacío lleno de sodio dentro del revestimiento para permitir la expansión del combustible. El combustible metálico hace que el piroprocesamiento sea la tecnología de reprocesamiento preferida. [ cita requerida ]
La fabricación de combustible metálico es más fácil y más barata que la de combustible cerámico (óxido), especialmente en condiciones de manipulación remota. [12]
El combustible metálico tiene mejor conductividad térmica y menor capacidad térmica que el óxido, lo que tiene ventajas de seguridad. [12]
El uso de refrigerante de metal líquido elimina la necesidad de un recipiente a presión alrededor del reactor. El sodio tiene excelentes características nucleares, una alta capacidad térmica y capacidad de transferencia de calor, baja densidad, baja viscosidad , un punto de fusión razonablemente bajo y un punto de ebullición alto, y una excelente compatibilidad con otros materiales, incluidos los materiales estructurales y el combustible. [ cita requerida ] La alta capacidad térmica del refrigerante y la eliminación de agua del núcleo del reactor aumentan la seguridad inherente del núcleo. [12]
Contener todo el refrigerante primario en una piscina produce varias ventajas de seguridad y confiabilidad. [12]
El reprocesamiento es esencial para lograr la mayoría de los beneficios de un reactor rápido, mejorando el uso del combustible y reduciendo los desechos radiactivos en varios órdenes de magnitud. [12]
El procesamiento in situ es lo que hace que el IFR sea "integral". Esto y el uso del piroprocesamiento reducen el riesgo de proliferación. [12] [13]
En el EBR-II se ha demostrado que el piroprocesamiento (mediante un electrorrefinador) es práctico en la escala requerida. En comparación con el proceso acuoso PUREX , es económico en cuanto a costos de capital y no es adecuado para la producción de material para armas, a diferencia de PUREX, que se desarrolló para programas de armas. [ cita requerida ]
El piroprocesamiento hace que el combustible metálico sea el combustible de elección. Las dos decisiones son complementarias. [12]
Las cuatro decisiones básicas de combustible metálico, refrigerante de sodio, diseño de la piscina y reprocesamiento in situ mediante electrorrefinación son complementarias y producen un ciclo de combustible resistente a la proliferación y eficiente en el uso del combustible, y un reactor con un alto nivel de seguridad inherente, al tiempo que minimiza la producción de desechos de alto nivel. La viabilidad de estas decisiones se ha demostrado a lo largo de muchos años de funcionamiento del EBR-II. [12]
Los reactores reproductores (como el IFR) podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio , lo que reduciría los requisitos de combustible en casi dos órdenes de magnitud en comparación con los reactores de paso único tradicionales, que extraen menos del 0,65% de la energía del uranio extraído y menos del 5% del uranio enriquecido con el que se alimentan. Esto podría reducir en gran medida la preocupación por el suministro de combustible o la energía utilizada en la minería .
Lo que es más importante hoy en día es por qué los reactores rápidos son eficientes en el consumo de combustible: porque los neutrones rápidos pueden fisionar o "quemar" todos los componentes de los desechos transuránicos . Los desechos transuránicos consisten en actínidos ( plutonio de grado reactor y actínidos menores ), muchos de los cuales duran decenas de miles de años o más y hacen que la eliminación convencional de desechos nucleares sea tan problemática. La mayoría de los productos de fisión radiactiva producidos por un IFR tienen vidas medias mucho más cortas : son intensamente radiactivos a corto plazo, pero se desintegran rápidamente. A través de muchos ciclos, el IFR finalmente hace que el 99,9% del uranio y los elementos transuránicos experimenten fisión y produzcan energía; por lo tanto, sus únicos desechos son los productos de fisión nuclear . Estos tienen vidas medias mucho más cortas; en 300 años, su radiactividad caerá por debajo de la del mineral de uranio original. [14] [15] [ ¿fuente poco confiable? ] [16] [ se necesita una mejor fuente ] El hecho de que los reactores de cuarta generación se estén diseñando para utilizar los desechos de las plantas de tercera generación podría cambiar la historia nuclear de manera fundamental, convirtiendo potencialmente la combinación de plantas de tercera y cuarta generación en una opción energética más atractiva de lo que hubiera sido la tercera generación por sí sola, tanto desde la perspectiva de la gestión de desechos como de la seguridad energética.
