Reactor de neutrones rápidos

Un reactor de neutrones rápidos ( FNR ) o reactor de espectro rápido o simplemente un reactor rápido es una categoría de reactor nuclear en el que la reacción en cadena de fisión se sustenta mediante neutrones rápidos (que transportan energías superiores a 1 MeV , en promedio), a diferencia de los neutrones térmicos lentos utilizados en los reactores de neutrones térmicos . Un reactor tan rápido no necesita moderador de neutrones , pero requiere combustible que sea relativamente rico en material fisible en comparación con el requerido para un reactor de neutrones térmicos. Se han construido alrededor de 20 reactores rápidos terrestres, que acumulan más de 400 años de operación en todo el mundo. El más grande fue el reactor rápido refrigerado por sodio Superphénix en Francia, que fue diseñado para entregar 1.242 MWe. Los reactores rápidos se han estudiado desde la década de 1950, ya que brindan ciertas ventajas sobre la flota existente de reactores refrigerados y moderados por agua. Estas son:

• En la fisión, como resultado de la absorción de un neutrón rápido, se producen más neutrones que en el proceso comparable con neutrones lentos (térmicos o moderados). Por lo tanto, la criticidad es más fácil de alcanzar que con neutrones más lentos.
• Todos los diseños de reactores rápidos construidos hasta la fecha utilizan metales líquidos como refrigerantes, como el reactor rápido refrigerado por sodio y el reactor rápido refrigerado por plomo . Como los puntos de ebullición de estos metales son muy altos, la presión en el reactor se puede mantener a un nivel bajo, lo que mejora considerablemente la seguridad.
• Como las temperaturas en el núcleo también pueden ser sustancialmente más altas que en un diseño refrigerado por agua, dichos reactores tienen una mayor eficiencia termodinámica ; un porcentaje mayor del calor generado se convierte en electricidad utilizable.
• Los átomos más pesados ​​que el uranio tienen muchas más posibilidades de fisión con un neutrón rápido que con uno térmico. Esto significa que el inventario de átomos más pesados ​​en el flujo de residuos nucleares, por ejemplo el curio , se reduce considerablemente, lo que lleva a una necesidad de gestión de residuos sustancialmente menor. ^[1]

En la iniciativa GEN IV , aproximadamente dos tercios de los reactores propuestos para el futuro utilizan un espectro rápido por estas razones.

Los reactores rápidos funcionan mediante la fisión de uranio y otros átomos pesados, de forma similar a los reactores térmicos . Sin embargo, existen diferencias cruciales, que surgen del hecho de que la gran mayoría de los reactores nucleares comerciales utilizan un moderador , mientras que los reactores rápidos no.

El uranio natural se compone principalmente de dos isótopos :

• 99,3%²³⁸
  tú
• 0,7%²³⁵
  tú

De estos dos,²³⁸
El U sufre fisión únicamente por neutrones rápidos. ^[2] Alrededor del 0,7% del uranio natural es²³⁵
U , que se fisionará tanto por neutrones rápidos como por neutrones lentos (térmicos). Cuando el uranio se fisiona, libera neutrones con una energía alta ("rápidos"). Sin embargo, estos neutrones rápidos tienen una probabilidad mucho menor de causar otra fisión que los neutrones que se ralentizan después de haber sido generados por el proceso de fisión. Los neutrones más lentos tienen una probabilidad mucho mayor (aproximadamente 585 veces mayor) de causar una fisión en²³⁵
U que los neutrones rápidos.

La solución habitual a este problema es ralentizar los neutrones utilizando un moderador de neutrones , que interactúa con los neutrones para ralentizarlos. El moderador más común es el agua ordinaria, que actúa por dispersión elástica hasta que los neutrones alcanzan el equilibrio térmico con el agua (de ahí el término "neutrón térmico"), momento en el que los neutrones se vuelven altamente reactivos con el agua.²³⁵
U. Otros moderadores incluyen agua pesada , berilio y grafito . La dispersión elástica de los neutrones puede compararse con la colisión de dos pelotas de ping pong; cuando una pelota de ping pong rápida golpea a una que está estacionaria o que se mueve lentamente, ambas terminarán teniendo aproximadamente la mitad de la energía cinética original de la pelota rápida. Esto es en contraste con una pelota de ping pong rápida que golpea una bola de bolos, donde la pelota de ping pong mantiene prácticamente toda su energía.

Es más probable que estos neutrones térmicos sean absorbidos por otro elemento pesado, como²³⁸
Tú ,²³²
El o²³⁵
U. En este caso, sólo el²³⁵
U tiene una alta probabilidad de fisión.

A pesar de²³⁸
El U sufre fisión por los neutrones rápidos liberados en la fisión aproximadamente el 11% de las veces, esto no puede sostener la reacción en cadena por sí solo. Los neutrones producidos por la fisión de²³⁸
U tienen energías más bajas que el neutrón original, generalmente por debajo de 1 MeV, el umbral de fisión para provocar la fisión posterior de²³⁸
U , entonces la fisión de²³⁸
El U no mantiene una reacción nuclear en cadena. Cuando es golpeado por neutrones térmicos (es decir, neutrones que han sido ralentizados por un moderador), el neutrón puede ser capturado por el²³⁸
Núcleo U para transmutar el uranio en²³⁹
U que rápidamente se desintegra en²³⁹
Np que a su vez se desintegra en²³⁹
Yo .²³⁹
Pu tiene una sección transversal de neutrones térmicos mayor que la de²³⁵
tú .

Alrededor del 73% de la²³⁹
El Pu creado de esta manera sufrirá fisión al capturar un neutrón térmico, mientras que el 27% restante absorbe un neutrón térmico sin sufrir fisión.²⁴⁰
Se crea Pu , que rara vez se fisiona con neutrones térmicos. Cuando el plutonio-240, a su vez, absorbe un neutrón térmico para convertirse en un isótopo más pesado²⁴¹
Pu , que también es fisionable con neutrones térmicos, con una probabilidad muy similar a la del plutonio 239. En un reactor de espectro rápido, los tres isótopos tienen una alta probabilidad de fisión al absorber un neutrón de alta energía, lo que limita su acumulación en el combustible.

