Reactor reproductor
Un reactor nuclear genera más material fisible del que consume

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

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 comúnmente disponibles , como el uranio-238 y el torio-232 , a diferencia del raro uranio-235 que se utiliza en los reactores convencionales. Estos materiales se denominan materiales fértiles, ya que pueden convertirse en combustible mediante estos reactores reproductores.

Los reactores reproductores logran esto porque su economía de neutrones es lo suficientemente alta como para crear más combustible fisible del que utilizan. Estos neutrones adicionales son absorbidos por el material fértil que se carga en el reactor junto con el combustible fisible. Este material fértil irradiado a su vez se transmuta en material fisible que puede experimentar reacciones de fisión .

Al principio, los reactores reproductores resultaron atractivos porque hacían un uso más completo del combustible de uranio que los reactores de agua ligera , pero el interés disminuyó después de los años 1960, cuando se encontraron más reservas de uranio [2] y nuevos métodos de enriquecimiento de uranio redujeron los costos del combustible.

Tipos

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

Son posibles muchos tipos de reactores reproductores:

Un "reactor reproductor" es simplemente un reactor nuclear diseñado para una economía de neutrones muy alta con una tasa de conversión asociada 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 muy moderado, evolucionó hasta convertirse en el concepto de reactor rápido [3] , que utiliza agua ligera en una forma supercrítica de baja densidad para aumentar la economía de neutrones lo suficiente como para permitir la reproducción.

Además de los reactores refrigerados por agua, actualmente se prevén muchos otros tipos de reactores reproductores, entre ellos los refrigerados por sales fundidas , los refrigerados por gas y los refrigerados por metal líquido , en muchas variantes. Casi todos estos tipos básicos de diseño pueden alimentarse con uranio , plutonio , muchos actínidos menores o torio , y pueden diseñarse para muchos objetivos diferentes, como la creación de más combustible fisible, el funcionamiento en estado estable a largo plazo o la combustión activa de residuos nucleares .

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

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

Reactor reproductor rápido

Diagrama esquemático que muestra la diferencia entre los tipos Loop y Pool de LMFBR

Todas las centrales eléctricas actuales de FBR a gran escala eran reactores reproductores rápidos de metal líquido (LMFBR) refrigerados por sodio líquido . Estos han sido de uno de dos diseños: [1] : 43 

  • Tipo de circuito , en el que el refrigerante primario circula a través de intercambiadores de calor primarios fuera del tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico debido a la radiación).24
    Na     en el refrigerante primario)
    Reactor reproductor experimental II , que sirvió como prototipo para el reactor rápido integral
  • Tipo piscina , en la que los intercambiadores de calor primarios y las bombas están sumergidos en el tanque del reactor.

En 2017, solo había dos reactores reproductores en funcionamiento comercial [actualizar]: 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 principal, para transferir calor desde el núcleo al vapor utilizado para alimentar las turbinas generadoras de electricidad. Los FBR se han construido refrigerados por metales líquidos distintos del sodio; algunos de los primeros FBR utilizaban mercurio ; otros reactores experimentales han utilizado una aleación de sodio y potasio . Ambos tienen la ventaja de que son líquidos a temperatura ambiente, lo que es conveniente para plataformas experimentales pero menos importante para centrales eléctricas piloto o a gran escala.

Tres de los tipos de reactores de generación IV propuestos son FBR: [4]

Los reactores nucleares enriquecidos suelen utilizar un núcleo de combustible de óxido mixto de hasta un 20 % de dióxido de plutonio (PuO 2 ) y al menos un 80 % de dióxido de uranio (UO 2 ). Otra opción de combustible son las aleaciones de metal , normalmente una mezcla de uranio, plutonio y circonio (utilizado porque es "transparente" a los neutrones). El uranio enriquecido se puede utilizar por sí solo.

Muchos diseños rodean el núcleo del reactor con una manta de tubos que contienen uranio-238 no fisible, que, al capturar neutrones rápidos de la reacción en el núcleo, se convierte en plutonio-239 fisible (al igual que parte del uranio en el núcleo), que luego se reprocesa y se usa como combustible nuclear. Otros diseños de FBR se basan en la geometría del combustible (que también contiene uranio-238), dispuesto para lograr una captura suficiente de neutrones rápidos. La sección transversal fisible del plutonio-239 (o del uranio-235 fisible) es mucho menor en un espectro rápido que en un espectro térmico, al igual que la relación entre la sección transversal de fisión de 239 Pu/ 235 U y la sección transversal de absorción de 238 U. Esto aumenta la concentración de 239 Pu/ 235 U necesaria para sostener una reacción en cadena , así como la relación entre la reproducción y la fisión. [5] Por otra parte, un reactor rápido no necesita moderador para frenar 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 absorbedor de neutrones , es un refrigerante primario indeseable para 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 239 Pu se ven fuertemente afectados. Se ha realizado un trabajo teórico sobre reactores de agua de moderación reducida , que pueden tener un espectro suficientemente rápido para proporcionar una tasa de reproducción ligeramente superior a 1. Esto probablemente daría como resultado una reducción de potencia inaceptable y altos costos en un reactor enfriado por agua líquida, pero el refrigerante de agua supercrítica del reactor de agua supercrítica (SCWR) tiene suficiente capacidad térmica para permitir un enfriamiento adecuado con menos agua, lo que hace que un reactor enfriado por agua de espectro rápido sea una posibilidad práctica. [3]

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. [6] El acero de aleación reforzado con dispersión de óxido se considera el material de revestimiento de 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 desechos y plutonio, fue el reactor rápido integral (IFR, también conocido como reactor reproductor rápido integral, aunque el reactor original fue diseñado para no generar un excedente neto de material fisible). [7] [8]

Para resolver el problema de la eliminación de residuos, el IFR tenía una unidad de reprocesamiento de combustible por electrodeposición que reciclaba el uranio y todos los transuránicos (no solo el plutonio) mediante galvanoplastia , dejando solo productos de fisión de vida media corta en los residuos. Algunos de estos productos de fisión podrían separarse más tarde para usos industriales o médicos y el resto enviarse a un depósito de residuos. El sistema de piroprocesamiento del IFR utiliza cátodos de cadmio fundido y electrorrefinadores para reprocesar el combustible metálico directamente en el sitio del reactor. [9] Estos sistemas mezclan todos los actínidos menores con uranio y plutonio. Los sistemas son compactos y autónomos, por lo que no es necesario transportar material que contenga plutonio fuera del sitio del reactor reproductor. Los reactores reproductores que incorporan esta 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 sólo con pequeñas entregas de uranio natural . Una cantidad de uranio natural equivalente a un bloque del tamaño de una caja de leche entregada una vez al mes sería todo el combustible que necesitaría un reactor de 1 gigavatio de este tipo. [10] Estos reactores reproductores autónomos se consideran actualmente el objetivo final autónomo y autosuficiente de los diseñadores de reactores nucleares. [11] [5] El proyecto fue cancelado en 1994 por la Secretaria de Energía de los Estados Unidos Hazel O'Leary . [12] [13]

Otros reactores rápidos

El núcleo de grafito del experimento del reactor de sal fundida

El primer reactor rápido construido y operado fue el reactor rápido de plutonio de Los Álamos (" Clementine ") en Los Álamos, Nuevo México. [14] Clementine se alimentaba con Pu de fase delta estabilizado con Ga 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 sal fundida , 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, BeF 2 ) en el portador de sal con cloruros de metales más pesados ​​(por ejemplo, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Se han construido varios prototipos de reactores reproductores rápidos, con una potencia eléctrica que va desde el equivalente a unas pocas bombillas ( EBR-I , 1951) hasta más de 1.000  MWe . En 2006, la tecnología no es económicamente competitiva con la tecnología de reactores térmicos, pero India , Japón, China, Corea del Sur y Rusia están destinando fondos de investigación sustanciales al desarrollo de reactores reproductores rápidos, anticipando que el aumento de los precios del uranio cambiará esto a largo plazo. Alemania, en cambio, abandonó la tecnología debido a preocupaciones de seguridad. El reactor reproductor rápido SNR-300 se terminó después de 19 años a pesar de sobrecostes que sumaron un total de 3.600 millones de euros , para luego ser abandonado. [15]

Reactor reproductor térmico

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

El reactor avanzado de agua pesada es uno de los pocos usos propuestos a gran escala del torio. [16] 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 reservas significativas de uranio.

