Un reactor reproductor es un reactor nuclear que produce material fisible , alimentado por otros materiales. [1] Estos reactores pueden ser alimentados con isótopos de uranio y torio , como el uranio-238 y el torio-232 , llamados materiales fértiles ya que pueden ser reproducidos en combustible por estos reactores reproductores. Esos materiales están disponibles de forma más común en la naturaleza que el combustible nuclear uranio-235 , que está disponible de forma natural pero es raro .
Los reactores reproductores logran esto porque su economía de neutrones es lo suficientemente alta como para crear más combustible fisible del que utilizan. Estos neutrones adicionales son absorbidos por el material fértil que se carga en el reactor junto con el combustible fisible. Este material fértil irradiado a su vez se transmuta en material fisible que puede experimentar reacciones de fisión .
Al principio, los reactores 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 los años 1960, cuando se encontraron más reservas de uranio [2] y nuevos métodos de enriquecimiento de uranio redujeron los costos del combustible.
Son posibles muchos tipos de reactores reproductores:
Un "reactor reproductor" es simplemente un reactor nuclear 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 reactor reproductor. Por ejemplo, el reactor de agua ligera , un diseño térmico muy moderado, evolucionó hasta convertirse en el concepto de reactor rápido [3] , que utiliza agua ligera en una forma supercrítica de baja densidad para aumentar la economía de neutrones lo suficiente como para permitir la reproducción.
Además de los reactores refrigerados por agua, actualmente se prevén muchos otros tipos de reactores reproductores, entre ellos los refrigerados por sales fundidas , los refrigerados por gas y los refrigerados por metal líquido , en muchas variantes. Casi todos estos tipos básicos de diseño pueden alimentarse con uranio , plutonio , muchos actínidos menores o torio , y pueden diseñarse para muchos objetivos diferentes, como la creación de más combustible fisible, el funcionamiento en estado estable a largo plazo o la combustión activa de residuos nucleares .
Los diseños de reactores existentes a veces se dividen en dos grandes categorías en función de 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:
Todas las centrales eléctricas actuales de FBR a gran escala eran reactores reproductores rápidos de metal líquido (LMFBR) refrigerados por sodio líquido . Estos han sido de uno de dos diseños: [1] : 43
En 2017, solo había 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. Los diseños utilizan metal líquido como refrigerante principal, para transferir calor desde el núcleo al vapor utilizado para alimentar las turbinas generadoras de electricidad. Los FBR se han construido refrigerados por metales líquidos distintos del sodio; algunos de los primeros FBR utilizaban mercurio ; otros reactores experimentales han utilizado una aleación de sodio y potasio . Ambos tienen la ventaja de que son líquidos a temperatura ambiente, lo que es conveniente para plataformas experimentales pero menos importante para centrales eléctricas piloto o a gran escala.
Tres de los tipos de reactores de generación IV propuestos son FBR: [4]
Los reactores nucleares enriquecidos suelen utilizar un núcleo de combustible de óxido mixto 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 de metal , normalmente una mezcla de uranio, plutonio y circonio (utilizado porque es "transparente" a los neutrones). El uranio enriquecido se puede utilizar por sí solo.
Muchos diseños rodean el núcleo del reactor con una manta 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 usa como combustible nuclear. Otros diseños de FBR se basan en la geometría del combustible (que también contiene uranio-238), dispuesto para lograr una captura suficiente de neutrones rápidos. La sección transversal fisible del plutonio-239 (o del uranio-235 fisible) 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. Esto aumenta la concentración de 239 Pu/ 235 U necesaria para sostener una reacción en cadena , así como la relación entre la reproducción y la fisión. [5] Por otra parte, un reactor rápido no necesita moderador para frenar los neutrones , 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 un moderador y absorbedor de neutrones , es un refrigerante primario indeseable para reactores rápidos. Debido a que se requieren grandes cantidades de agua en el núcleo para enfriar el reactor, el rendimiento de neutrones y, por lo tanto, la reproducción de 239 Pu se ven fuertemente afectados. Se ha realizado un trabajo teórico sobre reactores de agua de moderación reducida , que pueden tener un espectro suficientemente rápido para proporcionar una tasa 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 refrigerante de agua supercrítica del reactor de agua supercrítica (SCWR) tiene suficiente capacidad térmica para permitir un enfriamiento adecuado con menos agua, lo que hace que un reactor enfriado por agua de espectro rápido sea una posibilidad práctica. [3]
El tipo de refrigerantes, las temperaturas y el espectro de neutrones rápidos someten al material de revestimiento del combustible (normalmente acero inoxidable austenítico o acero ferrítico-martensítico) a condiciones extremas. La comprensión del daño por radiación, las interacciones del refrigerante, las tensiones y las temperaturas son necesarias 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. [6] El acero de aleación reforzado con dispersión de óxido se considera el material de revestimiento de combustible resistente a la radiación a largo plazo que puede superar las deficiencias de las opciones de materiales actuales.