"Integral" se refiere al reprocesamiento in situ mediante piroprocesamiento electroquímico . Este proceso separa el combustible gastado en tres fracciones: uranio, isótopos de plutonio y otros elementos transuránicos , y productos de fisión nuclear. El uranio y los elementos transuránicos se reciclan en nuevas barras de combustible , y los productos de fisión se convierten finalmente en bloques de vidrio y metal para una eliminación más segura. Debido a que los elementos transuránicos combinados y los productos de fisión son altamente radiactivos, las operaciones de transferencia y reprocesamiento de barras de combustible utilizan equipo robótico o controlado a distancia. Un beneficio adicional que se atribuye a esto es que, dado que el material fisible nunca sale de la instalación (y sería letal manipularlo si lo hiciera), esto reduce en gran medida el potencial de proliferación de un posible desvío de material fisible.
En los reactores de agua ligera tradicionales (LWR), el núcleo debe mantenerse a alta presión para mantener el agua líquida a altas temperaturas. Por el contrario, dado que el IFR es un reactor refrigerado por metal líquido , el núcleo podría funcionar a una presión cercana a la ambiental , lo que reduciría drásticamente el peligro de un accidente por pérdida de refrigerante . Todo el núcleo del reactor, los intercambiadores de calor y las bombas de refrigeración primarias están sumergidos en un charco de sodio o plomo líquido, lo que hace que una pérdida de refrigerante primario sea extremadamente improbable. Los circuitos de refrigeración están diseñados para permitir la refrigeración por convección natural , lo que significa que en el caso de una pérdida de energía o una parada inesperada del reactor, el calor del núcleo del reactor sería suficiente para mantener el refrigerante circulando incluso si las bombas de refrigeración primarias fallaran.
El reactor de reacción en cadena también tiene ventajas de seguridad pasiva en comparación con los reactores de agua dulce convencionales. El combustible y el revestimiento están diseñados de tal manera que cuando se expanden debido al aumento de temperatura, más neutrones podrían escapar del núcleo, reduciendo así la velocidad de la reacción en cadena de fisión. En otras palabras, un aumento de la temperatura del núcleo actúa como un mecanismo de retroalimentación que disminuye la potencia del núcleo. Este atributo se conoce como coeficiente de reactividad de temperatura negativo. La mayoría de los reactores de agua dulce también tienen coeficientes de reactividad negativos; sin embargo, en un reactor de reacción en cadena, este efecto es lo suficientemente fuerte como para evitar que el núcleo del reactor sufra daños sin una acción externa de los operadores o los sistemas de seguridad. Esto se demostró en una serie de pruebas de seguridad en el prototipo. Pete Planchon, el ingeniero que realizó las pruebas para una audiencia internacional, bromeó: "En 1986, le dimos a un pequeño prototipo de reactor rápido avanzado [de 20 MWe] un par de oportunidades para fundirse. Se negó cortésmente en ambas ocasiones". [17]
El sodio líquido presenta problemas de seguridad porque se enciende espontáneamente al entrar en contacto con el aire y puede causar explosiones al entrar en contacto con el agua. Este fue el caso de la central nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. Para reducir el riesgo de explosiones tras una fuga de agua de las turbinas de vapor , el diseño IFR (al igual que con otros reactores rápidos refrigerados por sodio ) incluye un circuito intermedio de refrigerante de metal líquido entre el reactor y las turbinas de vapor. El propósito de este circuito es asegurar que cualquier explosión tras la mezcla accidental de sodio y agua de la turbina se limite al intercambiador de calor secundario y no suponga un riesgo para el propio reactor. Los diseños alternativos utilizan plomo en lugar de sodio como refrigerante primario. Las desventajas del plomo son su mayor densidad y viscosidad, lo que aumenta los costes de bombeo, y los productos de activación radiactivos resultantes de la absorción de neutrones. Un eutectato de plomo y bismuto , como el que se utiliza en algunos reactores submarinos rusos, tiene menor viscosidad y densidad, pero pueden producirse los mismos problemas de productos de activación.
