Integral fast reactor/es

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El reactor rápido integral (IFR) es un diseño de reactor de energía nuclear rápido desarrollado entre 1984 y 1994. ^{[1] [2]} El diseño incluye tanto un nuevo reactor como un nuevo ciclo de combustible nuclear. El reactor se llama reactor avanzado de metal líquido (ALMR). El ALMR es un reactor "rápido", es decir, las reacciones en cadena entre el material fisionable se mantienen mediante neutrones no moderados de alta energía. El ciclo del combustible se distingue por ser cerrado, lo que significa que el combustible se produce, la energía se genera, el combustible se reprocesa utilizando piroprocesamiento ^W y los desechos se gestionan en el sitio, lo que reduce el riesgo de accidentes durante la entrega y el riesgo de proliferación por robo del material nuclear.

La financiación, la escala y la duración del proyecto de investigación lo convierten en el mayor proyecto de investigación energética de la historia de Estados Unidos. ^{[ Se necesita verificación ]} A lo largo de diez años de investigación, se asignaron más de mil millones de dólares al Laboratorio Nacional Argonne para desarrollar un reactor nuclear que redujera el riesgo de proliferación, redujera la cantidad de residuos nucleares y aumentara la eficiencia del ciclo del combustible. El proyecto recibió una amplia financiación y avanzaba bien, pero luego se canceló abruptamente durante la administración Clinton con la única razón esgrimida de que "terminaremos con los programas innecesarios de desarrollo de reactores avanzados". ^[3]

El proyecto no sólo fue cancelado, sino que el Departamento de Energía ordenó silenciarlo y se ordenó que todo el progreso que los científicos habían logrado durante una década de investigación no llegara al oído público. ^{[4] [5]}

Fisión nuclear

La fisión nuclear se produce cuando un átomo fisible ^{de W} es bombardeado con un neutrón y se divide. La división resultante libera energía, neutrones libres y hace que el átomo se descomponga en múltiples átomos que se encuentran en posiciones más bajas de la tabla periódica. Los materiales fisibles se definen como materiales que son fisionables por neutrones con baja energía cinética. Los materiales son fisionables si tienen átomos que pueden experimentar fisión nuclear. Por lo tanto, fisible es más restrictivo que "fisionable"; aunque todos los materiales fisionables son fisionables, no todos los materiales fisionables son fisionables. Los átomos fisionables (como el uranio-233, el uranio-235 y el plutonio-239) son átomos que se fisionarán al impactar con un neutrón lento. Los átomos fértiles (como el torio-232 y el uranio-238) son átomos que (normalmente) no se fisionan cuando son golpeados por un neutrón lento, sino que lo absorben y luego se desintegran en un átomo fisible que luego puede fisionarse. Una regla general es que los actínidos con un isótopo impar son fisionables y los que tienen un isótopo par son fisionables, pero esto no siempre es exacto. El uranio-238 no es fisible y no se fisiona cuando es golpeado por un neutrón lento. Sin embargo, es fértil y absorberá un neutrón para convertirse en uranio-239. Sin embargo, el uranio-239 no es estable y se desintegrará en neptunio-239 en solo unos minutos. El neptunio-239 tampoco es estable, ya que tiene una vida media de 2,35 días y se desintegrará en breve en plutonio-239. Por lo tanto, después de las etapas transitorias, el uranio-238 se convierte en plutonio-239, que es fisible.

Hay dos formas de provocar la fisión: con neutrones rápidos y con neutrones lentos. Los reactores térmicos inducen la fisión con neutrones moderados, normalmente por agua, que los ralentiza hasta alcanzar velocidades térmicas, o aproximadamente 8 veces la velocidad del sonido. Solo el 0,7204 % del uranio natural es uranio-235 ^{[ se necesita verificación ]} , una concentración demasiado baja para sostener una reacción nuclear en cadena sin la ayuda de un moderador de neutrones. Un moderador es un material que puede ralentizar un neutrón sin absorberlo. La moderación reduce la alta energía cinética del neutrón liberado, lo que da como resultado una sección transversal de absorción de neutrones efectiva diferente y a menudo mucho mayor para un nucleido dado que los neutrones rápidos, lo que aumenta la probabilidad de que se produzca la fisión. Los reactores rápidos se diferencian de los reactores térmicos en que no utilizan un moderador y, como tal, los neutrones resultantes de la fisión son mucho más energéticos y se mueven a aproximadamente el 7 % de la velocidad de la luz.

