Reactor nuclear

Un reactor nuclear es un dispositivo utilizado para iniciar y controlar una reacción en cadena nuclear de fisión o reacciones de fusión nuclear. Los reactores nucleares se utilizan en las centrales nucleares para la generación de electricidad y en la propulsión marina nuclear. El calor de la fisión nuclear pasa a un fluido de trabajo (agua o gas), que a su vez pasa a través de turbinas de vapor. Estos impulsan las hélices de un barco o hacen girar los ejes de los generadores eléctricos. En principio, el vapor generado por energía nuclear se puede utilizar para el calor de procesos industriales o para la calefacción urbana. Algunos reactores se utilizan para producir isótopos para uso médico e industrial, o para la producción de plutonio apto para armas. A principios de 2019, el OIEA informa que hay 454 reactores de energía nuclear y 226 reactores de investigación nuclear en funcionamiento en todo el mundo.

En la era temprana de los reactores nucleares (década de 1940), un reactor se conocía como pila nuclear o pila atómica (llamada así porque los bloques moderadores de grafito del primer reactor se colocaron en una pila alta).

Operación

Así como las centrales térmicas convencionales generan electricidad aprovechando la energía térmica liberada por la quema de combustibles fósiles, los reactores nucleares convierten la energía liberada por la fisión nuclear controlada en energía térmica para su posterior conversión a formas mecánicas o eléctricas.

Fisión

Cuando un gran núcleo atómico fisible como el uranio-235, el uranio-233 o el plutonio-239 absorbe un neutrón, puede sufrir una fisión nuclear. El núcleo pesado se divide en dos o más núcleos más ligeros (los productos de fisión), liberando energía cinética, radiación gamma y neutrones libres. Una porción de estos neutrones puede ser absorbida por otros átomos fisionables y desencadenar más eventos de fisión, que liberan más neutrones, y así sucesivamente. Esto se conoce como reacción nuclear en cadena.

Para controlar una reacción en cadena nuclear de este tipo, las barras de control que contienen venenos de neutrones y moderadores de neutrones pueden cambiar la porción de neutrones que causará más fisión. Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para cerrar la reacción de fisión si el monitoreo o la instrumentación detectan condiciones inseguras.

Generación de calor

El núcleo del reactor genera calor de varias maneras:

• La energía cinética de los productos de fisión se convierte en energía térmica cuando estos núcleos chocan con átomos cercanos.
• El reactor absorbe parte de los rayos gamma producidos durante la fisión y convierte su energía en calor.
• El calor se produce por la desintegración radiactiva de productos de fisión y materiales que han sido activados por absorción de neutrones. Esta fuente de calor de descomposición permanecerá durante algún tiempo incluso después de que se apague el reactor.

Un kilogramo de uranio-235 (U-235) convertido a través de procesos nucleares libera aproximadamente tres millones de veces más energía que un kilogramo de carbón quemado convencionalmente (7,2 × 10 julios por kilogramo de uranio-235 frente a 2,4 × 10 julios por kilogramo de carbón).

La fisión de un kilogramo de uranio-235 libera alrededor de 19 mil millones de kilocalorías, por lo que la energía liberada por 1 kg de uranio-235 corresponde a la que se libera al quemar 2,7 millones de kg de carbón.

Enfriamiento

El refrigerante de un reactor nuclear, generalmente agua, pero a veces un gas o un metal líquido (como sodio o plomo líquido) o sal fundida, circula por el núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se extrae del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de enfriamiento que está físicamente separado del agua que se hervirá para producir vapor presurizado para las turbinas, como el reactor de agua presurizada. Sin embargo, en algunos reactores el agua de las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor; por ejemplo, el reactor de agua en ebullición.

Control de reactividad

La tasa de reacciones de fisión dentro del núcleo de un reactor se puede ajustar controlando la cantidad de neutrones que pueden inducir más eventos de fisión. Los reactores nucleares suelen emplear varios métodos de control de neutrones para ajustar la potencia de salida del reactor. Algunos de estos métodos surgen naturalmente de la física de la desintegración radiactiva y simplemente se tienen en cuenta durante la operación del reactor, mientras que otros son mecanismos incorporados en el diseño del reactor para un propósito distinto.

El método más rápido para ajustar los niveles de neutrones inductores de fisión en un reactor es mediante el movimiento de las barras de control. Las barras de control están hechas de venenos de neutrones y, por lo tanto, absorben neutrones. Cuando una barra de control se inserta más profundamente en el reactor, absorbe más neutrones que el material que desplaza, a menudo el moderador. Esta acción da como resultado menos neutrones disponibles para causar la fisión y reduce la potencia de salida del reactor. Por el contrario, extraer la barra de control dará como resultado un aumento en la tasa de eventos de fisión y un aumento en la potencia.

La física de la descomposición radiactiva también afecta a las poblaciones de neutrones en un reactor. Uno de estos procesos es la emisión retardada de neutrones por una serie de isótopos de fisión ricos en neutrones. Estos neutrones retardados representan aproximadamente el 0,65% del total de neutrones producidos en la fisión, y el resto (denominados "neutrones rápidos") se liberan inmediatamente después de la fisión. Los productos de fisión que producen neutrones retardados tienen vidas medias para su descomposición por emisión de neutrones que van desde milisegundos hasta varios minutos, por lo que se requiere un tiempo considerable para determinar exactamente cuándo un reactor alcanza el punto crítico. Mantener el reactor en la zona de reactividad en cadena donde son necesarios los neutrones retardadosalcanzar un estado de masa crítica permite que dispositivos mecánicos u operadores humanos controlen una reacción en cadena en "tiempo real"; de lo contrario, el tiempo entre el logro de la criticidad y la fusión nuclear como resultado de un aumento exponencial de energía de la reacción en cadena nuclear normal sería demasiado corto para permitir una intervención. Esta última etapa, en la que ya no se requieren neutrones retardados para mantener la criticidad, se conoce como punto crítico instantáneo. Hay una escala para describir la criticidad en forma numérica, en la que la criticidad pura se conoce como cero dólares y el punto crítico inmediato es un dólar, y otros puntos en el proceso interpolados en centavos.

En algunos reactores, el refrigerante también actúa como moderador de neutrones. Un moderador aumenta la potencia del reactor haciendo que los neutrones rápidos que se liberan de la fisión pierdan energía y se conviertan en neutrones térmicos. Los neutrones térmicos son más propensos que los neutrones rápidos a causar fisión. Si el refrigerante es un moderador, los cambios de temperatura pueden afectar la densidad del refrigerante/moderador y, por lo tanto, cambiar la potencia de salida. Un refrigerante a mayor temperatura sería menos denso y, por lo tanto, un moderador menos eficaz.

En otros reactores, el refrigerante actúa como un veneno al absorber neutrones de la misma manera que lo hacen las barras de control. En estos reactores, la potencia de salida se puede aumentar calentando el refrigerante, lo que lo convierte en un veneno menos denso. Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para apagar el reactor en una parada de emergencia. Estos sistemas insertan grandes cantidades de veneno (a menudo boro en forma de ácido bórico) en el reactor para cerrar la reacción de fisión si se detectan o anticipan condiciones inseguras.