Los objetivos del proyecto IFR eran aumentar la eficiencia del uso del uranio mediante la producción de plutonio y eliminar la necesidad de que los isótopos transuránicos abandonaran el emplazamiento. El reactor tenía un diseño no moderado que funcionaba con neutrones rápidos , diseñado para permitir que se consumiera cualquier isótopo transuránico (y en algunos casos se utilizara como combustible).
En comparación con los reactores de agua ligera actuales, con un ciclo de combustible de un solo paso que induce la fisión (y obtiene energía) a partir de menos del 1% del uranio presente en la naturaleza, un reactor reproductor como el IFR tiene un ciclo de combustible muy eficiente (el 99,5% del uranio sufre fisión [ cita requerida ] ). [15] El esquema básico utiliza la separación piroeléctrica , un método común en otros procesos metalúrgicos , para eliminar los transuránicos y actínidos de los desechos y concentrarlos. Estos combustibles concentrados se reforman luego, in situ, en nuevos elementos combustibles.
Los metales combustibles disponibles nunca se separan de los isótopos de plutonio ni de todos los productos de fisión [13] [ se necesita una fuente mejor ] y, por lo tanto, son relativamente difíciles de utilizar en armas nucleares. Además, como el plutonio nunca tiene que salir del lugar de emplazamiento, es mucho menos susceptible de desvíos no autorizados. [18]
Otro beneficio importante de eliminar los transuránicos de vida media larga del ciclo de residuos es que los residuos restantes se convierten en un peligro a mucho más corto plazo. Después de reciclar los actínidos ( uranio reprocesado , plutonio y actínidos menores ), los isótopos de residuos radiactivos restantes son productos de fisión , con vidas medias de 90 años ( Sm-151 ) y menos, o 211.100 años ( Tc-99 ) y más, además de cualquier producto de activación de los componentes del reactor que no sean combustible.
Los reactores rápidos integrales (IFR) pueden producir muchos menos residuos que los reactores de agua ligera (LWR) e incluso pueden utilizar otros residuos como combustible.
El argumento principal para adoptar hoy la tecnología de tipo IFR es que ofrece la mejor solución al problema actual de los residuos nucleares, porque los reactores rápidos pueden alimentarse con los productos de desecho de los reactores existentes, así como con el plutonio utilizado en las armas, como es el caso del reactor BN-800 en funcionamiento . Los residuos de uranio empobrecido también pueden utilizarse como combustible en los reactores rápidos.
Los productos de desecho de los reactores IFR tienen una vida media corta, lo que significa que se desintegran rápidamente y se vuelven relativamente seguros, o una vida media larga, lo que significa que son solo ligeramente radiactivos. Ninguna de las dos formas de desechos IFR producidos contiene plutonio u otros actínidos . Debido al piroprocesamiento, el volumen total de desechos verdaderos/ productos de fisión es 1/20 del volumen de combustible gastado producido por una planta de agua ligera de la misma potencia de salida, y a menudo se considera que son todos desechos inutilizables. El 70% de los productos de fisión son estables o tienen vidas medias inferiores a un año. El tecnecio-99 y el yodo-129 , que constituyen el 6% de los productos de fisión, tienen vidas medias muy largas pero pueden transmutarse en isótopos con vidas medias muy cortas (15,46 segundos y 12,36 horas) por absorción de neutrones dentro de un reactor, destruyéndolos efectivamente (ver más: productos de fisión de larga duración ). El circonio-93 , otro 5% de los productos de fisión, podría en principio reciclarse en el revestimiento de los núcleos de combustible, donde no importa que sea radiactivo. Excluyendo la contribución de los desechos transuránicos (TRU), que son isótopos producidos cuando el uranio-238 captura un neutrón térmico lento en un reactor de agua dulce pero no se fisiona, todos los desechos de alto nivel /productos de fisión que quedan después de reprocesar el combustible de TRU son menos radiotóxicos (en sieverts ) que el uranio natural (en una comparación gramo a gramo) en un plazo de 200 a 400 años, y continúa disminuyendo después. [20] [21] [15] [ ¿fuente poco fiable? ] [16] [ se necesita una mejor fuente ]