Los neutrones rápidos, a diferencia de los neutrones lentos, pueden inducir la fisión en materiales fisionables como el uranio-238 y el torio-234, así como en isótopos fisionables como el uranio-235, el uranio-233 y el plutonio-239. La mayor energía de un neutrón rápido hace que sea más probable que un átomo fértil como el uranio-238 se fisione al chocar con él. Sin embargo, la relación entre la sección eficaz de fisión del plutonio-239 (o uranio-235) y la sección eficaz de absorción del uranio-238 es mucho mayor en un espectro térmico que en un espectro rápido, lo que significa que el combustible para reactores rápidos debe estar mucho más enriquecido inicialmente que para reactores térmicos.

Fisión en diferentes tipos de reactores

Reactores térmicos

Los reactores térmicos utilizan chorros de agua (o algún otro moderador) en el núcleo para reducir la velocidad de los neutrones y mantenerlo frío. Casi todos los reactores nucleares del mundo que se encuentran en funcionamiento actualmente son reactores térmicos. ^{[ Se necesita verificación ]} El moderador reduce la velocidad de los neutrones libres a velocidades térmicas, que luego son absorbidos por materiales fisionables para inducir la fisión. La fisión calienta el agua, que luego se convierte en vapor para hacer girar una turbina.

Como la mayor parte del combustible de un reactor es uranio-238, muchos neutrones son capturados por isótopos fisionables y, a lo largo del ciclo del combustible, gran parte del uranio-238 se transmutará en plutonio-239, que a su vez se fisionará mientras se encuentre en el reactor. De hecho, gran parte de la energía generada en un reactor, aproximadamente el 50% ^{[ se necesita verificación ],} proviene de este plutonio-239 que se generó a partir del uranio-238. De esta manera, todos los reactores, térmicos o no, son reactores reproductores en algún sentido. Sin embargo, algunos reactores están diseñados intencionalmente para ser mejores en la reproducción.

Muchos de los elementos más ligeros que se crean a partir de la fisión se vuelven abundantes en el combustible y ralentizan la reacción en cadena al absorber los neutrones libres hasta que no queda ninguno que pueda provocar la fisión en un proceso denominado envenenamiento por neutrones. La captura de neutrones en un reactor térmico acaba ralentizando la reacción en cadena de fisión hasta que se detiene y el combustible debe desecharse o reprocesarse. Debido al envenenamiento por neutrones, en un reactor térmico se utiliza menos del 1 % del combustible original. ^{[ verificación necesaria ]}

Reactores rápidos

Como el agua se utiliza como moderador, lo que hace que los neutrones se muevan más despacio en los reactores térmicos, y no se utiliza en los reactores rápidos, los neutrones de un reactor rápido se mueven a gran velocidad y se denominan neutrones rápidos. La definición de un reactor rápido es un reactor de fisión que no utiliza moderador de neutrones y en el que más de la mitad de las fisiones se producen a partir de neutrones que se mueven rápidamente en lugar de neutrones térmicos.

Un átomo que se fisiona en un reactor rápido libera más neutrones que uno que se fisiona en un reactor térmico. Por este motivo, el envenenamiento por neutrones es un problema menor en los reactores rápidos, ya que los neutrones adicionales crean un excedente de lo que se necesita para mantener la reacción en cadena de fisión. El resto de los neutrones pueden ser absorbidos por material fértil para transmutarlos en material fisible que sirva de combustible al reactor.

