Reactor de cuarta generación
No existe una definición precisa de reactor de Generación IV. El término se refiere a las tecnologías de reactores nucleares en desarrollo aproximadamente desde el año 2000, y cuyos diseños pretendían representar "la forma futura de la energía nuclear", al menos en ese momento. Los seis diseños seleccionados fueron: el reactor rápido enfriado por gas (GFR), el reactor rápido enfriado por plomo (LFR), el reactor de sales fundidas (MSR), el reactor rápido enfriado por sodio (SFR), el reactor rápido enfriado por agua supercrítica (SCWR) y el reactor de muy alta temperatura (VHTR).
La mayoría de los reactores en funcionamiento en todo el mundo se consideran sistemas de reactores de segunda y tercera generación, ya que la mayoría de los sistemas de primera generación han sido retirados. Desde 2021, China es el primer país que opera en la provincia de Shandong un reactor de demostración de generación IV, el HTR-PM, del tipo de lecho de guijarros. (Mientras tanto, los reactores de Generación V son puramente teóricos y aún no se consideran factibles). Según los medios estatales chinos, China inició las operaciones comerciales en el HTR-PM en diciembre de 2023, lo que lo convertiría en el primer reactor de Generación IV del mundo. para entrar en operación comercial.
El reactor rápido de sodio ha recibido la mayor parte de la financiación para apoyar las instalaciones de demostración. Moir y Teller consideran que el reactor de sales fundidas, una tecnología menos desarrollada, tiene potencialmente la mayor seguridad inherente de los seis modelos.
Los diseños de reactores de muy alta temperatura funcionan a temperaturas mucho más altas que las generaciones anteriores. Esto permite la electrólisis a alta temperatura o el ciclo azufre-yodo para la producción eficiente de hidrógeno y la síntesis de combustibles neutros en carbono.
Foro Internacional Generación IV
El Foro Internacional Generación IV (GIF) es una organización internacional cuyo objetivo declarado es "el desarrollo de conceptos para uno o más sistemas de Generación IV que puedan licenciarse, construirse y operarse de manera que proporcionará un suministro de energía confiable y a un precio competitivo... al mismo tiempo que aborda satisfactoriamente las preocupaciones sobre la seguridad nuclear, los desechos, la proliferación y la percepción pública." Coordina el desarrollo de tecnologías GEN IV. Ha sido fundamental para coordinar la investigación sobre los seis tipos de reactores de Generación IV y para definir el alcance y el significado del término en sí.
A partir de 2021, los miembros activos incluyen: Australia, Canadá, China, la Comunidad Europea de Energía Atómica (Euratom), Francia, Japón, Rusia, Sudáfrica, Corea del Sur, Suiza, el Reino Unido y los Estados Unidos. Los miembros no activos incluyen Argentina y Brasil.
El Foro fue iniciado en enero de 2000 por la Oficina de Energía Nuclear del Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE) "como un esfuerzo cooperativo internacional que busca desarrollar la investigación necesaria para probar la viabilidad y rendimiento de los sistemas nucleares de cuarta generación y ponerlos a disposición para su despliegue industrial para 2030." Se estableció en 2001, con el objetivo de que estén disponibles para su despliegue industrial para 2030.
En noviembre de 2013, se puso a disposición una breve descripción de los diseños y actividades de los reactores por parte de cada miembro del foro. En enero de 2014 se publicó una actualización de la hoja de ruta tecnológica que detalla los objetivos de I+D para la próxima década.
En mayo de 2019, Terrestrial Energy, el desarrollador canadiense de un reactor de sales fundidas, se convirtió en la primera empresa privada en unirse al GIF.
En la reunión del Foro de octubre de 2021, los miembros del Foro acordaron crear un grupo de trabajo sobre aplicaciones no eléctricas del calor nuclear, incluidas aplicaciones de calor industrial y distrital, la desalinización y la producción de hidrógeno a gran escala.
Líneas de tiempo
El Foro GIF ha introducido cronogramas de desarrollo para cada uno de los seis sistemas. La investigación y el desarrollo se dividen en tres fases:
- Viability: test basic concepts under relevant conditions; identify and resolve all "potential technical show-stoppers";
- Performance: verificar y optimizar "procesos de ingeniería, fenómenos y capacidades de materiales" bajo condiciones prototípicas;
- Demostración: completar y licenciar el diseño detallado y llevar a cabo la construcción y operación de prototipos o sistemas de demostración.
