Reactor salino estable

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El reactor de sal estable (SSR) es un diseño de reactor nuclear en desarrollo por Moltex Energy Canada Inc. ^[1] y su subsidiaria Moltex Energy USA LLC, con sede en Canadá , Estados Unidos y el Reino Unido , así como MoltexFLEX Ltd. , con sede en el Reino Unido.

El diseño de SSR que está desarrollando Moltex Energy Canada Inc. es el reactor de sal estable - quemador de residuos (SSR-W) , que incorpora elementos del reactor de sal fundida y tiene como objetivo tener características de seguridad mejoradas (intrínsecamente seguro) y economía (LCOE de $45/MWh USD o menos) sobre los reactores de agua ligera tradicionales .

Los reactores de SSR, que están protegidos por patentes sólidas, se están diseñando de modo que no necesiten costosas estructuras y componentes de contención para mitigar las emisiones radiactivas en escenarios de accidentes. El diseño evitaría el tipo de contaminación radiológica generalizada que se produjo en los accidentes de Chernóbil o Fukushima , porque cualquier isótopo peligroso que de otro modo podría llegar a estar en el aire se uniría químicamente al refrigerante. ^[2] Además, el diseño modular permitiría la producción en fábrica de componentes y su entrega al sitio mediante transporte terrestre estándar, lo que reduciría los costos y los plazos de construcción.

El diseño del combustible es un híbrido entre los conjuntos de combustible de los reactores de agua ligera y los enfoques tradicionales de los reactores de sal fundida, en los que el combustible se mezcla con el refrigerante. La mezcla de combustible de sal líquida se encuentra dentro de conjuntos de combustible que son muy similares a la tecnología actual de los reactores de agua ligera. A continuación, los conjuntos de combustible se sumergen en un depósito de refrigerante de sal líquida.

Moltex Energy Canada Inc. planea implementar el SSR-W y la instalación de reciclaje de residuos asociada en Nuevo Brunswick, Canadá, en asociación con NB Power. ^[3] La empresa cuenta con el apoyo y la financiación del gobierno federal canadiense, ^[4] el gobierno de Nuevo Brunswick, ^[5] NB Power , Ontario Power Generation , ^[6] ARPA-E , ^{[7] [8]} IDOM , ^[9] SNC Lavalin . ^[10]

La unidad básica del núcleo del reactor es el conjunto de combustible. En el SSR-W, cada conjunto contiene casi 300 tubos de combustible de 10 mm de diámetro, llenos hasta una altura de 1,8 m con sal combustible. Los tubos tienen respiraderos de gas en forma de “campana de buceo” en la parte superior para permitir que escapen los gases de fisión. Los conjuntos se cargan verticalmente en el núcleo, y los conjuntos nuevos ingresan a través de una esclusa de aire y se insertan en el núcleo a través de una máquina de abastecimiento de combustible.

El combustible del reactor SSR está compuesto por dos tercios de cloruro de sodio (sal de mesa) y un tercio de tricloruros de lantánidos y actínidos mezclados . Está previsto que el combustible para los reactores iniciales proceda de combustible nuclear gastado convertido de los reactores convencionales existentes. En el Reino Unido, el combustible podría proceder de las existencias de dióxido de plutonio civil de PUREX, mezclado y convertido en impurezas de cloruro añadidas para reducir cualquier problema de proliferación.

Los tricloruros son termodinámicamente más estables que las sales de fluoruro correspondientes y, por lo tanto, se pueden mantener en un estado fuertemente reductor mediante el contacto con circonio metálico de grado nuclear de sacrificio añadido como revestimiento o inserto en el tubo de combustible del SSR-W. Como resultado, utilizando este enfoque patentado, el tubo de combustible se puede fabricar con acero certificado nuclear estándar sin riesgo de corrosión. Dado que el reactor opera en el espectro rápido, los tubos estarán expuestos a un flujo de neutrones muy alto y, por lo tanto, sufrirán altos niveles de daño por radiación estimados en 100-200 dpa durante la vida útil del tubo. Por lo tanto, se utilizará el acero PE16, altamente tolerante al daño por neutrones, para los tubos. También se podrían utilizar otros aceros con tolerancia a los neutrones rápidos (como T9, NF616 y 15-15Ti) dependiendo de las capacidades de la cadena de suministro local.

La densidad de potencia promedio en la sal de combustible del SSR-W es de 150 kW/L, lo que permite un amplio margen de temperatura por debajo del punto de ebullición de la sal. ^[11]

La sal refrigerante del tanque del reactor SSR-W es una sal refrigerante a base de cloruro. El refrigerante también contiene un agente para reducir su potencial redox , lo que lo hace prácticamente no corrosivo para los tipos de acero estándar. Por lo tanto, el tanque del reactor, las estructuras de soporte y los intercambiadores de calor se pueden construir con acero inoxidable 316L estándar .