El uranio-238 no es fisible, pero es fisionable y sufre fisión inducida cuando impacta con un neutrón energético con más de 1 MeV de energía cinética. Los neutrones en los reactores térmicos se moderan a velocidades demasiado lentas para inducir la fisión en el uranio-238, pero en los reactores rápidos los neutrones libres resultantes de una fisión a menudo tienen más de 1 MeV de energía cinética, lo que significa que cuando impactan con el uranio-238 inducen la fisión en lugar de ser absorbidos.

Debido al exceso de neutrones liberados en un reactor rápido, el envenenamiento por neutrones no es un problema y, dado que los neutrones rápidos tienen el potencial de inducir la fusión en elementos fisionables, los reactores rápidos pueden utilizar su combustible de manera mucho más eficiente que los reactores térmicos.

Reactor avanzado de metal líquido

El ALMR y otros reactores rápidos utilizan un depósito de sodio líquido circulante como refrigerante. Debido a que los átomos de sodio son mucho más pesados ​​que los átomos de oxígeno e hidrógeno que se encuentran en el agua, los neutrones pierden menos energía en las colisiones con los átomos de sodio, lo que posteriormente convierte al sodio en un buen conductor de calor, lo que mejora la eficiencia del suministro de calor a la instalación de generación eléctrica. ^{[ verificación necesaria ]}

Las reacciones nucleares se producen en el núcleo y calientan el sodio líquido radiactivo que circula por él. Ese sodio calentado se bombea a través de un intercambiador de calor intermedio donde transfiere su energía térmica al sodio líquido no radiactivo al circular por tuberías separadas pero adyacentes. El sodio no radiactivo finalmente lleva calor al agua adyacente que circula por tuberías separadas que genera vapor y hace girar turbinas.

En un reactor rápido se necesita una concentración mayor de material fisionable en relación con el material fértil para alcanzar una reacción nuclear en cadena autosostenible. Sin embargo, una vez que se ha alcanzado esta reacción en cadena, la abundancia de neutrones causada por la fisión de neutrones rápidos permite que el reactor utilice material fisionable y fértil en lugar de material fisionable. Los neutrones rápidos tienen una mejor relación fisión/captura para muchos nucleidos, y cada fisión rápida libera una mayor cantidad de neutrones, por lo que un reactor reproductor rápido puede potencialmente generar más combustible fisionable del que consume.

Esto significa que lo que un reactor tradicional tiene que desechar, un reactor reproductor puede utilizarlo. También puede utilizar residuos nucleares ya gastados de otros reactores como combustible. Como el reactor utiliza todo el material, también elimina gran parte del material radiactivo que de otro modo tardaría miles de años en neutralizarse. Gran parte de los residuos nucleares de larga duración se eliminan en un reactor rápido, lo que reduce drásticamente el volumen de residuos y la cantidad de tiempo que deben almacenarse. ^[7]

El sistema de reactor rápido con piroprocesamiento es versátil. Podría ser un consumidor neto o un productor neto de plutonio, o podría funcionar en un modo de equilibrio. Operado como productor neto, el sistema podría proporcionar materiales de arranque para otras plantas de energía de reactor rápido. Como consumidor neto, podría utilizar el exceso de plutonio y materiales para armas. Si se eligiera un modo de equilibrio, el único combustible adicional que necesitaría una planta nuclear sería una infusión periódica de uranio empobrecido (uranio del que se ha eliminado la mayor parte del uranio 235 fisible) para reemplazar los átomos de metales pesados ​​que han sufrido fisión. ^[8]

Gestión de residuos radiactivos

Una planta de reactor térmico de 1000 megavatios de electricidad genera más de 100 toneladas de combustible gastado al año. ^{[ verificación necesaria ]} El combustible nuclear gastado consta de tres clases de materiales. Los productos de fisión, que constituyen entre el 3 y el 5 por ciento del combustible usado, son los verdaderos desechos. ^{[ 9 ]} Consisten en elementos más ligeros creados cuando los átomos pesados ​​se dividen. La mezcla es altamente radiactiva durante sus primeros años. Después de una década aproximadamente, la actividad está dominada por dos isótopos, el cesio-137 y el estroncio-90. Ambos son solubles en agua, por lo que deben estar contenidos de manera muy segura. En alrededor de tres siglos, la radiactividad de esos isótopos disminuye en un factor de 1.000, momento en el que se han vuelto prácticamente inofensivos.