Estos efectos combinados tienen como resultado la creación, en un reactor moderado, de elementos transuránicos . Estos isótopos son inestables y sufren desintegración beta para crear elementos cada vez más pesados, como el americio y el curio . Por lo tanto, en los reactores moderados, los isótopos de plutonio en muchos casos no se fisionan (y por lo tanto no liberan nuevos neutrones rápidos), sino que simplemente absorben los neutrones térmicos. La mayoría de los reactores moderados utilizan uranio natural o combustible poco enriquecido. A medida que continúa la producción de energía, alrededor de 12 a 18 meses de operación estable en todos los reactores moderados, el reactor consume más material fisionable del que genera y acumula productos de fisión que absorben neutrones, lo que dificulta el mantenimiento del proceso de fisión. Cuando se ha consumido demasiado combustible, el reactor debe ser reabastecido.

Las siguientes desventajas del uso de un moderador han impulsado la investigación y el desarrollo de reactores rápidos. ^[3]

Aunque es barata, está disponible y se purifica con facilidad, el agua ligera puede absorber un neutrón y eliminarlo de la reacción. Lo hace lo suficiente como para que la concentración de²³⁵
El U en el uranio natural es demasiado bajo para sostener la reacción en cadena; los neutrones se pierden por absorción en el agua y²³⁸
El U , junto con las pérdidas en el medio ambiente, hace que queden muy pocas en el combustible. La solución más común a este problema es concentrar la cantidad de²³⁵
U en el combustible para producir uranio enriquecido , con el sobrante²³⁸
U conocido como uranio empobrecido .

Otros diseños de neutrones térmicos utilizan moderadores diferentes, como agua pesada o grafito , que tienen muchas menos probabilidades de absorber neutrones, lo que les permite funcionar con combustible de uranio natural. Véase CANDU , Reactor de grafito X-10 . En cualquier caso, la economía de neutrones del reactor se basa en neutrones térmicos .

Un segundo inconveniente del uso de agua para refrigeración es que tiene un punto de ebullición relativamente bajo. La gran mayoría de la producción de electricidad utiliza turbinas de vapor . Estas se vuelven más eficientes a medida que la presión (y, por tanto, la temperatura) del vapor es mayor. Por tanto, un reactor nuclear refrigerado y moderado por agua necesita funcionar a altas presiones para permitir la producción eficiente de electricidad. Por tanto, estos reactores se construyen utilizando recipientes de acero muy pesados, por ejemplo, de 30 cm (12 pulgadas) de espesor. Esta operación a alta presión añade complejidad al diseño del reactor y requiere amplias medidas de seguridad física. La gran mayoría de los reactores nucleares del mundo están refrigerados y moderados con agua. Los ejemplos incluyen los reactores PWR , BWR y CANDU . En Rusia y el Reino Unido, están en funcionamiento reactores que utilizan grafito como moderador, y respectivamente agua en los reactores rusos y gas en los británicos como refrigerante.

Como la temperatura y la presión operativas de estos reactores están dictadas por restricciones de ingeniería y seguridad, ambas son limitadas. Por lo tanto, las temperaturas y presiones que se pueden suministrar a la turbina de vapor también son limitadas. Las temperaturas típicas del agua de un reactor de agua presurizada moderno son de alrededor de 350 °C (660 °F), con presiones de alrededor de 85 bar (1233 psi). En comparación con, por ejemplo, los circuitos de vapor modernos alimentados con carbón, donde se obtienen temperaturas del vapor principal superiores a 500 °C (930 °F), esto es bajo, lo que lleva a una eficiencia térmica relativamente baja . En un PWR moderno, alrededor del 30-33 % del calor nuclear se convierte en electricidad.

Un tercer inconveniente es que cuando un reactor nuclear (cualquiera) se apaga después de su funcionamiento, el combustible del reactor ya no sufre procesos de fisión. Sin embargo, hay un inventario presente de elementos altamente radiactivos, algunos de los cuales generan cantidades sustanciales de calor. Si los elementos combustibles quedaran expuestos (es decir, no hay agua para enfriar los elementos), este calor ya no se eliminaría. El combustible comenzaría a calentarse y las temperaturas podrían superar la temperatura de fusión del revestimiento de zircaloy . Cuando esto ocurre, los elementos combustibles se funden y se produce una fusión , como las múltiples fusiones que se produjeron en el desastre de Fukushima . Cuando el reactor está en modo apagado, la temperatura y la presión se reducen lentamente hasta la atmosférica y, por lo tanto, el agua hervirá a 100 °C (210 °F). Esta temperatura relativamente baja, combinada con el grosor de los recipientes de acero utilizados, podría provocar problemas para mantener frío el combustible, como se demostró en el accidente de Fukushima.

Por último, la fisión del uranio y el plutonio en un espectro térmico produce un número menor de neutrones que en el espectro rápido, por lo que en un reactor rápido son aceptables más pérdidas.

Los reactores rápidos propuestos resuelven todos estos problemas (además de las propiedades fundamentales de la fisión, donde, por ejemplo, el plutonio-239 tiene más probabilidades de fisionarse después de absorber un neutrón rápido que uno lento).

A pesar de²³⁵
U y²³⁹
Los Pu tienen una sección eficaz de captura más baja con neutrones de mayor energía, pero siguen siendo reactivos en el rango de MeV. Si la densidad de²³⁵
U o²³⁹
Si el Pu es suficiente, se alcanzará un umbral en el que habrá suficientes átomos fisionables en el combustible para mantener una reacción en cadena con neutrones rápidos. De hecho, en el espectro rápido, cuando²³⁸
Si U captura un neutrón rápido, también sufrirá fisión alrededor del 11% del tiempo, y el resto de las capturas serán "radiativas" y entrarán en la cadena de desintegración del plutonio-239.