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 fisible). [7] [8]
Para resolver el problema de la eliminación de residuos, el IFR tenía una unidad de reprocesamiento de combustible por electrodeposición que reciclaba el uranio y todos los transuránicos (no solo el plutonio) mediante galvanoplastia , dejando solo productos de fisión de vida media corta en los residuos. Algunos de estos productos de fisión podrían separarse más tarde para usos industriales o médicos y el resto enviarse a un depósito de residuos. El sistema de piroprocesamiento del IFR utiliza cátodos de cadmio fundido y electrorrefinadores para reprocesar el combustible metálico directamente en el sitio del reactor. [9] Estos sistemas mezclan todos los actínidos menores con uranio y plutonio. Los sistemas son compactos y autónomos, por lo que no es necesario transportar material que contenga plutonio fuera del sitio del reactor reproductor. Los reactores reproductores que incorporan esta 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 recargaría sólo con pequeñas entregas de uranio natural . Una cantidad de uranio natural equivalente a un bloque del tamaño de una caja de leche entregada una vez al mes sería todo el combustible que necesitaría un reactor de 1 gigavatio de este tipo. [10] Estos reactores reproductores autónomos se consideran actualmente el objetivo final autónomo y autosuficiente de los diseñadores de reactores nucleares. [11] [5] El proyecto fue cancelado en 1994 por la Secretaria de Energía de los Estados Unidos Hazel O'Leary . [12] [13]
El primer reactor rápido construido y operado fue el reactor rápido de plutonio de Los Álamos (" Clementine ") en Los Álamos, Nuevo México. [14] Clementine se alimentaba con Pu de fase delta estabilizado con Ga y se enfriaba con mercurio. Contenía una "ventana" de Th-232 en previsión de experimentos de reproducción, pero no se publicaron informes sobre esta característica.
Otro reactor rápido propuesto es un reactor rápido de sal fundida , en el que las propiedades moderadoras de la sal fundida son insignificantes. Esto se logra típicamente 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 reactores reproductores rápidos, con una potencia eléctrica que va desde el equivalente a 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 destinando fondos de investigación sustanciales al desarrollo de reactores reproductores rápidos, anticipando que el aumento de los precios del uranio cambiará esto a largo plazo. Alemania, en cambio, abandonó la tecnología debido a preocupaciones de seguridad. El reactor reproductor rápido SNR-300 se terminó después de 19 años a pesar de sobrecostes que sumaron un total de 3.600 millones de euros , para luego ser abandonado. [15]
El reactor avanzado de agua pesada es uno de los pocos usos propuestos a gran escala del torio. [16] India está desarrollando esta tecnología, motivada por sus importantes reservas de torio; casi un tercio de las reservas mundiales de torio se encuentran en India, que carece de reservas significativas de uranio.