La sal refrigerante circula a través del núcleo del reactor mediante tres bombas conectadas a los intercambiadores de calor de cada módulo. Los caudales son modestos (aproximadamente 1 m/s), por lo que se requiere poca potencia de bombeo. La ingeniería redundante permitiría que la operación continuara en caso de falla de la bomba.

Los SSR están diseñados con características de seguridad intrínseca que constituyen la primera línea de defensa. No se requiere ningún operador ni sistema activo para mantener el reactor en un estado seguro y estable. A continuación se enumeran las principales características de seguridad intrínseca del SSR.

Como el SSR es autocontrolable, no se requiere control mecánico. Esto es posible gracias a la combinación de un coeficiente de reactividad de temperatura negativo alto y la capacidad de extraer calor continuamente de los tubos de combustible. A medida que se extrae calor del sistema, la temperatura baja, lo que hace que la reactividad aumente. Por el contrario, cuando el reactor se calienta, la reactividad disminuye. Esto proporciona seguridad contra todos los escenarios de exceso de potencia, como un accidente de inserción de reactividad. Para el SSR-W, una serie de barras de control de carburo de boro impulsadas gravitacionalmente también proporcionan seguridad diversa y redundante. ^[12]

El uso de combustible de sales fundidas con la química adecuada elimina los peligrosos yodo y cesio, que son volátiles, por lo que no es necesario un confinamiento multicapa para evitar columnas radiactivas en el aire en escenarios de accidentes graves. En el caso del SSR-W, los gases nobles xenón y criptón abandonarían el núcleo del reactor en condiciones normales de funcionamiento, pero quedarían atrapados hasta que sus isótopos radiactivos se desintegraran, por lo que habría muy poca cantidad que pudiera liberarse en caso de accidente. ^[2]

En un reactor refrigerado por agua, las altas presiones internas son la fuerza impulsora para la dispersión de materiales radiactivos en caso de accidente. En cambio, los combustibles y refrigerantes de sales fundidas tienen puntos de ebullición muy superiores a la temperatura de funcionamiento del reactor de reserva. Por ello, su núcleo funciona a presión atmosférica. La separación física del sistema de generación de vapor del núcleo radiactivo, mediante un circuito de refrigeración secundario, elimina la alta presión dentro del reactor. También se evitan las altas presiones dentro de los tubos de combustible mediante la ventilación de los gases de fisión hacia la sal refrigerante circundante.

Tanto el circonio en los reactores de agua a presión como el sodio en los reactores rápidos generan el riesgo de graves explosiones e incendios. En los reactores de agua a presión no se utilizan materiales químicamente reactivos.

Inmediatamente después de que un reactor nuclear se apaga, casi el 7% de su energía operativa anterior continúa generándose, a partir de la descomposición de productos de fisión de vida media corta . En los reactores convencionales, eliminar este calor de descomposición de forma pasiva es un desafío debido a las bajas temperaturas de los reactores. Un SSR opera a temperaturas mucho más altas; por lo tanto, este calor puede transferirse rápidamente fuera del núcleo. En el caso de una parada del reactor y falla de todos los sistemas activos de eliminación de calor en el SSR, el calor de descomposición del núcleo se disiparía en conductos de enfriamiento de aire alrededor del perímetro del tanque que funcionan continuamente. Esto se conoce como el Sistema de Eliminación de Calor de Emergencia. El principal mecanismo de transferencia de calor es radiativo. La transferencia de calor aumenta sustancialmente con la temperatura; por lo tanto, es insignificante a temperaturas de funcionamiento, pero suficiente en condiciones de accidente de temperatura más alta. Los componentes del reactor no se dañan durante este proceso y la planta puede reiniciarse después.

La mayoría de los países que utilizan energía nuclear tienen previsto almacenar el combustible nuclear gastado en las profundidades del subsuelo hasta que su radiactividad se haya reducido a niveles similares a los del uranio natural. A medida que los reactores SSR-W vayan consumiendo residuos nucleares, los países podrían utilizarlos para reducir el volumen de residuos que acaban en los depósitos de almacenamiento a largo plazo.

El SSR-W, que opera en el espectro rápido, es eficaz para transmutar actínidos de larga vida en isótopos más estables. Los reactores actuales que funcionan con combustible gastado reprocesado necesitan plutonio de muy alta pureza para formar una pastilla estable. El SSR-W puede tener cualquier nivel de contaminación de lantánidos y actínidos en su combustible, siempre que pueda seguir alcanzando un nivel crítico. Este bajo nivel de pureza simplifica enormemente el método de reciclaje de los residuos existentes.

El método de reciclaje más conocido se basa en el piroprocesamiento . Un informe de 2016 de los Laboratorios Nucleares Canadienses sobre el reciclaje de combustible CANDU estima que el piroprocesamiento costaría aproximadamente la mitad que el reprocesamiento más convencional. El piroprocesamiento para el SSR-W utiliza solo un tercio de los pasos del piroprocesamiento convencional, lo que lo hará aún más económico. Es potencialmente competitivo con el costo de fabricación de combustible nuevo a partir de uranio extraído.