El reprocesamiento in situ del combustible significa que el volumen de residuos nucleares de alto nivel que salen de la planta es minúsculo en comparación con el combustible gastado de LWR. [nota 1] De hecho, en los EE. UU. la mayor parte del combustible gastado de LWR ha permanecido almacenado en el sitio del reactor en lugar de ser transportado para su reprocesamiento o colocación en un repositorio geológico . Los volúmenes más pequeños de residuos de alto nivel del reprocesamiento podrían permanecer en los sitios del reactor durante algún tiempo, pero son intensamente radiactivos debido a los productos de fisión de vida media (MLFP) y deben almacenarse de forma segura, como en recipientes de almacenamiento en contenedores secos . En sus primeras décadas de uso, antes de que los MLFP se descompongan a niveles más bajos de producción de calor, la capacidad del repositorio geológico está limitada no por el volumen sino por la generación de calor. Esto limita la ubicación temprana del repositorio. La generación de calor de desintegración de los MLFP de los IFR es aproximadamente la misma por unidad de energía que la de cualquier tipo de reactor de fisión.
La posible eliminación completa del plutonio de la corriente de desechos del reactor reduce la preocupación que existe actualmente con el combustible nuclear gastado de la mayoría de los demás reactores, es decir, que un depósito de combustible gastado podría utilizarse como mina de plutonio en algún momento futuro. [22] Además, a pesar de la reducción de un millón de veces en la radiotoxicidad que ofrece este plan, [nota 2] siguen existiendo preocupaciones sobre la longevidad radiactiva:
[Algunos creen] que la eliminación de actínidos ofrecería pocas ventajas significativas, si es que ofrece alguna, para su eliminación en un depósito geológico, porque algunos de los nucleidos de productos de fisión que más preocupan en escenarios como la lixiviación de aguas subterráneas en realidad tienen vidas medias más largas que los actínidos radiactivos. La preocupación por los residuos no puede terminar después de cientos de años, incluso si se eliminan todos los actínidos, cuando los residuos restantes contienen productos de fisión radiactivos como el tecnecio-99, el yodo-129 y el cesio-135, con vidas medias de entre 213.000 y 15,7 millones de años. [22]
Sin embargo, estas preocupaciones no consideran el plan de almacenar tales materiales en Synroc insoluble , y no miden los peligros en proporción a los de fuentes naturales como los rayos X médicos , los rayos cósmicos o las rocas naturalmente radiactivas (como el granito ). [ cita requerida ] Además, algunos de los productos de fisión radiactivos están siendo objeto de transmutación , lo que desestima incluso estas preocupaciones comparativamente bajas. Por ejemplo, el coeficiente de vacío positivo del IFR podría reducirse a un nivel aceptable añadiendo tecnecio al núcleo, lo que ayudaría a destruir el producto de fisión de larga duración tecnecio-99 mediante transmutación nuclear en el proceso. [23]
Los reactores IFR utilizan prácticamente todo el contenido energético del combustible de uranio, mientras que un reactor de agua ligera tradicional utiliza menos del 0,65% de la energía del uranio extraído y menos del 5% de la energía del uranio enriquecido .
Tanto los reactores IFR como los LWR no emiten CO2 durante su funcionamiento, aunque la construcción y el procesamiento del combustible generan emisiones de CO2 ( si proceden de fuentes de energía que no son neutrales en carbono, como los combustibles fósiles) y en el proceso de construcción se utilizan cementos que emiten CO2 .
Una revisión de la Universidad de Yale de 2012 que analizó las emisiones de CO2 de la energía nuclear determinó que: [24]
La literatura colectiva sobre ACV indica que las emisiones de GEI [gases de efecto invernadero] del ciclo de vida de la energía nuclear son solo una fracción de las de las fuentes fósiles tradicionales y comparables a las de las tecnologías renovables.