De manera crucial, cuando un reactor funciona con neutrones rápidos,²³⁹
El isótopo Pu tiene una probabilidad de fisión del 74% de las veces en lugar del 62% de fisiones cuando captura un neutrón térmico. Además, la probabilidad de una fisión²⁴⁰
La fisión de un átomo de Pu al absorber un neutrón rápido es del 70%, mientras que en el caso de un neutrón térmico es inferior al 20%. Los neutrones rápidos tienen menos posibilidades de ser capturados por el uranio y el plutonio, pero cuando lo son, tienen una probabilidad significativamente mayor de provocar una fisión. Por tanto, el inventario de combustible gastado de reactores rápidos no contiene prácticamente actínidos, salvo el uranio y el plutonio, que pueden reciclarse de forma eficaz. Incluso cuando el núcleo se carga inicialmente con un 20% de masa de plutonio apto para reactores (que contiene una media del 2%²³⁸
Pu , 53%²³⁹
Pu , 25%²⁴⁰
Pu , 15%²⁴¹
Pu , 5%²⁴²
Pu y trazas de²⁴⁴
Pu ), los neutrones de espectro rápido son capaces de provocar la fisión de cada uno de ellos a tasas significativas. Al final de un ciclo de combustible de unos 24 meses, estas proporciones habrán cambiado con un aumento de²³⁹
Pu a más del 80% mientras que todos los demás isótopos de plutonio habrán disminuido en proporción.

Al eliminar el moderador, se puede reducir en gran medida el tamaño del volumen del núcleo del reactor y, en cierta medida, la complejidad.²³⁹
Pu y particularmente²⁴⁰
Los Pu tienen muchas más probabilidades de fisionarse cuando capturan un neutrón rápido, es posible alimentar dichos reactores con una mezcla de plutonio y uranio natural, o con material enriquecido, que contenga alrededor de un 20%.²³⁵
U. También se han realizado pruebas en varias instalaciones utilizando²³³
U y²³²
Th . El uranio natural (en su mayoría²³⁸
U ) se convertirá en²³⁹
Pu , mientras que en el caso de²³²
El ,²³³
U es el resultado. A medida que se crea nuevo combustible durante la operación, este proceso se llama reproducción. ^[4] Todos los reactores rápidos se pueden utilizar para la reproducción, o seleccionando cuidadosamente los materiales en el núcleo y eliminando la capa, se pueden operar para mantener el mismo nivel de material fisionable sin crear ningún exceso de material. Este es un proceso llamado Conversión porque transmuta materiales fértiles en combustibles fisionables en una base 1:1. Al rodear el núcleo del reactor con una capa de²³⁸
U o²³²
El que captura el exceso de neutrones, los neutrones adicionales generan más²³⁹
Pu o²³³
U respectivamente.

El material de la manta puede entonces procesarse para extraer el nuevo material fisible, que puede luego mezclarse con uranio empobrecido para producir combustible MOX , mezclado con combustible de uranio ligeramente enriquecido para formar combustible REMIX , ambos para reactores de neutrones lentos convencionales. Alternativamente, puede mezclarse como un porcentaje mayor del 17%-19,75% de combustible fisible para núcleos de reactores rápidos. De este modo, un solo reactor rápido puede suministrar su propio combustible indefinidamente, así como alimentar varios reactores térmicos, lo que aumenta en gran medida la cantidad de energía extraída del uranio natural. La configuración de reproductor más eficaz teóricamente es capaz de producir 14²³⁹
Núcleos de Pu por cada 10 (14:10) núcleos de actínidos consumidos, sin embargo, los reactores rápidos del mundo real han logrado hasta ahora una proporción de 12:10 terminando el ciclo de combustible con un 20% más de material fisionable del que tenían al comienzo del ciclo. ^[5] Menos del 1% del uranio total extraído se consume en un ciclo térmico de un solo paso , mientras que hasta el 60% del uranio natural se fisiona en los mejores ciclos de reactores rápidos existentes.

Dado el inventario actual de combustible nuclear gastado (que contiene plutonio apto para reactores), es posible procesar este material de combustible gastado y reutilizar los isótopos actínidos como combustible en una gran cantidad de reactores rápidos. Esto consume efectivamente el²³⁷
NP , plutonio apto para reactores ,²⁴¹
Soy , y²⁴⁴
Cm . En los inventarios de combustible de los reactores nucleares gastados todavía hay enormes cantidades de energía; si se emplearan reactores rápidos para utilizar ese material, esa energía podría extraerse para fines útiles.

Los reactores de neutrones rápidos pueden reducir potencialmente la radiotoxicidad de los desechos nucleares. Cada reactor a escala comercial generaría anualmente algo más de una tonelada de productos de fisión, además de trazas de sustancias transuránicas si se pudieran reciclar los componentes más radiactivos. Los desechos restantes deberían almacenarse durante unos 500 años. ^[6]

En el caso de los neutrones rápidos, la relación entre la división y la captura de neutrones por el plutonio y los actínidos menores suele ser mayor que cuando los neutrones son más lentos, a velocidades térmicas o casi térmicas "epitérmicas". En pocas palabras, los neutrones rápidos tienen una menor probabilidad de ser absorbidos por el plutonio o el uranio, pero cuando lo son, casi siempre provocan una fisión. Los actínidos pares transmutados (por ejemplo,²⁴⁰
Pu ,²⁴²
Los actínidos de número impar se dividen casi tan fácilmente como los actínidos de número impar en reactores rápidos. Después de dividirse, los actínidos se convierten en un par de " productos de fisión ". Estos elementos tienen menos radiotoxicidad total. Dado que la eliminación de los productos de fisión está dominada por los productos de fisión más radiotóxicos , el estroncio-90 , que tiene una vida media de 28,8 años, y el cesio-137 , que tiene una vida media de 30,1 años, ^[6] el resultado es reducir la vida útil de los desechos nucleares de decenas de milenios (de isótopos transuránicos) a unos pocos siglos. Los procesos no son perfectos, pero los transuránicos restantes se reducen de un problema significativo a un porcentaje minúsculo de los desechos totales, porque la mayoría de los transuránicos se pueden usar como combustible.