En 2000, GIF declaró: "Una vez completada la fase de rendimiento de cada sistema, se necesitarán al menos seis años y varios miles de millones de dólares para el diseño detallado y la construcción de un sistema de demostración". En la actualización de la hoja de ruta de 2013, las fases de rendimiento y demostración se trasladaron considerablemente a fechas posteriores, mientras que no se fijaron objetivos para las fases de comercialización. Según el GIF de 2013, "pasarán al menos dos o tres décadas antes de que se implementen los sistemas comerciales Gen IV".
Tipos de reactores
Inicialmente se consideraron muchos tipos de reactores; Luego, la lista se perfeccionó para centrarse en las tecnologías más prometedoras. Tres sistemas son nominalmente reactores térmicos y tres son reactores rápidos. El reactor de muy alta temperatura (VHTR) potencialmente puede proporcionar calor de proceso de alta calidad. Los reactores rápidos ofrecen la posibilidad de quemar actínidos para reducir aún más los desechos y pueden generar más combustible del que consumen. Estos sistemas ofrecen avances significativos en sostenibilidad, seguridad y confiabilidad, economía, resistencia a la proliferación y protección física.
Reactores térmicos
Un reactor térmico es un reactor nuclear que utiliza neutrones lentos o térmicos. Se utiliza un moderador de neutrones para ralentizar los neutrones emitidos por la fisión para que sea más probable que sean capturados por el combustible.
Reactor de muy alta temperatura (VHTR)
El reactor de muy alta temperatura (VHTR) utiliza un núcleo moderado con grafito con un ciclo de combustible de uranio de un solo paso, utilizando helio o sales fundidas. El diseño de este reactor prevé una temperatura de salida de 1.000°C. El núcleo del reactor puede ser de bloque prismático o de lecho de guijarros. Las altas temperaturas permiten aplicaciones como calor de proceso o producción de hidrógeno a través del proceso termoquímico del ciclo de yodo-azufre.
En 2012, como parte de su concurso de plantas nucleares de próxima generación, el Laboratorio Nacional de Idaho aprobó un diseño similar al reactor Antares de bloque prismático de Areva que se implementará como prototipo en 2021.
En enero de 2016, X-energy recibió una subvención de cinco años de hasta 40 millones de dólares por parte del Departamento de Energía de los Estados Unidos para avanzar en el desarrollo de su reactor. El Xe-100 es un PBMR que generaría 80 MWe, o 320 MWe en un "paquete de cuatro".
Desde 2021, el gobierno chino está operando un reactor de demostración de lecho de guijarros de alta temperatura HTR-PM de 200 MW como sucesor de su HTR-10.
Reactor de sales fundidas (MSR)
Un reactor de sales fundidas (MSR) es un tipo de reactor donde el refrigerante primario o el combustible en sí es una mezcla de sales fundidas. Funciona a alta temperatura y baja presión.
Las sales fundidas se pueden utilizar para reactores térmicos, epitermales y rápidos. Desde 2005, la atención se ha centrado en los MSR de espectro rápido (MSFR).
Otros diseños incluyen reactores integrales de sales fundidas (por ejemplo, IMSR) y reactores rápidos de sales de cloruro fundido (MCSFR).
Los primeros conceptos del espectro térmico y muchos de los actuales se basan en el tetrafluoruro de uranio (UF4) o el tetrafluoruro de torio (ThF4), disueltos en sal de fluoruro fundida. El fluido alcanza la criticidad al fluir hacia un núcleo con un moderador de grafito. El combustible puede estar disperso en una matriz de grafito. Estos diseños se denominan con mayor precisión reactor epitermal que reactor térmico debido a la mayor velocidad promedio de los neutrones que causan los eventos de fisión.
MCSFR elimina el moderador de grafito. Alcanzan la criticidad utilizando un volumen suficiente de sal y material fisionable. Pueden consumir mucho más combustible y dejar sólo residuos de corta duración.
La mayoría de los diseños de MSR se derivan del Experimento del reactor de sales fundidas (MSRE) de la década de 1960. Las variantes incluyen el reactor de fluido dual conceptual que utiliza plomo como medio de enfriamiento con combustible de sal fundida, comúnmente un cloruro metálico, p. cloruro de plutonio(III), para ayudar a aumentar las capacidades del ciclo cerrado del combustible. Otros enfoques notables incluyen el concepto de Reactor de Sal Estable (SSR), que encierra la sal fundida en las bien establecidas barras de combustible de los reactores convencionales. La consultora Energy Process Development consideró en 2015 que este último diseño era el más competitivo.
Otro diseño en desarrollo es el reactor rápido de cloruro fundido de TerraPower. Este concepto mezcla el uranio natural líquido y el refrigerante de cloruro fundido en el núcleo del reactor, alcanzando temperaturas muy altas a presión atmosférica.