El tercer y último núcleo del reactor de 60 MWe de la Central Atómica de Shippingport era un reactor reproductor de torio de agua ligera que empezó a funcionar en 1977. [17] 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 de la manta y nada en la región del reflector. Funcionaba a 236 MWt, generando 60 MWe y, en última instancia, produjo más de 2100 millones de kilovatios hora de electricidad. Después de 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 demuestra que se había producido la reproducción a partir del torio. [18] [19]

También se ha planificado un reactor de fluoruro de torio líquido como generador térmico de torio. Los reactores de fluoruro líquido pueden tener características atractivas, como la 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 del Reactor de Sal Fundida del Laboratorio Nacional de Oak Ridge en la década de 1960. A partir de 2012 se convirtió en objeto de renovado interés en todo el mundo. [20]

Recursos de combustible

Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio, disminuyendo 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 del metal actínido (uranio o torio) extraído de la tierra. [11] 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 en agua de mar (actualmente demasiado cara para ser económica), hay suficiente combustible para los reactores reproductores para satisfacer las necesidades energéticas del mundo durante 5 mil millones de años al ritmo de consumo energético total de 1983, lo que convierte a la energía nuclear en una energía renovable de manera efectiva . [21] [22] Además del agua de mar, las rocas de granito de la corteza promedio contienen cantidades significativas de uranio y torio que con reactores reproductores pueden suministrar energía abundante para la vida útil restante del sol en la secuencia principal de evolución estelar. [23]

Residuos nucleares

Actínidos y productos de fisión según su vida media
Actínidos [24] por cadena de desintegraciónIntervalo de vida media
( a )		Productos de fisión de 235 U por rendimiento [25]
4 n4n + 14n + 24n + 34,5–7%0,04–1,25 %<0,001%
228 Ra№4–6 a155 UEþ
248 Libro[26]> 9 a
244 cmƒ241 Puƒ250 Cf227 Ac№10–29 a90 Sr85 coronas113 mcd​
232 Uƒ238 Puƒ243 cmƒ29–97 a137 C151 Pequeñoþ121 millones de segundos
249 Véaseƒ242m Soyƒ141–351 a

Ningún producto de fisión tiene una vida media
en el rango de 100 a–210 ka...

241 Soyƒ251 Véaseƒ[27]430–900 a
226 Ra№247 Libro1,3–1,6 ka
240 Pu229 °246 cmƒ243 Soyƒ4,7–7,4 mil
245 cmƒ250 centímetros8,3–8,5 ka
239 Puƒ24,1 k
230 °№231 Pa№32–76 k
236 Npƒ233 Uƒ234 U№150–250 mil99 Tc₡126 seg
248 centímetros242 Pu327–375 mil79 Se₡
1,33 millones de años135 Cs₡
237 Npƒ1,61–6,5 millones de años93 Zr107 páginas
236 U247 cmƒ15–24 millones129 ₡​
244 Pu80 Ma

... ni más allá de 15,7 Ma [28]

232 °N°238 U№235 Uƒ№0,7–14,1 Ga

En términos generales, el combustible nuclear gastado tiene tres componentes principales. El primero consiste en productos de fisión , los fragmentos sobrantes de los átomos de combustible después de que se han dividido para liberar energía. Los productos de fisión vienen 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 del uranio o 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 a menudo se los denomina actínidos. El componente más grande es el uranio restante, que es alrededor del 98,25% uranio-238, 1,1% uranio-235 y 0,65% uranio-236. El U-236 proviene de la reacción de captura sin fisión, donde el U-235 absorbe un neutrón pero libera sólo un rayo gamma de alta energía en lugar de sufrir fisión.

El comportamiento físico de los productos de fisión es marcadamente diferente al de los actínidos. En particular, los productos de fisión no sufren fisión y, por lo tanto, no pueden utilizarse como combustible nuclear. De hecho, como los productos de fisión suelen ser venenos neutrónicos (absorben neutrones que podrían utilizarse para mantener una reacción en cadena), se consideran "cenizas" nucleares que quedan tras consumir materiales fisionables. Además, sólo siete isótopos de productos de fisión de larga duración tienen vidas medias superiores a cien años, lo que hace que su almacenamiento geológico o eliminación sea menos problemático que en el caso de los materiales transuránicos. [29]

Con la creciente preocupación por los residuos nucleares, los ciclos de combustible reproductor han cobrado un renovado interés, ya que pueden reducir los residuos de actínidos, en particular el plutonio y los actínidos menores. [30] Los reactores reproductores están diseñados para fisionar los residuos de actínidos como combustible y, de este modo, convertirlos en más productos de fisión. Una vez que el combustible nuclear gastado se retira de un reactor de agua ligera, sufre un perfil de desintegración complejo, ya que cada nucleido se desintegra a un ritmo 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 se dejan 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 ese combustible gastado. Por lo tanto, la eliminación de los transuránicos de los residuos elimina gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible nuclear gastado. [31]

Los reactores de agua ligera comerciales actuales sí generan nuevos materiales fisionables, principalmente en forma de plutonio. Como los reactores comerciales nunca fueron diseñados como reactores reproductores, no convierten suficiente uranio-238 en plutonio para reemplazar el uranio-235 consumido. No obstante, al menos una tercera parte de la energía producida por los reactores nucleares comerciales proviene de la fisión del plutonio generado dentro del combustible. [32] Incluso con este nivel de consumo de plutonio, los reactores de agua ligera consumen sólo 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. [33]

Los ciclos de combustible reproductores 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.). [30] Dado que los reactores reproductores en un ciclo de combustible cerrado utilizarían casi todos los isótopos de estos actínidos que se les alimentan como combustible, sus necesidades 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 hay 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. [34]

Los desechos de un reactor reproductor tienen un comportamiento de desintegración diferente porque están compuestos de materiales diferentes. Los desechos de un reactor reproductor son en su mayoría productos de fisión, mientras que los desechos de un reactor de agua ligera son en su mayoría isótopos de uranio no utilizados y una gran cantidad de transuránicos. Una vez que el combustible nuclear gastado se ha retirado de un reactor de agua ligera durante más de 100.000 años, los transuránicos serían la principal fuente de radiactividad. Eliminarlos eliminaría gran parte de la radiactividad a largo plazo del combustible gastado. [31]