Los reactores rápidos resuelven técnicamente el argumento de la "escasez de combustible" contra los reactores alimentados con uranio sin asumir reservas no descubiertas o la extracción de fuentes diluidas como el granito o el agua de mar. Permiten que los combustibles nucleares se produzcan a partir de casi todos los actínidos, incluidas las fuentes conocidas y abundantes de uranio empobrecido y torio , y los desechos de reactores de agua ligera. En promedio, los neutrones rápidos producen más neutrones por fisión que los neutrones térmicos . Esto da como resultado un excedente mayor de neutrones más allá de los necesarios para sostener la reacción en cadena. Estos neutrones se pueden usar para producir combustible adicional o para transmutar desechos de vida media larga en isótopos menos problemáticos, como se hizo en el reactor Phénix en Marcoule , Francia , o se pueden usar algunos para cada propósito. Aunque los reactores térmicos convencionales también producen neutrones en exceso, los reactores rápidos pueden producir suficientes para producir más combustible del que consumen. Estos diseños se conocen como reactores reproductores rápidos . ^[3]

En el combustible gastado de los reactores moderados por agua, están presentes varios isótopos de plutonio, junto con los elementos transuránicos más pesados. El reprocesamiento nuclear , una serie compleja de procesos de extracción química, principalmente basados ​​en el proceso PUREX , se puede utilizar para extraer el uranio inalterado, los productos de fisión , el plutonio y los elementos más pesados. ^[7] Estas corrientes de desechos se pueden dividir en categorías; 1) uranio-238 inalterado , que es la gran masa del material y tiene una radiactividad muy baja, 2) una colección de productos de fisión y 3) los elementos transuránicos .

Todos los reactores nucleares producen calor que debe eliminarse del núcleo del reactor. El agua , el refrigerante más común en los reactores térmicos , generalmente no es viable para un reactor rápido, porque actúa como un moderador de neutrones eficaz . ^[4]

Todos los reactores rápidos en funcionamiento son reactores refrigerados por metal líquido , que utilizan sodio, plomo o eutéctico de plomo-bismuto como refrigerantes. ^[8] El primer reactor Clementine utilizaba refrigerante de mercurio y combustible de plutonio metálico. Además de su toxicidad para los humanos, el mercurio tiene una sección transversal de captura alta (por lo tanto, absorbe fácilmente los neutrones, lo que causa reacciones nucleares) para la reacción (n, gamma), lo que provoca la activación en el refrigerante y la pérdida de neutrones que de otro modo podrían ser absorbidos en el combustible, por lo que ya no se considera útil como refrigerante.

Rusia ha desarrollado reactores que utilizan plomo fundido y aleaciones eutécticas de plomo y bismuto , que se han utilizado a mayor escala en unidades de propulsión naval, en particular en el submarino soviético de clase Alfa , así como en algunos reactores prototipo. La aleación de sodio y potasio (NaK) es popular en los reactores de prueba debido a su bajo punto de fusión .

Otro reactor rápido propuesto es un reactor de sal fundida , en el que las propiedades moderadoras de la sal son insignificantes. La fórmula de sal particular utilizada es crucial, ya que algunas fórmulas son moderadores efectivos mientras que otras no lo son. ^[9]

Los reactores rápidos refrigerados por gas han sido objeto de investigación, en la que se ha utilizado habitualmente helio, que tiene pequeñas secciones transversales de absorción y dispersión, lo que preserva el espectro de neutrones rápidos sin una absorción significativa de neutrones en el refrigerante. También se ha propuesto el nitrógeno-15 purificado como gas refrigerante, ya que es más común que el helio y también tiene una sección transversal de absorción de neutrones muy baja. ^{[10] [11]}

Sin embargo, todos los reactores rápidos a gran escala han utilizado refrigerantes de metal fundido. Las ventajas de los metales fundidos son su bajo coste, el pequeño potencial de activación y los amplios rangos de líquidos. Esto último significa que el material tiene un punto de fusión bajo y un punto de ebullición alto. Ejemplos de estos reactores incluyen el reactor rápido refrigerado por sodio , que todavía se está investigando en todo el mundo. Rusia opera actualmente dos de estos reactores a escala comercial. Además, Rusia tiene alrededor de ochenta años de experiencia con el reactor rápido refrigerado por plomo, que está ganando rápidamente interés.

En la práctica, para mantener una reacción en cadena de fisión con neutrones rápidos es necesario utilizar uranio o plutonio relativamente enriquecidos . La razón es que las reacciones fisionables se ven favorecidas a energías térmicas, ya que la relación entre la²³⁹
Sección transversal de fisión de Pu y²³⁸
La sección transversal de absorción del U es de ~100 en un espectro térmico y de 8 en un espectro rápido. Las secciones transversales de fisión y absorción son bajas para ambos²³⁹
Pu y²³⁸
U a energías altas (rápidas), lo que significa que los neutrones rápidos tienen más probabilidades de atravesar el combustible sin interactuar que los neutrones térmicos; por lo tanto, se necesita más material fisible. Por lo tanto, un reactor rápido no puede funcionar con combustible de uranio natural . Sin embargo, es posible construir un reactor rápido que genere combustible produciendo más de lo que consume. Después de la carga inicial de combustible, un reactor de este tipo puede reabastecerse mediante reprocesamiento . Los productos de fisión pueden reemplazarse agregando uranio natural o incluso empobrecido sin enriquecimiento adicional. Este es el concepto del reactor reproductor rápido o FBR.

Hasta ahora, la mayoría de los reactores de neutrones rápidos han utilizado combustible MOX (óxido mixto) o de aleación de metal . Los reactores de neutrones rápidos soviéticos utilizaban (altamente²³⁵
Inicialmente se utilizó uranio enriquecido ( U ), luego en 2022 se cambió al uso de MOX. ^[12] El prototipo de reactor indio utiliza combustible de carburo de uranio.

Si bien la criticidad a energías rápidas se puede lograr con uranio enriquecido al 5,5 por ciento (en peso)²³⁵
Se han propuesto diseños de reactores rápidos con enriquecimiento en el rango del 20 por ciento por razones que incluyen la vida útil del núcleo: si un reactor rápido se cargara con la masa crítica mínima, entonces el reactor se volvería subcrítico después de la primera fisión. En lugar de eso, se inserta un exceso de combustible con mecanismos de control de reactividad, de modo que el control de reactividad se inserta completamente al comienzo de la vida para llevar el reactor de supercrítico a crítico; a medida que se agota el combustible, se retira el control de reactividad para apoyar la fisión continua. En un reactor reproductor rápido , se aplica lo anterior, aunque la reactividad del agotamiento del combustible también se compensa mediante la reproducción.²³³
U o²³⁹
Pu y²⁴¹
Pu de²³²
El o²³⁸
U , respectivamente. Algunos diseños utilizan venenos combustibles también conocidos como absorbentes combustibles que contienen isótopos con secciones transversales de captura de neutrones altas.¹⁰
Boro o¹⁵⁵
Gadolinio y¹⁵⁷
El gadolinio en estado natural se utiliza normalmente para este fin. A medida que estos isótopos absorben el exceso de neutrones, se transmutan en isótopos con secciones transversales de absorción bajas, de modo que durante la vida útil del ciclo del combustible se eliminan a medida que se generan más productos de fisión con una sección transversal de captura alta. Esto hace que sea más fácil mantener el control de la tasa de reactividad en el núcleo al arrancar con combustible nuevo. ^[13]

Al igual que los reactores térmicos, los reactores de neutrones rápidos se controlan manteniendo la criticidad del reactor en función de los neutrones retardados , con un control bruto mediante barras o paletas de control que absorben neutrones.

Sin embargo, no pueden confiar en los cambios en sus moderadores porque no hay moderador. Por lo tanto, el ensanchamiento Doppler en el moderador, que afecta a los neutrones térmicos , no funciona, ni tampoco un coeficiente de vacío negativo del moderador. Ambas técnicas son comunes en los reactores de agua ligera ordinarios .

El ensanchamiento Doppler, a partir del movimiento molecular del combustible y de su calor, puede generar una rápida retroalimentación negativa. El movimiento molecular de los propios materiales fisionables puede hacer que la velocidad relativa del combustible se aleje de la velocidad óptima de los neutrones. La expansión térmica del combustible puede generar una retroalimentación negativa. Los reactores pequeños, como los de los submarinos, pueden utilizar el ensanchamiento Doppler o la expansión térmica de los reflectores de neutrones.

Como en los años 60 la percepción de las reservas de mineral de uranio era bastante baja y se esperaba que la energía nuclear superara a la generación de energía de base , durante los años 60 y 70 los reactores reproductores rápidos se consideraron la solución a las necesidades energéticas del mundo. Mediante el uso de un doble procesamiento, un reactor reproductor rápido aumenta la capacidad energética de los depósitos de mineral conocidos, lo que significa que las fuentes de mineral existentes durarían cientos de años. La desventaja de este enfoque es que el reactor reproductor debe ser alimentado con combustible que debe ser tratado en una planta de tratamiento de combustible gastado. Se esperaba ampliamente que este precio seguiría siendo inferior al del uranio enriquecido a medida que aumentaba la demanda y disminuían los recursos conocidos.

Durante la década de 1970 se estudiaron diseños de reactores reproductores experimentales, especialmente en Estados Unidos, Francia y la URSS. Sin embargo, esto coincidió con una caída de los precios del uranio. El aumento previsto de la demanda llevó a las empresas mineras a ampliar los canales de suministro, que entraron en funcionamiento justo cuando el ritmo de construcción de reactores se estancó a mediados de la década de 1970. El exceso de oferta resultante hizo que los precios del combustible cayeran de unos 40 dólares por libra en 1980 a menos de 20 dólares en 1984. Los reactores reproductores producían un combustible mucho más caro, del orden de 100 a 160 dólares, y las pocas unidades que llegaron a funcionar comercialmente resultaron ser económicamente inviables.

Los reactores rápidos son vistos ampliamente como un desarrollo esencial debido a varias ventajas sobre los diseños moderados. ^[14] El tipo de reactor rápido más estudiado y construido es el reactor rápido enfriado por sodio . Algunas de las ventajas de este diseño se analizan a continuación; otros diseños como el reactor rápido enfriado por plomo y el FMSR, reactor rápido de sales fundidas ^[15] tienen ventajas similares.

• Un evento de fisión genera más neutrones que en un reactor térmico, lo que brinda flexibilidad y permite la producción de uranio o torio.
• Como²³⁸
  El U al absorber un neutrón rápido tiene un 11% de probabilidad de fisión, un porcentaje significativo de los eventos de fisión en el reactor ocurren con este isótopo.
• Existe un delicado equilibrio entre la producción de neutrones por fisión, por un lado, y los numerosos procesos que los eliminan de la ecuación, por otro. Si la temperatura aumenta en un reactor rápido, esto tendrá dos efectos:
  1. Ensanchamiento Doppler del espectro de neutrones, y
  2. un aumento muy pequeño en el tamaño físico del núcleo del reactor.

Estos dos efectos sirven para reducir la reactividad porque permiten que más neutrones escapen del núcleo, como se mostró en una demostración en EBR-II en 1986. ^[16] En esta prueba, el calor adicional fue absorbido fácilmente por el gran volumen de sodio líquido, y el reactor se apagó por sí solo, sin intervención del operador.

• Debido a que el punto de ebullición del sodio es de 883 °C (1600 °F) y el del plomo de 1749 °C (3200 °F), pero los reactores suelen funcionar a temperaturas entre 500 °C (930 °F) y 550 °C (1000 °F), existe un amplio margen en el que los metales permanecerán líquidos y los aumentos térmicos pueden absorberse fácilmente, sin ningún aumento de presión. En el caso de las sales de cloruro que se utilizan normalmente en los diseños de reactores rápidos de sales fundidas, el cloruro de sodio tiene un punto de ebullición de 1465 °C (2700 °F) ^[17].
• Como no hay agua presente en el núcleo a altas temperaturas, el reactor se encuentra esencialmente a presión atmosférica. En la mayoría de los casos, hay una capa de gas inerte a una presión moderada (por ejemplo, 0,5 atmósferas) para garantizar que cualquier fuga provoque un transporte de masa hacia el exterior del reactor. Esto significa que no hay un recipiente a presión con los problemas asociados (los sistemas de alta presión son complejos) ni una fuga del reactor emitirá chorros de alta presión.
• Como todo el recipiente está a presión atmosférica y el sodio está muy caliente, y puede permanecer a estas temperaturas incluso cuando está apagado, es posible realizar un enfriamiento pasivo (es decir, sin necesidad de bombeo) con aire. Con un diseño de este tipo, es imposible que se produzcan accidentes como el accidente nuclear de Fukushima Daiichi ^{[18] .}
• La mayor temperatura del metal líquido o de la sal, y por tanto la mayor temperatura del vapor generado por este refrigerante, permite un aumento considerable de la eficiencia de generación eléctrica (alrededor del 40% de eficiencia térmica, frente al 30%). ^[19]
• Estos reactores tienen el potencial de reducir significativamente los flujos de desechos de la energía nuclear, y al mismo tiempo aumentar enormemente la utilización del combustible.

