reactor rápido integral

Con la elección del presidente Bill Clinton en 1992 y el nombramiento de Hazel O'Leary como Secretaria de Energía , hubo presión desde las altas esferas para cancelar el IFR. ^{[ 6 ]} El senador John Kerry (demócrata por Massachusetts) y O'Leary lideraron la oposición al reactor, argumentando que sería una amenaza para los esfuerzos de no proliferación y que era una continuación del Proyecto del Reactor Reproductor del Río Clinch que había sido cancelado por el Congreso. ^{[ 7 ]} Charles Till relató que cuando le dijo a Frank N. von Hippel , asesor científico del presidente Clinton, que costaría más terminar el programa de investigación y destruir el reactor que terminar el programa y poner el reactor en reserva, von Hippel respondió: "Lo sé; es un símbolo. Tiene que desaparecer".

Simultáneamente, en 1994, el Secretario de Energía O'Leary otorgó al científico principal del IFR 10.000 dólares y una medalla de oro, con una mención que afirmaba que su trabajo para desarrollar la tecnología IFR proporcionó "mayor seguridad, un uso más eficiente del combustible y menos residuos radiactivos ". ^{[ 8 ]}

Los opositores al IFR también presentaron un informe ^{[ 9 ]} de la Oficina de Seguridad Nuclear del DOE sobre las acusaciones de un exempleado de Argonne de que Argonne había tomado represalias contra él por expresar inquietudes sobre la seguridad, así como sobre la calidad de la investigación realizada en el programa IFR. El informe recibió atención internacional, con una notable diferencia en la cobertura que recibió de las principales publicaciones científicas. La revista británica Nature tituló su artículo "El informe respalda al denunciante" y también señaló conflictos de interés por parte de un panel del DOE que evaluó la investigación del IFR. ^{[ 10 ]} En contraste, el artículo que apareció en Science se tituló "¿Estaba realmente mintiendo el denunciante de Argonne?". ^{[ 11 ]}

En 2001, como parte de la hoja de ruta de la Generación IV , el Departamento de Energía (DOE) encargó a un equipo de 242 científicos del DOE, la Universidad de California en Berkeley , el Instituto Tecnológico de Massachusetts (MIT), Stanford, el Laboratorio Nacional Australiano (ANL), el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore , Toshiba , Westinghouse , Duke , EPRI y otras instituciones que evaluaran 19 de los mejores diseños de reactores según 27 criterios diferentes. El reactor IFR ocupó el primer lugar en su estudio, publicado el 9 de abril de 2002. ^{[ 12 ]}

Actualmente, no existen reactores rápidos integrales en operación comercial. Sin embargo, el reactor BN-800 , un reactor rápido muy similar que funciona como incinerador de reservas de plutonio , entró en operación comercial en 2016. ^{[ 13 ]}

Los productos de desecho de los reactores IFR tienen una vida media corta, lo que significa que se desintegran rápidamente y se vuelven relativamente seguros, o una vida media larga, lo que significa que son solo ligeramente radiactivos. Ninguna de las dos formas de residuos IFR producidos contiene plutonio u otros actínidos . Debido al procesamiento pirometalúrgico, el volumen total de residuos/ productos de fisión reales es 1/20 del volumen de combustible gastado producido por una planta de agua ligera de la misma potencia, y a menudo se considera que son todos residuos inutilizables. El 70% de los productos de fisión son estables o tienen vidas medias inferiores a un año. El tecnecio-99 y el yodo-129 , que constituyen el 6% de los productos de fisión, tienen vidas medias muy largas, pero pueden transmutarse en isótopos con vidas medias muy cortas (15,46 segundos y 12,36 horas) por absorción de neutrones dentro de un reactor, destruyéndolos efectivamente (ver más: productos de fisión de larga vida ). El zirconio-93 , otro 5% de los productos de fisión, podría en principio reciclarse en el revestimiento de las barras de combustible, donde su radiactividad no representa un problema. Excluyendo la contribución de los residuos transuránicos (TRU), que son isótopos producidos cuando el uranio-238 captura un neutrón térmico lento en un reactor de agua ligera (LWR) pero no se fisiona, todos los residuos de alta actividad /productos de fisión que quedan después del reprocesamiento del combustible TRU son menos radiotóxicos (en sieverts ) que el uranio natural (en una comparación gramo a gramo) en un plazo de 200 a 400 años, y esta tendencia continúa a la baja posteriormente. ^{[ 25 ] [ 26 ] [ 20 ] [ 21 ]}