En principio, los ciclos de combustible reproductor pueden reciclar y consumir todos los actínidos, [21] dejando sólo productos de fisión. Como indica el gráfico de esta sección, los productos de fisión tienen una "brecha" peculiar 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 rareza 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 duración . 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 de residuos final, esta ventaja se reduciría en gran medida. [11]

Los neutrones rápidos del reactor de recuperación rápida pueden fisionar núcleos de actínidos con números pares de protones y neutrones. Dichos núcleos normalmente carecen de las resonancias de "neutrones térmicos" de baja velocidad de los combustibles fisionables utilizados en los reactores de recuperación rápida. [35] 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 más de captura de neutrones 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 núcleos de combustible efectivos U233, y cuando absorbe dos neutrones más, nuevamente como núcleos de combustible U235. [36] [37]

Un reactor cuyo propósito principal es destruir actínidos en lugar de aumentar las reservas de combustible fisible se conoce a veces como reactor quemador . Tanto la reproducción como la combustión dependen de una buena economía de neutrones, y muchos diseños pueden hacer ambas cosas. Los diseños de reproducción rodean el núcleo con una capa de reproducción de material fértil. Los quemadores de residuos rodean el núcleo con desechos no fértiles para ser destruidos. Algunos diseños agregan reflectores o absorbedores de neutrones. [5]

Diseño

Probabilidades de fisión de actínidos seleccionados, neutrones térmicos y rápidos. [38] [39] Los porcentajes de fisión térmica y rápida indican la fracción de núcleos fisionados cuando son golpeados por un neutrón respectivo. El resto sufre captura de neutrones.
Isótopo
Sección transversal de fisión térmica
Fisión térmica
%
Sección transversal de fisión rápida
Fisión rápida
%
Th-23253,71 micrograneros1 n79,94 milibares3 n
U-23276,52 granero592.063 granero95
U-233531.3 granero89Granero de 1.90893
U-235585.1 granero811.218 granero80
U-23816,8 micrograneros1 n306,4 milibares11
Np-23720,19 milibares3 n1.336 granero27
Pu-23817,77 granero7Granero de 1.96870
Pu-239747,4 granero63Granero de 1.802 m85
Pu-24036,21 milibares1 n1.328 granero55
Pu-241Granero 1012751.626 granero87
Pu-2422,436 milibares1 n1.151 granero53
Am-2413.122 granero1 n1.395 granero21
Am-242m6401 granero751.834 granero94
Am-24381,58 milibares1 n1.081 granero23
Cm-2424.665 granero1 n1.775 granero10
Cm-243587,4 granero782.432 granero94
Cm-2441.022 granero4 n1.733 granero33
n=no fisionable

Tasa de conversión

Una medida del rendimiento de un reactor es la "tasa de conversión", definida como la relación entre los nuevos átomos fisionables producidos y los átomos fisionables consumidos. Todos los reactores nucleares propuestos, excepto los quemadores de actínidos especialmente diseñados y operados [5], experimentan algún grado de conversión. Mientras haya alguna cantidad de material fértil dentro del flujo de neutrones del reactor, siempre se crea algún material fisionable nuevo. Cuando la tasa de conversión es mayor que 1, a menudo se la denomina "tasa de reproducción".

Por ejemplo, los reactores de agua ligera de uso común tienen una tasa de conversión de aproximadamente 0,6. Los reactores de agua pesada presurizada que funcionan con uranio natural tienen una tasa de conversión de 0,8. [40] En un reactor reproductor, la tasa de conversión es superior a 1. El "punto de equilibrio" se alcanza cuando la tasa de conversión llega a 1,0 y el reactor produce tanto material fisionable como el que utiliza.

Duplicación del tiempo

El tiempo de duplicación es el tiempo que le tomaría a un reactor reproductor producir suficiente material fisionable nuevo para reemplazar el combustible original y, además, producir una cantidad equivalente de combustible para otro reactor nuclear. Esto se consideró una medida importante del rendimiento del reactor reproductor en los primeros años, cuando se pensaba que el uranio era escaso. Sin embargo, dado que el uranio es más abundante de lo que se pensaba en los primeros días del desarrollo de los reactores nucleares, y dada la cantidad de plutonio disponible en el combustible de reactor gastado, el tiempo de duplicación se ha convertido en una métrica menos importante en el diseño moderno de reactores reproductores. [41] [42]

Quemarse

El " burnup " es una medida de cuánta energía se ha extraído de una masa dada de metal pesado en combustible, a menudo expresada (para reactores de potencia) en términos de gigavatios-día por tonelada de metal pesado. El burnup es un factor importante para determinar los tipos y abundancias de isótopos producidos por un reactor de fisión. Los reactores reproductores por diseño tienen un burnup alto en comparación con un reactor convencional, ya que los reactores reproductores producen más de sus desechos en forma de productos de fisión, mientras que la mayoría o la totalidad de los actínidos están destinados a ser fisionados y destruidos. [43]

En el pasado, el desarrollo de reactores reproductores se centró en reactores con bajas tasas de reproducción, desde 1,01 para el reactor Shippingport [44] [45] que funciona con combustible de torio y se enfría con agua ligera convencional hasta más de 1,2 para el reactor soviético BN-350 refrigerado por metal líquido. [46] Los modelos teóricos de reactores reproductores con refrigerante de sodio líquido que fluye a través de tubos dentro de elementos combustibles (construcción "tubo en carcasa") sugieren que son posibles tasas de reproducción de al menos 1,8 a escala industrial. [47] El reactor de prueba soviético BR-1 logró una tasa de reproducción de 2,5 en condiciones no comerciales. [48]

Reprocesamiento

La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce inevitablemente productos de fisión que absorben neutrones . El material fértil de un reactor reproductor debe luego ser reprocesado para eliminar esos venenos de neutrones . Este paso es necesario para utilizar plenamente la capacidad de reproducir tanto o más combustible del que se consume. Todo reprocesamiento puede presentar un problema de proliferación , ya que puede extraer material utilizable para armas del combustible gastado. [49] La técnica de reprocesamiento más común, PUREX , presenta un problema particular ya que fue diseñada expresamente para separar el plutonio. Las primeras propuestas para el ciclo de combustible del reactor reproductor plantearon un problema de proliferación aún mayor porque utilizarían PUREX para separar el plutonio en una forma isotópica altamente atractiva para su uso en armas nucleares. [50] [51]

Varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento que no separan el plutonio de los demás actínidos. Por ejemplo, el proceso de electroobtención pirometalúrgica no basado en agua, cuando se utiliza para reprocesar combustible de un reactor rápido integral , deja grandes cantidades de actínidos radiactivos en el combustible del reactor. [11] Los sistemas de reprocesamiento basados ​​en agua más convencionales 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. [52] [53] [54]

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 en su cadena de desintegración al potente emisor gamma talio-208 . De manera similar a los diseños alimentados con uranio, cuanto más tiempo permanezcan el combustible y el material fértil en el reactor, más de estos elementos indeseables se acumularán. En los reactores comerciales de torio previstos , se permitiría la acumulación de altos niveles de uranio-232, lo que daría lugar a dosis de radiación gamma extremadamente altas 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. [55]

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 a partir de una ruta alternativa de extracción de uranio-233, que implica la extracción química de protactinio-233 y su desintegración en uranio-233 puro fuera del reactor. Este proceso es una operación química obvia 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), y por lo tanto debe protegerse contra ello. [56]

