Reactor reproductor

Assembly of the core of Experimental Breeder Reactor I in Idaho, United States, 1951

Un reactor reproductor es un reactor nuclear que genera más material fisionable del que consume. Estos reactores pueden alimentarse con isótopos de uranio y torio más comúnmente disponibles, como el uranio-238 o el torio-232, a diferencia del raro uranio-235 que se usa en los reactores convencionales. Estos materiales se denominan materiales fértiles, ya que estos reactores reproductores pueden convertirlos en combustible.

Los reactores reproductores logran esto porque su economía de neutrones es lo suficientemente alta como para crear más combustible fisionable del que utilizan. Estos neutrones adicionales son absorbidos por el material fértil que se carga en el reactor junto con el combustible fisionable. Este material fértil irradiado se transmuta a su vez en material fisionable que puede sufrir reacciones de fisión.

Al principio, los reproductores resultaron atractivos porque hacían un uso más completo del combustible de uranio que los reactores de agua ligera, pero el interés disminuyó después de la década de 1960, a medida que se encontraron más reservas de uranio y los nuevos métodos de enriquecimiento de uranio redujeron los costos de combustible.

Recursos de combustible

Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio, lo que reduciría los requisitos de combustible en un factor de 100 en comparación con los reactores de agua ligera de un solo paso ampliamente utilizados, que extraen menos del 1 % de la energía. en el uranio extraído de la tierra. La alta eficiencia de combustible de los reactores reproductores podría reducir en gran medida las preocupaciones sobre el suministro de combustible, la energía utilizada en la minería y el almacenamiento de desechos radiactivos. Con la extracción de uranio con agua de mar (actualmente demasiado cara para ser económica), hay suficiente combustible para que los reactores reproductores satisfagan las necesidades energéticas del mundo durante 5.000 millones de años a la tasa de consumo total de energía de 1983, lo que hace que la energía nuclear sea eficaz. una energía renovable. Además del agua de mar, las rocas de granito de la corteza media contienen cantidades significativas de uranio y torio que, con reactores reproductores, pueden suministrar abundante energía para el tiempo de vida restante del sol en la secuencia principal de evolución estelar.

Eficiencia del combustible y tipos de residuos nucleares

Los desechos nucleares se convirtieron en una preocupación mayor en la década de 1990. En términos generales, el combustible nuclear gastado tiene tres componentes principales. El primero consiste en productos de fisión, los fragmentos sobrantes de los átomos de combustible después de haber sido divididos para liberar energía. Los productos de fisión vienen en docenas de elementos y cientos de isótopos, todos ellos más livianos que el uranio. El segundo componente principal del combustible gastado son los transuránicos (átomos más pesados que el uranio), que se generan a partir del uranio o de átomos más pesados en el combustible cuando absorben neutrones pero no se fisionan. Todos los isótopos transuránicos se encuentran dentro de la serie de actínidos en la tabla periódica, por lo que con frecuencia se los denomina actínidos. El componente más grande es el uranio restante, que tiene alrededor de 98,25 % de uranio-238, 1,1 % de uranio-235 y 0,65 % de uranio-236. El U-236 proviene de la reacción de captura sin fisión en la que el U-235 absorbe un neutrón pero libera solo un rayo gamma de alta energía en lugar de someterse a fisión.

El comportamiento físico de los productos de fisión es marcadamente diferente al de los actínidos. En particular, los productos de fisión no se fisionan por sí mismos y, por lo tanto, no pueden utilizarse como combustible nuclear, ni para armas nucleares ni para reactores nucleares. De hecho, debido a que los productos de fisión son a menudo venenos de neutrones (neutrones absorbentes que podrían usarse para mantener una reacción en cadena), los productos de fisión se consideran "cenizas" nucleares. restos del consumo de materiales fisionables. Además, solo siete isótopos de productos de fisión de vida larga tienen vidas medias superiores a cien años, lo que hace que su almacenamiento geológico o eliminación sea menos problemático que el de los materiales transuránicos.

Con el aumento de la preocupación por los desechos nucleares, los ciclos de combustible de reproducción despertaron un interés renovado, ya que pueden reducir los desechos de actínidos, en particular el plutonio y los actínidos menores. Los reactores reproductores están diseñados para fisionar los desechos de actínidos como combustible y, por lo tanto, convertirlos en más productos de fisión.

Después de que el combustible nuclear gastado se retira de un reactor de agua ligera, sufre un perfil de descomposición complejo, ya que cada nucleido se descompone a un ritmo diferente. Debido a una rareza física a la que se hace referencia a continuación, existe una gran brecha en la vida media de descomposición de los productos de fisión en comparación con los isótopos transuránicos. Si los transuránicos se dejan en el combustible gastado, después de 1.000 a 100.000 años, la lenta descomposición de estos transuránicos generaría la mayor parte de la radiactividad en ese combustible gastado. Por lo tanto, la eliminación de los transuránicos de los desechos elimina gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible nuclear gastado.

