Un reactor nuclear refrigerado por metal líquido , o LMR, es un tipo de reactor nuclear en el que el refrigerante primario es un metal líquido . Los reactores refrigerados por metal líquido se adaptaron por primera vez para la generación de energía con reactores reproductores . También se han utilizado para propulsar submarinos nucleares .
Debido a su alta conductividad térmica, los refrigerantes metálicos eliminan el calor de forma eficaz, lo que permite una alta densidad de potencia . Esto los hace atractivos en situaciones donde el tamaño y el peso son escaso, como en barcos y submarinos. La mayoría de los diseños de reactores a base de agua están altamente presurizados para elevar el punto de ebullición (mejorando así las capacidades de enfriamiento), lo que presenta problemas de seguridad y mantenimiento de los que carecen los diseños de metal líquido. Además, la alta temperatura del metal líquido se puede utilizar para impulsar ciclos de conversión de energía con alta eficiencia termodinámica. Esto los hace atractivos para mejorar la producción de energía, la rentabilidad y la eficiencia del combustible en las centrales nucleares.
Los metales líquidos, al ser altamente conductores de electricidad, pueden moverse mediante bombas electromagnéticas . [1] Las desventajas incluyen dificultades asociadas con la inspección y reparación de un reactor sumergido en metal fundido opaco y, dependiendo de la elección del metal, el riesgo de incendio (para metales alcalinos ), corrosión y/o producción de productos de activación radiactiva puede ser un problema. .
Se ha aplicado refrigerante de metal líquido a reactores térmicos y de neutrones rápidos .
Hasta la fecha, la mayoría de los reactores de neutrones rápidos han sido enfriados por metal líquido y por eso se denominan reactores rápidos enfriados por metal líquido (LMFR). Cuando se configuran como reactores reproductores (por ejemplo, con una manta de reproducción [ definición necesaria ] ), dichos reactores se denominan reactores reproductores rápidos de metal líquido (LMFBR).
Los refrigerantes metálicos líquidos adecuados deben tener una sección transversal de captura de neutrones baja , no deben causar una corrosión excesiva de los materiales estructurales y deben tener puntos de fusión y ebullición adecuados para la temperatura de funcionamiento del reactor .
Los metales líquidos generalmente tienen puntos de ebullición altos , lo que reduce la probabilidad de que el refrigerante hierva, lo que podría provocar un accidente por pérdida de refrigerante . La baja presión de vapor permite el funcionamiento a una presión cercana a la ambiental , lo que reduce aún más drásticamente la probabilidad de un accidente. Algunos diseños sumergen todo el núcleo y los intercambiadores de calor en un charco de refrigerante, lo que prácticamente elimina el riesgo de que se pierda el enfriamiento del circuito interno.
Clementine fue el primer reactor nuclear refrigerado por metal líquido y utilizó refrigerante de mercurio, que se cree que es la opción obvia ya que es líquido a temperatura ambiente. Sin embargo, debido a desventajas que incluyen alta toxicidad, alta presión de vapor incluso a temperatura ambiente, bajo punto de ebullición que produce humos nocivos cuando se calienta, conductividad térmica relativamente baja [2] y una alta sección transversal de neutrones [3] , ha caído fuera de favor.
El sodio y el NaK (una aleación eutéctica de sodio y potasio) no corroen el acero en un grado significativo y son compatibles con muchos combustibles nucleares, lo que permite una amplia variedad de materiales estructurales. NaK se utilizó como refrigerante en el primer prototipo de reactor reproductor, el Reactor Reproductor Experimental-1 , en 1951.
Sin embargo, el sodio y el NaK se encienden espontáneamente al entrar en contacto con el aire y reaccionan violentamente con el agua, produciendo gas hidrógeno. Este fue el caso de la central nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. El sodio también es el refrigerante utilizado en la serie de reactores rusos BN y en la serie china CFR que se encuentran actualmente en operación comercial. [ cita necesaria ] La activación neutrónica del sodio también hace que estos líquidos se vuelvan intensamente radiactivos durante el funcionamiento, aunque la vida media es corta y, por lo tanto, su radiactividad no plantea un problema de eliminación adicional.
Hay dos propuestas para un LMFR Gen IV refrigerado por sodio, uno basado en combustible de óxido y el otro en el reactor rápido integral alimentado con metal .