El tercer y último núcleo del reactor de 60 MWe de la Central Atómica de Shippingport era un reactor reproductor de torio de agua ligera que empezó a funcionar en 1977. [17] Utilizaba pastillas de dióxido de torio y óxido de uranio-233; inicialmente, el contenido de U-233 de las pastillas era del 5-6% en la región de la semilla, del 1,5-3% en la región de la manta y nada en la región del reflector. Funcionaba a 236 MWt, generando 60 MWe y, en última instancia, produjo más de 2100 millones de kilovatios hora de electricidad. Después de cinco años, se retiró 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 la reproducción a partir del torio. [18] [19]
También se ha planificado un reactor de fluoruro de torio líquido como generador térmico de torio. Los reactores de fluoruro líquido pueden tener características atractivas, como la seguridad inherente, la ausencia de 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 Sal Fundida del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960. A partir de 2012 se convirtió en objeto de renovado interés en todo el mundo. [20]
Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio, disminuyendo los requisitos de combustible en un factor de 100 en comparación con los reactores de agua ligera de paso único ampliamente utilizados, que extraen menos del 1% de la energía del metal actínido (uranio o torio) extraído de la tierra. [11] 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 en agua de mar (actualmente demasiado cara para ser económica), hay suficiente combustible para los reactores reproductores para satisfacer las necesidades energéticas del mundo durante 5 mil millones de años al ritmo de consumo energético total de 1983, lo que convierte a la energía nuclear en una energía renovable de manera efectiva . [21] [22] Además del agua de mar, las rocas de granito de la corteza promedio contienen cantidades significativas de uranio y torio que con reactores reproductores pueden suministrar energía abundante para la vida útil restante del sol en la secuencia principal de evolución estelar. [23]
En términos generales, el combustible nuclear gastado tiene tres componentes principales. El primero consiste en productos de fisión , los fragmentos sobrantes de los átomos de combustible después de que se han dividido 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 del uranio o átomos más pesados en el combustible cuando absorben neutrones pero no experimentan fisión. Todos los isótopos transuránicos pertenecen a la serie de los actínidos en la tabla periódica , por lo que a menudo se los denomina actínidos. El componente más grande es el uranio restante, que es alrededor del 98,25% uranio-238, 1,1% uranio-235 y 0,65% uranio-236. El U-236 proviene de la reacción de captura sin fisión, donde el U-235 absorbe un neutrón pero libera sólo 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. De hecho, como los productos de fisión suelen ser venenos neutrónicos (absorben neutrones que podrían utilizarse para mantener una reacción en cadena), se consideran "cenizas" nucleares que quedan tras consumir materiales fisionables. Además, sólo siete isótopos de productos de fisión de larga duración tienen vidas medias superiores a cien años, lo que hace que su almacenamiento geológico o eliminación sea menos problemático que en el caso de los materiales transuránicos. [29]
Con la creciente preocupación por los residuos nucleares, los ciclos de combustible reproductor han cobrado un renovado interés, ya que pueden reducir los residuos de actínidos, en particular el plutonio y los actínidos menores. [30] Los reactores reproductores están diseñados para fisionar los residuos de actínidos como combustible y, de este modo, 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, ya que cada nucleido se desintegra a un ritmo diferente. Existe una gran diferencia en las vidas medias 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 lo tanto, la eliminación de los transuránicos de los residuos elimina gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible nuclear gastado. [31]
Los reactores de agua ligera comerciales actuales sí generan nuevos materiales fisionables, principalmente en forma de plutonio. Como los reactores comerciales nunca fueron diseñados como reactores reproductores, no convierten suficiente uranio-238 en plutonio para reemplazar el uranio-235 consumido. No obstante, al menos una tercera parte de la energía producida por los reactores nucleares comerciales proviene de la fisión del plutonio generado dentro del combustible. [32] 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 fisionables de plutonio , junto con cantidades significativas de otros actínidos menores. [33]
Los ciclos de combustible reproductores atrajeron un renovado interés debido a su potencial para reducir los desechos de actínidos, en particular varios isótopos de plutonio y los actínidos menores (neptunio, americio, curio, etc.). [30] Dado que los reactores reproductores en un ciclo de combustible cerrado utilizarían casi todos los isótopos de estos actínidos que se les alimentan como combustible, sus necesidades de combustible se reducirían en un factor de aproximadamente 100. El volumen de desechos que generan también se reduciría en un factor de aproximadamente 100. 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. [34]