Los reactores comerciales de agua ligera de hoy generan material fisionable nuevo, principalmente en forma de plutonio. Debido a que los reactores comerciales nunca se diseñaron como reproductores, no convierten suficiente uranio-238 en plutonio para reemplazar el uranio-235 consumido. No obstante, al menos un tercio de la energía producida por los reactores nucleares comerciales proviene de la fisión del plutonio generado dentro del combustible. Incluso con este nivel de consumo de plutonio, los reactores de agua ligera consumen solo una parte del plutonio y los actínidos menores que producen, y se acumulan isótopos no fisionables de plutonio, junto con cantidades significativas de otros actínidos menores.

Ratio de conversión, punto de equilibrio, ratio de reproducción, tiempo de duplicación y quemado

Una medida del rendimiento de un reactor es la 'relación de conversión', definida como la relación entre los átomos fisionables nuevos producidos y los átomos fisionables consumidos. Todos los reactores nucleares propuestos, excepto los quemadores de actínidos especialmente diseñados y operados, experimentan algún grado de conversión. Siempre que haya alguna cantidad de material fértil dentro del flujo de neutrones del reactor, siempre se crea algo de material fisionable nuevo. Cuando el índice de conversión es mayor que 1, a menudo se lo denomina "índice de reproducción".

Por ejemplo, los reactores de agua ligera de uso común tienen una relación de conversión de aproximadamente 0,6. Los reactores de agua pesada presurizados (PHWR) que funcionan con uranio natural tienen una relación de conversión de 0,8. En un reactor reproductor, el índice de conversión es superior a 1. "Equilibrio de pérdidas y ganancias" se logra cuando la relación de conversión llega a 1,0 y el reactor produce tanto material fisionable como el que utiliza.

El tiempo de duplicación es la cantidad de tiempo que le tomaría a un reactor reproductor producir suficiente material fisionable nuevo para reemplazar el combustible original y, además, producir una cantidad equivalente de combustible para otro reactor nuclear. Esto se consideró una medida importante del rendimiento de los reproductores en los primeros años, cuando se pensaba que el uranio escaseaba. Sin embargo, dado que el uranio es más abundante de lo que se pensaba en los primeros días del desarrollo del reactor nuclear, y dada la cantidad de plutonio disponible en el combustible gastado del reactor, el tiempo de duplicación se ha convertido en una métrica menos importante en el diseño moderno de reactores reproductores.

"Grabar" es una medida de cuánta energía se ha extraído de una masa dada de metal pesado en el combustible, a menudo expresada (para reactores de potencia) en términos de gigavatios-día por tonelada de metal pesado. El quemado es un factor importante para determinar los tipos y abundancias de isótopos producidos por un reactor de fisión. Los reactores reproductores, por diseño, tienen un quemado extremadamente alto en comparación con un reactor convencional, ya que los reactores reproductores producen muchos más desechos en forma de productos de fisión, mientras que la mayoría o la totalidad de los actínidos están destinados a fisionarse y destruirse.

En el pasado, el desarrollo de reactores reproductores se centró en reactores con relaciones de reproducción bajas, desde 1,01 para el reactor Shippingport que funciona con combustible de torio y enfriado con agua ligera convencional hasta más de 1,2 para el reactor soviético BN-350 enfriado por metal líquido.. Los modelos teóricos de reproductores con refrigerante de sodio líquido que fluye a través de tubos dentro de los elementos combustibles (construcción de "tubo en carcasa") sugieren que son posibles proporciones de reproducción de al menos 1,8 a escala industrial. El reactor de prueba soviético BR-1 logró una proporción de reproducción de 2,5 en condiciones no comerciales.

Tipos de reactor reproductor

Producción de actinidos transuranices pesados en reactores de fisión térmica-neutron actuales a través de captura y decaimientos de neutrones. A partir de uranio-238, se producen isótopos de plutonio, americium y curium. En un reactor rápido de neutrones, todos estos isótopos pueden ser quemados como combustible.

Son posibles muchos tipos de reactores reproductores:

Un "criador" es simplemente un reactor diseñado para una economía de neutrones muy alta con una tasa de conversión asociada superior a 1,0. En principio, casi cualquier diseño de reactor podría modificarse para convertirse en reproductor. Por ejemplo, el Reactor de agua ligera, un diseño térmico muy moderado, evolucionó hacia el concepto de Reactor súper rápido, que utiliza agua ligera en una forma supercrítica de densidad extremadamente baja para aumentar la economía de neutrones lo suficiente como para permitir la reproducción.

Además de los enfriados por agua, existen muchos otros tipos de reactores reproductores que actualmente se contemplan como posibles. Estos incluyen diseños enfriados por sales fundidas, enfriados por gas y enfriados por metal líquido en muchas variaciones. Casi cualquiera de estos tipos de diseño básicos puede ser alimentado por uranio, plutonio, muchos actínidos menores o torio, y pueden diseñarse para muchos objetivos diferentes, como crear más combustible fisionable, operación de estado estable a largo plazo o combustión activa. de desechos nucleares.

Los diseños de reactores existentes a veces se dividen en dos categorías amplias en función de su espectro de neutrones, que generalmente separa los diseñados para usar principalmente uranio y transuránicos de los diseñados para usar torio y evitar los transuránicos. Estos diseños son:

• reactores de cría rápida (FBR's) que usan neutrones "rápidos" (es decir, no moderados) para reproducir plutonio fisible (y posiblemente transuranices más altos) de uranio fértil-238. El espectro rápido es lo suficientemente flexible que también puede reproducir uranio fisible-233 de torio, si se desea.
• reactores de cría térmica que usan los neutrones 'termal-spectrum' o 'slow' (es decir, moderados) para reproducir uranio fisionable-233 de torio (ciclo de combustible de atrio). Debido al comportamiento de los diversos combustibles nucleares, un criador térmico se cree comercialmente factible sólo con el combustible del torio, que evita la acumulación de los transuranices más pesados.

Reprocesamiento

La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce inevitablemente productos de fisión que absorben neutrones. Uno debe reprocesar el material fértil de un reactor reproductor para eliminar esos venenos de neutrones. Este paso es necesario para aprovechar al máximo la capacidad de generar tanto o más combustible del que se consume. Todo reprocesamiento puede presentar un problema de proliferación, ya que puede extraer material utilizable para armas del combustible gastado. La técnica de reprocesamiento más común, PUREX, presenta una preocupación particular, ya que fue diseñada expresamente para separar plutonio puro. Las primeras propuestas para el ciclo de combustible del reactor reproductor plantearon una preocupación de proliferación aún mayor porque utilizarían PUREX para separar el plutonio en una forma isotópica muy atractiva para su uso en armas nucleares.

Varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento que no separan el plutonio de los demás actínidos. Por ejemplo, el proceso de electroobtención pirometalúrgico no basado en agua, cuando se utiliza para reprocesar combustible de un reactor rápido integral, deja grandes cantidades de actínidos radiactivos en el combustible del reactor. Los sistemas de reprocesamiento a base de agua más convencionales incluyen SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX y TRUEX, y propuestas para combinar PUREX con esos y otros coprocesos.

Todos estos sistemas tienen una resistencia a la proliferación moderadamente mejor que PUREX, aunque su tasa de adopción es baja.

En el ciclo del torio, el torio-232 se reproduce al convertirse primero en protactinio-233, que luego se descompone en uranio-233. Si el protactinio permanece en el reactor, también se producen pequeñas cantidades de uranio-232, que tiene el fuerte emisor gamma talio-208 en su cadena de desintegración. Al igual que en los diseños alimentados con uranio, cuanto más tiempo permanecen el combustible y el material fértil en el reactor, más elementos indeseables se acumulan. En los reactores comerciales de torio previstos, se permitiría la acumulación de altos niveles de uranio-232, lo que daría lugar a dosis extremadamente altas de radiación gamma de cualquier uranio derivado del torio. Estos rayos gamma complican el manejo seguro de un arma y el diseño de su electrónica; esto explica por qué nunca se ha buscado el uranio-233 para armas más allá de las demostraciones de prueba de concepto.

Si bien el ciclo del torio puede ser resistente a la proliferación con respecto a la extracción de uranio-233 del combustible (debido a la presencia de uranio-232), presenta un riesgo de proliferación debido a una ruta alternativa de extracción de uranio-233, que involucra químicamente extraer protactinio-233 y permitir que se desintegre a uranio-233 puro fuera del reactor. Este proceso es una operación química obvia que no se requiere para el funcionamiento normal de estos diseños de reactores, pero que podría ocurrir más allá de la supervisión de organizaciones como la Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA) y, por lo tanto, debe protegerse.

Reducción de residuos

Los desechos nucleares se convirtieron en una preocupación mayor en la década de 1990. La mejora de los ciclos del combustible atrajo un renovado interés debido a su potencial para reducir los desechos de actínidos, en particular varios isótopos de plutonio y los actínidos menores (neptunio, americio, curio, etc.). Dado que los reactores reproductores en un ciclo de combustible cerrado utilizarían casi todos los isótopos de estos actínidos alimentados como combustible, sus necesidades de combustible se reducirían en un factor de aproximadamente 100. El volumen de desechos que generan se reduciría en un factor de unos 100 también. Si bien hay una gran reducción en el volumen de desechos de un reactor reproductor, la actividad de los desechos es casi la misma que la producida por un reactor de agua ligera.

Además, los desechos de un reactor reproductor tienen un comportamiento de descomposición diferente, porque están compuestos por diferentes materiales. Los desechos del reactor reproductor son en su mayoría productos de fisión, mientras que los desechos del reactor de agua ligera son en su mayoría isótopos de uranio no utilizados y una gran cantidad de transuránicos. Después de que el combustible nuclear gastado se haya extraído de un reactor de agua ligera durante más de 100.000 años, los transuránicos serían la principal fuente de radiactividad. Eliminarlos eliminaría gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible gastado.

En principio, los ciclos de combustible de reproductores pueden reciclar y consumir todos los actínidos, dejando solo los productos de fisión. Como indica el gráfico de esta sección, los productos de fisión tienen un 'brecha' en sus vidas medias agregadas, de modo que ningún producto de fisión tenga una vida media entre 91 años y doscientos mil años. Como resultado de esta rareza física, después de varios cientos de años de almacenamiento, la actividad de los desechos radiactivos de un reactor reproductor rápido caería rápidamente al nivel bajo de los productos de fisión de vida prolongada. Sin embargo, para obtener este beneficio se requiere una separación altamente eficiente de los transuránicos del combustible gastado. Si los métodos de reprocesamiento de combustible utilizados dejan una gran fracción de los transuránicos en el flujo final de desechos, esta ventaja se reduciría considerablemente.

Ambos tipos de ciclos de reproducción pueden reducir los desechos de actínidos:

• Los neutrones rápidos del reactor reproductor pueden fission actinide nuclei con números de protones y neutrones. Estos núcleos generalmente carecen de las resonancias "térmicas" de baja velocidad de los combustibles fisionables utilizados en RL.
• El ciclo de combustible de torio produce intrínsecamente niveles más bajos de actinidos pesados. El material fértil en el ciclo del combustible del torio tiene un peso atómico de 232, mientras que el material fértil en el ciclo del combustible de uranio tiene un peso atómico de 238. Esa diferencia de masa significa que el thorium-232 requiere seis eventos de captura de neutrones más por núcleo antes de que se puedan producir los elementos transuranices. Además de esta simple diferencia de masa, el reactor tiene dos posibilidades de fisión de los núcleos a medida que aumenta la masa: Primero como el núcleo de combustible eficaz U233, y como absorbe dos neutrones más, de nuevo como el núcleo de combustible U235.

Un reactor cuyo objetivo principal es destruir actínidos, en lugar de aumentar las existencias de combustible fisionable, a veces se conoce como reactor quemador. Tanto la reproducción como la quema dependen de una buena economía de neutrones, y muchos diseños pueden hacer cualquiera de las dos. Los diseños de reproducción rodean el núcleo por una manta de reproducción de material fértil. Los quemadores de desechos rodean el núcleo con desechos no fértiles para ser destruidos. Algunos diseños agregan reflectores o absorbentes de neutrones.

Conceptos de reactores reproductores

Existen varios conceptos para los reactores reproductores; los dos principales son:

• Los reactores con un espectro rápido de neutrones se llaman reactores de cría rápida (FBR) – estos utilizan normalmente uranio-238 como combustible.
• Los reactores con un espectro de neutrones térmicos se denominan reactores de cría térmica – estos utilizan típicamente el thorium-232 como combustible.

Reactor reproductor rápido

Diagrama esquemático que muestra la diferencia entre los tipos de bucle y piscina de LMFBR.

En 2006, todas las centrales eléctricas de reactores reproductores rápidos (FBR) a gran escala eran reactores reproductores rápidos de metal líquido (LMFBR) refrigerados por sodio líquido. Estos han sido de uno de dos diseños:

• Loop tipo, en el que el refrigerante primario se distribuye a través de intercambiadores de calor primarios fuera del tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico debido a la radioactividad 24Na en el refrigerante primario)

Reactor Experimental Breeder II, que sirvió como prototipo para el Reactor Fast Integral

• Piscina tipo, en el que los intercambiadores de calor primarios y las bombas están inmersos en el tanque del reactor

Todos los diseños actuales de reactores de neutrones rápidos utilizan metal líquido como refrigerante principal para transferir el calor del núcleo al vapor que se utiliza para impulsar las turbinas generadoras de electricidad. Los FBR se han construido enfriados por metales líquidos distintos del sodio; algunos de los primeros FBR usaban mercurio, otros reactores experimentales usaban una aleación de sodio y potasio llamada NaK. Ambos tienen la ventaja de que son líquidos a temperatura ambiente, lo cual es conveniente para plataformas experimentales pero menos importante para centrales eléctricas piloto o de gran escala. También se han utilizado plomo y aleaciones de plomo-bismuto.

Tres de los tipos de reactores de generación IV propuestos son FBR:

• reactor rápido refrigerado por gas (GFR) refrigerado por helio.
• reactor rápido refrigerado por sodio (SFR) basado en el FBR líquido-metal existente (LMFBR) y los diseños integrales de reactores rápidos.
• reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) basado en unidades de propulsión naval soviética.

Los FBR suelen utilizar un núcleo de combustible de óxido mixto de hasta un 20 % de dióxido de plutonio (PuO₂) y al menos un 80 % de dióxido de uranio (UO₂). Otra opción de combustible son las aleaciones metálicas, normalmente una mezcla de uranio, plutonio y circonio (utilizado porque es "transparente" a los neutrones). El uranio enriquecido también se puede utilizar solo.

Muchos diseños rodean el núcleo en una capa de tubos que contienen uranio-238 no fisionable que, al capturar neutrones rápidos de la reacción en el núcleo, se convierte en plutonio-239 fisionable (al igual que parte del uranio en el núcleo), que luego se reprocesa y se utiliza como combustible nuclear. Otros diseños de FBR se basan en la geometría del propio combustible (que también contiene uranio-238), dispuesto para lograr una captura de neutrones suficientemente rápida. La sección eficaz de fisión del plutonio-239 (o del uranio-235 fisible) es mucho menor en un espectro rápido que en un espectro térmico, al igual que la relación entre el ²³⁹Pu/²³⁵U sección de fisión y ²³⁸U sección de absorción. Esto aumenta la concentración de ²³⁹Pu/²³⁵U necesarios para mantener una reacción en cadena, así como la proporción de reproducción a fisión. Por otro lado, un reactor rápido no necesita moderador para ralentizar los neutrones en absoluto, aprovechando que los neutrones rápidos producen una mayor cantidad de neutrones por fisión que los neutrones lentos. Por esta razón, el agua líquida ordinaria, al ser moderador y absorbente de neutrones, es un refrigerante primario indeseable para los reactores rápidos. Debido a que se requieren grandes cantidades de agua en el núcleo para enfriar el reactor, la producción de neutrones y, por lo tanto, la reproducción de 239Pu se ven fuertemente afectadas. Se ha realizado trabajo teórico sobre reactores de agua de moderación reducida, que pueden tener un espectro lo suficientemente rápido como para proporcionar una relación de reproducción ligeramente superior a 1. Esto probablemente daría como resultado una reducción de potencia inaceptable y altos costos en un reactor refrigerado por agua líquida, pero el El refrigerante de agua supercrítica del reactor de agua supercrítica (SCWR) tiene suficiente capacidad calorífica para permitir un enfriamiento adecuado con menos agua, lo que hace que un reactor enfriado por agua de espectro rápido sea una posibilidad práctica.

El tipo de refrigerantes, las temperaturas y el espectro de neutrones rápidos someten al material de revestimiento del combustible (normalmente aceros inoxidables austeníticos o ferrítico-martensíticos) a condiciones extremas. La comprensión del daño por radiación, las interacciones del refrigerante, las tensiones y las temperaturas son necesarias para el funcionamiento seguro de cualquier núcleo de reactor. Todos los materiales utilizados hasta la fecha en los reactores rápidos enfriados por sodio tienen límites conocidos, como se explora en la revisión ONR-RRR-088. El acero reforzado con dispersión de óxido (ODS) se considera el material de revestimiento de combustible resistente a la radiación a largo plazo que supera las deficiencias de las opciones de materiales actuales.

Solo hay dos reactores reproductores en funcionamiento comercial a partir de 2017: el reactor BN-600, de 560 MWe, y el reactor BN-800, de 880 MWe. Ambos son reactores rusos refrigerados por sodio.

Reactor rápido integral

Un diseño de reactor de neutrones rápidos, concebido específicamente para abordar los problemas de eliminación de desechos y plutonio, fue el reactor rápido integral (IFR, también conocido como reactor reproductor rápido integral, aunque el reactor original fue diseñado para no generar un excedente neto de material fisionable).

Para resolver el problema de la eliminación de desechos, el IFR tenía una unidad de reprocesamiento de combustible de electroobtención en el sitio que reciclaba el uranio y todos los transuránicos (no solo el plutonio) a través de galvanoplastia, dejando solo productos de fisión de vida media corta en los desechos. Algunos de estos productos de fisión podrían separarse posteriormente para usos industriales o médicos y el resto enviarse a un depósito de residuos. El sistema de piroprocesamiento IFR utiliza cátodos de cadmio fundido y electrorrefinadores para reprocesar el combustible metálico directamente en el reactor. Dichos sistemas no solo mezclan todos los actínidos menores con uranio y plutonio, sino que son compactos y autónomos, por lo que no es necesario transportar ningún material que contenga plutonio fuera del emplazamiento del reactor reproductor. Lo más probable es que los reactores reproductores que incorporen dicha tecnología se diseñen con relaciones de reproducción muy cercanas a 1,00, de modo que después de una carga inicial de combustible de uranio enriquecido y/o plutonio, el reactor se reabastecerá solo con pequeñas entregas de uranio metálico natural. Una cantidad de uranio metálico natural equivalente a un bloque del tamaño de una caja de leche entregada una vez al mes sería todo el combustible que necesitaría un reactor de 1 gigavatio. Dichos reproductores autónomos se prevén actualmente como el objetivo final autónomo y autosuficiente de los diseñadores de reactores nucleares. El proyecto fue cancelado en 1994 por la Secretaria de Energía de los Estados Unidos, Hazel O'Leary.

Otros reactores rápidos

El núcleo de grafito del experimento de reactor de sal fundida

Otro reactor rápido propuesto es un reactor rápido de sal fundida, en el que las propiedades moderadoras de la sal fundida son insignificantes. Normalmente, esto se logra reemplazando los fluoruros de metales ligeros (p. ej., LiF, BeF₂) en la sal portadora con cloruros de metales más pesados (p. ej., KCl, RbCl, ZrCl₄).

Se han construido varios prototipos de FBR, que varían en la salida eléctrica de unas pocas bombillas de luz' equivalente (EBR-I, 1951) a más de 1.000 MWe. A partir de 2006, la tecnología no es económicamente competitiva con la tecnología de reactores térmicos, pero India, Japón, China, Corea del Sur y Rusia están comprometiendo importantes fondos de investigación para un mayor desarrollo de reactores reproductores rápidos, anticipando que el aumento de los precios del uranio cambiará esto en el futuro. a largo plazo. Alemania, por el contrario, abandonó la tecnología debido a preocupaciones de seguridad. El reactor reproductor rápido SNR-300 se terminó después de 19 años a pesar de los sobrecostes que suman un total de 3.600 millones de euros, solo para luego ser abandonado.

India también está desarrollando tecnología FBR utilizando materias primas de uranio y torio.

Reactor generador térmico

El reactor Shippingport, utilizado como prototipo de reproductor de agua ligera durante cinco años a partir de agosto de 1977

El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) es uno de los pocos usos propuestos para el torio a gran escala. India está desarrollando esta tecnología, motivada por importantes reservas de torio; casi un tercio de las reservas mundiales de torio se encuentran en la India, que carece de reservas significativas de uranio.

El tercer y último núcleo del reactor de 60 MWe de la estación de energía atómica de Shippingport era un generador de torio de agua ligera, que comenzó a operar en 1977. Utilizaba gránulos hechos de dióxido de torio y óxido de uranio-233; Inicialmente, el contenido de U-233 de los gránulos era del 5 % al 6 % en la región de la semilla, del 1,5 % al 3 % en la región del manto y ninguno en la región del reflector. Operó a 236 MWt, generó 60 MWe y finalmente produjo más de 2100 millones de kilovatios hora de electricidad. Después de cinco años, se extrajo el núcleo y se descubrió que contenía casi un 1,4 % más de material fisionable que cuando se instaló, lo que demuestra que se había producido una reproducción a partir del torio.

El reactor de torio de fluoruro líquido (LFTR) también está planificado como generador térmico de torio. Los reactores de fluoruro líquido pueden tener características atractivas, como la seguridad inherente, la no necesidad de fabricar barras de combustible y, posiblemente, un reprocesamiento más simple del combustible líquido. Este concepto se investigó por primera vez en el Experimento del Reactor de Sal Fundida del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960. A partir de 2012 se convirtió en objeto de renovado interés en todo el mundo. Japón, India, China, el Reino Unido y empresas privadas estadounidenses, checas y australianas han expresado su intención de desarrollar y comercializar la tecnología.

Discusión

Al igual que muchos aspectos de la energía nuclear, los reactores reproductores rápidos han sido objeto de mucha controversia a lo largo de los años. En 2010, el Panel Internacional sobre Materiales Fisibles dijo: "Después de seis décadas y el gasto equivalente a decenas de miles de millones de dólares, la promesa de los reactores reproductores sigue sin cumplirse en gran medida y los esfuerzos para comercializarlos se han reducido constantemente en la mayoría de los países". #34;. En Alemania, el Reino Unido y los Estados Unidos, se han abandonado los programas de desarrollo de reactores reproductores. El fundamento para buscar reactores reproductores, a veces explícito y a veces implícito, se basó en los siguientes supuestos clave:

• Se esperaba que los depósitos de uranio escasos y de alto grado se agotarán rápidamente si se desplegara el poder de fisión a gran escala; la realidad, sin embargo, es que desde el fin de la guerra fría, el uranio ha sido mucho más barato y abundante de lo que esperaban los primeros diseñadores.
• Se esperaba que los reactores de cría llegaran a ser económicamente competitivos con los reactores de agua ligera que dominan la energía nuclear hoy, pero la realidad es que los costos de capital son al menos un 25% más que los reactores refrigerados por agua.
• Se pensó que los reactores de cría podrían ser tan seguros y fiables como reactores de agua ligera, pero los problemas de seguridad se citan como una preocupación con reactores rápidos que utilizan un refrigerante de sodio, donde una fuga podría conducir a un fuego de sodio.
• Se esperaba que los riesgos de proliferación que plantean los criadores y su ciclo de combustible "cerrado", en el que se reciclaría el plutonio, pudieran gestionarse. Pero dado que los reactores de cultivo de plutonio producen plutonio de U238, y los reactores de torio producen U233 fisibles de torio, todos los ciclos de reproducción podrían plantear teóricamente riesgos de proliferación. Sin embargo U232, que está siempre presente en U233 producido en reactores de cría, es un gamma-emitter fuerte a través de sus productos hija, y haría que el manejo de armas extremadamente peligroso y el arma fácil de detectar.

En el pasado, algunos defensores antinucleares se han convertido en partidarios de la energía nuclear como fuente limpia de electricidad, ya que los reactores reproductores reciclan efectivamente la mayor parte de sus desechos. Esto resuelve uno de los problemas negativos más importantes de la energía nuclear. En el documental Pandora's Promise, se defienden los reactores reproductores porque proporcionan una alternativa real de alto kW a la energía de combustibles fósiles. Según la película, una libra de uranio proporciona tanta energía como 5.000 barriles de petróleo.

Los FBR se han construido y operado en los Estados Unidos, el Reino Unido, Francia, la antigua URSS, India y Japón. El FBR SNR-300 experimental se construyó en Alemania, pero nunca funcionó y finalmente se cerró en medio de la controversia política que siguió al desastre de Chernobyl. A partir de 2019, se están operando dos FBR para la generación de energía en Rusia. Se planean varios reactores, muchos para investigación relacionada con la iniciativa del reactor de Generación IV.

Desarrollo y reactores reproductores notables

La Unión Soviética (compuesta por Rusia y otros países, disuelta en 1991) construyó una serie de reactores rápidos, el primero enfriado por mercurio y alimentado con plutonio metálico, y las últimas plantas enfriadas con sodio y alimentadas con óxido de plutonio.

BR-1 (1955) fue de 100 W (térmico), seguido por BR-2 a 100 kW y luego BR-5 de 5 MW.

BOR-60 (primera criticidad en 1969) era de 60 MW y la construcción comenzó en 1965.

BN-600 (1981), seguido del BN-800 de Rusia (2016)

Futuras plantas

El reactor rápido experimental chino es un reactor de 65 MW (termal), 20 MW (eléctrico), refrigerado por sodio, tipo piscina con una vida útil de diseño de 30 años y un quemador objetivo de 100 MWd/kg.

India ha estado tratando de desarrollar reactores reproductores rápidos durante décadas, pero sufrió repetidos retrasos. En 2012, se debía completar y poner en servicio un FBR llamado Prototype Fast Breeder Reactor. El programa está destinado a utilizar torio-232 fértil para generar uranio-233 fisionable. India también está buscando la tecnología del reactor reproductor térmico de torio. El enfoque de India en el torio se debe a las grandes reservas de la nación, aunque las reservas mundiales conocidas de torio son cuatro veces mayores que las de uranio. El Departamento de Energía Atómica (DAE) de la India dijo en 2007 que construiría simultáneamente cuatro reactores reproductores más de 500 MWe cada uno, incluidos dos en Kalpakkam.

BHAVINI, una empresa india de energía nuclear, se estableció en 2003 para construir, poner en marcha y operar todos los reactores reproductores rápidos de etapa II descritos en el programa de energía nuclear de tres etapas de la India. Para avanzar en estos planes, el Indian FBR-600 es un reactor refrigerado por sodio tipo piscina con una potencia nominal de 600 MWe.

El China Experimental Fast Reactor (CEFR) es un prototipo de 25 MW(e) para el China Prototype Fast Reactor (CFRP) planificado. Comenzó a generar energía el 21 de julio de 2011.

China también inició un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactor reproductor térmico de sal fundida de torio (reactor de torio de fluoruro líquido), anunciado formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias (CAS) en enero de 2011. Su objetivo final era investigar y desarrollar un sistema nuclear de sal fundida a base de torio durante unos 20 años.

Kirk Sorensen, excientífico de la NASA y tecnólogo nuclear jefe de Teledyne Brown Engineering, ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio con fluoruro líquido. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa que tenía como objetivo desarrollar diseños de reactores LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares.

Corea del Sur está desarrollando un diseño para un FBR modular estandarizado para exportación, para complementar los diseños estandarizados de PWR (reactor de agua a presión) y CANDU que ya han desarrollado y construido, pero aún no se ha comprometido a construir un prototipo.

Un modelo de corte del reactor BN-600, superado por la familia del reactor BN-800.

Construcción del reactor BN-800

Rusia tiene un plan para aumentar significativamente su flota de reactores reproductores rápidos. Un reactor BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk se completó en 2012, reemplazando a un BN-600 más pequeño. En junio de 2014, el BN-800 se puso en marcha en el modo de potencia mínima. Trabajando al 35% de la eficiencia nominal, el reactor contribuyó a la red de energía el 10 de diciembre de 2015. Alcanzó su plena producción de energía en agosto de 2016.