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 Grupo Internacional de Expertos sobre Materiales Fisionables dijo: "Después de seis décadas y de 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 constantemente en la mayoría de los países". En Alemania, el Reino Unido y los Estados Unidos, se han abandonado los programas de desarrollo de reactores reproductores. [57] [58] La justificación para la búsqueda de reactores reproductores, a veces explícita y a veces implícita, se basó en los siguientes supuestos clave: [58] [59]

  • Se esperaba que el uranio sería escaso y que los depósitos de alto grado se agotarían rápidamente si se utilizaba la energía de fisión a gran escala; la realidad, sin embargo, 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. [60]
  • Se esperaba que los reactores reproductores se volvieran rápidamente económicamente competitivos con los reactores de agua ligera que dominan la energía nuclear hoy en día, 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 confiables como los reactores de agua ligera, pero se citan cuestiones de seguridad como una preocupación con los reactores rápidos que usan un refrigerante de sodio, donde una fuga podría provocar un incendio de sodio.
  • Se esperaba que los riesgos de proliferación que planteaban los reactores reproductores y su ciclo de combustible "cerrado", en el que se reciclaría el plutonio, pudieran controlarse. Pero como los reactores reproductores de plutonio producen plutonio a partir de U238, y los reactores de torio producen U233 fisible a partir de torio, todos los ciclos de reproducción podrían plantear teóricamente riesgos de proliferación. [61] 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 derivados, y haría que la manipulación de las armas fuera extremadamente peligrosa y que fuera fácil detectarlas. [62]

Algunos antiguos defensores de la energía nuclear se han convertido en defensores de la energía nuclear como fuente limpia de electricidad, ya 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 Pandora's Promise se defiende el uso de reactores reproductores porque proporcionan una verdadera alternativa de alto consumo de kW a la energía de los combustibles fósiles. Según la película, una libra de uranio proporciona tanta energía como 5.000 barriles de petróleo . [63] [64]

Reactores notables

Reactores reproductores notables [14] [65] [66] [67] [68]
ReactorPaís
cuando se construyó		ComenzóCerrarDiseño
MWe
MWe final
Potencia térmica MWt
Factor de capacidad		Número de
fugas de refrigerante
Temperatura del neutrón		RefrigeranteClase de reactor
DFRReino Unido1962197714116534%7RápidoNo puedoPrueba
Reactor rápido experimental de ChinaPorcelana2012operante20226540%8RápidoSodioPrueba [69]
CFR-600Porcelana2017Puesta en servicio/2023642682188234%27RápidoSodioComercial [70]
BN-350Unión Soviética197319993505275043%15RápidoSodioPrototipo
RapsodiaFrancia196719830–40–2RápidoSodioPrueba
FénixFrancia1975201023313056340,5%31RápidoSodioPrototipo
PFRReino Unido1976199423423465026,9%20RápidoSodioPrototipo
KNK IIAlemania1977199118175817,1%21RápidoSodioInvestigación/Prueba
SNR-300Alemania19851991327––Sólo pruebas no nucleares–RápidoSodioPrototipo/Comercial
BN-600Unión Soviética1981operante560560147074,2%27RápidoSodioPrototipo/Comercial (Gen2)
FFTFA NOSOTROS198219930–400–1RápidoSodioPrueba
SuperfénixFrancia198519981200120030007,9%7RápidoSodioPrototipo/Comercial (Gen2)
FBRIndia1985operante13–40–6RápidoSodioPrueba
PFBRIndia20042024500–1250––RápidoSodioPrototipo/Comercial (Gen3)
JoyoJapón197720070–150––RápidoSodioPrueba
MonjuJapón19952017246246714solo prueba1RápidoSodioPrototipo
BN-800Rusia2015operante789880210073,4%–RápidoSodioPrototipo/Comercial (Gen3)
EMRA NOSOTROS196519690–7.4––EpitermalSal fundida ( FLiBe )Prueba
ClementinaA NOSOTROS194619520–0,025––RápidoMercurioEl primer reactor rápido del mundo [14]
EBR-1A NOSOTROS195119640,20,21.4––RápidoNo puedoEl primer reactor de potencia del mundo
Fermi-1A NOSOTROS196319726666200––RápidoSodioPrototipo
EBR-2A NOSOTROS19641994191962,5––RápidoSodioExperimental/Prueba
Puerto de embarqueA NOSOTROS1977
como criador		19826060236––TérmicoAgua ligeraExperimental-Core3

La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, el primero refrigerado por mercurio y alimentado con plutonio metálico, y los posteriores refrigerados por sodio y alimentados con óxido de plutonio. El BR-1 (1955) tenía 100 W (térmico), fue seguido por el BR-2 de 100 kW y luego el BR-5 de 5 MW. [48] El BOR-60 (primera criticidad en 1969) tenía 60 MW, y su construcción comenzó en 1965. [71]

Plantas del futuro

El reactor rápido experimental chino es un reactor de tipo piscina, refrigerado por sodio, de 65 MW (térmico) y 20 MW (eléctrico), con una vida útil de diseño de 30 años y un consumo objetivo de 100 MWd/kg.

India

La India lleva décadas intentando desarrollar reactores reproductores rápidos, pero ha sufrido repetidos retrasos. [72] Para diciembre de 2024 está previsto que se complete y ponga en servicio el prototipo de reactor reproductor rápido . [73] [74] [75] El programa pretende utilizar torio-232 fértil para producir uranio-233 fisible. La India también está desarrollando la tecnología de reactores reproductores térmicos de torio. El interés de la India por el torio se debe a las grandes reservas del país, aunque las reservas mundiales conocidas de torio son cuatro veces las de uranio. El Departamento de Energía Atómica de la India dijo en 2007 que construiría simultáneamente cuatro reactores reproductores más de 500 MWe cada uno, incluidos dos en Kalpakkam . [76] [ necesita actualización ]

BHAVINI , una empresa de energía nuclear india, se creó en 2003 para construir, poner en funcionamiento y operar todos los reactores reproductores rápidos de etapa II delineados en el programa de energía nuclear de tres etapas de la India . Para avanzar con estos planes, el FBR-600 es un reactor refrigerado por sodio de tipo piscina con una potencia nominal de 600 MWe. [77] [78] [75]

Porcelana

El reactor rápido experimental de China es un prototipo de 25 MW(e) para el reactor rápido prototipo de China planificado. [79] Comenzó a generar energía en 2011. [80] China inició un proyecto de investigación y desarrollo en tecnología de reactores reproductores térmicos de sales fundidas de torio (reactor de torio con fluoruro líquido), 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 unos 20 años. [81] [82] [ necesita actualización ]

Corea del Sur

Corea del Sur está desarrollando un diseño para un FBR modular estandarizado para exportación, para complementar el reactor de agua presurizada estandarizado y los diseños CANDU que ya han desarrollado y construido, pero aún no se ha comprometido a construir un prototipo.