El uranio constituye la mayor parte del combustible nuclear gastado (alrededor del 94 por ciento). Se trata de uranio no fisionado que ha perdido la mayor parte de su uranio 235 y se parece al uranio natural, que es en gran medida no fisionable. Este componente es sólo ligeramente radiactivo y, si se separa de los productos de fisión y del resto del material del combustible gastado, podría almacenarse fácilmente de forma segura para su uso futuro en instalaciones ligeramente protegidas.

Los residuos más graves del combustible nuclear son los componentes transuránicos: elementos más pesados ​​que el uranio. En los residuos se trata principalmente de una mezcla de isótopos de plutonio con una presencia significativa de americio. Aunque los elementos transuránicos representan sólo alrededor del 1 por ciento del combustible gastado, constituyen la principal fuente del problema actual de los residuos nucleares. La vida media de estos átomos oscila hasta decenas de miles de años. ^{[10] [11]}

Debido a los períodos extremadamente largos en que los desechos radiactivos siguen siendo letales para los organismos vivos, los desechos nucleares son un problema grave asociado con la generación de energía a partir de reactores nucleares. El método más comúnmente utilizado hoy en día es almacenar los desechos en instalaciones de almacenamiento a largo plazo. Los problemas asociados con esto son los riesgos de que los desechos sean robados y utilizados para generar material apto para armas, la escala monumental del tiempo necesario para que los desechos nucleares sean seguros y los peligros de fugas de desechos y los efectos que podrían tener en la vida cercana.

Reprocesamiento de uranio

En muchos reactores (como los de los EE.UU.) el combustible quemado en reactores térmicos no se reprocesa. El combustible enriquecido se utiliza en el reactor hasta que el envenenamiento por neutrones lo vuelve impotente y luego se desecha todo el combustible. Sin embargo, los residuos aún conservan la mayor parte de su potencial de generación de energía y, como se utiliza tan poco combustible, el volumen de residuos en una ruta de un solo paso es mucho mayor que en un ciclo de combustible que utiliza reprocesamiento. Un ciclo de un solo paso puede utilizar alrededor del 5 por ciento de la energía del combustible enriquecido que se introduce en el reactor. El enriquecimiento de uranio natural para fabricar combustible nuclear solo puede utilizar alrededor del 1 por ciento de la energía del mineral de uranio. Los residuos que quedan de una ruta de un solo paso son extremadamente radiactivos y requieren instalaciones a largo plazo para almacenarlos de forma permanente durante más de 10.000 años. El plutonio es un subproducto de la fisión y no se puede utilizar debido al envenenamiento por neutrones, lo que da lugar a un aumento de los inventarios de plutonio en el combustible usado y al exceso de plutonio apto para armas, que se degrada lentamente al mezclarse con combustible nuevo.

Reciclaje de Purex

PUREX es el método de reprocesamiento de combustible más utilizado en la actualidad. PUREX es el acrónimo de Recuperación de uranio y plutonio por extracción. El proceso PUREX reprocesa el combustible nuclear gastado para extraer el uranio y el plutonio de los productos de fisión de forma independiente. Muchos países (en particular, Estados Unidos) no utilizan el método PUREX debido a los riesgos percibidos de proliferación nuclear, ya que el proceso puede utilizarse para aislar el plutonio apto para armas. Sin embargo, en instalaciones adecuadas que utilicen el proceso PUREX según lo previsto, los productos recuperados no son más adecuados para fabricar material apto para armas que cualquier otro combustible nuclear.

Sin embargo, el proceso PUREX no supone una mejora muy grande respecto del método de un solo paso. Incluso con el reprocesamiento, solo se produce un ligero aumento en el uso de combustible enriquecido (un 6 por ciento en comparación con un 5 por ciento) y, aun así, solo se puede aprovechar aproximadamente el 1 por ciento de la energía contenida en el uranio natural.

