Un refrigerante de reactor nuclear es un refrigerante en un reactor nuclear que se utiliza para eliminar el calor del núcleo del reactor nuclear y transferirlo a los generadores eléctricos y al medio ambiente . Con frecuencia se utiliza una cadena de dos circuitos de refrigerante porque el circuito de refrigerante primario absorbe radiactividad a corto plazo del reactor.
Casi todas las centrales nucleares actualmente en funcionamiento son reactores de agua ligera que utilizan agua corriente a alta presión como refrigerante y moderador de neutrones . Aproximadamente 1/3 son reactores de agua en ebullición donde el refrigerante primario sufre una transición de fase a vapor dentro del reactor. Aproximadamente 2/3 son reactores de agua a presión a una presión aún mayor. Los reactores actuales se mantienen por debajo del punto crítico , alrededor de 374 °C y 218 bar , donde desaparece la distinción entre líquido y gas, lo que limita la eficiencia térmica , pero el reactor de agua supercrítica propuesto funcionaría por encima de este punto.
Los reactores de agua pesada utilizan óxido de deuterio , que tiene propiedades idénticas al agua ordinaria pero una captura de neutrones mucho menor , lo que permite una moderación más exhaustiva.
A medida que los átomos de hidrógeno en los refrigerantes de agua son bombardeados con neutrones, algunos absorben un neutrón para convertirse en deuterio y luego otros se convierten en tritio radiactivo . El agua contaminada con tritio a veces se filtra a las aguas subterráneas por accidente o por aprobación oficial. [1]
Las barras de combustible generan altas temperaturas que hierven el agua hasta convertirla en vapor. Durante un corte de energía, los generadores de energía diésel que proporcionan energía de emergencia a las bombas de agua pueden resultar dañados por un tsunami, un terremoto o ambos; Si no se bombea agua dulce para enfriar las barras de combustible, las barras de combustible continúan calentándose. Una vez que las barras de combustible alcancen más de 1200°C, los tubos de circonio que contienen el combustible nuclear interactuarán con el vapor y separarán el hidrógeno de las moléculas de agua. Este hidrógeno puede filtrarse por grietas en el núcleo del reactor y en el recipiente de contención. Si el hidrógeno se acumula en cantidades suficientes (concentraciones del 4% o más en el aire) puede explotar, como aparentemente ocurrió en los reactores 1, 3 y 4 de Fukushima Daiichi .
Una explosión de este tipo se evitó en el Reactor N° 2 , que abrió su respiradero para dejar salir el hidrógeno, disminuyendo la presión al liberar gas hidrógeno radiactivo. [2]
El agua borada se utiliza como refrigerante durante el funcionamiento normal de los reactores de agua a presión (PWR), así como en los sistemas de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) tanto de los PWR como de los reactores de agua en ebullición (BWR). [3] [4] [5]
El boro , a menudo en forma de ácido bórico o borato de sodio, se combina con agua (un recurso barato y abundante) donde actúa como refrigerante para eliminar el calor del núcleo del reactor y transferirlo a un circuito secundario. [6] Parte del circuito secundario es el generador de vapor que se utiliza para hacer girar turbinas y generar electricidad. El agua borada también proporciona los beneficios adicionales de actuar como veneno de neutrones debido a su gran sección transversal de absorción de neutrones, donde absorbe el exceso de neutrones para ayudar a controlar la velocidad de fisión del reactor. Por tanto, la reactividad del reactor nuclear se puede ajustar fácilmente cambiando la concentración de boro en el refrigerante. Es decir, cuando se aumenta la concentración de boro (boración) disolviendo más ácido bórico en el refrigerante, la reactividad del reactor disminuye. Por el contrario, cuando se disminuye la concentración de boro (dilución) añadiendo más agua, aumenta la reactividad del reactor. [7]
Aproximadamente el 90% del tritio en los refrigerantes PWR se produce mediante reacciones del boro-10 con neutrones. Dado que el tritio en sí es un isótopo radiactivo del hidrógeno, el refrigerante se contamina con isótopos radiactivos y se debe evitar que se filtre al medio ambiente. Además, este efecto debe tenerse en cuenta para ciclos más largos de funcionamiento del reactor nuclear y, por tanto, requiere una mayor concentración inicial de boro en el refrigerante. [7]
Los reactores rápidos tienen una alta densidad de potencia y no necesitan, y deben evitar, moderación de neutrones. La mayoría han sido reactores enfriados por metal líquido que utilizan sodio fundido . También se han propuesto y utilizado ocasionalmente plomo, eutéctico de plomo-bismuto y otros metales . En el primer reactor rápido se utilizó mercurio .
Las sales fundidas comparten con los metales la ventaja de una baja presión de vapor incluso a altas temperaturas y son menos reactivas químicamente que el sodio . Las sales que contienen elementos ligeros como FLiBe también pueden aportar moderación. En el experimento del reactor de sales fundidas sirvió incluso como disolvente para transportar el combustible nuclear.
También se han utilizado gases como refrigerante. El helio es extremadamente inerte tanto químicamente como con respecto a las reacciones nucleares, pero tiene una baja capacidad calorífica .
Los reactores moderados y enfriados orgánicamente fueron uno de los primeros conceptos estudiados, que utilizan hidrocarburos como refrigerante. No tuvieron éxito.
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