Reactor de prueba de reproducción rápida

12°33′44″N 80°09′52″E / 12.5623504°N 80.1645415°E / 12.5623504; 80.1645415 Elreactor de prueba de reproducción rápida(FBTR) es unreactor de reproducción rápidade tipo bucleMWt,refrigerado por sodioubicado enKalpakkam,Tamil Nadu,India, que utiliza una mezcla de carburo de plutonio y carburo de uranio como combustible dedicado a la investigación de reactores rápidos.^[1]El Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica (IGCAR) yel Centro de Investigación Atómica Bhabha(BARC) diseñaron, construyeron y operan conjuntamente el reactor. 

El reactor se puso en marcha en cuatro etapas: funcionamiento a baja potencia sin generadores de vapor hasta 1985, funcionamiento con refrigeración por sodio sin válvula de agua entre 1986 y 1990, funcionamiento con válvula de agua entre 1993 y 1996, y funcionamiento con turbogenerador desde 1997. Ofreció experiencia en operación, diseño y fabricación de tecnología de reactores reproductores.

En 1969, el Departamento de Energía Atómica (DAE) firmó un acuerdo de colaboración con la Comisión Francesa de Energía Atómica (CEA) para obtener el diseño del reactor de prueba RAPSODIE y el diseño del reactor PHÉNIX , basado en un generador de vapor , que se encontraba en construcción en ese momento. Como parte del acuerdo, un equipo de treinta ingenieros y científicos indios recibió capacitación en Cadarache, Francia . A su regreso, el equipo formó el Centro de Investigación de Reactores (RCC), establecido en Kalpakkam por orden ejecutiva de Vikram Sarabhai en 1971 para liderar los esfuerzos de la India en el desarrollo de reactores reproductores, y que en 1985 pasó a llamarse Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica . ^{[ 2 ]}

Los ingenieros indios modificaron significativamente los diseños del reactor para la construcción del FBTR, diseñado para producir 40 MWt de energía térmica y 13,2 MW de energía eléctrica. Inicialmente, se diseñó para utilizar combustible de óxido mixto de plutonio y uranio apto para armas nucleares , lo cual no pudo concretarse después de que Francia retirara su oferta de venta de uranio enriquecido para el proyecto tras la prueba nuclear india del Buda Sonriente en 1974. La falta de disponibilidad de uranio enriquecido para el proyecto impulsó el desarrollo de un combustible alternativo de carburo mixto para el reactor reproductor por parte de BARC e IGCAR , que ofrecía mejores propiedades térmicas y de reproducción, aunque su escasa experiencia internacional con esta fuente de combustible representó un desafío único para el proyecto. ^{[ 2 ]}  

La construcción comenzó en 1972 y alcanzó la primera criticidad en octubre de 1985 ( 1985-10 ) , ^{[ 3 ]} convirtiendo a la India en la séptima nación en tener la tecnología para construir y operar un reactor reproductor después de Estados Unidos , Reino Unido , Francia , Japón , Alemania y Rusia . Casi todo el reactor fue fabricado en la India. ^{[ 4 ]}  

El FBTR rara vez operó a su capacidad de diseño y tuvo que ser cerrado entre 1987 y 1989 debido a problemas técnicos. De 1989 a 1992, el reactor operó a 1  MW. En 1993, el nivel de potencia del reactor se elevó a 10,5  MW. En septiembre de 2002, el consumo de combustible en el FBTR alcanzó por primera vez la marca de 100 000 megavatios-día por tonelada métrica de uranio (MWd/MTU). Esto se considera un hito importante en la tecnología de reactores reproductores. El 7 de marzo de 2022 alcanzó el nivel de potencia de diseño de 40 MWt. ^{[ 3 ]}

Utilizando la experiencia adquirida con la operación del FBTR y KAMINI , un reactor reproductor rápido prototipo (PFBR) de 500  MWe se encuentra en una etapa avanzada de construcción en Kalpakkam. ^{[ 5 ]} Sin embargo, se descartó el combustible de cápido debido a su propiedad pirofórica , y en su lugar se consideró un combustible de óxido mixto para el PFBR, utilizando un 30 % de dióxido de plutonio y un 70 % de dióxido de uranio natural o empobrecido . ^{[ 2 ]}

El reactor utiliza un combustible de carburo mixto de plutonio y uranio , y sodio líquido como refrigerante. El combustible es una mezcla de fabricación nacional compuesta por un 70 % de carburo de plutonio y un 30 % de carburo de uranio. El plutonio para el combustible se extrae del combustible irradiado en los reactores de Madrás y se reprocesa en Tarapur .

Parte del uranio se crea a partir de la transmutación de haces de torio que también se colocan en el núcleo. ^{[ 6 ]}