El reprocesamiento in situ del combustible significa que el volumen de residuos nucleares de alta actividad que salen de la planta es minúsculo en comparación con el combustible gastado de LWR. ^{[ nota 1 ]} De hecho, en EE. UU. la mayor parte del combustible gastado de LWR ha permanecido almacenado en el emplazamiento del reactor en lugar de ser transportado para su reprocesamiento o colocación en un depósito geológico . Los volúmenes más pequeños de residuos de alta actividad procedentes del reprocesamiento podrían permanecer en los emplazamientos de los reactores durante algún tiempo, pero son intensamente radiactivos debido a los productos de fisión de vida media (MLFP) y necesitan ser almacenados de forma segura, como en contenedores de almacenamiento en seco . En sus primeras décadas de uso, antes de que los MLFP se desintegren a niveles más bajos de producción de calor, la capacidad del depósito geológico está limitada no por el volumen sino por la generación de calor. Esto limita la colocación temprana del depósito. La generación de calor de desintegración de los MLFP de los IFR es aproximadamente la misma por unidad de potencia que la de cualquier tipo de reactor de fisión.

La posible eliminación completa del plutonio del flujo de desechos del reactor reduce la preocupación que existe actualmente con el combustible nuclear gastado de la mayoría de los demás reactores, a saber, que un depósito de combustible gastado podría utilizarse como mina de plutonio en algún momento futuro. ^{[ 27 ]} Además, a pesar de la reducción de un millón de veces en la radiotoxicidad que ofrece este plan, ^{[ nota 2 ]} persisten las preocupaciones sobre la longevidad radiactiva:

Algunos creen que la eliminación de actínidos ofrecería pocas o ninguna ventaja significativa para su disposición en un repositorio geológico, ya que algunos de los nucleidos de productos de fisión más preocupantes en escenarios como la lixiviación en aguas subterráneas tienen vidas medias más largas que los actínidos radiactivos. La preocupación por un residuo no puede terminar después de cientos de años, incluso si se eliminan todos los actínidos, cuando el residuo restante contiene productos de fisión radiactivos como el tecnecio-99, el yodo-129 y el cesio-135, con vidas medias de entre 213.000 y 15,7 millones de años. ^{[ 27 ]}

Sin embargo, estas preocupaciones no consideran el plan de almacenar dichos materiales en Synroc insoluble , ni miden los riesgos en proporción a los de fuentes naturales como rayos X médicos , rayos cósmicos o rocas naturalmente radiactivas (como el granito ). Además, algunos de los productos de fisión radiactivos están siendo sometidos a transmutación , lo que mitiga incluso estas preocupaciones relativamente bajas. Por ejemplo, el coeficiente de vacío positivo del IFR podría reducirse a un nivel aceptable añadiendo tecnecio al núcleo, lo que ayudaría a destruir el tecnecio-99 , un producto de fisión de larga vida, mediante transmutación nuclear . ^{[ 28 ]}

Tanto los reactores IFR como los LWR no emiten CO2 durante su funcionamiento, aunque la construcción y el procesamiento del combustible sí generan emisiones de CO2 _{( si se utilizan fuentes de energía que no son neutras en} carbono, como los combustibles fósiles) y en el proceso de construcción se utilizan cementos que emiten _{CO2 .}

Una revisión de la Universidad de Yale de 2012 que analizó las emisiones de la evaluación del ciclo de vida (ACV) de CO2 de _la energía nuclear determinó que: ^{[ 29 ]}

La literatura colectiva sobre el análisis del ciclo de vida (ACV) indica que las emisiones de GEI [gases de efecto invernadero] del ciclo de vida de la energía nuclear son solo una fracción de las de las fuentes fósiles tradicionales y comparables a las de las tecnologías renovables.