Los desechos de un reactor reproductor tienen un comportamiento de desintegración diferente porque están compuestos de materiales diferentes. Los desechos de un reactor reproductor son en su mayoría productos de fisión, mientras que los desechos de un reactor de agua ligera son en su mayoría isótopos de uranio no utilizados y una gran cantidad de transuránicos. Una vez que el combustible nuclear gastado se ha 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. [31]
En principio, los ciclos de combustible reproductor pueden reciclar y consumir todos los actínidos, [21] dejando sólo 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 200.000 años. Como resultado de esta rareza física, después de varios cientos de años de almacenamiento, la actividad de los residuos radiactivos de un FBR caería rápidamente al bajo nivel de los productos de fisión de larga duración . Sin embargo, para obtener este beneficio se requiere la 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 el flujo de residuos final, esta ventaja se reduciría en gran medida. [11]
Los neutrones rápidos del reactor de recuperación rápida pueden fisionar núcleos de actínidos con números pares de protones y neutrones. Dichos núcleos normalmente carecen de las resonancias de "neutrones térmicos" de baja velocidad de los combustibles fisionables utilizados en los reactores de recuperación rápida. [35] El ciclo del combustible de torio produce inherentemente niveles más bajos de actínidos pesados. El material fértil en el ciclo del combustible de torio tiene un peso atómico de 232, mientras que el material fértil en el ciclo del combustible de uranio tiene un peso atómico de 238. Esa diferencia de masa significa que el torio-232 requiere seis eventos más de captura de neutrones por núcleo antes de que se puedan producir los elementos transuránicos. Además de esta simple diferencia de masa, el reactor tiene dos oportunidades para fisionar los núcleos a medida que aumenta la masa: primero como núcleos de combustible efectivos U233, y cuando absorbe dos neutrones más, nuevamente como núcleos de combustible U235. [36] [37]
Un reactor cuyo propósito principal es destruir actínidos en lugar de aumentar las reservas de combustible fisible se conoce a veces como reactor quemador . Tanto la reproducción como la combustión dependen de una buena economía de neutrones, y muchos diseños pueden hacer ambas cosas. Los diseños de reproducción rodean el núcleo con una capa de reproducción de material fértil. Los quemadores de residuos rodean el núcleo con desechos no fértiles para ser destruidos. Algunos diseños agregan reflectores o absorbedores de neutrones. [5]
Una medida del rendimiento de un reactor es la "tasa de conversión", definida como la relación entre los nuevos átomos fisionables producidos y los átomos fisionables consumidos. Todos los reactores nucleares propuestos, excepto los quemadores de actínidos especialmente diseñados y operados [5], experimentan algún grado de conversión. Mientras haya alguna cantidad de material fértil dentro del flujo de neutrones del reactor, siempre se crea algún 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 de uso común tienen una tasa de conversión de aproximadamente 0,6. Los reactores de agua pesada presurizada que funcionan con uranio natural tienen una tasa de conversión de 0,8. [40] En un reactor reproductor, la tasa de conversión es superior a 1. El "punto de equilibrio" se alcanza cuando la tasa de conversión llega a 1,0 y el reactor produce tanto material fisionable como el que utiliza.
El tiempo de duplicación es el 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 rendimiento del reactor reproductor 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 de reactor gastado, el tiempo de duplicación se ha convertido en una métrica menos importante en el diseño moderno de reactores reproductores. [41] [42]
El " burnup " es una medida de cuánta energía se ha extraído de una masa dada de metal pesado en combustible, a menudo expresada (para reactores de potencia) en términos de gigavatios-día por tonelada de metal pesado. El burnup 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 burnup alto en comparación con un reactor convencional, ya que los reactores reproductores producen más de sus desechos en forma de productos de fisión, mientras que la mayoría o la totalidad de los actínidos están destinados a ser fisionados y destruidos. [43]
En el pasado, el desarrollo de reactores reproductores se centró en reactores con bajas tasas de reproducción, desde 1,01 para el reactor Shippingport [44] [45] que funciona con combustible de torio y se enfría con agua ligera convencional hasta más de 1,2 para el reactor soviético BN-350 refrigerado por metal líquido. [46] Los modelos teóricos de reactores reproductores con refrigerante de sodio líquido que fluye a través de tubos dentro de elementos combustibles (construcción "tubo en carcasa") sugieren que son posibles tasas de reproducción de al menos 1,8 a escala industrial. [47] El reactor de prueba soviético BR-1 logró una tasa de reproducción de 2,5 en condiciones no comerciales. [48]