Aunque el documento se ocupó principalmente de datos de reactores de Generación II y no analizó las emisiones de CO2 para 2050 de los reactores de Generación III actualmente en construcción, sí resumió los hallazgos del ACV de las tecnologías de reactores en desarrollo:
Los reactores reproductores rápidos (FBR) teóricos se han evaluado en la literatura sobre análisis de ciclo de vida. La limitada literatura que evalúa esta posible tecnología futura informa emisiones medias de GEI durante el ciclo de vida... similares o inferiores a las de los reactores de agua ligera (LWR ) y pretende consumir poco o nada de mineral de uranio .
El combustible de los reactores rápidos debe contener al menos un 20% de uranio fisionable, una cantidad superior a la del uranio poco enriquecido que se utiliza en los reactores de agua dulce. El material fisionable puede incluir inicialmente uranio altamente enriquecido o plutonio procedente del combustible gastado de los reactores de agua dulce , armas nucleares desmanteladas u otras fuentes. Durante su funcionamiento, el reactor genera más material fisionable a partir de material fértil : como máximo, un 5% más de uranio y un 1% más de torio .
El material fértil en el combustible de los reactores rápidos puede ser uranio empobrecido (principalmente uranio-238 ), uranio natural , torio o uranio reprocesado a partir del combustible gastado de los reactores de agua ligera tradicionales [15] , e incluso incluir isótopos no fisionables de plutonio e isótopos menores de actínidos . Suponiendo que no haya fugas de actínidos al flujo de desechos durante el reprocesamiento, un reactor de estilo IFR de 1 GWe consumiría alrededor de 1 tonelada de material fértil por año y produciría alrededor de 1 tonelada de productos de fisión .
El reprocesamiento del ciclo de combustible IFR mediante piroprocesamiento (en este caso, electrorrefinación ) no necesita producir plutonio puro, libre de la radiactividad de los productos de fisión, como está diseñado para hacer el proceso PUREX . El propósito del reprocesamiento en el ciclo de combustible IFR es simplemente reducir el nivel de aquellos productos de fisión que son venenos para los neutrones ; incluso estos no necesitan ser eliminados completamente. El combustible gastado electrorrefinado es altamente radiactivo, pero debido a que el nuevo combustible no necesita ser fabricado con precisión como los pellets de combustible LWR sino que puede simplemente ser moldeado, se puede utilizar la fabricación remota, reduciendo la exposición de los trabajadores.
Como cualquier reactor rápido, cambiando el material utilizado en las mantas, el IFR puede funcionar en un espectro que va desde el modo reproductor hasta el modo autosuficiente y el modo quemador. En el modo reproductor (utilizando mantas de U-238), el reactor produce más material fisible del que consume, lo que resulta útil para proporcionar material fisible para poner en marcha otras plantas. Utilizando reflectores de acero en lugar de mantas de U-238, el reactor funciona en modo quemador puro y no es un creador neto de material fisible; en general, consumirá material fisible y fértil y, suponiendo que el reprocesamiento sea sin pérdidas, no producirá actínidos , sino sólo productos de fisión y productos de activación . La cantidad de material fisible necesaria podría ser un factor limitante para el despliegue muy generalizado de reactores rápidos si las existencias de plutonio excedente para armas y plutonio gastado para LWR no son suficientes. Para maximizar la tasa a la que se pueden desplegar los reactores rápidos, se los puede operar en modo reproductor máximo.
