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Articulo de referencia

reactor reproductor

La central nuclear de Beloyarsk , sede de los reactores BN-600 y BN-800 , los dos únicos reactores reproductores en funcionamiento comercial a fecha de 2026. Un reactor reproduc...

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La central nuclear de Beloyarsk , sede de los reactores BN-600 y BN-800 , los dos únicos reactores reproductores en funcionamiento comercial a fecha de 2026.

Un reactor reproductor es un reactor nuclear que genera más material fisionable del que consume. [ 1 ] Estos reactores pueden alimentarse con isótopos de uranio y torio más comunes , como el uranio-238 y el torio-232 , a diferencia del escaso uranio-235 que se utiliza en los reactores convencionales. Estos materiales se denominan materiales fértiles, ya que pueden transformarse en combustible mediante estos reactores reproductores.

Los reactores reproductores logran esto gracias a su alta economía neutrónica , que les permite generar más combustible fisionable del que consumen. Estos neutrones adicionales son absorbidos por el material fértil que se introduce en el reactor junto con el combustible fisionable. Este material fértil irradiado, a su vez, se transforma en material fisionable que puede experimentar reacciones de fisión .

Los reactores reproductores resultaron atractivos al principio porque aprovechaban el combustible de uranio de forma más completa que los reactores de agua ligera , pero el interés disminuyó después de la década de 1960 a medida que se descubrieron más reservas de uranio [ 2 ] y los nuevos métodos de enriquecimiento de uranio redujeron los costos del combustible.

Se han desarrollado y puesto en funcionamiento reactores reproductores en Rusia, India, Japón, Estados Unidos, Francia y China, pero, a abril de 2026, solo Rusia operaba un reactor reproductor rápido comercial.

Tipos

Producción de actínidos transuránicos pesados ​​en los reactores de fisión de neutrones térmicos actuales mediante captura y desintegración de neutrones. Partiendo del uranio-238, se producen isótopos de plutonio, americio y curio. En un reactor reproductor de neutrones rápidos, todos estos isótopos pueden utilizarse como combustible.

Existen muchos tipos de reactores reproductores posibles:

Un reactor reproductor es simplemente un reactor nuclear diseñado para una economía neutrónica muy alta , con una tasa de conversión superior a 1,0. En principio, casi cualquier diseño de reactor podría modificarse para convertirse en un reactor reproductor. Por ejemplo, el reactor de agua ligera , un diseño térmico con moderación intensa, evolucionó hasta convertirse en el concepto RMWR , que utiliza agua ligera en estado supercrítico de baja densidad para aumentar la economía neutrónica lo suficiente como para permitir la reproducción.

Además de los reactores refrigerados por agua, existen muchos otros tipos de reactores reproductores que se contemplan actualmente como posibles. Entre ellos se incluyen diseños refrigerados por sales fundidas , por gas y por metal líquido , en diversas variantes. Casi cualquiera de estos diseños básicos puede alimentarse con uranio , plutonio , muchos actínidos menores o torio , y pueden diseñarse para diversos fines, como la producción de combustible fisionable, el funcionamiento estable a largo plazo o la quema activa de residuos nucleares .

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

  • Los reactores reproductores rápidos (FBR, por sus siglas en inglés) utilizan neutrones rápidos (es decir, no moderados) para producir plutonio fisionable (y posiblemente transuránicos superiores) a partir de uranio-238 fértil . El espectro de neutrones rápidos es lo suficientemente flexible como para que también pueda producir uranio-233 fisionable a partir de torio, si se desea.
  • Los reactores reproductores térmicos utilizan neutrones de espectro térmico o lentos (es decir, moderados ) para producir uranio-233 fisionable a partir de torio . Debido al comportamiento de los distintos combustibles nucleares, se considera que un reactor reproductor térmico solo es comercialmente viable con combustible de torio, lo que evita la acumulación de los elementos transuránicos más pesados.

reactor reproductor rápido

Diagrama esquemático que muestra la diferencia entre los tipos de LMFBR de bucle y de piscina.
El reactor reproductor experimental II , que sirvió como prototipo para el reactor rápido integral.

A partir de 2026, todas las centrales eléctricas FBR a gran escala son reactores reproductores rápidos de metal líquido refrigerados por sodio (LMFBR) de uno de los dos diseños siguientes: [ 1 ] : 43

  • Tipo de circuito cerrado , en el que el refrigerante primario circula a través de intercambiadores de calor primarios fuera del tanque del reactor (pero dentro del blindaje biológico debido al 24Na radiactivo presente en el refrigerante primario).
  • Tipo piscina , en el que los intercambiadores de calor primarios y las bombas están sumergidos en el tanque del reactor.