Aunque el artículo trataba principalmente de datos de reactores de Generación II y no analizaba las emisiones _de CO2 para 2050 de los reactores de Generación III actualmente en construcción, sí resumía los resultados del análisis del ciclo de vida de las tecnologías de reactores en desarrollo:

Los reactores reproductores rápidos ( FBR ) teóricos se han evaluado en la literatura sobre análisis del ciclo de vida (ACV). La escasa literatura que evalúa esta posible tecnología futura reporta emisiones medias de GEI del ciclo de vida... similares o inferiores a las de los reactores de agua ligera ( LWR ) y afirma consumir poco o ningún mineral de uranio .

El combustible para reactores rápidos debe tener al menos un 20 % de material fisionable, un porcentaje mayor que el del uranio poco enriquecido utilizado en los reactores de agua ligera (LWR). El material fisionable puede incluir inicialmente uranio altamente enriquecido o plutonio procedente del combustible gastado de los LWR , armas nucleares desmanteladas u otras fuentes. Durante su funcionamiento, el reactor genera más material fisionable a partir de material fértil , como máximo un 5 % más de uranio y un 1 % más de torio .

El material fértil en el combustible de reactores rápidos puede ser uranio empobrecido (principalmente uranio-238 ), uranio natural , torio o uranio reprocesado de combustible gastado de reactores de agua ligera tradicionales, ^{[ 20 ]} e incluso incluir isótopos no fisionables de plutonio e isótopos menores de actínidos . Suponiendo que no haya fugas de actínidos al flujo de desechos durante el reprocesamiento, un reactor de estilo IFR de 1 GWe consumiría aproximadamente 1 tonelada de material fértil por año y produciría aproximadamente 1 tonelada de productos de fisión .

El reprocesamiento del ciclo de combustible IFR mediante piroprocesamiento (en este caso, electrorefinación ) no requiere producir plutonio puro, libre de la radiactividad de los productos de fisión, como sí lo hace el proceso PUREX . El objetivo del reprocesamiento en el ciclo de combustible IFR es simplemente reducir el nivel de aquellos productos de fisión que son venenos neutrónicos ; incluso estos no necesitan eliminarse por completo. El combustible gastado electrorefinado es altamente radiactivo, pero dado que el nuevo combustible no necesita fabricarse con precisión como las pastillas de combustible LWR, sino que puede simplemente fundirse, se puede utilizar la fabricación remota, lo que reduce la exposición de los trabajadores.

Como cualquier reactor rápido, al cambiar el material utilizado en las mantas, el IFR puede operar en un espectro que va desde el modo reproductor hasta el modo autosuficiente y el modo quemador. En el modo reproductor (utilizando mantas de U-238), el reactor produce más material fisible del que consume. Esto es útil para proporcionar material fisible para la puesta en marcha de otras plantas. Utilizando reflectores de acero en lugar de mantas de U-238, el reactor opera en modo quemador puro y no es un creador neto de material fisible; en general, consumirá material fisible y fértil y, suponiendo un reprocesamiento sin pérdidas, no producirá actínidos , sino solo productos de fisión y productos de activación . La cantidad de material fisible necesaria podría ser un factor limitante para el despliegue generalizado de reactores rápidos si las reservas de plutonio excedente para armas y plutonio gastado de LWR no son suficientes. Para maximizar la tasa de despliegue de reactores rápidos, estos pueden operarse en modo reproductor máximo.

El reprocesamiento de combustible nuclear mediante piroprocesamiento y electrorefinación aún no se ha demostrado a escala comercial, por lo que invertir en una gran planta tipo IFR puede suponer un mayor riesgo financiero que una planta LWR convencional.