Modelo en corte del reactor BN-600, reemplazado 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. En 2012 se completó un reactor BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk , que sucedió a un BN-600 más pequeño . [83] Alcanzó su producción de potencia máxima en 2016. [84] 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 fines de 2030. [85] Sin embargo, en 2015 Rosenergoatom pospuso la construcción indefinidamente para permitir que se mejorara el diseño del combustible después de obtener más experiencia en la operación del reactor BN-800 y entre preocupaciones de costos. [86]

En el Combinado Químico Siberiano de Seversk se construirá un reactor rápido experimental refrigerado por plomo, el BREST-300 . El diseño del BREST ( en ruso : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , en español: reactor rápido con refrigerante de plomo ) se considera un sucesor de la serie BN y la unidad de 300 MWe del SCC podría ser la precursora de una versión de 1.200 MWe para un amplio despliegue como unidad de generación de energía comercial. El programa de desarrollo forma parte de un Programa Federal de Tecnologías Nucleares Avanzadas 2010-2020 que busca explotar los reactores rápidos para la eficiencia del uranio mientras se "queman" sustancias radiactivas que de otro modo se eliminarían como desechos. Su núcleo mediría unos 2,3 metros de diámetro por 1,1 metros de altura y contendría 16 toneladas de combustible. La unidad se recargaría cada año, y cada elemento de combustible pasaría cinco años en total dentro del núcleo. La temperatura del refrigerante principal rondaría los 540 °C, lo que daría una alta eficiencia del 43%, una producción de calor primario de 700 MWt que produciría 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. [87] Para fines de 2024, se había construido la torre de enfriamiento y el objetivo para comenzar a operar era 2026. [ cita requerida ]

Japón

En 2006, Estados Unidos, Francia y Japón firmaron un "acuerdo" para investigar y desarrollar reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Asociación Mundial de Energía Nuclear . [88] 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 lanzó Mitsubishi FBR Systems para desarrollar y eventualmente vender tecnología FBR. [89]

La central 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 Commissariat à l'énergie atomique para finalizar el diseño de ASTRID (Reactor tecnológico avanzado de sodio para demostración industrial), un diseño de reactor de cuarta generación de 600 MW que se finalizará en 2020. [90] [91] En 2013, [actualizar]el Reino Unido había mostrado interés en el reactor PRISM y estaba trabajando en conjunto con Francia para desarrollar ASTRID. En 2019, la CEA anunció que este diseño no se construiría antes de mediados de siglo. [92]

Estados Unidos

Kirk Sorensen, ex científico de la NASA y tecnólogo nuclear jefe de Teledyne Brown Engineering , ha sido durante mucho tiempo un promotor del ciclo del combustible de torio y, en particular, de los reactores de fluoruro de torio líquido. En 2011, Sorensen fundó Flibe Energy, una empresa destinada a desarrollar diseños de reactores LFTR de 20 a 50 MW para alimentar bases militares. [93] [94] [95] [96]

En octubre de 2010, GE Hitachi Nuclear Energy firmó un memorando de entendimiento con los operadores del Sitio Savannah River del Departamento de Energía de los 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 reciba la aprobación total de la licencia de la Comisión Reguladora Nuclear . [97] En octubre de 2011, The Independent informó que la Autoridad de Desmantelamiento Nuclear del Reino Unido (NDA) y los asesores superiores 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. [98]

El reactor de ondas viajeras propuesto en una patente de Intellectual Ventures es un reactor reproductor rápido diseñado para no necesitar reprocesamiento de combustible durante las décadas de vida útil del reactor. La onda de reproducción-quema 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 de combustible en un momento dado. Por lo tanto, en lugar de dejar que la onda se propague a través del combustible, el propio combustible se mueve a través de una onda de combustión en gran parte estacionaria. Esto es contrario a muchos informes de los medios de comunicación, 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. [99]

Véase también

Referencias

  1. ^ ab Waltar AE, Reynolds AB (1981). Reactores reproductores rápidos. Nueva York: Pergamon Press. ISBN 978-0-08-025983-3Archivado desde el original el 5 de enero de 2014 . Consultado el 4 de junio de 2016 .
  2. ^ Helmreich, JE Recolección de minerales raros: La diplomacia de la adquisición de uranio, 1943-1954 , Princeton UP, 1986: cap. 10 ISBN 0-7837-9349-9 . 
  3. ^ ab T. Nakatsuka; et al. Estado actual de la investigación y el desarrollo de reactores rápidos refrigerados por agua supercrítica (reactores superrápidos) en Japón . Presentado en la reunión del Comité Técnico del OIEA sobre reactores refrigerados por agua supercrítica en Pisa, del 5 al 8 de julio de 2010 .
  4. ^ "Una hoja de ruta tecnológica para los sistemas de energía nuclear de la Generación IV" (PDF) . Foro Internacional de la Generación IV . Diciembre de 2002. GIF-002-00. Archivado (PDF) desde el original el 1 de julio de 2015. Consultado el 1 de julio de 2015 .
  5. ^ abcd EA Hoffman; WS Yang; RN Hill. "Estudios preliminares de diseño de núcleos para el reactor de quemador avanzado en una amplia gama de relaciones de conversión" (PDF) . Laboratorio Nacional de Argonne . ANL-AFCI-177.
  6. ^ Davis, Thomas P. (2018). «Revisión de los materiales a base de hierro aplicables para el combustible y el núcleo de los futuros reactores rápidos de sodio (SFR)» (PDF) . Oficina de Regulación Nuclear . Archivado (PDF) del original el 3 de enero de 2019. Consultado el 2 de enero de 2019 .
  7. ^ "El reactor rápido integral". Reactores diseñados por el Laboratorio Nacional de Argonne . Laboratorio Nacional de Argonne. Archivado desde el original el 17 de septiembre de 2013. Consultado el 20 de mayo de 2013 .
  8. ^ "Análisis de política nacional nº 378: Reactores rápidos integrales: fuente de energía segura, abundante y no contaminante – diciembre de 2001". Archivado desde el original el 25 de enero de 2016 . Consultado el 13 de octubre de 2007 .
  9. ^ Hannum, WH, Marsh, GE y Stanford, GS (2004). PUREX y PYRO no son lo mismo Archivado el 23 de enero de 2022 en Wayback Machine . Physics and Society, julio de 2004.
  10. ^ Universidad de Washington (2004). Energy Numbers: Energy in natural processes and human consumer, some numbers Archivado el 15 de septiembre de 2012 en Wayback Machine . Consultado el 16 de octubre de 2007.
  11. ^ abcd "Tecnologías de piroprocesamiento: reciclaje de combustible nuclear usado para un futuro energético sostenible" (PDF) . Laboratorio Nacional de Argonne. Archivado (PDF) del original el 19 de febrero de 2013.
  12. ^ Kirsch, Steve. "El proyecto del reactor rápido integral (IFR): preguntas y respuestas del Congreso". Archivado desde el original el 16 de diciembre de 2012. Consultado el 25 de diciembre de 2012 .
  13. ^ Stanford, George S. "Comentarios sobre la terminación errónea del proyecto IFR" (PDF) . Archivado (PDF) desde el original el 15 de diciembre de 2012. Consultado el 25 de diciembre de 2012 .
  14. ^ abc Patenaude, Hannah K.; Freibert, Franz J. (3 de julio de 2023). "Oh, My Darling Clementine: Una historia detallada y un repositorio de datos del reactor rápido de plutonio de Los Álamos". Tecnología nuclear . 209 (7): 963–1007. doi : 10.1080/00295450.2023.2176686 . ISSN  0029-5450.
  15. ^ Werner Meyer-Larsen: Der Koloß von Kalkar . Der Spiegel 43/1981 del 19 de octubre de 1981, págs. 42–55. [[ "Der Koloß von Kalkar", Der Spiegel , 13 de septiembre]] (Alemán)
  16. ^ "Torio". Archivado desde el original el 19 de abril de 2012. Consultado el 14 de junio de 2012 .
  17. ^ "La central atómica de Shippingport: un hito histórico nacional de ingeniería mecánica" (PDF) . Archivado (PDF) desde el original el 29 de noviembre de 2007.
  18. ^ Adams, Rod (1 de octubre de 1995). «Light Water Breeder Reactor: Adapting A Proven System». Archivado desde el original el 28 de octubre de 2012. Consultado el 2 de octubre de 2012 .
  19. ^ Torio Archivado el 19 de abril de 2012 en Wayback Machine. Información de la Asociación Nuclear Mundial.
  20. ^ Stenger, Victor (12 de enero de 2012). "LFTR: ¿Una solución energética a largo plazo?". Huffington Post . Archivado desde el original el 22 de diciembre de 2016. Consultado el 30 de septiembre de 2012 .
  21. ^ ab Cohen, Bernard L. "Reactores reproductores: una fuente de energía renovable" (PDF) . Laboratorio Nacional de Argonne. Archivado desde el original (PDF) el 14 de enero de 2013. Consultado el 25 de diciembre de 2012 .
  22. ^ Weinberg, AM y RP Hammond (1970). "Límites al uso de la energía", Am. Sci. 58, 412.
  23. ^ "Hay energía atómica en el granito". 8 de febrero de 2013.
  24. ^ Más radio (elemento 88). Aunque en realidad es un subactínido, precede inmediatamente al actinio (89) y sigue un intervalo de inestabilidad de tres elementos después del polonio (84), donde ningún nucleido tiene una vida media de al menos cuatro años (el nucleido de vida más larga en el intervalo es el radón-222 con una vida media de menos de cuatro días ). El isótopo de vida más larga del radio, con 1.600 años, por lo tanto merece la inclusión del elemento aquí.
  25. ^ En concreto, a partir de la fisión de neutrones térmicos del uranio-235, por ejemplo, en un reactor nuclear típico .
  26. ^ Milsted, J.; Friedman, AM; Stevens, CM (1965). "La vida media alfa del berkelio-247; un nuevo isómero de larga vida del berkelio-248". Física nuclear . 71 (2): 299. Bibcode :1965NucPh..71..299M. doi :10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    "Los análisis isotópicos revelaron una especie de masa 248 en abundancia constante en tres muestras analizadas durante un período de aproximadamente 10 meses. Esto se atribuyó a un isómero de Bk 248 con una vida media mayor de 9 [años]. No se detectó crecimiento de Cf 248 , y un límite inferior para la vida media β − se puede establecer en aproximadamente 10 4 [años]. No se ha detectado actividad alfa atribuible al nuevo isómero; la vida media alfa es probablemente mayor de 300 [años]".
  27. ^ Se trata del nucleido más pesado, con una vida media de al menos cuatro años antes del " mar de inestabilidad ".
  28. ^ Excluyendo aquellos nucleidos " clásicamente estables " con vidas medias significativamente superiores a 232 Th; por ejemplo, mientras que el 113m Cd tiene una vida media de sólo catorce años, la del 113 Cd es de ocho cuatrillones de años.
  29. ^ "Gestión de residuos radiactivos". Asociación Nuclear Mundial. Archivado desde el original el 21 de septiembre de 2013. Consultado el 19 de septiembre de 2013 .
  30. ^ ab "Suministro de uranio". Asociación Nuclear Mundial. Archivado desde el original el 12 de febrero de 2013. Consultado el 11 de marzo de 2012 .
  31. ^ ab Bodansky, David (enero de 2006). "El estado de la eliminación de residuos nucleares". Física y sociedad . 35 (1). Sociedad Estadounidense de Física. Archivado desde el original el 16 de mayo de 2008. Consultado el 30 de julio de 2012 .
  32. ^ "Documento informativo n.º 15". Asociación Nuclear Mundial. Archivado desde el original el 30 de marzo de 2010. Consultado el 15 de diciembre de 2012 .
  33. ^ U. Mertyurek; MW Francis; IC Gauld. "Análisis a ESCALA 5 de composiciones isotópicas de combustible nuclear gastado de BWR para estudios de seguridad" (PDF) . ORNL/TM-2010/286 . LABORATORIO NACIONAL DE OAK RIDGE. Archivado (PDF) desde el original el 17 de febrero de 2013 . Consultado el 25 de diciembre de 2012 .
  34. ^ "Reactores reproductores rápidos" (PDF) . Archivado (PDF) del original el 29 de marzo de 2016 . Consultado el 4 de junio de 2016 .
  35. ^ "Secciones transversales de neutrones 4.7.2". Laboratorio Nacional de Física. Archivado desde el original el 1 de enero de 2013. Consultado el 17 de diciembre de 2012 .
  36. ^ David, Sylvain; Elisabeth Huffer; Hervé Nifenecker. "Revisiting the torio-uranium nuclear fuel cycle" (PDF) . europhysicsnews. Archivado desde el original (PDF) el 12 de julio de 2007 . Consultado el 11 de noviembre de 2018 .