Como el costo actual del uranio enriquecido es bajo en comparación con el costo esperado de los equipos de piroprocesamiento y electrorrefinación a gran escala y el costo de construir un circuito de refrigeración secundario, los mayores costos de combustible de un reactor térmico durante la vida útil esperada de la planta se compensan con un mayor costo de capital . (Actualmente, en los Estados Unidos, las empresas de servicios públicos pagan una tarifa fija de 1/10 de centavo por kilovatio hora al Gobierno por la eliminación de desechos radiactivos de alto nivel por ley según la Ley de Política de Residuos Nucleares . Si este cargo se basara en la longevidad de los desechos, los ciclos de combustible cerrados podrían volverse financieramente más competitivos. Como el depósito geológico planeado en la forma de Yucca Mountain no sigue adelante, este fondo se ha recaudado a lo largo de los años y actualmente se han acumulado 25 mil millones de dólares en la puerta del Gobierno por algo que no han hecho, es decir, reducir el peligro que plantean los desechos. [30] )
El reprocesamiento de combustible nuclear mediante piroprocesamiento y electrorrefinación aún no se ha demostrado a escala comercial, por lo que invertir en una gran planta de estilo IFR puede suponer un riesgo financiero mayor que un LWR convencional.
El IFR utiliza combustible de aleación metálica (uranio, plutonio y/o circonio), que es un buen conductor de calor, a diferencia del óxido de uranio utilizado por los LWR (e incluso algunos reactores reproductores rápidos), que es un mal conductor de calor y alcanza altas temperaturas en el centro de las pastillas de combustible. El IFR también tiene un volumen menor de combustible, ya que el material fisionable se diluye con material fértil en una proporción de 5 o menos, en comparación con aproximadamente 30 para el combustible LWR. El núcleo del IFR requiere más eliminación de calor por volumen de núcleo durante el funcionamiento que el núcleo LWR; pero por otro lado, después de una parada, hay mucho menos calor atrapado que todavía se está difundiendo y necesita ser eliminado. Sin embargo, la generación de calor de desintegración a partir de productos de fisión de vida corta y actínidos es comparable en ambos casos, comenzando a un nivel alto y disminuyendo con el tiempo transcurrido después de la parada. El alto volumen de refrigerante primario de sodio líquido en la configuración de piscina está diseñado para absorber el calor de desintegración sin alcanzar la temperatura de fusión del combustible. Las bombas de sodio primarias están diseñadas con volantes de inercia , de modo que se desacelerarán lentamente (90 segundos) si se corta la energía. Esta desaceleración también ayuda a enfriar el núcleo al apagarse. Si el circuito de enfriamiento primario se detuviera de repente, o si las barras de control se quitaran de repente, el combustible metálico puede fundirse, como se demostró accidentalmente en EBR-I; sin embargo, el combustible fundido se extruye a través de los tubos de revestimiento de combustible de acero y fuera de la región del núcleo activo, lo que conduce a un apagado permanente del reactor y a la inexistencia de más generación de calor de fisión o fusión del combustible. [32] Con combustible metálico, el revestimiento no se rompe y no se libera radiactividad incluso en transitorios de potencia extrema.
La autorregulación del nivel de potencia del reactor de reacción en cadena depende principalmente de la expansión térmica del combustible, que permite que escapen más neutrones, amortiguando la reacción en cadena . Los reactores de reacción en cadena tienen menos efecto de la expansión térmica del combustible (ya que gran parte del núcleo es el moderador de neutrones ), pero tienen una fuerte retroalimentación negativa del ensanchamiento Doppler (que actúa sobre los neutrones térmicos y epitermales, no sobre los neutrones rápidos) y un coeficiente de vacío negativo por la ebullición del agua moderadora/refrigerante; el vapor menos denso devuelve menos neutrones y menos termalizados al combustible, que tienen más probabilidades de ser capturados por el U-238 que de inducir fisiones. Sin embargo, el coeficiente de vacío positivo del reactor de reacción en cadena podría reducirse a un nivel aceptable añadiendo tecnecio al núcleo, lo que ayudaría a destruir el producto de fisión de larga duración tecnecio-99 mediante transmutación nuclear en el proceso. [23]
Los reactores IFR pueden soportar tanto la pérdida de flujo sin SCRAM como la pérdida de disipador de calor sin SCRAM. Además del apagado pasivo del reactor, la corriente de convección generada en el sistema de refrigeración primario evitará daños en el combustible (fusión del núcleo). Estas capacidades se demostraron en el EBR-II . [1] El objetivo final es que no se libere radiactividad bajo ninguna circunstancia.