A fecha de 2017, solo existen dos reactores reproductores en funcionamiento comercial.: el reactor BN-600 , de 560 MWe, y el reactor BN-800 , de 880 MWe. Ambos son reactores rusos refrigerados por sodio. Los diseños utilizan metal líquido como refrigerante primario, para transferir el calor del núcleo al vapor utilizado para alimentar las turbinas generadoras de electricidad. Se han construido reactores rápidos refrigerados por metales líquidos distintos del sodio; algunos de los primeros reactores rápidos, como el Clementine , utilizaban mercurio . También se han construido reactores rápidos refrigerados por plomo , así como otros reactores experimentales que utilizan eutéctico de plomo-bismuto , estaño fundido o NaK, una aleación de sodio-potasio . El mercurio y el NaK tienen la ventaja de ser líquidos a temperatura ambiente, lo cual es conveniente para bancos de pruebas experimentales, pero menos importante para centrales eléctricas piloto o a gran escala, donde su toxicidad química y su coste, respectivamente, los convierten en opciones menos atractivas. Los reactores rápidos refrigerados por plomo, así como los que utilizaban la aleación eutéctica de plomo-bismuto, tuvieron un uso extensivo en la Unión Soviética. El plomo líquido se empleó en el reactor BREST , mientras que la aleación eutéctica de plomo-bismuto tuvo una trayectoria problemática como refrigerante en los reactores OK-550 y BM-40A de los submarinos de la clase Alfa [ 3 ] , así como en el reactor SVBR-100 [ 4 ] .

Tres de los tipos de reactores de generación IV propuestos son FBR: [ 5 ]

Los reactores de lecho fijo ( FBR) suelen utilizar un núcleo de combustible de óxido mixto con 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 , generalmente una mezcla de uranio, plutonio y circonio (utilizado por su transparencia a los neutrones). El uranio enriquecido puede utilizarse por sí solo.

Muchos diseños rodean el núcleo del reactor con una capa de tubos que contienen uranio-238 no fisionable, el cual, 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 reactores de lecho fluidizado (FBR) se basan en la geometría del combustible (que también contiene uranio-238), dispuesta para lograr una captura suficiente de neutrones rápidos. La sección transversal de fisión del plutonio-239 (o del uranio-235 fisionable) es mucho menor en un espectro rápido que en un espectro térmico, al igual que la relación entre la sección transversal de fisión del 239Pu / 235U y la sección transversal de absorción del 238U . Esto aumenta la concentración de 239Pu / 235U necesaria para mantener una reacción en cadena , así como la relación entre la reproducción y la fisión. [ 6 ] Por otro lado, un reactor rápido no necesita moderador para ralentizar los neutrones , aprovechando que los neutrones rápidos producen un mayor número de neutrones por fisión que los neutrones lentos. Por esta razón, el agua líquida ordinaria , al ser un 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, el rendimiento de neutrones y, por lo tanto, la reproducción de 239Pu se ven fuertemente afectados. Se han realizado trabajos teóricos sobre reactores de agua con moderación reducida , que pueden tener un espectro suficientemente rápido para proporcionar una relación de reproducción ligeramente superior a 1. Esto probablemente resultaría en una reducción de potencia inaceptable y altos costos en un reactor refrigerado por agua líquida, pero el refrigerante de agua supercrítica del reactor de agua supercrítica (SCWR) tiene suficiente capacidad calorífica para permitir una refrigeración adecuada con menos agua, lo que hace que un reactor refrigerado por agua de espectro rápido sea una posibilidad práctica. [ 7 ]

El tipo de refrigerantes, las temperaturas y el espectro de neutrones rápidos someten al material de revestimiento del combustible (normalmente acero inoxidable austenítico o acero ferrítico-martensítico) 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 reactores rápidos refrigerados por sodio tienen límites conocidos. [ 8 ] El acero aleado reforzado con dispersión de óxidos se considera el material de revestimiento del combustible resistente a la radiación a largo plazo que puede superar las deficiencias de las opciones de materiales actuales.

reactor rápido integral

Un diseño de reactor de neutrones rápidos, concebido específicamente para abordar los problemas de eliminación de residuos y plutonio, fue el reactor rápido integral (IFR, también conocido como reactor reproductor rápido integral, aunque el reactor original fue diseñado para no producir un excedente neto de material fisionable). [ 9 ] [ 10 ]