  37. ^ "Isótopos fisionables". Archivado desde el original el 8 de noviembre de 2012. Consultado el 25 de diciembre de 2012 .
  38. ^ "Energía abundante: la historia del reactor rápido integral" (PDF) . p. 21. Archivado (PDF) desde el original el 27 de octubre de 2014 . Consultado el 2 de marzo de 2015 .
  39. ^ "Tabla de secciones transversales".
  40. ^ Kadak, Prof. Andrew C. "Lecture 4, Fuel Depletion & Related Effects". Operational Reactor Safety 22.091/22.903 . Hemisphere, como se cita en el MIT. pág. Tabla 6–1, "Average Conversion or Breeding Ratios for Reference Reactor Systems". Archivado desde el original el 17 de octubre de 2015 . Consultado el 24 de diciembre de 2012 .
  41. ^ Rodríguez, Placid; Lee, SM "¿Quién teme a los criadores?". Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam 603 102, India. Archivado desde el original el 26 de marzo de 2013. Consultado el 24 de diciembre de 2012 .
  42. ^ R. Prasad (10 de octubre de 2002). "Fast breeder reactor: Is advanced fuel necessary?" [Reactor reproductor rápido: ¿es necesario un combustible avanzado?]. The Hindu . Chennai, India. Archivado desde el original el 5 de diciembre de 2003.
  43. ^ "Sistemas de reactores rápidos y combustibles innovadores para el reciclado homogéneo de actínidos menores" (PDF) . Archivado (PDF) del original el 13 de octubre de 2016.
  44. ^ Adams, R. (1995). Light Water Breeder Reactor (archivado el 15 de septiembre de 2007 en Wayback Machine ), Atomic Energy Insights 1 .
  45. ^ Kasten, PR (1998) Review of the Radkowsky Thorium Reactor Concept (archivado el 25 de febrero de 2009 en Wayback Machine ). Science & Global Security 7 , 237–269.
  46. ^ Reactores reproductores rápidos (archivado el 11 de septiembre de 2006 en Wayback Machine ), Departamento de Física y Astronomía, Universidad Estatal de Georgia . Consultado el 16 de octubre de 2007.
  47. ^ Hiraoka, T., Sako, K., Takano, H., Ishii, T. y Sato, M. (1991). Un reactor rápido de alta reproducción con purga de gas de producto de fisión/conjuntos de combustible metálicos de tubo en carcasa (archivado el 29 de septiembre de 2007 en Wayback Machine ). Nuclear Technology 93 , 305–329.
  48. ^ por Valerii Korobeinikov (31 de marzo – 2 de abril de 2014). Conceptos innovadores basados ​​en la tecnología de reactores rápidos (PDF) . Primera reunión de consultoría para la revisión de conceptos innovadores de reactores para la prevención de accidentes graves y la mitigación de sus consecuencias. Organismo Internacional de Energía Atómica . Archivado desde el original (PDF) el 4 de marzo de 2016.
  49. ^ R. Bari; et al. (2009). "Proliferation Risk Reduction Study of Alternative Spent Fuel Processing" (PDF) . BNL-90264-2009-CP . Brookhaven National Laboratory. Archivado (PDF) del original el 21 de septiembre de 2013. Consultado el 16 de diciembre de 2012 .
  50. ^ CG Bathke; et al. (2008). "An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Fuel Cycles" (PDF) . Departamento de Energía. Archivado desde el original (PDF) el 4 de junio de 2009 . Consultado el 16 de diciembre de 2012 .
  51. ^ "Una evaluación de la resistencia a la proliferación de materiales en ciclos avanzados de combustible nuclear" (PDF) . 2008. Archivado desde el original (PDF) el 21 de septiembre de 2013. Consultado el 16 de diciembre de 2012 .
  52. ^ Ozawa, M.; Sano, Y.; Nomura, K.; Koma, Y.; Takanashi, M. "Un nuevo sistema de reprocesamiento compuesto por procesos PUREX y TRUEX para la separación total de radionucleidos de larga duración" (PDF) . Archivado (PDF) desde el original el 21 de septiembre de 2013 . Consultado el 20 de septiembre de 2013 .
  53. ^ Simpson, Michael F.; Law, Jack D. (febrero de 2010). «Reprocesamiento de combustible nuclear» (PDF) . Laboratorio Nacional de Idaho. Archivado (PDF) desde el original el 21 de septiembre de 2013. Consultado el 20 de septiembre de 2013 .
  54. ^ "Estudio sobre la reducción del riesgo de proliferación mediante el procesamiento alternativo de combustible gastado" (PDF) . Archivado (PDF) del original el 1 de enero de 2017 . Consultado el 1 de enero de 2017 .
  55. ^ Kang y Von Hippel (2001). "U-232 y la resistencia a la proliferación del U-233 en el combustible gastado" (PDF) . 0892-9882/01 . Science & Global Security, volumen 9, págs. 1–32. Archivado desde el original (PDF) el 30 de marzo de 2015. Consultado el 18 de diciembre de 2012 .
  56. ^ "Torio: advertencias sobre la proliferación de un 'combustible maravilloso' nuclear". 2012. Archivado desde el original el 23 de septiembre de 2017. Consultado el 22 de septiembre de 2017 .
  57. ^ MV Ramana ; Mycle Schneider (mayo-junio de 2010). "Es hora de renunciar a los reactores reproductores" (PDF) . Boletín de los científicos atómicos . Archivado (PDF) del original el 6 de diciembre de 2013 . Consultado el 3 de diciembre de 2013 .
  58. ^ por Frank von Hippel; et al. (febrero de 2010). Programas de reactores reproductores rápidos: historia y situación (PDF) . Panel internacional sobre materiales fisibles. ISBN 978-0-9819275-6-5. Archivado (PDF) del original el 7 de abril de 2020 . Consultado el 28 de abril de 2014 .
  59. ^ MV Ramana ; Mycle Schneider (mayo-junio de 2010). "Es hora de renunciar a los reactores reproductores" (PDF) . Boletín de los científicos atómicos . Archivado (PDF) del original el 6 de diciembre de 2013 . Consultado el 3 de diciembre de 2013 .
  60. ^ "Oferta y demanda mundial de uranio – Consejo de Relaciones Exteriores". Archivado desde el original el 10 de abril de 2012. Consultado el 10 de febrero de 2012 .
  61. ^ "Oferta y demanda mundial de uranio – Consejo de Relaciones Exteriores". Archivado desde el original el 5 de mayo de 2012. Consultado el 25 de julio de 2012 .
  62. ^ Introducción a las armas de destrucción masiva , Langford, R. Everett (2004). Hoboken, Nueva Jersey: John Wiley & Sons. pág. 85. ISBN 0-471-46560-7 . "Estados Unidos probó algunas bombas de uranio-233, pero la presencia de uranio-232 en el uranio-233 fue un problema; el uranio-232 es un abundante emisor alfa y tendía a 'envenenar' la bomba de uranio-233 al expulsar neutrones errantes de las impurezas en el material de la bomba, lo que podía provocar una detonación previa. La separación del uranio-232 del uranio-233 resultó ser muy difícil y poco práctica. La bomba de uranio-233 nunca se utilizó porque el plutonio-239 se estaba volviendo abundante". 
  63. ^ Len Koch, ingeniero nuclear pionero (2013). Pandora's Promise (Película). Impact Partners y CNN Films. 11 minutos. Archivado desde el original (DVD, streaming) el 18 de abril de 2014. Consultado el 24 de abril de 2014. Una libra de uranio, que es del tamaño de la punta de mi dedo, si pudieras liberar toda la energía, tiene el equivalente a unos 5.000 barriles de petróleo.
  64. ^ Len Koch (2013). La promesa de Pandora. Netflix (imagen en movimiento).[ enlace muerto permanente ]
  65. ^ "Fusión nuclear: WNA - Asociación Nuclear Mundial". Archivado desde el original el 16 de marzo de 2015 . Consultado el 2 de marzo de 2015 .
  66. ^ SR Pillai, MV Ramana (2014). «Reactores reproductores: una posible conexión entre la corrosión del metal y las fugas de sodio». Boletín de los científicos atómicos . 70 (3): 49–55. Código Bibliográfico : 2014BuAtS..70c..49P. doi : 10.1177/0096340214531178. S2CID  144406710. Archivado desde el original el 17 de octubre de 2015. Consultado el 15 de febrero de 2015 .
  67. ^ "Base de datos sobre reactores nucleares de potencia". PRIS . OIEA. Archivado desde el original el 2 de junio de 2013 . Consultado el 15 de febrero de 2015 .
  68. ^ "Reactor reproductor experimental 1 (EBR-1) - Cheeka Tales". Archivado desde el original el 2 de abril de 2015 . Consultado el 2 de marzo de 2015 .
  69. ^ "El reactor rápido chino comienza a operar a alta potencia: New Nuclear - World Nuclear News".