Otra característica notable del MSR es la posibilidad de un quemador de residuos nucleares de espectro térmico. Convencionalmente, sólo los reactores de espectro rápido se han considerado viables para la utilización o reducción del combustible nuclear gastado. La quema térmica de desechos se logró reemplazando una fracción del uranio del combustible nuclear gastado por torio. La tasa de producción neta de elementos transuránicos (por ejemplo, plutonio y americio) está por debajo de la tasa de consumo, lo que reduce el problema del almacenamiento nuclear, sin las preocupaciones de proliferación nuclear y otras cuestiones técnicas asociadas con un reactor rápido.
Reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR)
El reactor de agua supercrítica (SCWR) es un concepto de reactor de agua de moderación reducida. Debido a que la velocidad promedio de los neutrones que causan la fisión dentro del combustible es más rápida que la de los neutrones térmicos, se le denomina con mayor precisión reactor epitermal que reactor térmico. Utiliza agua supercrítica como fluido de trabajo. Los SCWR son básicamente reactores de agua ligera (LWR) que funcionan a presiones y temperaturas más altas con un ciclo directo de intercambio de calor de una sola vez. Como se suele imaginar, funcionaría en un ciclo directo, muy parecido a un reactor de agua en ebullición (BWR). Dado que utiliza agua supercrítica (que no debe confundirse con masa crítica) como fluido de trabajo, tendría solo una fase de agua. Esto hace que el método de intercambio de calor sea más similar a un reactor de agua a presión (PWR). Podría funcionar a temperaturas mucho más altas que los PWR y BWR actuales.
Los reactores supercríticos refrigerados por agua (SCWR) ofrecen una alta eficiencia térmica (es decir, alrededor del 45% frente a alrededor del 33% de eficiencia para los LWR actuales) y una simplificación considerable.
La misión del SCWR es la generación de electricidad de bajo costo. Se basa en dos tecnologías probadas: los LWR, los reactores de generación de energía más utilizados, y las calderas sobrecalentadas alimentadas con combustibles fósiles, que también se utilizan ampliamente. 32 organizaciones en 13 países están investigando el concepto.
Los SCWR comparten los riesgos de explosión de vapor y liberación de vapor radiactivo de los BWR y LWR, así como la necesidad de recipientes a presión, tuberías, válvulas y bombas extremadamente costosos y resistentes. Estos problemas compartidos son inherentemente más graves para los SCWR debido a sus temperaturas más altas.
Un diseño de SCWR en desarrollo es el VVER-1700/393 (VVER-SCWR o VVER-SKD), un SCWR ruso con doble núcleo de entrada y una proporción de reproducción de 0,95.
Reactores rápidos
Un reactor rápido utiliza directamente neutrones de fisión sin moderación. Los reactores rápidos pueden configurarse para "quemar" o fisionar todos los actínidos y, con el tiempo suficiente, reducir drásticamente la fracción de actínidos en el combustible nuclear gastado producido por la actual flota mundial de reactores térmicos de agua ligera de neutrones, con lo que cerrar el ciclo del combustible. Alternativamente, si se configuran de manera diferente, pueden generar más combustible actínido del que consumen.
Reactor rápido refrigerado por gas (GFR)
El reactor rápido refrigerado por gas (GFR) cuenta con un espectro de neutrón rápido y ciclo de combustible cerrado. El reactor está enfriado por helio. Su temperatura de salida es de 850 °C. Se mueve el reactor de temperatura muy alta (VHTR) a un ciclo de combustible más sostenible. Utiliza una turbina directa de gas de ciclo Brayton para alta eficiencia térmica. Se están examinando varias formas de combustible: combustible de cerámica compuesto, partículas avanzadas de combustible o compuestos de actinida de cerámica. Las configuraciones básicas incluyen conjuntos de combustible basados en pin o placa o bloques prismáticos.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea proporcionó financiación para tres sistemas de reactores de cuarta generación:
- Allegro: 100 MWt reactor rápido refrigerado por gas, planeado para Europa central o oriental. The central European Visegrád Group are pursuing the technology.
- GoFastR: En 2013 los institutos alemanes, británicos y franceses terminaron un estudio de colaboración de 3 años sobre el diseño de escala industrial. Fueron financiados por el 7o programa marco de la UE FWP, con el objetivo de hacer un VHTR sostenible.
Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR)
Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SCFR) han sido operados en varios países desde el decenio de 1980.