El plomo tiene excelentes propiedades neutrónicas (reflexión, baja absorción) y es un escudo radiológico muy potente contra los rayos gamma . El alto punto de ebullición del plomo proporciona ventajas de seguridad, ya que puede enfriar el reactor de manera eficiente incluso si alcanza varios cientos de grados Celsius por encima de las condiciones normales de funcionamiento. Sin embargo, debido a que el plomo tiene un alto punto de fusión y una alta presión de vapor, es complicado repostar y dar servicio a un reactor enfriado con plomo. El punto de fusión se puede reducir aleando el plomo con bismuto , pero el eutéctico de plomo-bismuto es altamente corrosivo para la mayoría de los metales [4] [5] utilizados para materiales estructurales.
El eutéctico de plomo-bismuto permite el funcionamiento a temperaturas más bajas y al mismo tiempo evita la congelación del refrigerante metálico en un rango de temperatura más bajo ( punto eutéctico : 123,5 °C/255,3 °F) . [4] [6]
Además de su carácter altamente corrosivo, [4] [5] su principal desventaja es la formación por activación de neutrones de209
Bi (y posterior desintegración beta ) de210
Po ( T 1 ⁄ 2 = 138,38 día), un emisor alfa volátil altamente radiotóxico (la radiotoxicidad más alta conocida , por encima de la del plutonio ).
Aunque hoy en día el estaño no se utiliza como refrigerante para reactores en funcionamiento porque forma una corteza, [7] puede ser un refrigerante adicional o de reemplazo útil en desastres nucleares o accidentes por pérdida de refrigerante .
Otras ventajas del estaño son el alto punto de ebullición y la capacidad de formar una costra incluso sobre el estaño líquido, lo que ayuda a cubrir fugas venenosas y mantiene el refrigerante dentro y dentro del reactor. Ha sido probado por investigadores ucranianos y se propuso convertir los reactores de agua en ebullición del desastre nuclear de Fukushima Daiichi en reactores refrigerados por estaño líquido. [8]
El submarino soviético K-27 de clase Noviembre y los siete submarinos de clase Alfa utilizaron reactores enfriados con eutéctico de plomo-bismuto y moderados con berilio como plantas de propulsión. ( Reactores VT-1 en K-27 ; reactores BM-40A y OK-550 en otros).
El segundo submarino nuclear, el USS Seawolf, fue el único submarino estadounidense que tenía una planta de energía nuclear moderada por berilio y refrigerada por sodio . Fue puesto en servicio en 1957, pero tenía fugas en sus sobrecalentadores , los cuales fueron bypasseados. Para estandarizar los reactores de la flota, [ cita necesaria ] el reactor moderado por berilio y refrigerado por sodio del submarino se eliminó a partir de 1958 y se reemplazó por un reactor de agua a presión .
Pratt & Whitney estudió reactores refrigerados por metal líquido para su uso en aviones nucleares como parte del programa de propulsión nuclear de aviones . [9]
El Experimento del Reactor de Sodio fue un reactor nuclear experimental moderado con grafito refrigerado por sodio (Un Reactor de Sodio-Grafito, o SGR) ubicado en una sección del Laboratorio de Campo de Santa Susana, entonces operado por la división Atomics International de la Aviación Norteamericana .
En julio de 1959, el Experimento del Reactor de Sodio sufrió un grave incidente que implicó la fusión parcial de 13 de los 43 elementos combustibles y una importante liberación de gases radiactivos . [10] El reactor fue reparado y vuelto a funcionar en septiembre de 1960 y finalizó su funcionamiento en 1964. El reactor produjo un total de 37 GW-h de electricidad.
SRE fue el prototipo de la instalación de energía nuclear de Hallam , otra SGR moderada por grafito refrigerada por sodio que operaba en Nebraska .
Fermi 1 en el condado de Monroe, Michigan, fue un reactor reproductor rápido experimental refrigerado por sodio líquido que operó de 1963 a 1972. Sufrió una fusión nuclear parcial en 1963 y fue dado de baja en 1975.
En Dounreay , en Caithness , en el extremo norte de Escocia , la Autoridad de Energía Atómica del Reino Unido (UKAEA) operó el reactor rápido de Dounreay (DFR), utilizando NaK como refrigerante, de 1959 a 1977, exportando 600 GW-h de electricidad al cuadrícula durante ese período. Fue sucedido en el mismo sitio por el PFR, el prototipo de reactor rápido , que funcionó de 1974 a 1994 y utilizó sodio líquido como refrigerante.
El BN-600 soviético está refrigerado por sodio. Las centrales nucleares BN-350 y US EBR-II estaban refrigeradas por sodio. EBR-I utilizó una aleación de metal líquido, NaK , para enfriar. NaK es líquido a temperatura ambiente. El enfriamiento por metal líquido también se utiliza en la mayoría de los reactores de neutrones rápidos, incluidos los reactores reproductores rápidos, como el reactor rápido integral .
Muchos de los reactores de Generación IV estudiados están refrigerados por metal líquido: