Reactor reproductor experimental II

43°35′42″N 112°39′26″O / 43.595039°N 112.657156°O / 43.595039; -112.657156

El Reactor Reproductor Experimental II ( EBR-II ) fue un reactor rápido refrigerado por sodio diseñado, construido y operado por el Laboratorio Nacional Argonne en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores en Idaho. Fue clausurado en 1994. La custodia del reactor fue transferida al Laboratorio Nacional de Idaho tras su fundación en 2005.

Las operaciones iniciales comenzaron en julio de 1964 y alcanzó la criticidad en 1965 con un costo total de más de US$32 millones (equivalente a US$ 327 millones en 2025 ). El objetivo original del diseño y la operación del EBR-II era demostrar una central eléctrica completa de reactor reproductor con reprocesamiento in situ de combustible metálico sólido. Los elementos combustibles enriquecidos a aproximadamente un 67% de uranio-235 se sellaban en tubos de acero inoxidable y se extraían cuando alcanzaban un enriquecimiento de aproximadamente el 65%. Los tubos se abrían y reprocesaban para eliminar los venenos neutrónicos , se mezclaban con U-235 fresco para aumentar el enriquecimiento y se volvían a colocar en el reactor. 

Las pruebas del ciclo reproductor original se prolongaron hasta 1969, tras lo cual el reactor se utilizó para probar conceptos del Reactor Rápido Integral (IFR). En este contexto, el entorno de neutrones de alta energía del núcleo del EBR-II se empleó para probar combustibles y materiales destinados a futuros reactores de metal líquido de mayor tamaño. Como parte de estos experimentos, en 1986 el EBR-II fue sometido a una parada experimental que simulaba un fallo total de la bomba de refrigeración. Demostró su capacidad de autorrefrigeración del combustible mediante convección natural del refrigerante de sodio durante el periodo de calor residual posterior a la parada. Se utilizó como apoyo al IFR y en muchos otros experimentos hasta su desmantelamiento en septiembre de 1994.

En su funcionamiento a plena potencia, que alcanzó en septiembre de 1969, el EBR-II produjo aproximadamente 62,5 megavatios de calor y 20 megavatios de electricidad mediante un sistema convencional de turbina de vapor de tres circuitos y una torre de refrigeración terciaria de aire forzado . A lo largo de su vida útil, generó más de dos mil millones de kilovatios-hora de electricidad, suministrando la mayor parte de la electricidad y también el calor a las instalaciones del Laboratorio Nacional Argonne-Oeste.

El combustible consiste en barras de uranio de 5 milímetros (0,20 pulgadas) de diámetro y 33 cm (13 pulgadas) de longitud. Enriquecidas al 67 % de uranio-235 cuando eran nuevas, la concentración se redujo a aproximadamente el 65 % al ser extraídas. Las barras también contenían un 10 % de circonio . Cada elemento combustible se coloca dentro de un tubo de acero inoxidable de paredes delgadas junto con una pequeña cantidad de sodio metálico. El tubo se suelda en la parte superior para formar una unidad de 73 cm (29 pulgadas) de longitud. La función del sodio es actuar como agente de transferencia de calor. A medida que más y más uranio sufre fisión, se desarrollan fisuras y el sodio entra en los huecos. Extrae un importante producto de fisión, el cesio -137, y por lo tanto se vuelve intensamente radiactivo . El hueco sobre el uranio recoge los gases de fisión, principalmente kriptón -85. Los grupos de pines dentro de las camisas hexagonales de acero inoxidable de 234 cm (92 pulgadas) de largo están ensamblados como un panal de abejas; cada unidad contiene aproximadamente 4,5 kg (9,9 libras) de uranio. En total, el núcleo contiene aproximadamente 308 kg (679 libras) de combustible de uranio, y esta parte se denomina impulsor.           

El núcleo del EBR-II puede albergar hasta 65 subconjuntos experimentales para pruebas de irradiación y fiabilidad operativa, alimentados con diversos combustibles metálicos y cerámicos: óxidos , carburos o nitruros de uranio y plutonio , y aleaciones metálicas como el combustible de uranio-plutonio-circonio. Otras posiciones de subconjuntos pueden contener experimentos con materiales estructurales.

El diseño de reactor tipo piscina del EBR-II proporciona seguridad pasiva : el núcleo del reactor, su equipo de manejo de combustible y muchos otros sistemas del reactor están sumergidos en sodio fundido. Al proporcionar un fluido que conduce fácilmente el calor del combustible al refrigerante y que opera a temperaturas relativamente bajas, el EBR-II aprovecha al máximo la expansión del refrigerante, el combustible y la estructura durante eventos anómalos que aumentan las temperaturas. La expansión del combustible y la estructura en una situación anómala provoca el apagado del sistema incluso sin la intervención de un operador humano. En abril de 1986, se realizaron dos pruebas especiales en el EBR-II, en las que se apagaron las bombas principales de refrigeración primaria con el reactor a plena potencia (62,5 megavatios térmicos). Al impedir la interferencia de los sistemas de apagado normales, la potencia del reactor cayó a casi cero en unos 300 segundos. No se produjeron daños en el combustible ni en el reactor. Ese mismo día, esta demostración fue seguida por otra prueba importante. Con el reactor nuevamente a plena potencia, se detuvo el flujo en el sistema de refrigeración secundario. Esta prueba provocó un aumento de la temperatura, ya que el calor del reactor no tenía por dónde disiparse. A medida que el sistema de refrigeración primario (del reactor) se calentaba, el combustible, el refrigerante de sodio y la estructura se expandieron, y el reactor se apagó. Esta prueba demostró que se apagará utilizando características inherentes como la expansión térmica, incluso si se pierde la capacidad de disipar el calor del sistema de refrigeración primario. ^{[ 1 ]}