Debido al tamaño y la complejidad de las instalaciones PUREX, generalmente se encuentran fuera del reactor, lo que hace necesario el transporte de desechos entre ellas. Los desechos generados a partir de un ciclo de combustible con reprocesamiento PUREX siguen siendo sustanciales y deben almacenarse durante al menos 10.000 años para reducir la radiactividad a niveles inofensivos. Una ventaja de los desechos del proceso PUREX en comparación con la ruta de paso único es que son adecuados para la solidificación a través de un proceso llamado vitrificación, que hace que los desechos sean mucho más estables que los desechos convencionales.

El piroprocesamiento es un método de reprocesamiento de residuos nucleares desarrollado en asociación con el Reactor Rápido Integral por los laboratorios Argonne National.

Piroprocesamiento

Consulte galvanoplastia y electroobtención para obtener más detalles.

El proceso pirometalúrgico fue desarrollado por los científicos que trabajan en el IFR en los Laboratorios Nacionales Argonne. El proceso es una mejora sustancial con respecto al proceso PUREX porque extrae la mayoría de los elementos transuránicos presentes en el combustible de uranio usado en lugar de sólo plutonio y, si se combina con un reactor rápido, es capaz de utilizar más del 99 por ciento de la energía del mineral de uranio natural. ^{[ verificación necesaria ]}

En el proceso de piroprocesamiento, el combustible gastado se coloca en una canasta de ánodo sumergida en un electrolito de sal fundida. Se aplica una corriente eléctrica que hace que el metal de uranio se deposite sobre un cátodo de metal sólido. Muchos de los actínidos y otros productos de fisión (como el cesio, el circonio y el estroncio) permanecen en la sal para luego ser absorbidos en un cátodo de cadmio líquido. ^{[12] [13] [14] [15]}

Los materiales acumulados en el primer paso se retiran del electrodo, se funden, se moldean en un lingote y, finalmente, se pasan a una línea de refabricación para su conversión en combustible para reactores rápidos. La combinación de actínidos mixtos acumulados durante el ciclo del combustible puede reutilizarse como combustible en el reactor rápido, ya que prácticamente todos son fisionables o fértiles. La combinación de productos de fisión y transuránicos no es adecuada para armas ni para combustible de reactores térmicos, lo que reduce, si no elimina, el riesgo de proliferación nuclear del proceso. ^{[ verificación necesaria ]}

Cuando el baño se satura con productos de fisión, los técnicos limpian el disolvente y procesan los verdaderos desechos de los productos de fisión para su eliminación permanente. El piroprocesamiento, a diferencia del método PUREX, recoge prácticamente todos los actínidos, lo que reduce sustancialmente la cantidad de desechos generados, lo que significa que solo una porción muy pequeña de transuránicos termina en el flujo de desechos finales. ^[16] Dado que la mayor parte de la radiactividad a largo plazo y el volumen del combustible gastado proviene de los actínidos, la eliminación de los actínidos produce desechos que son más compactos y no tan peligrosos a largo plazo. Otra ventaja del proceso es que la mayoría de los productos radiactivos con vidas medias largas se queman en el combustible, lo que significa que la radiactividad de los desechos finales caerá entonces al nivel de varios minerales y menas naturales en unos pocos cientos (en lugar de miles) de años. ^{[17] [18]}

Debido a la capacidad de un ciclo de combustible con piroprocesamiento para utilizar casi toda la energía no sólo del uranio enriquecido sino también del uranio empobrecido, incluso si los reactores rápidos representaran la totalidad de la generación de energía mundial (suponiendo una constante del consumo mundial de energía de 2007), no sería necesaria la extracción de uranio adicional durante siglos si se utilizaran el combustible gastado del reactor térmico y los recursos de uranio disponibles. ^[19]

El volumen de desechos es mucho menor debido a la eficiencia del combustible y los desechos restantes podrían solidificarse con vitrificación y encerrarse en un vidrio de alta resistencia que permanecería estable mucho más allá del tiempo que tardaría en disminuir la radiactividad. ^[20]

Además, el piroprocesamiento es más compacto que los métodos acuosos como PUREX. El piroprocesamiento permite el reprocesamiento in situ en el emplazamiento del reactor. El reprocesamiento in situ evita los riesgos asociados con el transporte y el potencial de robo y la consiguiente generación de armas y otros usos indebidos.