La mayoría de los tipos de reactores son sensibles a un proceso conocido como envenenamiento por xenón o pozo de yodo. El producto de fisión común Xenon-135 producido en el proceso de fisión actúa como un veneno de neutrones que absorbe neutrones y, por lo tanto, tiende a apagar el reactor. La acumulación de xenón-135 se puede controlar manteniendo los niveles de energía lo suficientemente altos como para destruirlo mediante la absorción de neutrones tan rápido como se produce. La fisión también produce yodo-135, que a su vez se descompone (con una vida media de 6,57 horas) en xenón-135 nuevo. Cuando se apaga el reactor, el yodo-135 continúa decayendo a xenón-135, lo que dificulta el reinicio del reactor durante uno o dos días, ya que el xenón-135 se descompone en cesio-135, que no es tan venenoso como el xenón-135. 135, con una vida media de 9,2 horas. Este estado temporal es el "pozo de yodo". Si el reactor tiene suficiente capacidad de reactividad adicional, se puede reiniciar. A medida que el xenón-135 adicional se transmuta en xenón-136, que es mucho menos un veneno de neutrones, en unas pocas horas el reactor experimenta un "transitorio de consumo (potencia) de xenón". Las barras de control deben insertarse más para reemplazar la absorción de neutrones del xenón-135 perdido. No seguir correctamente dicho procedimiento fue un paso clave en el desastre de Chernobyl.

Los reactores utilizados en la propulsión marina nuclear (especialmente los submarinos nucleares) a menudo no pueden funcionar con potencia continua las 24 horas del día de la misma manera que los reactores de potencia terrestres funcionan normalmente y, además, a menudo necesitan tener una vida útil muy larga sin repostar. Por esta razón, muchos diseños usan uranio altamente enriquecido pero incorporan veneno de neutrones quemable en las barras de combustible. Esto permite que el reactor se construya con un exceso de material fisionable, que sin embargo se vuelve relativamente seguro al principio del ciclo de quema de combustible del reactor por la presencia del material absorbente de neutrones que luego es reemplazado por venenos de neutrones de larga vida normalmente producidos (mucho más). de vida más larga que el xenón-135) que se acumulan gradualmente a lo largo de la vida útil de la carga de combustible.

Generación de energía eléctrica

La energía liberada en el proceso de fisión genera calor, parte del cual puede convertirse en energía utilizable. Un método común para aprovechar esta energía térmica es usarla para hervir agua y producir vapor a presión que luego impulsará una turbina de vapor que hace girar un alternador y genera electricidad.

Primeros reactores

El neutrón fue descubierto en 1932 por el físico británico James Chadwick. El concepto de una reacción nuclear en cadena provocada por reacciones nucleares mediadas por neutrones fue realizado por primera vez poco después por el científico húngaro Leó Szilárd, en 1933. Presentó una patente para su idea de un reactor simple al año siguiente mientras trabajaba en el Almirantazgo en Londres. Sin embargo, la idea de Szilárd no incorporó la idea de la fisión nuclear como fuente de neutrones, ya que ese proceso aún no se había descubierto. Las ideas de Szilárd para los reactores nucleares que utilizan reacciones nucleares en cadena mediadas por neutrones en elementos ligeros resultaron inviables.

La inspiración para un nuevo tipo de reactor que utiliza uranio provino del descubrimiento de Lise Meitner, Fritz Strassmann y Otto Hahn en 1938 de que el bombardeo de uranio con neutrones (proporcionado por una reacción de fusión alfa sobre berilio, un "obús de neutrones") produjo un residuo de bario, que razonaron fue creado por la fisión de los núcleos de uranio. Estudios posteriores a principios de 1939 (uno de ellos por Szilárd y Fermi) revelaron que también se liberaron varios neutrones durante la fisión, poniendo a disposición la oportunidad para la reacción nuclear en cadena que Szilárd había imaginado seis años antes.

El 2 de agosto de 1939, Albert Einstein firmó una carta al presidente Franklin D. Roosevelt (escrita por Szilárd) en la que sugería que el descubrimiento de la fisión de uranio podría conducir al desarrollo de "bombas de un nuevo tipo extremadamente potentes", lo que impulsaría el estudio de los reactores. y fisión. Szilárd y Einstein se conocían bien y habían trabajado juntos años antes, pero Einstein nunca había pensado en esta posibilidad para la energía nuclear hasta que Szilard se lo informó, al comienzo de su búsqueda para producir la carta Einstein-Szilárd para alertar al gobierno de EE. UU..

Poco después, la Alemania de Hitler invadió Polonia en 1939, dando inicio a la Segunda Guerra Mundial en Europa. Estados Unidos aún no estaba oficialmente en guerra, pero en octubre, cuando le entregaron la carta de Einstein-Szilárd, Roosevelt comentó que el propósito de hacer la investigación era asegurarse de que "los nazis no nos hicieran estallar". Siguió el proyecto nuclear de EE. UU., aunque con cierto retraso, ya que seguía habiendo escepticismo (parte del mismo por parte de Fermi) y también poca acción por parte del pequeño número de funcionarios del gobierno que inicialmente estaban encargados de hacer avanzar el proyecto.

Al año siguiente, el gobierno de los EE. UU. recibió el memorando Frisch-Peierls del Reino Unido, que establecía que la cantidad de uranio necesaria para una reacción en cadena era mucho menor de lo que se había pensado anteriormente. El memorándum fue producto del Comité MAUD, que estaba trabajando en el proyecto de bomba atómica del Reino Unido, conocido como Tube Alloys, que más tarde se incluiría en el Proyecto Manhattan.

Finalmente, el primer reactor nuclear artificial, Chicago Pile-1, fue construido en la Universidad de Chicago por un equipo dirigido por el físico italiano Enrico Fermi, a fines de 1942. En ese momento, el programa había estado presionado durante un año por la entrada de EE. UU. en la guerra El Chicago Pile alcanzó la criticidad el 2 de diciembre de 1942 a las 15:25. La estructura de soporte del reactor estaba hecha de madera, que sostenía una pila (de ahí el nombre) de bloques de grafito, en los que había 'pseudoesferas' o 'briquetas' de óxido de uranio natural.

Poco después del Chicago Pile, el ejército de los EE. UU. desarrolló una serie de reactores nucleares para el Proyecto Manhattan a partir de 1943. El objetivo principal de los reactores más grandes (ubicados en el sitio de Hanford en Washington) era la producción masiva de plutonio para armas nucleares. Fermi y Szilard solicitaron una patente sobre reactores el 19 de diciembre de 1944. Su emisión se retrasó 10 años debido al secreto de la guerra.

"La primera planta de energía nuclear del mundo" es la afirmación hecha por carteles en el sitio del EBR-I, que ahora es un museo cerca de Arco, Idaho. Originalmente llamado "Chicago Pile-4", se llevó a cabo bajo la dirección de Walter Zinn para el Laboratorio Nacional de Argonne. Este LMFBR experimental operado por la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. produjo 0,8 kW en una prueba el 20 de diciembre de 1951 y 100 kW (eléctricos) al día siguiente, con una potencia de diseño de 200 kW (eléctricos).

Además de los usos militares de los reactores nucleares, había razones políticas para buscar el uso civil de la energía atómica. El presidente de EE. UU., Dwight Eisenhower, pronunció su famoso discurso Átomos para la paz ante la Asamblea General de la ONU el 8 de diciembre de 1953. Esta diplomacia condujo a la difusión de la tecnología de reactores a instituciones de EE. UU. y de todo el mundo.