  70. ^ "Los nuevos reactores reproductores de China podrían producir más que sólo vatios - IEEE Spectrum".
  71. ^ FSUE "Centro Científico Estatal de la Federación Rusa Instituto de Investigación de Reactores Atómicos". "Reactor rápido experimental BOR-60". Archivado desde el original el 31 de diciembre de 2012. Consultado el 15 de junio de 2012 .
  72. ^ "El primer prototipo de reactor reproductor rápido de la India tiene una nueva fecha límite. ¿Debemos confiar en él? – The Wire Science". 20 de agosto de 2020.
  73. ^ Srikanth (27 de noviembre de 2011). "El 80% de los trabajos sobre el reactor reproductor rápido en Kalpakkam han finalizado". The Hindu . Kalpakkam. Archivado desde el original el 28 de noviembre de 2011 . Consultado el 25 de marzo de 2012 .
  74. ^ Jaganathan, Venkatachari (11 de mayo de 2011). "India's new fast-breeder on track, nuclear power from September next" (El nuevo reactor de generación rápida de la India en camino, energía nuclear a partir de septiembre próximo). Hindustan Times . Chennai. Archivado desde el original el 13 de mayo de 2013 . Consultado el 25 de marzo de 2012 .
  75. ^ ab "El primer prototipo de reactor reproductor rápido de la India en las etapas finales de puesta en servicio". The New Indian Express . Archivado desde el original el 20 de septiembre de 2021. Consultado el 20 de septiembre de 2021 .
  76. ^ "Inicio – Defensa de la India". Archivado desde el original el 24 de noviembre de 2011.
  77. ^ Diseño conceptual del núcleo del PFBR SM Lee, S Govindarajan, R. Indira, TM John, P. Mohanakrishnan, R. Shankar Singh, S B. Bhoje Indira Gandhi Centro de Investigación Atómica (IGCAR), Kalpakkam, India https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/014/28014318.pdf Archivado el 20 de septiembre de 2021 en Wayback Machine.
  78. ^ "FBR-600: el reactor reproductor rápido comercial de próxima generación [CFBR] de la India". Archivado desde el original el 20 de septiembre de 2021 . Consultado el 20 de septiembre de 2021 .
  79. ^ "Base de datos de reactores rápidos del OIEA" (PDF) . Archivado (PDF) del original el 28 de junio de 2011 . Consultado el 13 de marzo de 2011 .
  80. ^ "El reactor experimental de neutrones rápidos de China comienza a generar energía". xinhuanet. Julio de 2011. Archivado desde el original el 7 de abril de 2016. Consultado el 21 de julio de 2011 .
  81. ^ Qimin, Xu (26 de enero de 2011). "El futuro de la seguridad de las centrales nucleares no es para los más exigentes" (en chino). Archivado desde el original el 17 de julio de 2012. Consultado el 30 de octubre de 2011. Ayer, la Academia de Ciencias de China fue la primera en iniciar uno de los proyectos estratégicos líderes en ciencia y tecnología, el proyecto "El futuro de la energía de fisión nuclear avanzada - Energía nuclear, sistema de reactor de sal fundida basado en torio". El objetivo científico es de unos 20 años, desarrollar una nueva generación de sistemas de energía nuclear, todos los niveles técnicos alcanzados en la prueba y tener todos los derechos de propiedad intelectual.
  82. ^ Clark, Duncan (16 de febrero de 2011). «China entra en la carrera para desarrollar energía nuclear a partir del torio». Environment Blog . Londres: The Guardian (Reino Unido). Archivado desde el original el 19 de mayo de 2017 . Consultado el 30 de octubre de 2011 .
  83. ^ "Белоярская АЭС: начался выход БН-800 на minимальный уровень мощности". AtomInfo.ru. Archivado desde el original el 30 de junio de 2014 . Consultado el 27 de julio de 2014 .
  84. ^ «El reactor rápido ruso alcanza su máxima potencia». Archivado desde el original el 27 de octubre de 2017. Consultado el 27 de octubre de 2017 .
  85. ^ "До 2030 в России намечено строительство трёх энергоблоков с реакторами БН-1200". AtomInfo.ru. Archivado desde el original el 5 de agosto de 2014 . Consultado el 27 de julio de 2014 .
  86. ^ "Rusia pospone el BN-1200 para mejorar el diseño del combustible". World Nuclear News. 16 de abril de 2015. Archivado desde el original el 21 de junio de 2015. Consultado el 19 de abril de 2015 .
  87. ^ "Avances rápidos para el desarrollo nuclear en Siberia". Asociación Nuclear Mundial. Archivado desde el original el 12 de octubre de 2012. Consultado el 8 de octubre de 2012 .
  88. ^ "Departamento de Energía – Foro Internacional Generación IV firma acuerdo para colaborar en reactores rápidos refrigerados por sodio". Archivado desde el original el 20 de abril de 2008.
  89. ^ "MHI lanza un grupo de reactores reproductores rápidos". Nuclear Engineering International . Archivado desde el original el 28 de julio de 2007. Consultado el 13 de marzo de 2011 .
  90. ^ World Nuclear News (16 de septiembre de 2010). «El gobierno francés destina fondos a Astrid». Archivado desde el original el 14 de julio de 2014. Consultado el 15 de junio de 2012 .
  91. ^ "Quatrième génération: vers un nucléaire durable" (PDF) (en francés). CEA. Archivado (PDF) desde el original el 3 de junio de 2012 . Consultado el 15 de junio de 2012 .
  92. ^ "Francia abandona los planes de construir un reactor nuclear refrigerado por sodio". Reuters . 30 de agosto de 2019. Archivado desde el original el 24 de septiembre de 2019 . Consultado el 20 de noviembre de 2019 .
  93. ^ "Flibe Energy". Archivado desde el original el 7 de febrero de 2013. Consultado el 29 de octubre de 2011 .
  94. ^ "Kirk Sorensen ha creado una empresa de energía de torio, Flibe Energy". The Next Bi Future. 23 de mayo de 2011. Archivado desde el original el 26 de octubre de 2011. Consultado el 30 de octubre de 2011 .
  95. ^ "Chat en directo: el tecnólogo en torio nuclear Kirk Sorensen". Environment Blog . Londres: The Guardian (Reino Unido). 7 de septiembre de 2001. Archivado desde el original el 15 de julio de 2014 . Consultado el 30 de octubre de 2011 .
  96. ^ Martin, William T. (27 de septiembre de 2011). «Nueva empresa de Huntsville construirá reactores nucleares basados ​​en torio». Huntsville Newswire. Archivado desde el original el 6 de abril de 2012. Consultado el 30 de octubre de 2011 .{{cite web}}: CS1 maint: URL no apta ( enlace )
  97. ^ "Prototipo de prisma propuesto para Savannah River". World Nuclear News . 28 de octubre de 2010. Archivado desde el original el 28 de enero de 2019. Consultado el 4 de noviembre de 2010 .
  98. ^ Connor, Steve (28 de octubre de 2011). «Nueva vida para una vieja idea que podría disolver nuestros residuos nucleares». The Independent . Londres. Archivado desde el original el 29 de octubre de 2011 . Consultado el 30 de octubre de 2011 .
  99. ^ "TR10: Reactor de ondas viajeras". Technology Review . Marzo de 2009. Archivado desde el original el 4 de mayo de 2012 . Consultado el 6 de marzo de 2009 .
  • "Plantas de reactores rápidos de neutrones: de la experiencia a las perspectivas" (PDF) . Archivado desde el original (PDF) el 1 de agosto de 2020 . Consultado el 29 de noviembre de 2019 .– sobre el libro oficial de OKBM Afrikantov (en inglés)
  • Terminología del criador
  • Compendio de información, 2022-2023 (NUREG-1350, volumen 34), NRC
  • Base de datos de reactores rápidos del OIEA
  • Documentos técnicos del OIEA sobre reactores rápidos
  • Reactores diseñados por el Laboratorio Nacional Argonne: tecnología de reactores rápidos Argonne fue pionero en el desarrollo de reactores rápidos y es líder en el desarrollo de reactores rápidos en todo el mundo. Véase también El legado de Argonne en ciencia y tecnología nuclear.
  • Fundación del Patrimonio Atómico – EBR-I
  • 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 de reactor rápido experimental integrado
  • Organización Internacional de Energía del Torio – www.IThEO.org
  • Un camino a seguir para la LMFBR
  • Fabricación de combustible de plutonio por el Laboratorio Nacional de Argonne en YouTube
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