Para resolver el problema de la eliminación de residuos, el IFR contaba con una unidad de reprocesamiento de combustible por electroobtención in situ que reciclaba el uranio y todos los transuránicos (no solo el plutonio) mediante galvanoplastia , dejando únicamente productos de fisión de vida media corta en los residuos. Algunos de estos productos de fisión podían separarse posteriormente para usos industriales o médicos, y el resto se enviaba a un depósito de residuos. El sistema de piroprocesamiento del IFR utiliza cátodos de cadmio fundido y electrorefinadores para reprocesar el combustible metálico directamente en el reactor. [ 11 ] Estos sistemas mezclan todos los actínidos menores con uranio y plutonio. Los sistemas son compactos y autónomos, por lo que no es necesario transportar ningún material que contenga plutonio fuera del emplazamiento del reactor reproductor. Los reactores reproductores que incorporan dicha tecnología probablemente se diseñarían con índices de reproducción muy cercanos a 1,00, de modo que después de una carga inicial de combustible de uranio enriquecido y/o plutonio, el reactor se recargaría solo con pequeñas entregas de uranio natural . Una cantidad de uranio natural equivalente a un bloque del tamaño aproximado de una caja de leche, entregada una vez al mes, sería todo el combustible que necesitaría un reactor de 1 gigavatio. [ 12 ] Estos reactores reproductores autocontenidos se conciben actualmente como el objetivo final de los diseñadores de reactores nucleares, que buscan lograr sistemas autocontenidos y autosuficientes. [ 13 ] [ 6 ] El proyecto fue cancelado en 1994 por la Secretaria de Energía de los Estados Unidos, Hazel O'Leary . [ 14 ] [ 15 ] 

Otros reactores rápidos

El núcleo de grafito del experimento del reactor de sales fundidas.

El primer reactor rápido construido y puesto en funcionamiento fue el reactor rápido de plutonio de Los Alamos (" Clementine ") en Los Alamos, Nuevo México. [ 16 ] Clementine se alimentaba con plutonio en fase delta estabilizado con galio y se enfriaba con mercurio. Contenía una "ventana" de Th-232 en previsión de experimentos de reproducción, pero no se publicaron informes sobre esta característica.

Otro reactor rápido propuesto es un reactor rápido de sales fundidas , en el que las propiedades moderadoras de la sal fundida son insignificantes. Esto se logra típicamente reemplazando los fluoruros de metales ligeros (por ejemplo, LiF, BeF₂ ) en el portador de sal con cloruros de metales más pesados ​​(por ejemplo, KCl, RbCl, ZrCl₄ ) .

Se han construido varios prototipos de reactores reproductores rápidos (FBR), con potencias eléctricas que van desde el equivalente a unas pocas bombillas ( EBR-I , 1951) hasta más de 1000 MWe . En 2006, la tecnología no era económicamente competitiva frente a la de los reactores térmicos, pero India , Japón, China, Corea del Sur y Rusia estaban destinando importantes fondos de investigación al desarrollo de reactores reproductores rápidos, anticipando que el aumento de los precios del uranio cambiaría esta situación a largo plazo. Alemania, en cambio, abandonó la tecnología por motivos de seguridad. El reactor reproductor rápido SNR-300 se terminó después de 19 años, a pesar de sobrecostes que ascendieron a un total de 3600 millones de euros , para luego ser abandonado. [ 17 ]  

reactor reproductor térmico

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

El reactor avanzado de agua pesada es uno de los pocos usos a gran escala propuestos para el torio. [ 18 ] India está desarrollando esta tecnología, motivada por sus importantes reservas de torio; casi un tercio de las reservas mundiales de torio se encuentran en India, que carece de importantes reservas de uranio.

El tercer y último núcleo del reactor de 60 MWe de la central nuclear de Shippingport  era un reproductor de torio de agua ligera, que comenzó a operar en 1977. [ 19 ] Utilizaba pastillas de dióxido de torio y óxido de uranio-233; inicialmente, el contenido de U-233 de las pastillas era del 5-6% en la región de la semilla, del 1,5-3% en la región del manto y nulo en la región del reflector. Operaba a 236  MWt, generando 60  MWe, y finalmente produjo más de 2100 millones de kilovatios-hora de electricidad. Tras cinco años, se retiró el núcleo y se descubrió que contenía casi un 1,4% más de material fisionable que cuando se instaló, lo que demostró que se había producido la reproducción a partir del torio. [ 20 ] [ 21 ]

También se planea un reactor de fluoruro líquido de torio como reproductor térmico de torio. Los reactores de fluoruro líquido pueden presentar características atractivas, como seguridad inherente, la ausencia de necesidad de fabricar barras de combustible y, posiblemente, un reprocesamiento más sencillo del combustible líquido. Este concepto se investigó por primera vez en el Experimento de Reactor de Sales Fundidas del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960. A partir de 2012, volvió a despertar interés a nivel mundial. [ 22 ]