La primera central nuclear construida con fines civiles fue la central nuclear AM-1 Obninsk, inaugurada el 27 de junio de 1954 en la Unión Soviética. Produjo alrededor de 5 MW (eléctricos). Fue construido después del F-1 (reactor nuclear), que fue el primer reactor crítico en Europa, y también fue construido por la Unión Soviética.

Después de la Segunda Guerra Mundial, el ejército estadounidense buscó otros usos para la tecnología de los reactores nucleares. La investigación realizada por el Ejército condujo a las centrales eléctricas para Camp Century, Groenlandia y la Estación McMurdo, Programa de Energía Nuclear del Ejército de la Antártida. El proyecto del Bombardero Nuclear de la Fuerza Aérea resultó en el Experimento del Reactor de Sal Fundida. La Marina de los EE. UU. tuvo éxito cuando lanzó el USS Nautilus (SSN-571) con energía nuclear el 17 de enero de 1955.

La primera central nuclear comercial, Calder Hall en Sellafield, Inglaterra, se inauguró en 1956 con una capacidad inicial de 50 MW (posteriormente 200 MW).

El primer reactor nuclear portátil "Alco PM-2A" se utilizó para generar energía eléctrica (2 MW) para Camp Century de 1960 a 1963.

Tipos de reactores

Clasificaciones

Por tipo de reacción nuclear

Todos los reactores de potencia comerciales se basan en la fisión nuclear. Por lo general, utilizan uranio y su producto plutonio como combustible nuclear, aunque también es posible un ciclo de combustible de torio. Los reactores de fisión se pueden dividir aproximadamente en dos clases, según la energía de los neutrones que sostienen la reacción en cadena de fisión:

• Los reactores de neutrones térmicos utilizan neutrones ralentizados o térmicos para mantener la fisión de su combustible. Casi todos los reactores actuales son de este tipo. Estos contienen materiales moderadores de neutrones que reducen la velocidad de los neutrones hasta que su temperatura de neutrones se termaliza., es decir, hasta que su energía cinética se acerque a la energía cinética media de las partículas circundantes. Los neutrones térmicos tienen una sección transversal mucho mayor (probabilidad) de fisionar los núcleos fisionables uranio-235, plutonio-239 y plutonio-241, y una probabilidad relativamente menor de captura de neutrones por uranio-238 (U-238) en comparación con el más rápido neutrones que originalmente resultan de la fisión, lo que permite el uso de uranio poco enriquecido o incluso combustible de uranio natural. El moderador suele ser también el refrigerante, normalmente agua a alta presión para aumentar el punto de ebullición. Estos están rodeados por una vasija del reactor, instrumentación para monitorear y controlar el reactor, protección contra la radiación y un edificio de contención.
• Los reactores de neutrones rápidos utilizan neutrones rápidos para provocar la fisión de su combustible. No tienen un moderador de neutrones y usan refrigerantes menos moderadores. Mantener una reacción en cadena requiere que el combustible esté más enriquecido en material fisionable (alrededor del 20% o más) debido a la probabilidad relativamente menor de fisión frente a la captura por parte del U-238. Los reactores rápidos tienen el potencial de producir menos desechos transuránicos porque todos los actínidos son fisionables con neutrones rápidos, pero son más difíciles de construir y más costosos de operar. En general, los reactores rápidos son menos comunes que los reactores térmicos en la mayoría de las aplicaciones. Algunas de las primeras centrales eléctricas eran reactores rápidos, al igual que algunas unidades de propulsión naval rusa. La construcción de prototipos continúa (ver reproductores rápidos o reactores de cuarta generación).

En principio, la energía de fusión podría producirse mediante la fusión nuclear de elementos como el isótopo de deuterio del hidrógeno. Si bien es un tema de investigación en curso desde al menos la década de 1940, nunca se ha construido un reactor de fusión autosuficiente para ningún propósito.

Por material moderador

Utilizado por los reactores térmicos:

• Reactores moderados por grafito
• Reactores moderados por agua
  • Reactores de agua pesada (utilizados en Canadá, India, Argentina, China, Pakistán, Rumania y Corea del Sur).
  • Reactores moderados por agua ligera (LWR). Los reactores de agua ligera (el tipo más común de reactor térmico) utilizan agua ordinaria para moderar y enfriar los reactores. Debido a que el isótopo ligero de hidrógeno es un ligero veneno de neutrones, estos reactores necesitan combustibles enriquecidos artificialmente. Cuando está a la temperatura de funcionamiento, si la temperatura del agua aumenta, su densidad cae y menos neutrones que pasan a través de ella se ralentizan lo suficiente como para desencadenar más reacciones. Esa retroalimentación negativa estabiliza la velocidad de reacción. Los reactores de grafito y de agua pesada tienden a termalizarse más a fondo que los reactores de agua ligera. Debido a la termalización adicional y la ausencia de los efectos de envenenamiento por hidrógeno ligero, estos tipos pueden usar uranio natural/combustible no enriquecido.
• Reactores moderados por elementos ligeros.
  • Los reactores de sales fundidas (MSR) están moderados por elementos ligeros como el litio o el berilio, que son constituyentes de las sales de matriz de refrigerante/combustible "LiF" y "BeF ₂ ", "LiCl" y "BeCl ₂ " y otros elementos ligeros que contienen todas las sales pueden causar un efecto moderador.
  • Los reactores enfriados por metal líquido, como aquellos cuyo refrigerante es una mezcla de plomo y bismuto, pueden usar BeO como moderador.
• Los reactores orgánicos moderados (OMR) utilizan bifenilo y terfenilo como moderador y refrigerante.