Los desechos del SSR-W se presentarán en forma de sal sólida en tubos. Esta sal se puede vitrificar y almacenar bajo tierra durante más de 100.000 años, como está previsto actualmente, o se puede reciclar. En ese caso, los productos de la fisión se separarían y se almacenarían de forma segura a nivel del suelo durante los varios cientos de años necesarios para que se descompongan hasta alcanzar niveles de radiactividad similares a los del mineral de uranio. Los problemáticos actínidos de larga vida y el combustible restante volverían al reactor, donde podrían quemarse y transmutarse en isótopos más estables.

La tecnología de reactores de sal estable es muy flexible y se puede adaptar a varios diseños de reactores diferentes. El uso de combustible de sal fundida en conjuntos de combustible estándar permite versiones de sal estable de muchos de los muchos reactores nucleares que se están considerando para su desarrollo en todo el mundo. Sin embargo, el enfoque actual de la industria es permitir el rápido desarrollo y la implementación de reactores de bajo costo.

Otro diseño que está en desarrollo actualmente, a cargo de MoltexFLEX Ltd., es el reactor FLEX , un reactor SSR de espectro térmico alimentado con uranio poco enriquecido (alrededor del 6%). El reactor FLEX puede ser más adecuado para países que no tienen una flota nuclear existente y que están preocupados por los desechos. Está moderado con grafito como parte del conjunto de combustible y tiene importantes capacidades de planta de pico.

Moltex Energy Canada Inc., Moltex Energy USA LLC y MoltexFLEX Ltd. también han conceptualizado una versión de SSR que genera torio (SSR-Th) . Este reactor contendría torio en la sal refrigerante, que podría generar nuevo combustible. El torio es una fuente abundante de combustible que puede proporcionar seguridad energética a las naciones que no tienen sus propias reservas de uranio.

Con esta gama de opciones de reactores y las grandes reservas globales de uranio y torio disponibles, los SSR podrían abastecer al planeta durante varios miles de años.

Una empresa independiente de ingeniería nuclear del Reino Unido estimó que el costo de capital del SSR-W sería de 1.950 dólares por kW. ^[13] A modo de comparación, el costo de capital de una central eléctrica moderna de carbón pulverizado en los Estados Unidos es de 3.250 dólares por kW y el costo de una central nuclear a gran escala es de 5.500 dólares por kW. ^[14] Se esperan mayores reducciones de este costo para la construcción basada en fábricas modulares.

Este bajo costo de capital resulta en un costo nivelado de electricidad (LCOE) de $44,64/MWh USD con un potencial sustancial para mayores reducciones, debido a la mayor simplicidad y seguridad intrínseca del SSR. ^[15]

Dada la naturaleza precomercial de la tecnología, las cifras de costo de capital y LCOE son estimaciones y pueden aumentar o disminuir durante la finalización de los procesos de desarrollo y licencia.

La Agencia Internacional de Energía predice que la energía nuclear mantendrá un papel pequeño y constante en el suministro energético mundial, con una oportunidad de mercado de 219 GWe hasta 2040. Con la mejora económica de la SSR, Moltex Energy predice que tiene el potencial de acceder a un mercado de más de 1.300 GWe para 2040.

La patente fundamental sobre el uso de combustible de sal fundida sin bombear fue otorgada a Moltex Energy Ltd en 2014, ^[16] y desde entonces se han solicitado y otorgado otras patentes relacionadas con la implementación.

El SSR-W ha completado la fase 1 de revisión de diseño del proveedor ^[17] con la Comisión de Seguridad Nuclear de Canadá . Tanto los gobiernos de los EE. UU. ^{[18] [19]} como de Canadá ^{[20] [21]} están apoyando el desarrollo de elementos de la tecnología SSR.

Moltex Energy Canada Inc. planea construir, a principios de la década de 2030, un SSR-W de demostración en el sitio de la planta de energía nuclear de Point Lepreau en Canadá, en virtud de un acuerdo firmado con NB Power. ^[22]

Además de la selección para el apoyo al desarrollo por parte de los gobiernos de EE. UU. y Canadá mencionada anteriormente, el SSR ha sido identificado como una tecnología SMR líder por un análisis Tractebel de 2020, ^[23] y el SSR-W fue seleccionado como uno de los dos candidatos SMR para una mayor progresión por NB Power, de un campo de 90 candidatos. ^[24] También fue seleccionado como parte de la competencia del Reactor Modular Avanzado de Fase 1 del gobierno del Reino Unido, pero no fue seleccionado para la parte de la Fase 2 de la financiación. ^[25]

Medios relacionados con Reactor salino estable en Wikimedia Commons

• Introducción a la tecnología de reactores salinos estables, video de YouTube
• Reactores salinos estables modulares: una forma más sencilla de utilizar combustible de sal fundida – Ian Scott Moltex Energy