El IFR utiliza combustible de aleación metálica (uranio, plutonio y/o circonio), que es un buen conductor del calor, a diferencia del óxido de uranio utilizado por los LWR (e incluso algunos reactores reproductores rápidos), que es un mal conductor del calor y alcanza altas temperaturas en el centro de las pastillas de combustible. El IFR también tiene un menor volumen de combustible, ya que el material fisionable se diluye con material fértil en una proporción de 5 o menos, en comparación con aproximadamente 30 para el combustible de los LWR. El núcleo del IFR requiere una mayor eliminación de calor por volumen de núcleo durante la operación que el núcleo de un LWR; pero, por otro lado, después de una parada, hay mucho menos calor atrapado que aún se está difundiendo y necesita ser eliminado. Sin embargo, la generación de calor residual de los productos de fisión de vida corta y los actínidos es comparable en ambos casos, comenzando en un nivel alto y disminuyendo con el tiempo transcurrido después de la parada. El gran volumen de refrigerante primario de sodio líquido en la configuración de piscina está diseñado para absorber el calor residual sin alcanzar la temperatura de fusión del combustible. Las bombas primarias de sodio están diseñadas con volantes de inercia para que se detengan lentamente (90 segundos) si se corta la energía. Esta desaceleración ayuda aún más al enfriamiento del núcleo al apagarse. Si el circuito de enfriamiento primario se detuviera repentinamente, o si las barras de control se retiraran repentinamente, el combustible metálico puede fundirse, como se demostró accidentalmente en EBR-I; sin embargo, el combustible fundido se extruye a través de los tubos de revestimiento de combustible de acero y fuera de la región del núcleo activo, lo que lleva al apagado permanente del reactor y no genera más calor de fisión ni se funde el combustible. ^{[ 36 ]} Con combustible metálico, el revestimiento no se rompe y no se libera radiactividad incluso en transitorios de sobrepotencia extremos.

La autorregulación del nivel de potencia del IFR depende principalmente de la expansión térmica del combustible, que permite que escapen más neutrones, amortiguando la reacción en cadena . Los LWR tienen un menor efecto de la expansión térmica del combustible (ya que gran parte del núcleo es el moderador de neutrones ), pero presentan una fuerte retroalimentación negativa debido al ensanchamiento Doppler (que actúa sobre neutrones térmicos y epitérmicos, no sobre neutrones rápidos) y un coeficiente de vacío negativo debido a la ebullición del moderador/refrigerante de agua; el vapor menos denso devuelve menos neutrones y menos termalizados al combustible, que tienen más probabilidades de ser capturados por el U-238 que de inducir fisiones. Sin embargo, el coeficiente de vacío positivo del IFR podría reducirse a un nivel aceptable añadiendo tecnecio al núcleo, lo que ayudaría a destruir el producto de fisión de larga vida denominado tecnecio-99 mediante transmutación nuclear . ^{[ 28 ]}

Los IFR son capaces de soportar tanto una pérdida de flujo sin SCRAM como una pérdida de disipación de calor sin SCRAM. Además del apagado pasivo del reactor, la corriente de convección generada en el sistema de refrigeración primario evitará daños en el combustible (fusión del núcleo). Estas capacidades se demostraron en el EBR-II . ^{[ 1 ]} El objetivo final es que no se libere radiactividad bajo ninguna circunstancia.

La inflamabilidad del sodio representa un riesgo para los operadores. El sodio arde fácilmente en el aire y se inflama espontáneamente al contacto con el agua. El uso de un circuito de refrigeración intermedio entre el reactor y las turbinas minimiza el riesgo de un incendio de sodio en el núcleo del reactor.

Bajo bombardeo de neutrones, se produce sodio-24 . Este isótopo es altamente radiactivo y emite un rayo gamma energético de 2,7 MeV , seguido de una desintegración beta que da lugar al magnesio-24 . Su vida media es de tan solo 15 horas, por lo que no representa un peligro a largo plazo. Sin embargo, la presencia de sodio-24 hace necesario el uso del circuito de refrigeración intermedio entre el reactor y las turbinas.