Por refrigerante

• Reactor refrigerado por agua. Estos constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares operativos: a partir de 2014, el 93% de los reactores nucleares del mundo están refrigerados por agua, lo que proporciona alrededor del 95% de la capacidad de generación nuclear total del mundo.
  • Reactor de agua a presión (PWR) Los reactores de agua a presión constituyen la gran mayoría de todas las centrales nucleares occidentales.
    • Una característica principal de los PWR es un presurizador, un recipiente a presión especializado. La mayoría de los PWR comerciales y los reactores navales utilizan presurizadores. Durante el funcionamiento normal, un presurizador se llena parcialmente con agua y se mantiene una burbuja de vapor sobre él calentando el agua con calentadores sumergidos. Durante el funcionamiento normal, el presurizador está conectado a la vasija de presión del reactor primario (RPV) y la "burbuja" del presurizador proporciona un espacio de expansión para los cambios en el volumen de agua en el reactor. Esta disposición también proporciona un medio de control de la presión para el reactor aumentando o disminuyendo la presión del vapor en el presurizador utilizando los calentadores del presurizador.
    • Los reactores de agua pesada a presión son un subconjunto de los reactores de agua a presión, que comparten el uso de un circuito de transporte de calor aislado y a presión, pero utilizan agua pesada como refrigerante y moderador para las mayores economías de neutrones que ofrece.
  • Reactor de agua en ebullición (BWR)
    • Los BWR se caracterizan por la ebullición del agua alrededor de las barras de combustible en la parte inferior de la vasija de presión del reactor primario. Un reactor de agua en ebullición utiliza U, enriquecido como dióxido de uranio, como combustible. El combustible se ensambla en barras alojadas en un recipiente de acero que se sumerge en agua. La fisión nuclear hace que el agua hierva, generando vapor. Este vapor fluye a través de tuberías hacia las turbinas. Las turbinas son impulsadas por el vapor, y este proceso genera electricidad. Durante el funcionamiento normal, la presión se controla mediante la cantidad de vapor que fluye desde el recipiente de presión del reactor hasta la turbina.
  • Reactor de agua supercrítica (SCWR)
    • Los SCWR son un concepto de reactor de cuarta generación en el que el reactor se opera a presiones supercríticas y el agua se calienta a un fluido supercrítico, que nunca pasa por una transición a vapor pero se comporta como vapor saturado, para alimentar un generador de vapor.
  • Reactor de agua de moderación reducida [RMWR] que utiliza un combustible más enriquecido con los elementos combustibles colocados más juntos para permitir un espectro de neutrones más rápido, a veces llamado espectro de neutrones epitermales.
  • El reactor de tipo piscina puede referirse a reactores de piscina abierta refrigerados por agua no presurizada, pero no debe confundirse con los LMFBR de tipo piscina que están refrigerados por sodio.
  • Algunos reactores han sido enfriados por agua pesada que también sirvió como moderador. Ejemplos incluyen:
    • Los primeros reactores CANDU (los posteriores usan moderador de agua pesada pero refrigerante de agua ligera)
    • Reactores de investigación clase DIDO
• Reactor refrigerado por metal líquido. Dado que el agua es un moderador, no se puede utilizar como refrigerante en un reactor rápido. Los refrigerantes de metal líquido han incluido sodio, NaK, plomo, eutéctico de plomo-bismuto y, en los primeros reactores, mercurio.
  • Reactor rápido refrigerado por sodio
  • Reactor rápido refrigerado por plomo
• Los reactores enfriados por gas son enfriados por un gas circulante. En las plantas de energía nuclear comerciales, el dióxido de carbono se ha utilizado generalmente, por ejemplo, en las plantas de energía nuclear AGR británicas actuales y anteriormente en varias plantas británicas, francesas, italianas y japonesas de primera generación. También se han utilizado nitrógeno y helio, considerándose el helio particularmente adecuado para diseños de alta temperatura. La utilización del calor varía según el reactor. Las centrales nucleares comerciales hacen pasar el gas a través de un intercambiador de calor para producir vapor para una turbina de vapor. Algunos diseños experimentales funcionan lo suficientemente calientes como para que el gas pueda impulsar directamente una turbina de gas.
• Los reactores de sales fundidas (MSR) se enfrían haciendo circular una sal fundida, normalmente una mezcla eutéctica de sales de fluoruro, como FLiBe. En un MSR típico, el refrigerante también se utiliza como matriz en la que se disuelve el material fisionable. Otras combinaciones de sales eutécticas utilizadas incluyen "ZrF ₄ " con "NaF" y "LiCh" con "BeCh ₂ ".
• Los reactores nucleares orgánicos utilizan fluidos orgánicos como bifenilo y terfenilo como refrigerante en lugar de agua.

Por generación

• Reactor de generación I (prototipos tempranos como la estación de energía atómica de Shippingport, reactores de investigación, reactores de producción de energía no comercial)
• Reactor de segunda generación (la mayoría de las centrales nucleares actuales, 1965-1996)
• Reactor de generación III (mejoras evolutivas de los diseños existentes, 1996-2016)
• Reactor Generación III+ (desarrollo evolutivo de reactores Gen III, que ofrece mejoras en la seguridad con respecto a los diseños de reactores Gen III, 2017-2021)
• Reactor de cuarta generación (tecnologías aún en desarrollo; fecha de inicio desconocida, posiblemente 2030)

En 2003, el Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA) francés fue el primero en referirse a los tipos "Gen II" en Nucleonics Week.

La primera mención de "Gen III" fue en 2000, junto con el lanzamiento de los planes del Foro Internacional Generación IV (GIF).

"Gen IV" fue nombrada en 2000 por el Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE), por desarrollar nuevos tipos de plantas.

Por fase de combustible

• combustible sólido
• Fluido alimentado
  • Reactor homogéneo acuoso
  • Reactor de sales fundidas
• Gas combustible (teórico)

Por forma del núcleo

• Cúbico
• Cilíndrico
• Octagonal
• Esférico
• Losa
• anular

Por uso

• Electricidad
  • Centrales nucleares, incluidos pequeños reactores modulares
• Propulsión, ver propulsión nuclear
  • Propulsión marina nuclear
  • Varias formas propuestas de propulsión de cohetes.
• Otros usos del calor
  • Desalinización
  • Calor para calefacción doméstica e industrial.
  • Producción de hidrógeno para su uso en una economía de hidrógeno
• Reactores de producción para transmutación de elementos.
  • Los reactores reproductores son capaces de producir más material fisionable del que consumen durante la reacción en cadena de fisión (convirtiendo U-238 fértil en Pu-239, o Th-232 en U-233). Así, un reactor reproductor de uranio, una vez en funcionamiento, puede recargarse con uranio natural o incluso empobrecido, y un reactor reproductor de torio puede recargarse con torio; sin embargo, se requiere una reserva inicial de material fisionable.
  • Crear varios isótopos radiactivos, como americio para usar en detectores de humo, y cobalto-60, molibdeno-99 y otros, usados ​​para imágenes y tratamiento médico.
  • Producción de materiales para armas nucleares como el plutonio apto para armas
• Proporcionar una fuente de radiación de neutrones (por ejemplo, con el dispositivo Godiva pulsado) y radiación de positrones (por ejemplo, análisis de activación de neutrones y datación de potasio-argón)
• Reactor de investigación: Normalmente, reactores utilizados para investigación y capacitación, pruebas de materiales o la producción de radioisótopos para la medicina y la industria. Estos son mucho más pequeños que los reactores de potencia o los que propulsan barcos, y muchos se encuentran en campus universitarios. Hay unos 280 reactores de este tipo en funcionamiento en 56 países. Algunos funcionan con combustible de uranio muy enriquecido y se están realizando esfuerzos internacionales para sustituirlo por combustible poco enriquecido.

Tecnologías actuales

• Reactores de agua a presión (PWR) [moderador: agua a alta presión; refrigerante: agua a alta presión]

Estos reactores utilizan un recipiente a presión para contener el combustible nuclear, las barras de control, el moderador y el refrigerante. El agua radiactiva caliente que sale del recipiente a presión pasa a través de un generador de vapor, que a su vez calienta un circuito secundario (no radiactivo) de agua a vapor que puede hacer funcionar las turbinas. Representan la mayoría (alrededor del 80%) de los reactores actuales. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos, los más nuevos son el VVER-1200 ruso, el reactor de agua a presión avanzado japonés, el AP1000 estadounidense, el reactor presurizado Hualong chino y el reactor presurizado europeo franco-alemán. Todos los reactores navales de los Estados Unidos son de este tipo.