Como la mayoría de los reactores rápidos construidos hasta la fecha se han refrigerado con sodio, plomo o plomo-bismuto, aquí se describen las desventajas de dichos sistemas.

• Como resultado de hacer funcionar los reactores con neutrones rápidos, la reactividad del núcleo está determinada por estos neutrones, a diferencia de los reactores moderados. En los reactores moderados, una cantidad significativa de control de la reactividad se obtiene de los neutrones retardados , que dan tiempo a los operadores o las computadoras para ajustar la reactividad. Como los neutrones retardados prácticamente no desempeñan ningún papel en los reactores rápidos, se requieren otros mecanismos para el control de la reactividad a muy corto plazo (por ejemplo, dentro de un segundo) en los reactores rápidos, que son la expansión térmica y el ensanchamiento Doppler. La reactividad a más largo plazo se obtiene de las barras de control , que están llenas de un material de absorción de neutrones.
• Como todo el reactor está lleno de grandes cantidades de metal fundido, la recarga no es una tarea fácil, ya que no son de utilidad las herramientas ópticas (cámaras, etc.). Para la operación de recarga se necesitan herramientas robóticas costosas, cuidadosamente calibradas y posicionadas. Además, la extracción completa de los elementos combustibles del reactor no es fácil.
• El hecho de que todo el reactor esté lleno de un metal cuyo punto de fusión es mucho más alto que la temperatura ambiente hace que sea necesario calentar eléctricamente todos los tubos, intercambiadores de calor y todo el volumen del reactor antes de que pueda llevarse a cabo cualquier operación nuclear. Sin embargo, una vez que el reactor produce calor, esto ya no es un problema.
• Hasta la fecha, la mayoría de los tipos de reactores rápidos han demostrado ser costosos de construir y operar, y no son muy competitivos con los reactores de neutrones térmicos, a menos que el precio del uranio aumente drásticamente o los costos de construcción disminuyan. Se cree que, dada la percepción de que la eliminación de desechos nucleares es problemática, estos reactores serán necesarios. Como los costos de construcción de reactores están aumentando (entre otras cosas) debido a mecanismos de seguridad cada vez más estrictos, esto podría significar una mejor viabilidad económica de los reactores rápidos.
• El sodio se utiliza a menudo como refrigerante en reactores rápidos, porque no modera mucho la velocidad de los neutrones y tiene una gran capacidad calorífica. Sin embargo, arde y forma espuma en el aire, aunque la reacción de combustión del sodio en el aire no debe confundirse con la reacción extremadamente violenta del sodio y el agua. Las fugas de sodio pueden encenderse con el aire, lo que provoca dificultades en reactores como (por ejemplo, el USS Seawolf (SSN-575) y el Monju ).

Algunos reactores rápidos refrigerados por sodio han funcionado de forma segura durante largos periodos (en particular, el Phénix y el EBR-II durante 30 años, o el BN-600 y el BN-800 en funcionamiento desde 1980 y 2016 respectivamente, a pesar de varias fugas e incendios menores). Es importante señalar que las fugas de sodio (y posiblemente los incendios) no liberan elementos radiactivos, ya que los reactores rápidos de sodio siempre están diseñados con un sistema de dos bucles.

• Dado que los metales líquidos distintos del litio y el berilio tienen una capacidad moderadora baja, la interacción primaria de los neutrones con el refrigerante del reactor rápido es la reacción (n,gamma), que induce radiactividad en el refrigerante. Sodio-24 (²⁴
  El Na ) se crea en el circuito del reactor rápido refrigerado por sodio a partir del sodio-23 natural mediante bombardeo de neutrones . Con una vida media de 15 horas,²⁴
  Na se desintegra en²⁴
  Mg por emisión de un electrón y dos rayos gamma . Como la vida media de este isótopo es muy corta, después de por ejemplo dos semanas, casi no²⁴
  Queda Na . Los reactores de espectro rápido que utilizan sodio deben eliminar este magnesio del sodio, lo que se logra con una trampa "fría".
• De los diseños eutécticos de plomo líquido o de plomo-bismuto , solo el eutéctico líquido de plomo-bismuto tendrá activación. Como el plomo puro prácticamente no tendrá activación, un diseño de reactor de plomo puro podría funcionar en un solo circuito, ahorrando costos significativos en intercambiadores de calor y sistemas separados.
• Un diseño defectuoso de reactor rápido podría tener un coeficiente de vacío positivo : la ebullición del refrigerante en caso de accidente reduciría la densidad del refrigerante y, por lo tanto, la tasa de absorción. No se proponen diseños de este tipo para el servicio comercial, ya que son potencialmente peligrosos e indeseables desde el punto de vista de la seguridad y de los accidentes. Esto se puede evitar con un reactor refrigerado por gas , ya que en un reactor de este tipo no se forman vacíos durante un accidente; sin embargo, el control de la reactividad en un reactor rápido refrigerado por gas es difícil.
• Debido a las pequeñas secciones transversales de la mayoría de los materiales a altas energías de neutrones, la masa crítica en un reactor rápido es mucho mayor que en un reactor térmico. En la práctica, esto significa un enriquecimiento significativamente mayor : >20% de enriquecimiento en un reactor rápido en comparación con <5% de enriquecimiento en reactores térmicos típicos. Alternativamente, se podría utilizar una mezcla de plutonio de desechos nucleares combinado con uranio natural o empobrecido.

El interés estadounidense en los reactores reproductores se vio atenuado por la decisión de Jimmy Carter en abril de 1977 de aplazar la construcción de reactores reproductores en Estados Unidos debido a preocupaciones por la proliferación y el historial operativo subóptimo del reactor Superphénix de Francia . ^[20] Los reactores franceses también se encontraron con una seria oposición de los grupos ambientalistas, que los consideraban muy peligrosos. ^[21] A pesar de estos reveses, varios países aún invierten en la tecnología de reactores rápidos. Se han construido alrededor de 25 reactores desde la década de 1970, acumulando más de 400 años de experiencia en reactores.