Vitrificación

El almacenamiento a largo plazo de residuos radiactivos requiere la estabilización de los mismos en una forma que no reaccione ni se degrade durante largos períodos de tiempo. Una forma de lograrlo es mediante la vitrificación. ^[21]

Actualmente, en Sellafield, los residuos de alto nivel (refinado de primer ciclo de PUREX) se mezclan con azúcar y luego se calcinan. La calcinación implica pasar los residuos a través de un tubo giratorio calentado. Los objetivos de la calcinación son evaporar el agua de los residuos y desnitrar los productos de fisión para ayudar a la estabilidad del vidrio producido.

El "calcinado" generado se introduce de forma continua en un horno calentado por inducción con vidrio fragmentado . ^[22] El vidrio resultante es una nueva sustancia en la que los productos de desecho se unen a la matriz de vidrio cuando se solidifica. Este producto, como un fluido fundido, se vierte en recipientes cilíndricos de acero inoxidable ("cilindros") en un proceso por lotes. Cuando se enfría, el fluido se solidifica ("vitrifica") en el vidrio. Dicho vidrio, después de formarse, es muy resistente al agua. ^[23]

Después de llenar un cilindro, se suelda un sello sobre el mismo. Luego, se lava el cilindro. Después de inspeccionarlo para detectar contaminación externa, el cilindro de acero se almacena, generalmente en un depósito subterráneo. De esta forma, se espera que los productos de desecho queden inmovilizados durante un período muy largo de tiempo (muchos miles de años). ^[24]

El vidrio dentro de un cilindro es generalmente una sustancia negra brillante. Todo este trabajo (en el Reino Unido ) se realiza utilizando sistemas de celdas calientes. El azúcar se agrega para controlar la química del rutenio y detener la formación del volátil RuO ₄ que contiene radiorutenio. En Occidente, el vidrio normalmente es un vidrio de borosilicato (similar al Pyrex), mientras que en el antiguo bloque soviético es normal utilizar un vidrio de fosfato. La cantidad de productos de fisión en el vidrio debe ser limitada porque algunos (paladio, los otros metales del grupo Pt y telurio) tienden a formar fases metálicas que se separan del vidrio. La vitrificación en masa utiliza electrodos para fundir el suelo y los desechos, que luego se entierran bajo tierra. ^[25]

En Alemania se utiliza una planta de vitrificación que trata los residuos de una pequeña planta de reprocesamiento de demostración que ya ha sido cerrada. ^[26]

Seguridad

El incidente de Three Mile Island ocurrió en 1979. El accidente de Chernóbil ocurrió el 26 de abril de 1986. Un mes antes, en un reactor de prueba en Idaho, los científicos que trabajaban con el IFR sometieron deliberadamente el reactor a las mismas condiciones de TMI para demostrar el diseño de seguridad pasiva del reactor y, en consecuencia, el reactor se apagó sin intervención del operador. El IFR se basa en la seguridad inherente que no depende de la intervención humana o mecánica; en cambio, la física de cómo funciona el reactor evita la posibilidad de una fusión. También sometieron el prototipo del reactor, EBR-II, a las mismas condiciones que causarían la fusión en Chernóbil y el resultado fue el mismo; el sistema de seguridad pasiva hizo que el reactor se apagara automáticamente sin intervención del operador. ^{[27] [28] [29] [30]}

Dado que un reactor rápido utiliza un espectro rápido, no se necesita moderador para frenar los neutrones. En un reactor moderado por agua, el agua se mantiene a una presión extrema y a temperaturas superiores a la de ebullición. Por otro lado, el sodio funciona a presión atmosférica, ya que su punto de ebullición es superior a la temperatura de funcionamiento del reactor, lo que significa que no hay presión interna que provoque los peligros primarios que los reactores de agua ligera están diseñados para evitar. ^[31]

El reactor para el reactor de agua ligera utiliza barras de combustible metálicas, mientras que los reactores de agua ligera (que constituyen la mayoría de los reactores en uso hoy en día) utilizan combustible de óxido. Las barras de combustible metálicas son buenos conductores de calor, mientras que el óxido no lo es. Los interiores de las barras de metal se mantienen mucho más fríos, lo que significa que hay mucho menos calor almacenado en un reactor de agua ligera en funcionamiento. En caso de una pérdida de flujo de refrigerante, habría mucho menos calor presente para elevar la temperatura del combustible, por lo que un accidente hipotético sería mucho menos grave. ^[32] La combinación del bajo contenido de calor de las barras de combustible de metal y el hecho de que el reactor de agua ligera se encuentre en un charco de sodio líquido significa que, si se perdiera la potencia de control, el núcleo se enfriaría pasivamente por convección. ^[33]

Peligros

Una desventaja del sodio es su reactividad química, que requiere precauciones especiales para prevenir y extinguir incendios. Si el sodio entra en contacto con el agua explota, y con el aire arde. Se necesitarían normas de seguridad y regulación estrictas para evitar un accidente por fuga. Sin embargo, siempre que el reactor se construya de forma segura, el mantenimiento se convierte en un problema menor, ya que el sodio no reacciona con las tuberías de acero inoxidable que lo contendrían y, como se mantiene a presión atmosférica, podría permanecer dentro de ellas durante miles de años sin romperse. En la medida de lo posible, las tuberías que transportan el refrigerante de sodio se mantienen bajo una atmósfera de gas inerte de argón para evitar incendios en caso de fuga. El único riesgo está en el intercambiador de calor.

En 1995, en el reactor rápido japonés "Monju" se rompió un sensor de temperatura y se produjo una fuga de sodio de un circuito secundario de sodio, lo que provocó un incendio. La planta se cerró y aún no se ha vuelto a poner en funcionamiento. En este accidente no hubo heridos y no se liberó radiación ni se dañó el reactor. Un comité de especialistas independientes clasificó el accidente como de categoría 1 en la escala internacional de 0 a 7 (siendo 0 la menos grave). ^[34] El accidente en sí se ha atribuido a fallos de diseño y a una formación insuficiente de los operadores.

Prisma S

Un problema con los costos en el pasado en relación con las plantas de energía nuclear es que cada planta se diseñaba específicamente con las partes construidas en el sitio en lugar de construirse en una línea de ensamblaje y luego enviarse al sitio de construcción. Este sistema ineficiente aumentó los precios sustancialmente ya que no había uniformidad en el diseño entre los diferentes reactores, por lo que cada modelo tenía que fabricarse a medida y repararse. General Electric tiene un prototipo del IFR llamado S-Prism. Debido a que esta versión comercial se puede construir en una fábrica y luego ensamblar en el sitio, los costos se reducen significativamente. Están listos para construir el recipiente del reactor que tiene un precio de aproximadamente $ 50 millones. ^[35]

Disuasión del calentamiento global

La producción mundial de energía, en particular la quema de carbón, es responsable del 20% de las emisiones de gases de efecto invernadero que contribuyen al cambio climático global comúnmente llamado calentamiento global . ^[36] El 49% de la producción energética actual de los EE. UU. se obtiene quemando carbón. ^[37] En un importante estudio del Departamento de Energía realizado en 2002, se determinó que la energía nuclear era la mejor apuesta para combatir el calentamiento global, y en particular un diseño de reactor llamado Reactor Rápido Integral. ^[38] La energía nuclear ya proporciona el 70% de la energía eléctrica libre de carbono en los EE. UU., aunque no se ha construido un nuevo reactor en 30 años. ^[39] El ex miembro destacado de [[ Greenpeace ]] y autor Mark Lynas también ha respaldado la energía nuclear por su capacidad para combatir el calentamiento global. ^[40] El IFR también cuenta con el apoyo del destacado experto en cambio climático Jim Hansen, que ha situado la generación de energía nuclear de cuarta generación como una de las cinco prioridades principales sugeridas para la administración Obama. ^[41] Según Hansen, la eliminación completa de la generación de energía a base de carbón es el paso más importante para detener el calentamiento global y sugiere las plantas de energía nuclear como reemplazo. ^[42]