Recursos de combustible

Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio, reduciendo los requisitos de combustible en un factor de 100 en comparación con los reactores de agua ligera de paso único ampliamente utilizados, que extraen menos del 1% de la energía en el metal actínido (uranio o torio) extraído de la tierra. [ 13 ] 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 del agua de mar (actualmente demasiado cara para ser económicamente viable), hay suficiente combustible para que los reactores reproductores satisfagan las necesidades energéticas del mundo durante 5 mil millones de años a la tasa de consumo energético total de 1983, lo que convierte a la energía nuclear en una energía renovable de hecho . [ 23 ] [ 24 ] Además del agua de mar, las rocas graníticas de la corteza promedio contienen cantidades significativas de uranio y torio que, con reactores reproductores, pueden suministrar energía abundante para la vida restante del sol en la secuencia principal de la evolución estelar. [ 25 ]

Residuos nucleares

En términos generales, el combustible nuclear gastado tiene tres componentes principales. El primero consiste en productos de fisión , los fragmentos restantes de los átomos de combustible después de que se hayan dividido para liberar energía. Los productos de fisión se presentan en docenas de elementos y cientos de isótopos, todos ellos más ligeros que el uranio. El segundo componente principal del combustible gastado son los transuránicos (átomos más pesados ​​que el uranio), que se generan a partir de uranio u otros átomos más pesados ​​en el combustible cuando absorben neutrones pero no experimentan fisión. Todos los isótopos transuránicos pertenecen a la serie de los actínidos en la tabla periódica , por lo que frecuentemente se les denomina actínidos. El componente mayoritario es el uranio restante, que es aproximadamente 98,25 % uranio-238, 1,1 % uranio-235 y 0,65 % uranio-236. El U-236 proviene de la reacción de captura sin fisión, en la que el U-235 absorbe un neutrón pero libera únicamente un rayo gamma de alta energía en lugar de sufrir fisión.

El comportamiento físico de los productos de fisión difiere notablemente del de los actínidos. En particular, los productos de fisión no experimentan fisión y, por lo tanto, no pueden utilizarse como combustible nuclear. De hecho, dado que los productos de fisión suelen ser venenos neutrónicos (absorben neutrones que podrían utilizarse para mantener una reacción en cadena), se consideran «cenizas» nucleares remanentes del consumo de materiales fisionables. Además, solo siete isótopos de productos de fisión de larga vida 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. [ 31 ]

Ante la creciente preocupación por los residuos nucleares, los ciclos de combustible reproductor han suscitado un renovado interés, ya que pueden reducir los residuos de actínidos, en particular el plutonio y los actínidos menores. [ 32 ] Los reactores reproductores están diseñados para fisionar los residuos de actínidos como combustible y, por lo tanto, convertirlos en más productos de fisión. Una vez retirado el combustible nuclear gastado de un reactor de agua ligera, este experimenta un perfil de desintegración complejo, ya que cada nucleido se desintegra a una velocidad diferente. Existe una gran diferencia en las vidas medias de desintegración de los productos de fisión en comparación con los isótopos transuránicos. Si los transuránicos permanecen en el combustible gastado, después de 1.000 a 100.000 años, la lenta desintegración de estos transuránicos generaría la mayor parte de la radiactividad en dicho combustible. Por lo tanto, la eliminación de los transuránicos de los residuos elimina gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible nuclear gastado. [ 33 ]

Los reactores de agua ligera comerciales actuales generan nuevo material fisionable, principalmente plutonio. Dado que los reactores comerciales nunca fueron diseñados 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. [ 34 ] 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. [ 35 ]

Los ciclos de combustible de reproducción atrajeron 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.). [ 32 ] Dado que los reactores reproductores en un ciclo de combustible cerrado usarían casi todos los isótopos de estos actínidos que se les suministran como combustible, sus requerimientos de combustible se reducirían en un factor de aproximadamente 100. El volumen de desechos que generan también se reduciría en un factor de aproximadamente 100. Si bien existe una enorme reducción en el volumen de desechos de un reactor reproductor, la actividad de los desechos es aproximadamente la misma que la producida por un reactor de agua ligera. [ 36 ]

Los residuos de un reactor reproductor presentan un comportamiento de desintegración diferente debido a su composición de distintos materiales. Los residuos de un reactor reproductor se componen principalmente de productos de fisión, mientras que los residuos de un reactor de agua ligera se componen principalmente de isótopos de uranio no utilizados y una gran cantidad de elementos transuránicos. Tras la extracción del combustible nuclear gastado de un reactor de agua ligera durante más de 100 000 años, los elementos transuránicos se convertirían en la principal fuente de radiactividad. Su eliminación reduciría considerablemente la radiactividad a largo plazo del combustible gastado. [ 33 ]

En principio, los ciclos de combustible reproductor pueden reciclar y consumir todos los actínidos, [ 23 ] dejando solo productos de fisión. Como indica el gráfico de esta sección, los productos de fisión tienen una peculiar "brecha" en sus vidas medias agregadas, de modo que ningún producto de fisión tiene una vida media entre 91 y 200 000 años. Como resultado de esta peculiaridad física, después de varios cientos de años de almacenamiento, la actividad de los residuos radiactivos de un FBR caería rápidamente al bajo nivel de los productos de fisión de larga vida . Sin embargo, para obtener este beneficio se requiere la 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 residuos, esta ventaja se vería muy reducida. [ 13 ]

Los neutrones rápidos del FBR pueden fisionar núcleos de actínidos con números pares de protones y neutrones. Estos núcleos generalmente carecen de las resonancias de "neutrones térmicos" de baja velocidad de los combustibles fisionables utilizados en los LWR. [ 37 ] El ciclo del combustible de torio produce inherentemente niveles más bajos de actínidos pesados. El material fértil en el ciclo del combustible de 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 torio-232 requiere seis eventos de captura de neutrones más por núcleo antes de que se puedan producir los elementos transuránicos. Además de esta simple diferencia de masa, el reactor tiene dos oportunidades para fisionar los núcleos a medida que aumenta la masa: primero como los núcleos de combustible efectivos U233, y a medida que absorbe dos neutrones más, nuevamente como los núcleos de combustible U235. [ 38 ] [ 39 ]

Un reactor cuyo propósito principal es destruir actínidos en lugar de aumentar las reservas de combustible fisible se conoce a veces como reactor de combustión . Tanto la reproducción como la combustión dependen de una buena economía neutrónica, y muchos diseños pueden realizar ambas funciones. Los diseños de reproducción rodean el núcleo con una capa de material fértil. Los reactores de combustión de residuos rodean el núcleo con residuos no fértiles que se destruirán. Algunos diseños añaden reflectores o absorbedores de neutrones. [ 6 ]

Diseño

Relación de conversión

Una medida del rendimiento de un reactor es la "relación de conversión", definida como la relación entre los átomos fisionables nuevos producidos y los consumidos. Todos los reactores nucleares propuestos, excepto los quemadores de actínidos especialmente diseñados y operados [ 6 ], experimentan cierto grado de conversión. Mientras exista alguna cantidad de material fértil dentro del flujo de neutrones del reactor, siempre se creará nuevo material fisionable. Cuando la relación de conversión es mayor que 1, se la suele denominar "relación 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 presurizada que funcionan con uranio natural tienen una relación de conversión de 0,8. [ 42 ] En un reactor reproductor, la relación de conversión es mayor que 1. El "punto de equilibrio" se alcanza cuando la relación de conversión llega a 1,0 y el reactor produce tanto material fisionable como utiliza.

Tiempo de duplicación

El tiempo de duplicación es el tiempo que tardaría un reactor reproductor en producir suficiente material fisionable nuevo para reemplazar el combustible original y, además, producir una cantidad equivalente de combustible para otro reactor nuclear. En sus inicios, cuando se creía que el uranio era escaso, se consideraba una medida importante del rendimiento del reactor reproductor. Sin embargo, dado que el uranio es más abundante de lo que se pensaba en los comienzos del desarrollo de los reactores nucleares, y considerando la cantidad de plutonio disponible en el combustible gastado de los reactores, el tiempo de duplicación se ha convertido en una métrica menos importante en el diseño moderno de reactores reproductores. [ 43 ] [ 44 ]

Quemado

El grado de quemado es una medida de la cantidad de energía extraída de una masa determinada de metal pesado en el combustible, expresada a menudo (para reactores de potencia) en gigavatios-día por tonelada de metal pesado. Este grado de quemado es un factor importante para determinar los tipos y la abundancia de isótopos producidos por un reactor de fisión. Los reactores reproductores, por diseño, tienen un grado de quemado elevado en comparación con un reactor convencional, ya que producen una mayor cantidad de residuos en forma de productos de fisión, mientras que la mayoría o la totalidad de los actínidos están destinados a ser fisionados y destruidos. [ 45 ]

En el pasado, el desarrollo de reactores reproductores se centró en reactores con bajas relaciones de reproducción, desde 1,01 para el reactor Shippingport [ 46 ] [ 47 ] que funcionaba con combustible de torio y se enfriaba con agua ligera convencional hasta más de 1,2 para el reactor soviético BN-350 refrigerado por metal líquido. [ 48 ] 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 relaciones de reproducción de al menos 1,8 a escala industrial. [ 49 ] El reactor de prueba soviético BR-1 alcanzó una relación de reproducción de 2,5 en condiciones no comerciales. [ 50 ]

Reprocesamiento

La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce inevitablemente productos de fisión que absorben neutrones . El material fértil de un reactor reproductor necesita ser reprocesado para eliminar esos venenos neutrónicos . Este paso es necesario para aprovechar al máximo la capacidad de producir tanto o más combustible del que se consume. Todo reprocesamiento puede plantear un problema de proliferación , ya que puede extraer material apto para armas del combustible gastado. [ 51 ] La técnica de reprocesamiento más común, PUREX , plantea un problema particular, ya que fue diseñada expresamente para separar el plutonio. Las primeras propuestas para el ciclo del combustible del reactor reproductor plantearon un problema de proliferación aún mayor porque utilizarían PUREX para separar el plutonio en una forma isotópica muy atractiva para su uso en armas nucleares. [ 52 ] [ 53 ]

Varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento que no separan el plutonio de los demás actínidos. Por ejemplo, el proceso de electroobtención pirometalúrgica sin base de agua, cuando se utiliza para reprocesar combustible de un reactor rápido integral , deja grandes cantidades de actínidos radiactivos en el combustible del reactor. [ 13 ] Los sistemas de reprocesamiento más convencionales con base de agua incluyen SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX y TRUEX, y propuestas para combinar PUREX con estos y otros coprocesos. Todos estos sistemas tienen una resistencia a la proliferación moderadamente mejor que PUREX, aunque su tasa de adopción es baja. [ 54 ] [ 55 ] [ 56 ]

En el ciclo del torio, el torio-232 se reproduce convirtiéndose primero en protactinio-233, que luego se desintegra en uranio-233. Si el protactinio permanece en el reactor, también se producen pequeñas cantidades de uranio-232, que tiene el potente emisor gamma talio-208 en su cadena de desintegración. De forma similar a los diseños que utilizan uranio como combustible, cuanto más tiempo permanezcan el combustible y el material fértil en el reactor, mayor será la acumulación de estos elementos indeseables. En los reactores de torio comerciales previstos , se permitiría la acumulación de altos niveles de uranio-232, lo que daría lugar a dosis extremadamente altas de radiación gamma provenientes 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 el uranio-233 nunca se ha utilizado para armas más allá de las demostraciones de prueba de concepto. [ 57 ]

Si bien el ciclo del torio puede ser resistente a la proliferación en lo que respecta a la extracción de uranio-233 del combustible (debido a la presencia de uranio-232), plantea un riesgo de proliferación derivado de una ruta alternativa de extracción de uranio-233, que implica la extracción química de protactinio-233 y su posterior desintegración en uranio-233 puro fuera del reactor. Este proceso es una operación química evidente que no es necesaria para el funcionamiento normal de estos diseños de reactores, pero podría ocurrir sin la supervisión de organizaciones como el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), por lo que debe protegerse contra ella. [ 58 ]

Producción

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 Fisionables declaró: «Después de seis décadas y un gasto equivalente a decenas de miles de millones de dólares, la promesa de los reactores reproductores sigue en gran medida sin cumplirse y los esfuerzos para comercializarlos se han reducido progresivamente en la mayoría de los países». En Alemania, el Reino Unido y Estados Unidos, se han abandonado los programas de desarrollo de reactores reproductores. [ 59 ] [ 60 ] La justificación para desarrollar reactores reproductores —a veces explícita y a veces implícita— se basaba en los siguientes supuestos clave: [ 60 ] [ 61 ]

  • Se preveía que el uranio sería escaso y que los depósitos de alta ley se agotarían rápidamente si se utilizaba la energía de fisión a gran escala; sin embargo, la realidad es que, desde el final de la Guerra Fría , el uranio ha sido mucho más barato y abundante de lo que esperaban los primeros diseñadores. [ 62 ]
  • Se esperaba que los reactores reproductores se volvieran rápidamente competitivos económicamente con los reactores de agua ligera que dominan la energía nuclear en la actualidad, pero la realidad es que los costos de capital son al menos un 25 % más altos que los de los reactores refrigerados por agua.
  • Se pensaba que los reactores reproductores podrían ser tan seguros y fiables como los reactores de agua ligera, pero se citan problemas de seguridad como una preocupación en los reactores rápidos que utilizan un refrigerante de sodio, donde una fuga podría provocar un incendio de sodio.
  • Se esperaba que los riesgos de proliferación que plantean los reactores reproductores y su ciclo de combustible "cerrado", en el que se reciclaría el plutonio, pudieran gestionarse. Pero dado que los reactores reproductores de plutonio producen plutonio a partir de U238, y los reactores de torio producen U233 fisionable a partir de torio, todos los ciclos de reproducción podrían, en teoría, plantear riesgos de proliferación. [ 63 ] Sin embargo, el U-232, que siempre está presente en el U-233 producido en los reactores reproductores, es un potente emisor de rayos gamma a través de sus productos de desintegración, lo que haría que la manipulación de armas fuera extremadamente peligrosa y que el arma fuera fácil de detectar. [ 64 ]

Algunos antiguos detractores de la energía nuclear se han convertido en partidarios de ella como fuente limpia de electricidad, dado que los reactores reproductores reciclan eficazmente la mayor parte de sus residuos. Esto resuelve uno de los problemas negativos más importantes de la energía nuclear. En el documental «La promesa de Pandora» , se defienden los reactores reproductores porque proporcionan una alternativa real de alta potencia a la energía procedente de combustibles fósiles. Según la película, una libra de uranio proporciona tanta energía como 5000 barriles de petróleo . [ 65 ]

Reactores destacados

La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, el primero refrigerado por mercurio y alimentado con plutonio metálico, y las plantas posteriores refrigeradas por sodio y alimentadas con óxido de plutonio. El BR-1 (1955) era de 100 W (térmico), seguido por el BR-2 de 100  kW y luego el  BR-5 de 5 MW. [ 50 ] El BOR-60 (primera criticidad 1969) era de 60  MW, y su construcción comenzó en 1965. [ 72 ]

Plantas del futuro

India

India ha estado desarrollando reactores reproductores rápidos como parte de su programa de energía nuclear de tres etapas . El reactor reproductor rápido prototipo (PFBR) de 500 MWe en Kalpakkam alcanzó la primera criticidad el 6 de abril de 2026, [ 73 ] [ 74 ] [ 75 ] marcando un hito importante en el programa de reproductores rápidos de la India. El programa tiene como objetivo utilizar torio-232 fértil para producir uranio-233 fisionable. El enfoque de la India en el torio se debe a sus grandes reservas nacionales de torio, aunque los recursos de torio también están ampliamente disponibles a nivel mundial.

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

El reactor rápido experimental chino es un reactor de tipo piscina, refrigerado por sodio, con una potencia térmica de 65 MW y una potencia eléctrica de 20 MW, una vida útil prevista de 30 años y un grado de quemado objetivo de 100 MWd/kg.   

Porcelana

El reactor rápido experimental de China es un  prototipo de 25 MW(e) para el reactor rápido prototipo de China planificado. [ 76 ] Comenzó a generar energía en 2011. [ 77 ] China inició un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactores reproductores térmicos de sales fundidas de torio (reactor de fluoruro líquido de torio), anunciado formalmente en la conferencia anual de la Academia China de Ciencias en 2011. Su objetivo final era investigar y desarrollar un sistema nuclear de sales fundidas basado en torio durante aproximadamente 20 años. [ 78 ] [ 79 ]

Corea del Sur

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

Modelo seccionado del reactor BN-600, sustituido por la familia de reactores BN-800.
Construcción del reactor BN-800

Rusia

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, sucediendo a un BN-600 más pequeño . [ 80 ] Alcanzó su producción de energía completa en 2016. [ 81 ] 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 finales de 2030. [ 82 ] Sin embargo, en 2015 Rosenergoatom pospuso la construcción indefinidamente para permitir que se mejorara el diseño del combustible después de una mayor experiencia en la operación del reactor BN-800, y entre preocupaciones de costos. [ 83 ]

El reactor rápido experimental refrigerado por plomo BREST-300 se construirá en el Complejo Químico Siberiano de Seversk . El diseño BREST ( en ruso : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , en español: reactor rápido con refrigerante de plomo ) se considera el sucesor de la serie BN, y la  unidad de 300 MWe del Complejo Químico Siberiano podría ser la precursora de una  versión de 1200 MWe para su amplia implementación como unidad de generación de energía comercial. El programa de desarrollo forma parte del Programa Federal de Tecnologías Nucleares Avanzadas 2010-2020, que busca aprovechar los reactores rápidos para la eficiencia del uranio, "quemando" sustancias radiactivas que de otro modo se desecharían como residuos. Su núcleo mediría aproximadamente 2,3 metros de diámetro por 1,1 metros de altura y contendría 16 toneladas de combustible. La unidad se recargaría anualmente, y cada elemento combustible permanecería cinco años en el 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 que generaría una potencia eléctrica de 300  MWe. La vida útil operativa de la unidad podría ser de 60 años. Se esperaba que NIKIET completara el diseño en 2014 para su construcción entre 2016 y 2020. [ 84 ] Para finales de 2024, la torre de refrigeración ya estaría construida y el objetivo para iniciar la operación era 2026.