En una propuesta del OIEA de 2008 para un sistema de preservación de conocimientos sobre reactores rápidos ^[22] se señaló que:

En los últimos 15 años, el desarrollo de los reactores rápidos se ha estancado en los países industrializados que antes se dedicaban a este campo de forma intensiva. En países como Alemania, Italia, el Reino Unido y los Estados Unidos de América, todos los estudios sobre reactores rápidos se han detenido y el único trabajo que se lleva a cabo es el relacionado con el desmantelamiento de reactores rápidos. Muchos especialistas que participaron en los estudios y trabajos de desarrollo en este campo en estos países ya se han jubilado o están a punto de jubilarse. En países como Francia, Japón y la Federación de Rusia, que siguen impulsando activamente el desarrollo de la tecnología de los reactores rápidos, la situación se ve agravada por la falta de científicos e ingenieros jóvenes que se dediquen a esta rama de la energía nuclear.

A partir de 2021, Rusia opera dos reactores rápidos a escala comercial. ^[23] La iniciativa GEN IV , un grupo de trabajo internacional sobre nuevos diseños de reactores, ha propuesto seis nuevos tipos de reactores, tres de los cuales operarían con un espectro rápido. ^[24]

• Clementine fue el primer reactor rápido, construido en 1946 en el Laboratorio Nacional de Los Álamos . Utilizaba combustible de plutonio metálico, refrigerante de mercurio, alcanzaba una potencia térmica de 25 kW y se utilizaba para investigación, especialmente como fuente de neutrones rápidos.
• El reactor reproductor experimental I (EBR-I) de Argonne West, ahora Laboratorio Nacional de Idaho , cerca de Arco, Idaho , se convirtió en 1951 en el primer reactor en generar cantidades significativas de energía. Fue desmantelado en 1964.
• Fermi 1, cerca de Detroit, fue un prototipo de reactor reproductor rápido que se puso en marcha en 1957 y se apagó en 1972.
• El reactor reproductor experimental II (EBR-II) en el Laboratorio Nacional de Idaho , cerca de Arco, Idaho , fue un prototipo del reactor rápido integral, 1965-1994.
• SEFOR , en Arkansas, fue un reactor de investigación de 20 MWt que operó entre 1969 y 1972.
• La instalación de pruebas de flujo rápido (FFTF), de 400 MWt, funcionó sin problemas entre 1982 y 1992 en Hanford , Washington. Utilizaba sodio líquido drenado con argón como relleno bajo cuidado y mantenimiento.
• SRE , en California, fue un reactor comercial de 20 MWt y 6,5 MWe que funcionó entre 1957 y 1964.
• LAMPRE-1 era un reactor de 1 MWth alimentado con plutonio fundido. Funcionó como reactor de investigación entre 1961 y 1963 en el Laboratorio Nacional de Los Álamos.

• El reactor rápido tipo bucle Dounreay (DFR), 1959-1977, fue un reactor rápido de 14 MWe y un reactor rápido prototipo (PFR), 1974-1994, de 250 MWe, en Caithness , en el área de las Tierras Altas de Escocia .
• El reactor rápido tipo piscina Dounreay (PFR), 1975-1994, era de 600 MWt, 234 MWe que utilizaba combustible de óxido mixto (MOX).
• Rapsodie en Cadarache , Francia, (20 y luego 40 MW) funcionó entre 1967 y 1982.
• Superphénix , en Francia, 1.200 MWe, cerró en 1997 debido a una decisión política y a unos costes elevados.
• Phénix , 1973, Francia, 233 MWe, reiniciada en 2003 a 140 MWe para experimentos sobre transmutación de residuos nucleares durante seis años, cesó la producción de energía en marzo de 2009, aunque continuará en operación de prueba y para continuar los programas de investigación del CEA hasta finales de 2009. Parada en 2010.
• KNK-II, en Alemania, un reactor rápido compacto y experimental refrigerado por sodio de 21 MWe que funcionó entre octubre de 1977 y agosto de 1991. El objetivo del experimento era eliminar los residuos nucleares a la vez que se producía energía. Hubo pequeños problemas con el sodio combinados con protestas públicas que dieron como resultado el cierre de la instalación.

• Los pequeños reactores rápidos refrigerados por plomo se utilizaron para la propulsión naval , particularmente por la Armada Soviética .
• BR-5 - fue un reactor de neutrones rápidos enfocado a la investigación en el Instituto de Física y Energía de Obninsk desde 1959 hasta 2002.
• BN-350 fue construido por la Unión Soviética en Shevchenko (actual Aqtau ) en el Mar Caspio . Producía 130 MWe más 80.000 toneladas de agua dulce por día.
• El IBR era un reactor de neutrones rápidos pulsados ​​enfocado a la investigación en el Instituto Conjunto de Investigación Nuclear de Dubna (cerca de Moscú) que estuvo en funcionamiento entre 1984 y 2006.
• RORSAT: la Unión Soviética lanzó 33 reactores espaciales rápidos entre 1989 y 1990 como parte de un programa conocido como Satélite de Reconocimiento Oceánico por Radar (RORSAT) en los EE. UU. Normalmente, los reactores producían aproximadamente 3 kWe.
• BES-5 - era un reactor espacial refrigerado por sodio lanzado como parte del programa RORSAT que producía 5 kWe.
• BR-5: fue un reactor rápido de sodio de 5 MWt operado por la URSS en 1961 principalmente para pruebas de materiales.
• Alpha 8 PbBi ruso: era una serie de reactores rápidos refrigerados con plomo y bismuto que se utilizaban a bordo de submarinos. Los submarinos funcionaban como submarinos asesinos, permaneciendo en el puerto y luego atacando debido a las altas velocidades que podían alcanzar.