El reactor EBR-II ya no cuenta con combustible. Las actividades de parada del EBR-II también incluyen el tratamiento de su combustible gastado mediante un proceso electrometalúrgico en la planta de acondicionamiento de combustible ubicada junto al reactor.

El proceso de limpieza del EBR-II incluye la eliminación y el procesamiento del refrigerante de sodio, la limpieza de los sistemas de sodio del EBR-II, la eliminación y pasivación de otros riesgos químicos y la puesta en condiciones seguras de los componentes y la estructura desactivados.

El reactor se cerró en septiembre de 1994. La fase inicial de las actividades de desmantelamiento, la extracción del combustible del reactor, se completó en diciembre de 1996. A partir del año 2000, se extrajeron y procesaron los refrigerantes. Esto se completó en marzo de 2001. La tercera y última fase de la actividad de desmantelamiento fue "la colocación del reactor y los sistemas no relacionados con el reactor en condiciones radiológicas e industriales seguras". ^{[ 2 ]}

Entre 2012 y 2015, se retiraron algunos componentes del reactor subterráneo. El costo de las acciones de remoción en el edificio del reactor fue de aproximadamente $25.7  millones. ^{[ 3 ]} El sótano donde se encontraba el reactor se rellenó con lechada. El proyecto de descontaminación y enterramiento, que duró tres años, costó $730  millones. En una etapa posterior, se retiraría la gran cúpula de hormigón que rodea el reactor EBR-II y se colocaría una cubierta de hormigón sobre la estructura restante. ^{[ 4 ]}

En 2018, los planes cambiaron. Se detuvo la remoción de la cúpula y en 2019, se vertió un nuevo piso y se pintó la cúpula para preparar el edificio para uso industrial. ^{[ 5 ]} El edificio se utilizará como centro de investigación sobre el reactor sepultado. La cúpula es parte integral de la tumba junto con un "Programa de Gestión y Control a Largo Plazo para todo el Sitio". El uso del sitio será de naturaleza industrial durante un período de 100 años y probablemente en el futuro indefinido después. ^{[ 3 ]}

El objetivo del EBR-II era demostrar el funcionamiento de una central eléctrica de reactor rápido refrigerado por sodio con reprocesamiento in situ de combustible metálico. Para cumplir con este objetivo de reprocesamiento in situ, el EBR-II formaba parte de un complejo de instalaciones más amplio, que consta de:

• Instalación de acondicionamiento de combustible: instalación para el reprocesamiento y tratamiento del combustible gastado del EBR-II y otros reactores, utilizando un electrorefinador para el tratamiento electrometalúrgico del combustible gastado.
• Planta de fabricación de combustible: instalación para la fabricación de elementos combustibles metálicos.
• Instalación de examen de combustibles radiactivos: un complejo de "celdas calientes" para la manipulación y el examen remoto de materiales altamente radiactivos.
• Planta de procesamiento de sodio: instalación para el procesamiento de sodio reactivo en residuos de baja actividad.

El EBR-II sirvió como prototipo del Reactor Rápido Integral (IFR), que era el sucesor previsto del EBR-II. El programa IFR se inició en 1983, pero el Congreso de los Estados Unidos retiró la financiación en 1994, tres años antes de la fecha prevista para su finalización.

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  EBR-II
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  Electrorefinador
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  Procesador de cátodo
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  Sala de control del EBR-II en 1986.
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  Esquema del EBR-II
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  Esquema del proceso de tratamiento del combustible gastado

• EBR-I

Citas

Bibliografía

• Till, Charles; Chang, Yoon Il (2011). Energía abundante  : la historia del reactor rápido integral, la compleja historia de una tecnología de reactor simple, con énfasis en su base científica para no especialistas . Charles E. Till y Yoon Il Chang. ISBN 978-1466384606.PDF en línea

• "Tecnología de reactores rápidos: reactores diseñados/construidos por el Laboratorio Nacional Argonne" . www.ne.anl.gov . Consultado el 12 de julio de 2026 .
• Reactor reproductor experimental-II (21 MB) Leonard J. Koch
• Westfall, Catherine (febrero de 2004). "Visión y realidad: La historia del EBR-II" (PDF) . Noticias nucleares : 25–32 .

"Los reactores pasivos seguros dependen de la naturaleza para mantenerse fríos" . www.ne.anl.gov . Consultado el 12 de julio de 2026 .