Japón

En 2006, Estados Unidos, Francia y Japón firmaron un acuerdo para investigar y desarrollar reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Alianza Mundial de Energía Nuclear . [ 85 ] En 2007, el gobierno japonés seleccionó a Mitsubishi Heavy Industries como la empresa principal en el desarrollo de reactores rápidos refrigerados por sodio en Japón. Poco después, se fundó Mitsubishi FBR Systems para desarrollar y, eventualmente, comercializar la tecnología de reactores rápidos refrigerados por sodio. [ 86 ]

El emplazamiento nuclear de Marcoule en Francia, donde se encuentra el reactor Phénix (a la izquierda).

Francia

En 2010, el gobierno francés asignó 651,6 millones de euros  al Comisariado de Energía Atómica para finalizar el diseño de ASTRID (Reactor Tecnológico Avanzado de Sodio para Demostración Industrial), un  reactor de cuarta generación de 600 MW cuyo diseño se finalizaría en 2020. [ 87 ] [ 88 ] A partir de 2013El Reino Unido había mostrado interés en el reactor PRISM y estaba trabajando en colaboración con Francia para desarrollar ASTRID. En 2019, el CEA anunció que este diseño no se construiría antes de mediados de siglo. [ 89 ]

Estados Unidos

Ensamblaje del núcleo del reactor reproductor experimental I en Idaho , Estados Unidos, 1951.

Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y jefe de tecnología nuclear en Teledyne Brown Engineering , ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de torio de fluoruro líquido. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa cuyo objetivo era desarrollar  diseños de reactores LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares. [ 90 ] [ 91 ] [ 92 ]

En octubre de 2010, GE Hitachi Nuclear Energy firmó un memorando de entendimiento con los operadores del sitio de Savannah River del Departamento de Energía de EE. UU . , que debería permitir la construcción de una planta de demostración basada en el reactor reproductor rápido S-PRISM de la compañía antes de que el diseño recibiera la aprobación completa de la licencia de la Comisión Reguladora Nuclear . [ 93 ] En octubre de 2011, The Independent informó que la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear del Reino Unido (NDA) y asesores sénior del Departamento de Energía y Cambio Climático (DECC) habían solicitado detalles técnicos y financieros de PRISM, en parte como un medio para reducir las reservas de plutonio del país. [ 94 ]

El reactor de onda viajera propuesto en una patente de Intellectual Ventures es un reactor reproductor rápido diseñado para no necesitar reprocesamiento de combustible durante la larga vida útil del reactor. La onda de combustión en el diseño TWR no se mueve de un extremo del reactor al otro, 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 del combustible en cualquier momento dado. Por lo tanto, en lugar de dejar que la onda se propague a través del combustible, el combustible mismo se mueve a través de una onda de combustión en gran medida estacionaria. Esto es contrario a muchos informes de los medios, que han popularizado el concepto como un reactor tipo vela con una región de combustión que se mueve a lo largo de una barra de combustible. Al reemplazar una configuración de núcleo estático con un núcleo de "onda estacionaria" o "solitón" gestionado activamente, el diseño de TerraPower evita el problema de enfriar una región de combustión altamente variable. En este escenario, la reconfiguración de las barras de combustible se realiza de forma remota mediante dispositivos robóticos; El recipiente de contención permanece cerrado durante el procedimiento y no hay tiempo de inactividad asociado. [ 95 ]

Véase también

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  29. ↑ Este es el nucleido más pesado con una vida media de al menos cuatro años antes del " mar de inestabilidad ".
  30. ↑ Excluyendo aquellos nucleidos " clásicamente estables " con vidas medias significativamente superiores a la del 232 Th; por ejemplo, mientras que el 113m Cd tiene una vida media de solo catorce años, la del 113 Cd es de ocho cuatrillones de años.
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  • Reactores diseñados por el Laboratorio Nacional Argonne: Tecnología de reactores rápidos. Argonne fue pionero en el desarrollo de reactores rápidos y es líder mundial en este campo. Véase también el legado de Argonne en ciencia y tecnología nuclear .
  • La necesidad cambiante de un reactor reproductor, por Richard Wilson, en el 24º Simposio Anual del Instituto del Uranio, septiembre de 1999.
  • Reactor Reproductor Experimental-II (EBR-II): Una Central Nuclear Experimental Integrada de Reactor Rápido
  • Organización Internacional de Energía del Torio – www.IThEO.org
  • Un camino a seguir para el LMFBR
  • Fabricación de combustible de plutonio por el Laboratorio Nacional Argonne enYouTube