La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce inevitablemente productos de fisión que absorben neutrones . El material fértil de un reactor reproductor debe luego ser reprocesado para eliminar esos venenos de neutrones . Este paso es necesario para utilizar plenamente la capacidad de reproducir tanto o más combustible del que se consume. Todo reprocesamiento puede presentar un problema de proliferación , ya que puede extraer material utilizable para armas del combustible gastado. [49] La técnica de reprocesamiento más común, PUREX , presenta un problema particular ya que fue diseñada expresamente para separar el plutonio. Las primeras propuestas para el ciclo de combustible del reactor reproductor plantearon un problema de proliferación aún mayor porque utilizarían PUREX para separar el plutonio en una forma isotópica altamente atractiva para su uso en armas nucleares. [50] [51]
Varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento que no separan el plutonio de los demás actínidos. Por ejemplo, el proceso de electroobtención pirometalúrgica no basado en agua, cuando se utiliza para reprocesar combustible de un reactor rápido integral , deja grandes cantidades de actínidos radiactivos en el combustible del reactor. [11] Los sistemas de reprocesamiento basados en agua más convencionales incluyen SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX y TRUEX, y propuestas para combinar PUREX con estos y otros coprocesos. Todos estos sistemas tienen una resistencia a la proliferación moderadamente mejor que PUREX, aunque su tasa de adopción es baja. [52] [53] [54]
En el ciclo del torio, el torio-232 se reproduce convirtiéndose primero en protactinio-233, que luego se desintegra en uranio-233. Si el protactinio permanece en el reactor, también se producen pequeñas cantidades de uranio-232, que tiene en su cadena de desintegración al potente emisor gamma talio-208 . De manera similar a los diseños alimentados con uranio, cuanto más tiempo permanezcan el combustible y el material fértil en el reactor, más de estos elementos indeseables se acumularán. En los reactores comerciales de torio previstos , se permitiría la acumulación de altos niveles de uranio-232, lo que daría lugar a dosis de radiación gamma extremadamente altas 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 el uranio-233 nunca se ha utilizado para armas más allá de las demostraciones de prueba de concepto. [55]
Si bien el ciclo del torio puede ser resistente a la proliferación en lo que respecta 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 su desintegración 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 podría ocurrir sin la supervisión de organizaciones como el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), y por lo tanto debe protegerse contra ello. [56]
Al igual que 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 Grupo Internacional de Expertos sobre Materiales Fisionables dijo: "Después de seis décadas y de un gasto equivalente a decenas de miles de millones de dólares, la promesa de los reactores reproductores sigue en gran medida sin cumplirse y los esfuerzos para comercializarlos se han reducido 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. [57] [58] La justificación para la búsqueda de reactores reproductores, a veces explícita y a veces implícita, se basó en los siguientes supuestos clave: [58] [59]
Algunos antiguos defensores de la energía nuclear se han convertido en defensores de la energía nuclear como fuente limpia de electricidad, ya que los reactores reproductores reciclan eficazmente la mayor parte de sus residuos. Esto resuelve uno de los problemas negativos más importantes de la energía nuclear. En el documental Pandora's Promise se defiende el uso de reactores reproductores porque proporcionan una verdadera alternativa de alto consumo de kW a la energía de los combustibles fósiles. Según la película, una libra de uranio proporciona tanta energía como 5.000 barriles de petróleo . [63] [64]
La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, el primero refrigerado por mercurio y alimentado con plutonio metálico, y los posteriores refrigerados por sodio y alimentados con óxido de plutonio. El BR-1 (1955) tenía 100 W (térmico), fue seguido por el BR-2 de 100 kW y luego el BR-5 de 5 MW. [48] El BOR-60 (primera criticidad en 1969) tenía 60 MW, y su construcción comenzó en 1965. [71]
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La India lleva décadas intentando desarrollar reactores reproductores rápidos, pero ha sufrido repetidos retrasos. [72] Para diciembre de 2024 está previsto que se complete y ponga en servicio el prototipo de reactor reproductor rápido . [73] [74] [75] El programa pretende utilizar torio-232 fértil para producir uranio-233 fisible. La India también está desarrollando la tecnología de reactores reproductores térmicos de torio. El interés de la India por el torio se debe a las grandes reservas del país, aunque las reservas mundiales conocidas de torio son cuatro veces las de uranio. El Departamento de Energía Atómica de la India dijo en 2007 que construiría simultáneamente cuatro reactores reproductores más de 500 MWe cada uno, incluidos dos en Kalpakkam . [76] [ necesita actualización ]
BHAVINI , una empresa de energía nuclear india, se creó en 2003 para construir, poner en funcionamiento y operar todos los reactores reproductores rápidos de etapa II delineados en el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . Para avanzar con estos planes, el FBR-600 es un reactor refrigerado por sodio de tipo piscina con una potencia nominal de 600 MWe. [77] [78] [75]