Los reactores de combustible intermedio ( IFR) y los reactores de agua ligera (LWR) producen plutonio de grado reactor , que incluso a altos niveles de quemado sigue siendo apto para la fabricación de armas ^{[ 37 ]} , pero el ciclo del combustible de los IFR tiene algunas características de diseño que dificultan la proliferación en comparación con el actual reciclaje PUREX del combustible gastado de los LWR. Por un lado, puede operar a niveles de quemado más altos y, por lo tanto, aumentar la abundancia relativa de los isótopos no fisionables, pero fértiles, plutonio-238 , plutonio-240 y plutonio-242 . ^{[ 38 ]}

A diferencia del reprocesamiento PUREX, el reprocesamiento electrolítico del combustible gastado del IFR no separa el plutonio puro. En cambio, se deja mezclado con actínidos menores y algunos productos de fisión de tierras raras, lo que hace que la capacidad teórica de fabricar una bomba directamente a partir de él sea considerablemente dudosa. ^{[ 18 ]} En lugar de ser transportado desde una gran planta de reprocesamiento centralizada a reactores en otras ubicaciones, como es común ahora en Francia, desde La Hague a su flota nuclear dispersa de LWR, el combustible piroprocesado del IFR sería mucho más resistente a la desviación no autorizada. ^{[ 23 ]} El material con la mezcla de isótopos de plutonio en un IFR permanecería en el sitio del reactor y luego se quemaría prácticamente in situ ; ^{[ 23 ]} alternativamente, si se opera como un reactor reproductor, parte del combustible piroprocesado podría ser consumido por el reactor (u otros reactores ubicados en otro lugar). Sin embargo, al igual que con el reprocesamiento acuoso convencional, seguiría siendo posible extraer químicamente todos los isótopos de plutonio del combustible piroprocesado. De hecho, sería mucho más fácil hacerlo a partir del producto reciclado que del combustible gastado original. No obstante, seguiría siendo más difícil en comparación con otro combustible nuclear reciclado convencional, el MOX , ya que el combustible reciclado IFR contiene más productos de fisión y, debido a su mayor grado de quemado , más Pu-240 resistente a la proliferación que el MOX.

Una ventaja de la extracción y quema de actínidos (incluido el plutonio) del combustible gastado del IFR es la eliminación de las preocupaciones sobre dejar combustible gastado (o incluso combustible gastado convencional –y por lo tanto con un grado de quemado comparativamente menor– , que puede contener concentraciones de isótopos de plutonio utilizables para armas) en un depósito geológico o almacenamiento en seco , que podría ser extraído en el futuro con el propósito de fabricar armas. ^{[ 27 ]}

Debido a que el plutonio apto para reactores contiene isótopos de plutonio con altas tasas de fisión espontánea , y las proporciones de estos isótopos problemáticos (desde el punto de vista de la fabricación de armas) solo aumentan a medida que el combustible se consume durante más y más tiempo, es considerablemente más difícil producir armas nucleares de fisión de rendimiento sustancial a partir de combustible gastado altamente consumido que a partir de combustible gastado de reactores de agua ligera (convencionales) moderadamente consumido.

Por lo tanto, los riesgos de proliferación se reducen considerablemente con el sistema IFR según muchos indicadores, pero no se eliminan por completo. El plutonio procedente del combustible reciclado del reactor avanzado de metal líquido (ALMR) tendría una composición isotópica similar a la obtenida de otras fuentes de combustible nuclear gastado con un alto grado de combustión . Si bien esto hace que el material sea menos atractivo para la producción de armas, podría utilizarse en armas menos sofisticadas o con la potenciación por fusión .

En 1962, el gobierno de EE. UU. detonó un dispositivo nuclear utilizando plutonio de grado reactor , definido entonces , aunque en categorizaciones más recientes se consideraría plutonio de grado combustible , típico del producido por los reactores Magnox de baja quema . ^{[ 39 ] [ 40 ]}