• Reactores de agua en ebullición (BWR) [moderador: agua a baja presión; refrigerante: agua a baja presión]

Un BWR es como un PWR sin el generador de vapor. La presión más baja de su agua de enfriamiento le permite hervir dentro del recipiente a presión, produciendo el vapor que hace funcionar las turbinas. A diferencia de un PWR, no hay bucle primario y secundario. La eficiencia térmica de estos reactores puede ser mayor, y pueden ser más simples, e incluso potencialmente más estables y seguros. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos, los más nuevos son el reactor avanzado de agua en ebullición y el reactor económico simplificado de agua en ebullición.

• Reactor de agua pesada a presión (PHWR) [moderador: agua pesada a alta presión; refrigerante: agua pesada a alta presión]

Un diseño canadiense (conocido como CANDU), muy similar a los PWR pero que usa agua pesada. Si bien el agua pesada es significativamente más costosa que el agua ordinaria, tiene una mayor economía de neutrones (crea una mayor cantidad de neutrones térmicos), lo que permite que el reactor funcione sin instalaciones de enriquecimiento de combustible. En lugar de usar un solo recipiente a presión grande como en un PWR, el combustible está contenido en cientos de tubos a presión. Estos reactores se alimentan con uranio natural y son diseños de reactores de neutrones térmicos. Los PHWR se pueden repostar mientras están a plena potencia (repostaje en línea), lo que los hace muy eficientes en el uso de uranio (permite un control preciso del flujo en el núcleo). Los CANDU PHWR se han construido en Canadá, Argentina, China, India, Pakistán, Rumania y Corea del Sur. India también opera una serie de PHWR, a menudo denominados "derivados CANDU",

• Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reactor de canal de alta potencia) (RBMK) [moderador: grafito; refrigerante: agua a alta presión]

Con un diseño soviético, los RBMK son en algunos aspectos similares a CANDU en que son recargables durante la operación de energía y emplean un diseño de tubo de presión en lugar de un recipiente a presión estilo PWR. Sin embargo, a diferencia de CANDU, son muy inestables y grandes, lo que hace que los edificios de contención sean costosos. También se han identificado una serie de fallas de seguridad críticas con el diseño de RBMK, aunque algunas de ellas se corrigieron después del desastre de Chernobyl. Su principal atractivo es el uso de agua ligera y uranio no enriquecido. A partir de 2022, 8 permanecen abiertos, principalmente debido a las mejoras de seguridad y la ayuda de las agencias de seguridad internacionales como el DOE. A pesar de estas mejoras de seguridad, los reactores RBMK todavía se consideran uno de los diseños de reactores más peligrosos en uso. Los reactores RBMK se desplegaron solo en la antigua Unión Soviética.

• Reactor enfriado por gas (GCR) y reactor enfriado por gas avanzado (AGR) [moderador: grafito; refrigerante: dióxido de carbono]

Estos diseños tienen una alta eficiencia térmica en comparación con los PWR debido a las temperaturas de funcionamiento más altas. Hay varios reactores operativos de este diseño, principalmente en el Reino Unido, donde se desarrolló el concepto. Los diseños más antiguos (es decir, las estaciones Magnox) están cerrados o lo estarán en un futuro cercano. Sin embargo, los AGR tienen una vida prevista de otros 10 a 20 años. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos. Los costos de desmantelamiento pueden ser altos debido al gran volumen del núcleo del reactor.

• Reactor reproductor rápido de metal líquido (LMFBR) [moderador: ninguno; refrigerante: metal líquido]

Este diseño de reactor totalmente descontrolado produce más combustible del que consume. Se dice que "generan" combustible, porque producen combustible fisionable durante la operación debido a la captura de neutrones. Estos reactores pueden funcionar de manera muy similar a un PWR en términos de eficiencia y no requieren mucha contención de alta presión, ya que el metal líquido no necesita mantenerse a alta presión, incluso a temperaturas muy altas. Estos reactores son diseños de neutrones rápidos, no de neutrones térmicos. Estos reactores vienen en dos tipos:Refrigerado por plomoEl uso de plomo como metal líquido proporciona una excelente protección contra la radiación y permite el funcionamiento a temperaturas muy altas. Además, el plomo es (en su mayoría) transparente a los neutrones, por lo que se pierden menos neutrones en el refrigerante y el refrigerante no se vuelve radiactivo. A diferencia del sodio, el plomo es en su mayor parte inerte, por lo que hay menos riesgo de explosión o accidente, pero cantidades tan grandes de plomo pueden ser problemáticas desde el punto de vista de la toxicología y la eliminación. A menudo, un reactor de este tipo utilizaría una mezcla eutéctica de plomo y bismuto. En este caso, el bismuto presentaría algunos problemas de radiación menores, ya que no es tan transparente a los neutrones y puede transmutarse en un isótopo radiactivo más fácilmente que el plomo. El submarino ruso de la clase Alfa utiliza un reactor rápido enfriado con plomo y bismuto como su principal planta de energía.Refrigerado por sodioLa mayoría de los LMFBR son de este tipo. Los TOPAZ, BN-350 y BN-600 en la URSS; Superphénix en Francia; y Fermi-I en Estados Unidos eran reactores de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y trabajar, y también logra prevenir la corrosión en las diversas partes del reactor sumergidas en él. Sin embargo, el sodio explota violentamente cuando se expone al agua, por lo que se debe tener cuidado, pero tales explosiones no serían más violentas que (por ejemplo) una fuga de fluido sobrecalentado de un reactor de agua a presión. El reactor de Monju en Japón sufrió una fuga de sodio en 1995 y no pudo reiniciarse hasta mayo de 2010. El EBR-I, el primer reactor que tuvo una fusión del núcleo, en 1955, también era un reactor refrigerado por sodio.

• Reactores de lecho de guijarros (PBR) [moderador: grafito; refrigerante: helio]

Estos usan combustible moldeado en bolas de cerámica y luego hacen circular el gas a través de las bolas. El resultado es un reactor eficiente, de bajo mantenimiento y muy seguro con combustible económico y estandarizado. Los prototipos fueron el AVR y el THTR-300 en Alemania, que produjeron hasta 308MW de electricidad entre 1985 y 1989 hasta que fue apagado tras sufrir una serie de incidentes y dificultades técnicas. El HTR-10 está operando en China, donde se está desarrollando el HTR-PM. Se espera que el HTR-PM sea el primer reactor de IV generación en entrar en funcionamiento.

• Reactores de sales fundidas (MSR) [moderador: grafito, o ninguno para MSR de espectro rápido; refrigerante: mezcla de sales fundidas]

Estos disuelven los combustibles en sales de fluoruro o cloruro, o utilizan tales sales como refrigerante. Los MSR tienen potencialmente muchas características de seguridad, incluida la ausencia de altas presiones o componentes altamente inflamables en el núcleo. Fueron inicialmente diseñados para la propulsión de aeronaves debido a su alta eficiencia y alta densidad de potencia. Se construyó un prototipo, el Experimento del Reactor de Sal Fundida, para confirmar la viabilidad del reactor de torio de fluoruro líquido, un reactor de espectro térmico que generaría combustible fisionable de uranio-233 a partir del torio.

• Reactor acuoso homogéneo (AHR) [moderador: agua ligera o pesada a alta presión; refrigerante: agua ligera o pesada a alta presión]

Estos reactores utilizan como combustible sales nucleares solubles (normalmente sulfato de uranio o nitrato de uranio) disueltas en agua y mezcladas con el refrigerante y el moderador. En abril de 2006, solo cinco AHR estaban en funcionamiento.