El reactor rápido experimental de China es un prototipo de 25 MW(e) para el reactor rápido prototipo de China planificado. [79] Comenzó a generar energía en 2011. [80] China inició un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactores reproductores térmicos de sales fundidas de torio (reactor de torio con fluoruro líquido), anunciado formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias en 2011. Su objetivo final era investigar y desarrollar un sistema nuclear de sales fundidas basado en torio durante unos 20 años. [81] [82] [ necesita actualización ]
Corea del Sur está desarrollando un diseño para un FBR modular estandarizado para exportación, para complementar el reactor de agua presurizada estandarizado y los diseños 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 . [83] Alcanzó su producción de potencia máxima en 2016. [84] 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. [85] Sin embargo, en 2015 Rosenergoatom pospuso la construcción indefinidamente para permitir que se mejorara el diseño del combustible después de obtener más experiencia en la operación del reactor BN-800 y entre preocupaciones de costos. [86]
En el Combinado Químico Siberiano de Seversk se construirá un reactor rápido experimental refrigerado por plomo, el BREST-300 . El diseño del BREST ( en ruso : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , en español: reactor rápido con refrigerante de plomo ) se considera un sucesor de la serie BN y la unidad de 300 MWe del SCC podría ser la precursora de una versión de 1.200 MWe para un amplio despliegue como unidad de generación de energía comercial. El programa de desarrollo forma parte de un Programa Federal de Tecnologías Nucleares Avanzadas 2010-2020 que busca explotar los reactores rápidos para la eficiencia del uranio mientras se "queman" 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 recargaría cada año, y cada elemento de combustible pasaría cinco años en total dentro del núcleo. La temperatura del refrigerante principal rondaría los 540 °C, lo que daría una alta eficiencia del 43%, una producción de calor primario de 700 MWt que produciría una potencia eléctrica de 300 MWe. La vida útil operativa de la unidad podría ser de 60 años. Se espera que el diseño sea completado por NIKIET en 2014 para su construcción entre 2016 y 2020. [87]
En 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 . [88] En 2007, el gobierno japonés seleccionó a Mitsubishi Heavy Industries como la "empresa principal en el desarrollo de reactores rápidos refrigerados por sodio" en Japón. Poco después, se lanzó Mitsubishi FBR Systems para desarrollar y eventualmente vender tecnología FBR. [89]
En 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 se finalizará en 2020. [90] [91] En 2013, [actualizar]el Reino Unido había mostrado interés en el reactor PRISM y estaba trabajando en conjunto con Francia para desarrollar ASTRID. En 2019, la CEA anunció que este diseño no se construiría antes de mediados de siglo. [92]
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 fluoruro de torio líquido. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa destinada a desarrollar diseños de reactores LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares. [93] [94] [95] [96]
En octubre de 2010, GE Hitachi Nuclear Energy firmó un memorando de entendimiento con los operadores del Sitio Savannah River del Departamento de Energía de los 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 aprobación total de la licencia de la Comisión Reguladora Nuclear . [97] En octubre de 2011, The Independent informó que la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear del Reino Unido (NDA) y los asesores superiores del Departamento de Energía y Cambio Climático (DECC) habían solicitado detalles técnicos y financieros de PRISM, en parte como un medio para reducir las reservas de plutonio del país. [98]
El reactor de ondas viajeras 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 reproducción-quema en el diseño TWR no se mueve de un extremo del reactor al otro, sino gradualmente de adentro hacia afuera. Además, a medida que la composición del combustible cambia a través de 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 propio combustible se mueve a través de una onda de combustión en gran parte estacionaria. Esto es contrario a muchos informes de los medios de comunicación, que han popularizado el concepto como un reactor tipo vela con una región de combustión que se mueve a lo largo de una barra de combustible. Al reemplazar una configuración de núcleo estático con un núcleo de "onda estacionaria" o "solitón" gestionado activamente, el diseño de TerraPower evita el problema de enfriar una región de combustión altamente variable. En este escenario, la reconfiguración de las barras de combustible se realiza de forma remota mediante dispositivos robóticos; El recipiente de contención permanece cerrado durante el procedimiento y no hay tiempo de inactividad asociado. [99]
Una libra de uranio, que es del tamaño de la punta de mi dedo, si pudieras liberar toda la energía, tiene el equivalente a unos 5.000 barriles de petróleo.
Ayer, la Academia de Ciencias de China fue la primera en iniciar uno de los proyectos estratégicos líderes en ciencia y tecnología, el proyecto "El futuro de la energía de fisión nuclear avanzada - Energía nuclear, sistema de reactor de sal fundida basado en torio". El objetivo científico es de unos 20 años, desarrollar una nueva generación de sistemas de energía nuclear, todos los niveles técnicos alcanzados en la prueba y tener todos los derechos de propiedad intelectual.
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