Los dos reactores rápidos experimentales refrigerados por sodio más grandes se encuentran en Rusia, el BN-600 y el BN-800 (880 MWe brutos). Estas centrales nucleares se utilizan para proporcionar experiencia operativa y soluciones tecnológicas que se aplicarán a la construcción del BN-1200 (primer reactor Gen IV del OKBM Afrikantov). El mayor jamás explotado fue el reactor francés Superphenix, de más de 1.200 MWe, que funcionó con éxito antes de su desmantelamiento en 1996. En la India, el reactor de prueba de reproducción rápida (FBTR) alcanzó su punto crítico en octubre de 1985. En septiembre de 2002, La eficiencia de quemado de combustible en el FBTR alcanzó por primera vez la marca de 100.000 megavatios-día por tonelada métrica de uranio (MWd/MTU). Esto se considera un hito importante en la tecnología de reactores reproductores de la India. Utilizando esa experiencia, se está construyendo el prototipo de reactor reproductor rápido, un reactor rápido refrigerado por sodio de 500 MWe a un costo de INR 5.677 millones de rupias (~900 millones de dólares estadounidenses). Después de numerosos retrasos, el gobierno informó en marzo de 2020 que el reactor podría estar operativo en diciembre de 2021. Al PFBR le seguirían seis reactores reproductores rápidos comerciales (CFBR) más de 600 MWe cada uno.
El Gen IV SFR es un proyecto que se basa en el reactor reproductor rápido alimentado con óxido y el reactor rápido integral alimentado con metal. Sus objetivos son aumentar la eficiencia del uso del uranio mediante la producción de plutonio y la eliminación de isótopos transuránicos. El diseño del reactor utiliza un núcleo no moderado que funciona con neutrones rápidos, diseñado para permitir que cualquier isótopo transuránico sea consumido (y en algunos casos utilizado como combustible). El combustible SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta, lo que automáticamente ralentiza la reacción en cadena, haciéndolo pasivamente seguro.
Un concepto de reactor SFR se enfría con sodio líquido y se alimenta con una aleación metálica de uranio y plutonio o combustible nuclear gastado, los "residuos nucleares" de reactores de agua ligera. El combustible SFR está contenido en un revestimiento de acero. El sodio líquido llena el espacio entre los elementos revestidos que forman el conjunto combustible. Uno de los desafíos del diseño son los riesgos de manipular sodio, que reacciona explosivamente si entra en contacto con el agua. El uso de metal líquido en lugar de agua como refrigerante permite que el sistema funcione a presión atmosférica, reduciendo el riesgo de fugas.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea financió tres sistemas de reactores de cuarta generación. El Reactor Técnico Avanzado de Sodio para Demostración Industrial (ASTRID) era un reactor rápido refrigerado por sodio que fue cancelado en agosto de 2019.
Existen numerosos progenitores del Gen IV SFR. La instalación de pruebas Fast Flux de 400 MWt funcionó durante diez años en Hanford; El EBR II de 20 MW funcionó durante más de treinta años en el Laboratorio Nacional de Idaho, pero se cerró en 1994.
El reactor PRISM de GE Hitachi es una implementación comercial y modernizada del Reactor Rápido Integral (IFR), desarrollado por el Laboratorio Nacional Argonne entre 1984 y 1994. El objetivo principal de PRISM es quemar combustible nuclear gastado de otros reactores. , en lugar de generar nuevo combustible. El diseño reduce la vida media de los elementos fisionables presentes en el combustible nuclear gastado y al mismo tiempo genera electricidad en gran medida como subproducto.
Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR)
El reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) cuenta con un refrigerante de plomo de espectro de neutrones rápidos o eutéctico de plomo/bismuto (LBE) con un ciclo de combustible cerrado. Las propuestas incluyen una pequeña de 50 a 150 MWe que presenta un largo intervalo de reabastecimiento de combustible, un sistema modular de 300 a 400 MWe y una gran planta monolítica de 1200 MWe. El combustible es a base de metal o nitruro y contiene uranio fértil y transuránicos. El reactor se enfría por convección natural con una temperatura del refrigerante de salida del reactor de 550-800 °C. La temperatura más alta permite la producción de hidrógeno mediante procesos termoquímicos.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea está financiando un LFRt de 100 MW, un reactor subcrítico impulsado por un acelerador llamado MYRRHA. Se construirá en Bélgica y se espera que esté listo para 2036. En marzo de 2009 se puso en marcha en Mol un modelo de potencia reducida llamado Guinevere que entró en funcionamiento en 2012.