El plutonio producido en el combustible de un reactor reproductor generalmente tiene una mayor proporción del isótopo plutonio-240 que el producido en otros reactores, lo que lo hace menos atractivo para su uso en armas, particularmente en diseños de armas nucleares de primera generación similares a Fat Man . Esto ofrece un grado intrínseco de resistencia a la proliferación. Sin embargo, si se utiliza una capa de uranio para rodear el núcleo durante la reproducción, el plutonio producido en la capa suele ser de alta calidad Pu-239 , con muy poco Pu-240, lo que lo hace altamente atractivo para su uso en armas. ^{[ 41 ]}

Si se utiliza como generador de biomasa en lugar de como reactor, el IFR tiene potencial de proliferación:

Aunque algunas propuestas recientes para el futuro del concepto ALMR/IFR se han centrado más en su capacidad para transformar y consumir irreversiblemente el plutonio, como el reactor conceptual PRISM y el reactor BN-800 en funcionamiento (2014) en Rusia, los desarrolladores del IFR reconocen que es «indiscutible que el IFR puede configurarse como un productor neto de plutonio». ^{[ 42 ]} Si en lugar de procesar combustible gastado, el sistema ALMR se utilizara para reprocesar material fértil (reproductor) irradiado [es decir, si se utilizara una capa de U-238 reproductor] en el electrorrefinador, el plutonio resultante sería un material superior, con una composición isotópica casi ideal para la fabricación de armas nucleares. ^{[ 43 ]}

Una versión comercial del IFR, el S-PRISM , se puede fabricar en una planta y transportar al emplazamiento. Este diseño modular compacto (módulos de 311 MWe) reduce los costes y permite construir de forma económica centrales nucleares de diversos tamaños (311 MWe y cualquier múltiplo entero).

Las evaluaciones de costos que tienen en cuenta el ciclo de vida completo muestran que los reactores rápidos podrían no ser más caros que los reactores refrigerados por agua moderados por agua, que actualmente son los reactores más utilizados en el mundo. ^{[ 44 ]}

A diferencia de los reactores que utilizan neutrones térmicos (de baja energía) relativamente lentos, los reactores de neutrones rápidos necesitan un refrigerante nuclear que no modere ni bloquee los neutrones (como lo hace el agua en un reactor de agua ligera) para que tengan la energía suficiente para fisionar los isótopos de actínidos que son fisionables pero no fisionables . El núcleo también debe ser compacto y contener la menor cantidad posible de material moderador de neutrones. El refrigerante de sodio metálico presenta, en muchos sentidos, la combinación de propiedades más atractiva para este propósito. Además de no ser un moderador de neutrones, las características físicas deseables incluyen:

• Baja temperatura de fusión
• Baja presión de vapor
• Alta temperatura de ebullición
• Excelente conductividad térmica
• Baja viscosidad
• Peso ligero
• Estabilidad térmica y de radiación

Entre los beneficios adicionales del uso de sodio líquido se incluyen:

• Material abundante y de bajo costo
• La limpieza con cloro produce sal de mesa no tóxica.
• Compatible con otros materiales utilizados en el núcleo (no reacciona ni disuelve el acero inoxidable), por lo que no se necesitan medidas especiales de protección contra la corrosión.
• Baja potencia de bombeo (debido a su ligereza y baja viscosidad)
• Protege otros componentes de la corrosión al mantener un ambiente libre de oxígeno y agua (el sodio reaccionaría con cualquier traza para formar óxido de sodio o hidróxido de sodio e hidrógeno).
• Su ligereza (baja densidad) mejora la resistencia a los eventos de inercia sísmica (terremotos).

Las desventajas significativas del uso de sodio son su extrema inflamabilidad en presencia de cantidades significativas de aire (oxígeno) y su combustión espontánea con agua, lo que hace que las fugas e inundaciones de sodio sean peligrosas. Este fue el caso en la central nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. Las reacciones con agua producen hidrógeno, que puede ser explosivo. El producto de activación del sodio (isótopo) ^24Na libera fotones energéticos peligrosos al desintegrarse (aunque tiene una vida media corta de solo 15 horas). El diseño del reactor mantiene ^{el 24Na} en la piscina del reactor y disipa el calor para la producción de energía mediante un circuito secundario de sodio, pero esto aumenta los costos de construcción y mantenimiento. ^{[ 45 ]}