Los planes para la construcción de un reactor BN-1200 más grande (1200 MWe) estaban programados para completarse en 2018, con dos reactores BN-1200 adicionales construidos para fines de 2030. Sin embargo, en 2015, Rosenergoatom pospuso la construcción indefinidamente para permitir que el combustible el diseño debe mejorarse después de más experiencia en la operación del reactor BN-800, y entre las preocupaciones de costos.

Un reactor rápido refrigerado por plomo experimental, BREST-300, se construirá en Siberian Chemical Combine (SCC) en Seversk. El diseño BREST (en ruso: bystry reaktor so svintsovym teplonositelem, en inglés: reactor rápido con refrigerante de plomo) se considera un sucesor del la serie BN y la unidad de 300 MWe en el SCC podrían ser la precursora de una versión de 1200 MWe para un amplio despliegue como unidad comercial de generación de energía. El programa de desarrollo es parte de un Programa Federal de Tecnologías Nucleares Avanzadas 2010-2020 que busca explotar los reactores rápidos para la eficiencia del uranio mientras se 'quema'. sustancias radiactivas que, de otro modo, se eliminarían como desechos. Su núcleo mediría unos 2,3 metros de diámetro por 1,1 metros de altura y contendría 16 toneladas de combustible. La unidad se recargaría cada año, y cada elemento de combustible pasaría cinco años en total dentro del núcleo. La temperatura del refrigerante de plomo sería de alrededor de 540 °C, lo que daría una alta eficiencia del 43 %, una producción de calor primario de 700 MWt y una potencia eléctrica de 300 MWe. La vida útil operativa de la unidad podría ser de 60 años. Se espera que NIKIET complete el diseño en 2014 para la construcción entre 2016 y 2020.

El 16 de febrero de 2006, Estados Unidos, Francia y Japón firmaron un "acuerdo" para investigar y desarrollar reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Asociación Mundial de Energía Nuclear. En abril de 2007, el gobierno japonés seleccionó a Mitsubishi Heavy Industries (MHI) como la "empresa central en el desarrollo de FBR en Japón". Poco tiempo después, MHI fundó una nueva empresa, Mitsubishi FBR Systems (MFBR) para desarrollar y eventualmente vender tecnología FBR.

El Sitio Nuclear Marcoule en Francia, ubicación del Phénix (a la izquierda).

En septiembre de 2010, el gobierno francés asignó 651,6 millones de euros al Commissariat à l'énergie atomique para finalizar el diseño de ASTRID (reactor tecnológico avanzado de sodio para demostración industrial), un diseño de reactor de cuarta generación de 600 MW que se finalizará en 2020. A partir de 2013, el Reino Unido mostró interés en el reactor PRISM y estaba trabajando en conjunto con Francia para desarrollar ASTRID. En 2019, CEA anunció que este diseño no se construiría antes de mediados de siglo.

En octubre de 2010, GE Hitachi Nuclear Energy firmó un memorando de entendimiento con los operadores del sitio del río Savannah del Departamento de Energía de los EE. -Reactor reproductor rápido PRISM antes de que el diseño reciba la aprobación completa de la licencia de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC). En octubre de 2011, The Independent informó que la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear (NDA) del Reino Unido y los principales asesores del Departamento de Energía y Cambio Climático (DECC) habían pedido detalles técnicos y financieros de PRISM, en parte como un medio de reducir las reservas de plutonio del país.

El reactor de ondas progresivas (TWR) propuesto en una patente por Intellectual Ventures es un reactor reproductor rápido diseñado para no necesitar reprocesamiento de combustible durante las décadas de vida útil del reactor. La ola de generación y combustión en el diseño TWR no se mueve de un extremo al otro del reactor, sino gradualmente de adentro hacia afuera. Además, a medida que la composición del combustible cambia a través de la transmutación nuclear, las barras de combustible se reorganizan continuamente dentro del núcleo para optimizar el flujo de neutrones y el uso de combustible en cualquier momento dado. Por lo tanto, en lugar de dejar que la onda se propague a través del combustible, el propio combustible se mueve a través de una onda de combustión en gran parte estacionaria. Esto es contrario a muchos informes de los medios, que han popularizado el concepto como un reactor en forma de vela con una región de combustión que se mueve hacia abajo por una barra de combustible. Al reemplazar una configuración de núcleo estático con una "onda estacionaria" o "solitón" núcleo, el diseño de TerraPower evita el problema de enfriar una región de quemado altamente variable. Bajo este escenario, la reconfiguración de las barras de combustible se logra de forma remota mediante dispositivos robóticos; el recipiente de contención permanece cerrado durante el procedimiento y no hay tiempo de inactividad asociado.