Tecnologías futuras y en desarrollo

Reactores avanzados

Más de una docena de diseños de reactores avanzados se encuentran en diversas etapas de desarrollo. Algunos son evolutivos de los diseños PWR, BWR y PHWR anteriores, algunos son desviaciones más radicales. Los primeros incluyen el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR), dos de los cuales están ahora en funcionamiento con otros en construcción, y el reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR) y las unidades AP1000 planificadas pasivamente seguras (ver Programa de Energía Nuclear 2010).

• El reactor rápido integral (IFR) se construyó, probó y evaluó durante la década de 1980 y luego se retiró bajo la administración Clinton en la década de 1990 debido a las políticas de no proliferación nuclear de la administración. El reciclaje del combustible gastado es el núcleo de su diseño y, por lo tanto, produce solo una fracción de los desechos de los reactores actuales.
• El reactor de lecho de guijarros, un reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGCR), está diseñado para que las altas temperaturas reduzcan la producción de energía mediante la ampliación Doppler de la sección transversal de neutrones del combustible. Utiliza combustibles cerámicos, por lo que sus temperaturas de funcionamiento seguras superan el rango de temperatura de reducción de potencia. La mayoría de los diseños se enfrían con helio inerte. El helio no está sujeto a explosiones de vapor, resiste la absorción de neutrones que conduce a la radiactividad y no disuelve los contaminantes que pueden volverse radiactivos. Los diseños típicos tienen más capas (hasta 7) de contención pasiva que los reactores de agua ligera (generalmente 3). Una característica única que puede ayudar a la seguridad es que las bolas de combustible en realidad forman el mecanismo del núcleo y se reemplazan una por una a medida que envejecen. El diseño del combustible encarece el reprocesamiento del combustible.
• El reactor pequeño, sellado, transportable y autónomo (SSTAR) se está investigando y desarrollando principalmente en los EE. UU., con la intención de que sea un reactor reproductor rápido que sea pasivamente seguro y pueda apagarse de forma remota en caso de que surja la sospecha de que está siendo manipulado.
• El reactor avanzado limpio y ambientalmente seguro (CAESAR) es un concepto de reactor nuclear que utiliza vapor como moderador; este diseño aún está en desarrollo.
• El reactor de agua de moderación reducida se basa en el reactor de agua en ebullición avanzado (ABWR) que está actualmente en uso, no es un reactor rápido completo sino que utiliza principalmente neutrones epitermales, que tienen una velocidad entre neutrones térmicos y rápidos.
• El módulo de energía nuclear autorregulado (HPM) moderado por hidrógeno es un diseño de reactor que emana del Laboratorio Nacional de Los Álamos que utiliza hidruro de uranio como combustible.
• Los reactores subcríticos están diseñados para ser más seguros y estables, pero plantean una serie de dificultades económicas y de ingeniería. Un ejemplo es el amplificador de energía.
• Reactores a base de torio — Es posible convertir el torio-232 en U-233 en reactores especialmente diseñados para tal fin. De esta forma, el torio, que es cuatro veces más abundante que el uranio, puede utilizarse para generar combustible nuclear U-233. También se cree que el U-233 tiene propiedades nucleares favorables en comparación con el U-235 utilizado tradicionalmente, incluida una mejor economía de neutrones y una menor producción de desechos transuránicos de vida prolongada.
  • Reactor avanzado de agua pesada (AHWR): un reactor de energía nuclear moderado por agua pesada propuesto que será el diseño de próxima generación del tipo PHWR. En desarrollo en el Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC), India.
  • KAMINI: un reactor único que utiliza el isótopo de uranio-233 como combustible. Construido en India por BARC y el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica (IGCAR).
  • India también planea construir reactores reproductores rápidos utilizando el ciclo de combustible torio-uranio-233. El FBTR (Fast Breeder Test Reactor) en funcionamiento en Kalpakkam (India) utiliza plutonio como combustible y sodio líquido como refrigerante.
  • China, que tiene el control del yacimiento Cerro Impacto, tiene un reactor y espera reemplazar la energía del carbón por energía nuclear.

Rolls-Royce tiene como objetivo vender reactores nucleares para la producción de combustible sintético para aviones.

Reactores de cuarta generación

Los reactores de cuarta generación son un conjunto de diseños de reactores nucleares teóricos que se están investigando actualmente. Por lo general, no se espera que estos diseños estén disponibles para la construcción comercial antes de 2030. Los reactores actuales en funcionamiento en todo el mundo generalmente se consideran sistemas de segunda o tercera generación, y los sistemas de primera generación se retiraron hace algún tiempo. La investigación sobre estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional Generación IV (GIF) sobre la base de ocho objetivos tecnológicos. Los objetivos principales son mejorar la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar los desechos y la utilización de los recursos naturales, y disminuir el costo de construir y operar tales plantas.

• Reactor rápido refrigerado por gas
• Reactor rápido refrigerado por plomo
• Reactor de sales fundidas
• Reactor rápido refrigerado por sodio
• Reactor de agua supercrítica
• Reactor de muy alta temperatura

Reactores Generación V+

Los reactores de Generación V son diseños que son teóricamente posibles, pero que no se están considerando ni investigando activamente en la actualidad. Aunque algunos reactores de generación V podrían construirse potencialmente con la tecnología actual oa corto plazo, despiertan poco interés por razones económicas, prácticas o de seguridad.

• Reactor de núcleo líquido. Un reactor nuclear de núcleo líquido de circuito cerrado, donde el material fisible es uranio fundido o una solución de uranio enfriada por un gas de trabajo bombeado a través de orificios en la base del recipiente de contención.
• Reactor de núcleo de gas. Una versión de circuito cerrado del cohete de bombilla nuclear, donde el material fisionable es hexafluoruro de uranio gaseoso contenido en un recipiente de sílice fundido. Un gas de trabajo (como el hidrógeno) fluiría alrededor de este recipiente y absorbería la luz ultravioleta producida por la reacción. Este diseño de reactor también podría funcionar como un motor de cohete, como aparece en la novela de ciencia ficción Skyfall de Harry Harrison de 1976. En teoría, usando UF ₆como combustible de trabajo directamente (en lugar de como una etapa a uno, como se hace ahora) significaría costos de procesamiento más bajos y reactores muy pequeños. En la práctica, hacer funcionar un reactor a densidades de potencia tan altas probablemente produciría un flujo de neutrones inmanejable, lo que debilitaría la mayoría de los materiales del reactor y, por lo tanto, dado que el flujo sería similar al esperado en los reactores de fusión, requeriría materiales similares a los seleccionados por International Fusion. Instalación de irradiación de materiales.
  • Reactor electromagnético con núcleo de gas. Como en el reactor de núcleo de gas, pero con paneles fotovoltaicos que convierten la luz ultravioleta directamente en electricidad. Este enfoque es similar al efecto fotoeléctrico probado experimentalmente que convertiría los rayos X generados por la fusión aneutrónica en electricidad, pasando los fotones de alta energía a través de una matriz de láminas conductoras para transferir parte de su energía a los electrones, la energía del fotón. es capturado electrostáticamente, similar a un capacitor. Dado que los rayos X pueden atravesar un material mucho más grueso que los electrones, se necesitan muchos cientos o miles de capas para absorber los rayos X.
• Reactor de fragmentos de fisión. Un reactor de fragmentos de fisión es un reactor nuclear que genera electricidad al desacelerar un haz de iones de subproductos de fisión en lugar de usar reacciones nucleares para generar calor. Al hacerlo, evita el ciclo de Carnot y puede lograr eficiencias de hasta el 90 % en lugar del 40-45 % alcanzable por reactores térmicos de turbina eficientes. El haz de iones del fragmento de fisión pasaría a través de un generador magnetohidrodinámico para producir electricidad.
• Fusión nuclear híbrida. Usaría los neutrones emitidos por la fusión para fisionar una capa de material fértil, como U-238 o Th-232 y transmutar el combustible nuclear gastado/desecho nuclear de otro reactor en isótopos relativamente más benignos.