• El reactor de Monju , de 300 MWe, en Japón , se cerró en 1995 tras una grave fuga de sodio y un incendio. Se volvió a poner en funcionamiento el 6 de mayo de 2010, pero en agosto de 2010 otro accidente, que implicó la caída de maquinaria, volvió a apagar el reactor. En junio de 2011, el reactor había generado electricidad durante solo una hora desde su primera prueba dos décadas antes. ^{[ cita requerida ]}
• El reactor de Aktau, de 150 MWe, en Kazajstán , se utilizaba para la producción de plutonio, la desalinización y la generación de electricidad. Cerró cuatro años después de que expirara la licencia de explotación de la planta. ^{[ cita requerida ]}

• Reactor reproductor del río Clinch , Estados Unidos
• Reactor rápido integral , Estados Unidos. El diseño enfatizaba el ciclo del combustible basado en el reprocesamiento electrolítico in situ. Cancelado en 1994 sin construcción.
• SNR-300 , Alemania

• IBR-2 es un reactor de neutrones rápidos pulsado en el Instituto Conjunto de Investigación Nuclear de Dubna. Se encuentra en el Laboratorio de Física de Neutrones (FLNP) que lleva el nombre de IM Frank como parte del JINR . Entre 2006 y junio de 2011 se modernizó. Es el único reactor nuclear del mundo con reflector móvil. Entró en servicio el 10 de febrero de 1984.
• BN-600 es un reactor reproductor rápido refrigerado por sodio de tipo piscina de la central nuclear de Beloyarsk . Suministra 560 MWe a la red eléctrica de los Urales medios. Está en funcionamiento desde 1980.
• BN-800 es un reactor reproductor rápido refrigerado por sodio de la central nuclear de Beloyarsk. Genera 880 MW de energía eléctrica y comenzó a producir electricidad en octubre de 2014. Alcanzó su máxima potencia en agosto de 2016.
• BOR-60 : reactor refrigerado por sodio del Instituto de Investigación de Reactores Atómicos de Dimitrovgrad, Rusia . En funcionamiento desde 1968. Produce 60 MW para fines experimentales. ^[25]
• FBTR : un reactor experimental de 40 MWt y 13,2 MWe en India que se centra en alcanzar niveles de quemado significativos.
• Reactor rápido experimental de China , un reactor experimental de 60 MWth y 20 MWe que entró en estado crítico en 2011 y se encuentra actualmente operativo. ^[26] Se utiliza para la investigación de materiales y componentes para futuros reactores rápidos chinos.
• KiloPower/KRUSTY es un reactor rápido de sodio de investigación de 1-10 kWe construido en el Laboratorio Nacional de Los Álamos. Alcanzó su criticidad por primera vez en 2015 y demuestra una aplicación de un ciclo de potencia Stirling.

• Jōyō (常陽) , 1977–1997 y 2004–2007, Japón, 140 MWt es un reactor experimental, operado como instalación de prueba de irradiación. Después de un incidente en 2007, el reactor fue suspendido para reparaciones; se planeó que las obras de reconstrucción se completaran en 2014. ^[27]

• PFBR , Kalpakkam, India, reactor de 500 MWe con criticidad prevista para 2021. Es un reactor reproductor rápido de sodio.
• CFR-600 , China, 600 MWe.
• Reactor de investigación de neutrones rápidos multipropósito MBIR . El Instituto de Investigación de Reactores Atómicos (NIIAR) se encuentra en Dimitrovgrad, en la región de Uliánovsk, en el oeste de Rusia, y tiene una potencia de 150 MWt. La construcción comenzó en 2016 y está prevista su finalización para 2027. ^[28]
• BREST-300 , Seversk, Rusia. La construcción comenzó el 8 de junio de 2021 ^[29]

• BN-1200 , se espera que la construcción comience en 2027. ^[30]
• Estaba previsto enviar el Toshiba 4S a Galena, Alaska (EE. UU.), pero el proceso se estancó (ver Planta de energía nuclear de Galena )
• KALIME es un proyecto de 600 MWe en Corea del Sur, proyectado para 2030. ^[31] KALIMER es una continuación del reactor de neutrones rápidos enfriado por sodio, alimentado con metal en una piscina representada por el Reactor de Quemador Avanzado (2006), S-PRISM (1998-presente), el Reactor Rápido Integral (1984-1994) y EBR-II (1965-1995).
• Reactor de IV Generación ( refrigerado con helio · sodio · plomo ): esfuerzo internacional propuesto por EE.UU., después de 2030.
• JSFR, Japón, un proyecto para un reactor de 1.500 MWe comenzó en 1998, pero sin éxito.
• ASTRID , Francia, canceló el proyecto de un reactor refrigerado por sodio de 600 MWe.
• El Reactor Atmosféricamente Refrigerado de Marte (MACR) es un proyecto de 1 MWe, cuya finalización está prevista para 2033. El MACR es un reactor de neutrones rápidos refrigerado por gas (refrigerante de dióxido de carbono) destinado a proporcionar energía a las colonias propuestas en Marte.
• TerraPower está diseñando un reactor de sal fundida en asociación con Southern Company , Oak Ridge National Laboratory , Idaho National Laboratory , Vanderbilt University y el Electric Power Research Institute . Esperan comenzar a probar una instalación de circuito cerrado en 2019 y están ampliando su proceso de fabricación de sal. Los datos se utilizarán para evaluar la termohidráulica y los códigos de análisis de seguridad. ^[32]
• Elysium Industries está diseñando un reactor de sal fundida de espectro rápido. ^[33]
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) es un demostrador de reactor rápido refrigerado por plomo diseñado por Ansaldo Energia de Italia, que representa la última etapa de los proyectos ELSY y LEADER. ^[34]
• Reactor nuclear Aurora , Idaho

• Futura FBR, India, 600 MWe, después de 2025 ^[35]

• Amplificador de energía
• Reactor reproductor rápido
• Reactor rápido refrigerado por gas
• Reactor de cuarta generación
• Reactor rápido refrigerado por plomo
• Ciclo del combustible nuclear
• Reactor rápido refrigerado por sodio
• Reactor de neutrones térmicos

• https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
• Informe de la ANL sobre los primeros reactores rápidos soviéticos
• Artículo sobre trabajos recientes sobre reactores de neutrones rápidos en Scientific American, diciembre de 2005
• Base de datos de reactores rápidos del OIEA
• El objetivo de recuperación de datos y preservación de conocimientos sobre reactores rápidos es establecer un inventario internacional completo de datos y conocimientos sobre reactores rápidos que sea suficiente para formar la base para el desarrollo de reactores rápidos dentro de 30 a 40 años.
• Asociación Nuclear Mundial: Reactores de neutrones rápidos Archivado el 24 de febrero de 2013 en Wayback Machine
• Organización Internacional de Energía del Torio Archivado el 6 de marzo de 2016 en Wayback Machine.