Otros dos reactores rápidos refrigerados por plomo en desarrollo son el SVBR-100, un concepto modular de reactor de neutrones rápidos refrigerado por plomo-bismuto de 100 MWe diseñado por OKB Gidropress en Rusia y el BREST-OD- 300 (Reactor rápido refrigerado por plomo) de 300 MWe, que se desarrollará después del SVBR-100, prescindirá del manto fértil alrededor del núcleo y sustituirá al diseño del reactor BN-600 refrigerado por sodio. para supuestamente dar una mayor resistencia a la proliferación. Los trabajos de construcción preparatorios comenzaron en mayo de 2020.
Evaluación
El Foro GEN IV replantea el paradigma de seguridad de los reactores, desde aceptar que los accidentes nucleares pueden ocurrir y deben controlarse, hasta eliminar la posibilidad física de un accidente. Los sistemas de seguridad activa y pasiva serían al menos tan eficaces como los de la Generación III y harían físicamente imposibles los accidentes más graves.
En relación con el Gen II-III, las ventajas de los reactores Gen IV incluyen:
- Desechos nucleares que permanecen radiactivos durante unos pocos siglos en lugar de milenios
- Rendimiento de energía de 100 a 300x de la misma cantidad de combustible nuclear
- Una gama más amplia de combustibles, incluyendo combustibles crudos no encapsulados (MSR no burbujas, LFTR).
- Potencial para quemar los desechos nucleares existentes y producir electricidad: un ciclo de combustible cerrado.
- Mejorar la seguridad mediante características como la operación de presión ambiental, apagado automático del reactor pasivo y refrigerantes alternativos.
Un riesgo específico del SFR está relacionado con el uso de sodio metálico como refrigerante. En caso de incumplimiento, el sodio reacciona explosivamente con el agua. El argón se utiliza para prevenir la oxidación del sodio. El argón puede desplazar el oxígeno del aire y plantear problemas de hipoxia a los trabajadores. Este fue un factor en el prototipo de reactor reproductor rápido Monju de tipo bucle en Tsuruga, Japón. El uso de refrigerantes de plomo o sales fundidas mitiga este problema, ya que son menos reactivos y tienen una temperatura de congelación y una presión ambiental altas. El plomo tiene una viscosidad mucho mayor, una densidad mucho mayor, una capacidad calorífica menor y más productos de activación de neutrones radiactivos que el sodio.
Se han creado múltiples pruebas de concepto de diseños Gen IV. Por ejemplo, los reactores de la estación generadora Fort St. Vrain y el HTR-10 son similares a los diseños propuestos del VHTR Gen IV, y los reactores tipo piscina EBR-II, Phénix, BN-600 y BN-800 son similares a la piscina propuesta. Diseños SFR tipo Gen IV.
El ingeniero nuclear David Lochbaum advierte que “el problema con los nuevos reactores y los accidentes es doble: surgen escenarios que son imposibles de planificar en simulaciones; y los humanos cometemos errores". Como lo expresó un director de un laboratorio de investigación estadounidense, “la fabricación, construcción, operación y mantenimiento de nuevos reactores enfrentarán una pronunciada curva de aprendizaje: las tecnologías avanzadas tendrán un mayor riesgo de accidentes y errores”. La tecnología puede estar probada, pero las personas no.
Proyectos de diseño
| Tipo | espectro neutrón | Coolant | Temperatura (°C) | Ciclo de combustible | Tamaño (MW) | Ejemplos de desarrolladores |
|---|---|---|---|---|---|---|
| VHTR | Termal | Helio | 900–1000 | Abierto | 250–300 | JAEA (HTTR), Tsinghua University (HTR-10), Tsinghua University " China Nuclear Engineering Corporation (HTR-PM), X-energy |
| SFR | Rápido | Sodium | 550 | Cerrado | 30–150, 300–1500, 1000–2000 | TerraPower (Natrium, TWR), Toshiba (4S), GE Hitachi Nuclear Energy (PRISM), OKBM Afrikantov (BN-1200), China National Nuclear Corporation (CNNC) (CFR-600), Indira Gandhi Centre for Atomic Research (Prototype Fast Breeder Reactor) |
| SCWR | Termal o rápido | Agua o sodio | 510–625 | Abierto o cerrado | 300–700, 1000–1500 | VVER-1700/393 (VVER-SCWR o VVER-SKD) |
| GFR | Rápido | Helio | 850 | Cerrado | 1200 | Energy Multiplier Módulo |
| LFR | Rápido | Lead | 480–800 | Cerrado | 20–180, 300–1200, 600–1000 | BREST-OD-300, MYRRHA, SEALER |
| MSR | Rápido o térmico | Salas de fluoruro o cloruro | 700 a 800 | Cerrado | 250–1000 | Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Thorizon, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR), Copenhagen Atomics, Thorium Tech Solution (FUJI MSR), Terrestrial Energy (IMSR), Southern Company, ThorCon |
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