Reactores de fusión

En principio, la fusión nuclear controlada podría usarse en plantas de energía de fusión para producir energía sin las complejidades del manejo de actínidos, pero aún quedan importantes obstáculos científicos y técnicos. Se han construido varios reactores de fusión, pero los reactores nunca han podido liberar más energía que la cantidad de energía utilizada en el proceso. A pesar de que la investigación comenzó en la década de 1950, no se espera ningún reactor de fusión comercial antes de 2050. El proyecto ITER actualmente lidera el esfuerzo por aprovechar la energía de fusión.

Ciclo del combustible nuclear

Los reactores térmicos generalmente dependen de uranio refinado y enriquecido. Algunos reactores nucleares pueden operar con una mezcla de plutonio y uranio (ver MOX). El proceso mediante el cual se extrae, procesa, enriquece, utiliza, posiblemente reprocesa y elimina el mineral de uranio se conoce como ciclo del combustible nuclear.

Menos del 1% del uranio que se encuentra en la naturaleza es el isótopo U-235 fácilmente fisionable y, como resultado, la mayoría de los diseños de reactores requieren combustible enriquecido. El enriquecimiento consiste en aumentar el porcentaje de U-235 y se suele realizar mediante difusión gaseosa o centrifugación de gases. El resultado enriquecido luego se convierte en polvo de dióxido de uranio, que se prensa y se quema en forma de gránulos. Estos gránulos se apilan en tubos que luego se sellan y se denominan barras de combustible. Muchas de estas barras de combustible se utilizan en cada reactor nuclear.

La mayoría de los reactores comerciales BWR y PWR utilizan uranio enriquecido hasta aproximadamente un 4% de U-235, y algunos reactores comerciales con una alta economía de neutrones no requieren que el combustible se enriquezca en absoluto (es decir, pueden utilizar uranio natural). Según la Agencia Internacional de Energía Atómica, hay al menos 100 reactores de investigación en el mundo alimentados con uranio altamente enriquecido (grado para armas/90% de enriquecimiento). El riesgo de robo de este combustible (potencialmente utilizado en la producción de un arma nuclear) ha dado lugar a campañas que abogan por la conversión de este tipo de reactores a uranio de bajo enriquecimiento (que presenta una menor amenaza de proliferación).

El U-235 fisionable y el U-238 no fisionable pero fisionable y fértil se utilizan en el proceso de fisión. El U-235 es fisionable por neutrones térmicos (es decir, de movimiento lento). Un neutrón térmico es aquel que se mueve a la misma velocidad que los átomos que lo rodean. Dado que todos los átomos vibran proporcionalmente a su temperatura absoluta, un neutrón térmico tiene la mejor oportunidad de fisionar el U-235 cuando se mueve a esta misma velocidad de vibración. Por otro lado, es más probable que el U-238 capture un neutrón cuando el neutrón se mueve muy rápido. Este átomo de U-239 pronto se descompondrá en plutonio-239, que es otro combustible. El Pu-239 es un combustible viable y debe tenerse en cuenta incluso cuando se utiliza un combustible de uranio muy enriquecido. Las fisiones de plutonio dominarán las fisiones de U-235 en algunos reactores, especialmente después de que se agote la carga inicial de U-235.

La mayoría de los diseños de reactores existentes son reactores térmicos y, por lo general, utilizan agua como moderador de neutrones (moderador significa que reduce la velocidad del neutrón a una velocidad térmica) y como refrigerante. Pero en un reactor reproductor rápido, se usa algún otro tipo de refrigerante que no moderará ni ralentizará mucho los neutrones. Esto permite que dominen los neutrones rápidos, que pueden usarse efectivamente para reponer constantemente el suministro de combustible. Simplemente colocando uranio no enriquecido barato en dicho núcleo, el U-238 no fisionable se convertirá en Pu-239, combustible de "reproducción".

En el ciclo de combustible del torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 beta se descompone en protactinio-233 y luego en uranio-233, que a su vez se utiliza como combustible. Por lo tanto, como el uranio-238, el torio-232 es un material fértil.

Combustible de reactores nucleares

La cantidad de energía en el depósito de combustible nuclear se expresa con frecuencia en términos de "días a plena potencia", que es el número de períodos (días) de 24 horas en los que un reactor está programado para funcionar a plena potencia para la generación de calor. energía. El número de días de plena potencia en el ciclo de funcionamiento de un reactor (entre tiempos de parada de recarga de combustible) está relacionado con la cantidad de uranio fisionable-235 (U-235) contenida en los elementos combustibles al comienzo del ciclo. Un mayor porcentaje de U-235 en el núcleo al comienzo de un ciclo permitirá que el reactor funcione durante un mayor número de días a plena potencia.

Al final del ciclo de operación, el combustible de algunos de los conjuntos se “gasta”, habiendo pasado de cuatro a seis años en el reactor produciendo energía. Este combustible gastado se descarga y se reemplaza con conjuntos de combustible nuevos (frescos). Aunque se consideran "gastados", estos conjuntos de combustible contienen una gran cantidad de combustible. En la práctica, es la economía la que determina la vida útil del combustible nuclear en un reactor. Mucho antes de que haya tenido lugar toda la fisión posible, el reactor no puede mantener el 100% de la potencia de salida total y, por lo tanto, los ingresos de la empresa de servicios públicos disminuyen a medida que disminuye la potencia de salida de la planta. La mayoría de las plantas nucleares operan con un margen de beneficio muy bajo debido a los gastos generales operativos, principalmente los costos regulatorios, por lo que operar por debajo del 100 % de potencia no es económicamente viable por mucho tiempo.La fracción del núcleo de combustible del reactor que se reemplaza durante el reabastecimiento suele ser un tercio, pero depende de cuánto tiempo opere la planta entre reabastecimientos. Las plantas normalmente operan en ciclos de recarga de combustible de 18 meses o ciclos de recarga de combustible de 24 meses. Esto significa que una recarga de combustible, reemplazando solo un tercio del combustible, puede mantener un reactor nuclear a plena potencia durante casi dos años. La disposición y almacenamiento de este combustible gastado es uno de los aspectos más desafiantes de la operación de una planta de energía nuclear comercial. Este desecho nuclear es altamente radiactivo y su toxicidad presenta un peligro por miles de años.Después de ser descargado del reactor, el combustible nuclear gastado se transfiere a la piscina de combustible gastado en el sitio. La piscina de combustible gastado es una gran piscina de agua que proporciona refrigeración y protección al combustible nuclear gastado. Una vez que la energía ha decaído un poco (aproximadamente cinco años), el combustible se puede transferir de la piscina de combustible a toneles protegidos secos, que se pueden almacenar de manera segura durante miles de años. Después de cargarlos en toneles blindados secos, los toneles se almacenan in situ en una instalación especialmente protegida en búnkeres de hormigón impermeable. Las instalaciones de almacenamiento de combustible en el sitio están diseñadas para resistir el impacto de los aviones comerciales, con poco o ningún daño al combustible gastado. Una instalación de almacenamiento de combustible in situ promedio puede contener 30 años de combustible gastado en un espacio más pequeño que un campo de fútbol.

