Reactor reproductor rápido
Los primeros FBRs utilizaban combustible metálico, bien fuera uranio altamente enriquecido o plutonio.
El sodio es el refrigerante normal para grandes centrales, pero tanto el plomo como el NaK también se han utilizado con éxito en instalaciones más pequeñas.
El agua no puede utilizarse como refrigerador del primario ya que actuaría como regulador, no obstante un reactor “breeder” térmico regulado por agua pesada que utilice torio para producir uranio-233 es teóricamente posible.
El 20 de diciembre de 1951, el reactor rápido EBR-I (Experimental Breeder Reactor-1) en el Argonne National Laboratory en Idaho[1] produjo suficiente energía para alimentar cuatro bombillas, y al día siguiente produjo suficiente energía como para alimentar todo el edificio del EBR-I.
Diseñado en un trabajo conjunto entre Dow Chemical y Detroit Edison como parte del consocio de la Atomic Power Development Association, se puso su primera piedra en Lagoona Beach, Míchigan (cerca de Monroe, Míchigan) en 1956.
La construcción se realizó a rachas, siendo una obra cooperativa del gobierno y comercial.
El programa de reactor rápido del Reino Unido fue dirigido en Dounreay, Escocia, desde 1957 hasta que el fue cancelado en 1994.
A este siguió el Prototype Fast Reactor (PFR) de 250 Mwe refrigerado por sodio en los años 70.
El Superphénix, de 1200 MWe, entró en servicio en 1984 y, con datos a 2006, sigue siendo el mayor FBR nunca construido.
Alemania ha construido dos FBRs, pero ambos fueron cerrados en 1991, sin que el mayor de ellos alcanzara nunca la criticidad.
El KNK-II fue convertido a partir de un reactor térmico, KNK-I, el cual se había utilizado para estudiar la refrigeración por sodio.
El plan de futuro para la energía nuclear civil en Rusia pasa por cerrar los obsoletos RBMK y más antiguos VVER existentes, reemplazándolos por unidades VVER más modernas, y reactores BN que además de electricidad produzcan combustible para otros reactores.
Monju es un tipo de reactor “loop” refrigerado por sodio, y alimentado con MOX, con tres circuitos primarios, que produce 714 MWt / 280 MWe.
El reactor ha estado inoperante durante la mayor parte del tiempo desde que fue construido originalmente, y fue operado por última vez en 2010.
Mientras la India pretende conseguir la ayuda de los Estados Unidos para construir una infraestructura nuclear civil, los Estados Unidos, le requieren a que separe sus programas nucleares civiles y militares antes de que le presten ninguna ayuda.
También existen problemas geopolíticos, incluido el acuerdo de la India a votar afirmativamente en la votación en la I.A.E.A.
[1] [2] Con datos del 2003, una FBR autóctona estaba planeada en la India, y otra en China utilizando tecnología rusa.
Los reactores regulados por agua se deberían apagar y repostar combustible cada cuatro meses o menos para producir plutonio de graduación para armamento, Pu-239 relativamente puro, puesto que el nivel de Pu-240 en el combustible aumenta con el tiempo.
El Pu-240 experimenta la fisión espontánea a una tasa relativamente alta y no es apropiado para la producción de armas nucleares.
La razón para esto es que mientras el Pu-239 caerá muy frecuentemente en fisión en la captura de neutrones, produciendo Pu-240, el proceso equivalente en torio es relativamente raro.
El material irradiado será entonces inútil para propósitos armamentísticos ya que entonces el U-233 requerirá una separación isotópica del U-238.