La inflamabilidad del sodio es un riesgo para los operadores. El sodio se quema fácilmente en el aire y se enciende espontáneamente al entrar en contacto con el agua. El uso de un circuito de refrigeración intermedio entre el reactor y las turbinas minimiza el riesgo de incendio de sodio en el núcleo del reactor.
Bajo el bombardeo de neutrones, se produce sodio-24 . Este es un isótopo altamente radiactivo que emite un rayo gamma energético de 2,7 MeV , seguido de una desintegración beta para formar magnesio-24 . La vida media es de solo 15 horas, por lo que este isótopo no representa un peligro a largo plazo. Sin embargo, la presencia de sodio-24 requiere además el uso del circuito de refrigeración intermedio entre el reactor y las turbinas.
Tanto los reactores de agua ligera (LWR) como los de IFR producen plutonio apto para reactores , que incluso a altos niveles de quemado sigue siendo utilizable para armas [33] , pero el ciclo de combustible de los IFR tiene algunas características de diseño que dificultan la proliferación que el actual reciclado PUREX del combustible gastado de los LWR. Por un lado, puede funcionar a niveles de quemado más altos y, por lo tanto, aumentar la abundancia relativa de los isótopos no fisionables, pero fértiles, plutonio-238 , plutonio-240 y plutonio-242 [34] .
A diferencia del reprocesamiento PUREX, el reprocesamiento electrolítico del combustible gastado del IFR no separa el plutonio puro. En cambio, se deja mezclado con actínidos menores y algunos productos de fisión de tierras raras, lo que hace que la capacidad teórica de fabricar una bomba directamente a partir de él sea considerablemente dudosa. [13] [ se necesita una mejor fuente ] En lugar de ser transportado desde una gran planta de reprocesamiento centralizada a reactores en otros lugares (como es común ahora en Francia, desde La Hague a su flota nuclear dispersa de LWR), el combustible piroprocesado del IFR sería mucho más resistente a la desviación no autorizada. [18] [ se necesita una mejor fuente ] El material con la mezcla de isótopos de plutonio en un IFR permanecería en el sitio del reactor y luego se quemaría prácticamente in situ ; [18] [ se necesita una mejor fuente ] alternativamente, si se opera como un reactor reproductor, parte del combustible piroprocesado podría ser consumido por el reactor (u otros reactores ubicados en otro lugar). Sin embargo, al igual que ocurre con el reprocesamiento acuoso convencional, seguiría siendo posible extraer químicamente todos los isótopos de plutonio del combustible piroprocesado. De hecho, sería mucho más fácil hacerlo a partir del producto reciclado que a partir del combustible gastado original. Sin embargo, hacerlo sería aún más difícil en comparación con otro combustible nuclear reciclado convencional, el MOX , ya que el combustible reciclado IFR contiene más productos de fisión y, debido a su mayor quemado , Pu-240 más resistente a la proliferación que el MOX.
Una ventaja de la eliminación y quema de actínidos (incluido el plutonio) del combustible gastado del IFR es la eliminación de las preocupaciones sobre dejar combustible gastado (o, de hecho, combustible gastado convencional -y por lo tanto de quema comparativamente menor- , que puede contener concentraciones de isótopos de plutonio utilizables en armas) en un depósito geológico o en un depósito de almacenamiento seco , que podría ser extraído en el futuro con el propósito de fabricar armas. [22]
Debido a que el plutonio apto para reactores contiene isótopos de plutonio con altas tasas de fisión espontánea , y las proporciones de estos isótopos problemáticos (desde el punto de vista de la fabricación de armas) sólo aumentan [ aclaración necesaria ] a medida que el combustible se quema durante más y más tiempo, es considerablemente más difícil producir armas nucleares de fisión de rendimiento sustancial a partir de combustible gastado altamente quemado que a partir de combustible gastado LWR moderadamente quemado (convencional).