No es necesario cerrar todos los reactores para recargar combustible; por ejemplo, los reactores de lecho de guijarros, los reactores RBMK, los reactores de sales fundidas, los reactores Magnox, AGR y CANDU permiten que el combustible se desplace a través del reactor mientras está funcionando. En un reactor CANDU, esto también permite que elementos combustibles individuales se sitúen dentro del núcleo del reactor que mejor se adapten a la cantidad de U-235 en el elemento combustible.

La cantidad de energía extraída del combustible nuclear se denomina quemado, que se expresa en términos de energía térmica producida por unidad inicial de peso de combustible. El quemado se expresa comúnmente como días de megavatios térmicos por tonelada métrica de metal pesado inicial.

Seguridad nuclear

La seguridad nuclear comprende las acciones tomadas para prevenir accidentes e incidentes nucleares y radiológicos o para limitar sus consecuencias. La industria de la energía nuclear ha mejorado la seguridad y el rendimiento de los reactores y ha propuesto diseños de reactores nuevos y más seguros (pero generalmente no probados), pero no hay garantía de que los reactores se diseñen, construyan y operen correctamente. Los errores ocurren y los diseñadores de reactores en Fukushima en Japón no anticiparon que un tsunami generado por un terremoto desactivaría los sistemas de respaldo que se suponía que estabilizarían el reactor después del terremoto, a pesar de las múltiples advertencias del NRG y la administración de seguridad nuclear japonesa..Según UBS AG, los accidentes nucleares de Fukushima I han puesto en duda si incluso una economía avanzada como Japón puede dominar la seguridad nuclear. También son concebibles escenarios catastróficos que involucran ataques terroristas. Un equipo interdisciplinario del MIT ha estimado que, dado el crecimiento esperado de la energía nuclear de 2005 a 2055, se esperarían al menos cuatro accidentes nucleares graves en ese período.

Accidentes nucleares

Se han producido accidentes nucleares y de radiación graves, aunque raros. Estos incluyen el incendio de Windscale (octubre de 1957), el accidente de SL-1 (1961), el accidente de Three Mile Island (1979), el desastre de Chernobyl (abril de 1986) y el desastre nuclear de Fukushima Daiichi (marzo de 2011). Los percances de submarinos de propulsión nuclear incluyen el accidente del reactor K-19 (1961), el accidente del reactor K-27 (1968) y el accidente del reactor K-431 (1985).

Los reactores nucleares se han puesto en órbita terrestre al menos 34 veces. Una serie de incidentes relacionados con el RORSAT soviético no tripulado propulsado por un reactor nuclear, especialmente el satélite de radar Kosmos 954, dieron como resultado que el combustible nuclear volviera a entrar en la atmósfera terrestre desde la órbita y se dispersara en el norte de Canadá (enero de 1978).

Reactores nucleares naturales

Hace casi dos mil millones de años, una serie de "reactores" de fisión nuclear autosuficientes se autoensamblaron en el área ahora conocida como Oklo en Gabón, África Occidental. Las condiciones en ese lugar y momento permitieron que ocurriera una fisión nuclear natural en circunstancias similares a las condiciones en un reactor nuclear construido. Hasta ahora se han encontrado quince reactores de fisión natural fósiles en tres depósitos de mineral separados en la mina de uranio Oklo en Gabón. Descubiertos por primera vez en 1972 por el físico francés Francis Perrin, se conocen colectivamente como los reactores fósiles de Oklo. Las reacciones de fisión nuclear autosostenidas tuvieron lugar en estos reactores hace aproximadamente 1.500 millones de años y duraron unos cientos de miles de años, con un promedio de 100 kW de potencia durante ese tiempo.El concepto de un reactor nuclear natural fue teorizado ya en 1956 por Paul Kuroda en la Universidad de Arkansas.

Dichos reactores ya no pueden formarse en la Tierra en su período geológico actual. La descomposición radiactiva del anteriormente más abundante uranio-235 durante un lapso de tiempo de cientos de millones de años ha reducido la proporción de este isótopo fisionable natural por debajo de la cantidad requerida para sostener una reacción en cadena con solo agua como moderador.

Los reactores nucleares naturales se formaron cuando un depósito mineral rico en uranio se inundó con agua subterránea que actuó como moderador de neutrones y se produjo una fuerte reacción en cadena. El moderador de agua herviría a medida que aumentaba la reacción, lo que la ralentizaba nuevamente y evitaba que se derritiera. La reacción de fisión se mantuvo durante cientos de miles de años, con ciclos del orden de horas a unos pocos días.

Estos reactores naturales son ampliamente estudiados por científicos interesados ​​en la eliminación geológica de desechos radiactivos. Ofrecen un estudio de caso de cómo los isótopos radiactivos migran a través de la corteza terrestre. Esta es un área importante de controversia ya que los opositores a la eliminación de desechos geológicos temen que los isótopos de los desechos almacenados puedan terminar en los suministros de agua o ser transportados al medio ambiente.

Emisiones

Los reactores nucleares producen tritio como parte de sus operaciones normales, que finalmente se libera al medio ambiente en pequeñas cantidades.

Como isótopo del hidrógeno, el tritio (T) se une con frecuencia al oxígeno y forma T ₂ O. Esta molécula es químicamente idéntica al H ₂ O y, por lo tanto, es incolora e inodora; sin embargo, los neutrones adicionales en los núcleos de hidrógeno hacen que el tritio experimente desintegración beta con una vida media de 12,3 años. A pesar de ser medible, el tritio liberado por las centrales nucleares es mínimo. La NRC de los Estados Unidos estima que una persona que beba agua durante un año de un pozo contaminado por lo que consideraría un derrame significativo de agua tritiada recibiría una dosis de radiación de 0,3 milirem.A modo de comparación, este es un orden de magnitud menor que los 4 milirem que recibe una persona en un vuelo de ida y vuelta desde Washington, DC a Los Ángeles, como consecuencia de una menor protección atmosférica contra los rayos cósmicos de alta energía a grandes altitudes.

Las cantidades de estroncio-90 liberadas por las plantas de energía nuclear en condiciones normales de operación son tan bajas que son indetectables por encima de la radiación de fondo natural. El estroncio-90 detectable en las aguas subterráneas y el medio ambiente en general se remonta a las pruebas de armas que ocurrieron a mediados del siglo XX (que representan el 99 % del estroncio-90 en el medio ambiente) y el accidente de Chernóbil (que representa el 1 % restante).).