Por lo tanto, los riesgos de proliferación se reducen considerablemente con el sistema IFR en muchos aspectos, pero no se eliminan por completo. El plutonio del combustible reciclado del reactor de metal líquido avanzado (ALMR) tendría una composición isotópica similar a la obtenida de otras fuentes de combustible nuclear gastado altamente quemadas . Aunque esto hace que el material sea menos atractivo para la producción de armas, no obstante podría usarse en armas menos sofisticadas o con refuerzo de fusión .
En 1962, el gobierno de los EE. UU. detonó un dispositivo nuclear utilizando el entonces definido " plutonio de grado reactor ", aunque en categorizaciones más recientes se lo consideraría en cambio como plutonio de grado combustible , típico del producido por los reactores Magnox de bajo consumo . [35] [36]
El plutonio producido en el combustible de un reactor reproductor generalmente tiene una fracción más alta del isótopo plutonio-240 que el producido en otros reactores, lo que lo hace menos atractivo para su uso en armas, particularmente en diseños de armas nucleares de primera generación similares a Fat Man . Esto ofrece un grado intrínseco de resistencia a la proliferación. Sin embargo, si se utiliza una capa de uranio para rodear el núcleo durante la reproducción, el plutonio producido en la capa suele ser de una alta calidad Pu-239 , conteniendo muy poco Pu-240, lo que lo hace muy atractivo para su uso en armas. [37]
Si se utiliza como reactor reproductor en lugar de quemador, el reactor IFR tiene potencial de proliferación:
Aunque algunas propuestas recientes para el futuro del concepto ALMR/IFR se han centrado más en su capacidad para transformar y utilizar irreversiblemente el plutonio, como el reactor conceptual PRISM y el reactor BN-800 en funcionamiento (2014) en Rusia, los desarrolladores del IFR reconocen que "es indiscutible que el IFR puede configurarse como un productor neto de plutonio". [38] Si en lugar de procesar combustible gastado, el sistema ALMR se utilizara para reprocesar material fértil irradiado (de reproducción) [es decir, si se utilizara un manto de U-238 de reproducción] en el electrorrefinador, el plutonio resultante sería un material superior, con una composición isotópica casi ideal para la fabricación de armas nucleares. [39]
Se puede construir una versión comercial del IFR, S-PRISM , en una fábrica y transportarlo al emplazamiento. Este diseño modular pequeño (módulos de 311 MWe) reduce los costes y permite construir de forma económica plantas nucleares de diversos tamaños (311 MWe y cualquier múltiplo entero).
Las evaluaciones de costos que tienen en cuenta el ciclo de vida completo muestran que los reactores rápidos no podrían ser más caros que los reactores refrigerados por agua moderados por agua, actualmente los reactores más utilizados en el mundo. [40]
A diferencia de los reactores que utilizan neutrones de baja energía (térmicos) relativamente lentos, los reactores de neutrones rápidos necesitan un refrigerante para reactores nucleares que no modere ni bloquee los neutrones (como lo hace el agua en un reactor de agua ligera) para que tengan suficiente energía para fisionar isótopos de actínidos que son fisionables pero no fisionables . El núcleo también debe ser compacto y contener la menor cantidad posible de material moderador de neutrones. El refrigerante de sodio metálico tiene, en muchos sentidos, la combinación de propiedades más atractiva para este propósito. Además de no ser un moderador de neutrones, las características físicas deseables incluyen:
Los beneficios adicionales del uso de sodio líquido incluyen:
Las desventajas más importantes del uso de sodio son su riesgo extremo de incendio en presencia de cantidades significativas de aire (oxígeno) y su combustión espontánea con agua, lo que hace que las fugas de sodio y las inundaciones sean peligrosas. Este fue el caso de la planta de energía nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. Las reacciones con el agua producen hidrógeno que puede ser explosivo. El producto de activación de sodio (isótopo) 24 Na libera fotones energéticos peligrosos cuando se desintegra (aunque tiene una vida media corta de solo 15 horas). El diseño del reactor mantiene 24 Na en la piscina del reactor y elimina el calor para la producción de energía utilizando un circuito de sodio secundario, pero esto agrega costos a la construcción y el mantenimiento. [41]