Como fuente de energía renovable

Alrededor del 99,284% del uranio natural es uranio-238. ^[45] Los reactores de agua ligera, que constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares en servicio hoy en día, solo pueden utilizar y procesar el uranio-235, más altamente radiactivo, que solo representa el 0,711% del uranio total. ^[46] El reactor rápido integral, al ser un reactor reproductor, es capaz de utilizar uranio-238 como combustible, lo que aumenta enormemente las reservas potenciales de combustible. El uranio empobrecido se compone principalmente del isótopo 238, y el uranio enriquecido tiene una cantidad superior a la natural del isótopo uranio-235. El agua de mar contiene aproximadamente 3,3 mg por metro cúbico de uranio. Si bien se trata de una concentración relativamente baja, a escala mundial las reservas se vuelven enormes. En el Centro de Investigación de Química de Radiación Takasaki del Instituto de Investigación de Energía Atómica de Japón (JAERI Takasaki Research Establishment) los investigadores han desarrollado un método de extracción de uranio utilizando un material que puede recuperar >1 kg de óxido de uranio después de 240 días de inmersión en el océano. Según la OCDE, el uranio puede extraerse del agua de mar utilizando este método por unos 300 dólares/kg-U. ^[47] Al utilizar uranio en agua de mar en un reactor reproductor rápido, las preocupaciones sobre el agotamiento de las reservas de uranio se vuelven irrelevantes. A un ritmo de 300 dólares/kg-U, la generación de energía es mucho más barata que el petróleo o el carbón.

En esta tabla se utiliza el reprocesamiento para sus datos en lugar de considerar un reactor reproductor. El reprocesamiento solo es capaz de recuperar una pequeña cantidad del uranio total, mientras que los reactores reproductores pueden utilizar aproximadamente el 99 % del uranio total. ^[48] Según el profesor emérito de la Universidad de Chicago Bernard Cohen, con los reactores reproductores y extrayendo uranio del agua de mar, las reservas de uranio son prácticamente infinitas ^{[49] [50]}

Cuando los técnicos retiran el combustible agotado, sólo se ha consumido aproximadamente una vigésima parte de los átomos potencialmente fisionables que contiene (uranio 235, plutonio y uranio 238), por lo que el llamado combustible gastado todavía contiene aproximadamente el 95 por ciento de su energía original. Además, sólo alrededor de una décima parte del mineral de uranio extraído se convierte en combustible en el proceso de enriquecimiento (durante el cual la concentración de uranio 235 aumenta considerablemente), por lo que menos de una centésima parte del contenido total de energía del mineral se utiliza para generar energía en las plantas actuales. ^[51]

Proliferación

Otro

En combinación con una planta de desalinización, los reactores reproductores rápidos pueden crear de manera eficiente agua potable a partir del agua de mar. Esto se ha implementado con éxito en el pasado con el reactor BN-350 ^.

Referencias

Enlaces externos

• Avances en energía nuclear: IFR
• Asociación Nuclear Mundial: Representa a las personas y organizaciones de la profesión nuclear mundial
• El proyecto del Reactor Rápido Integral (IFR)
• El proyecto del Reactor Rápido Integral (IFR): preguntas y respuestas
• Mark Lynas: el hereje verde perseguido por su conversión nuclear
• Reactores rápidos integrales: fuente de energía segura, abundante y no contaminante por George S. Stanford, Ph.D.
• Uranio 2003: recursos, producción y demanda
• Reacción nuclear: ¿Por qué los estadounidenses temen a la energía nuclear?
• Wikipedia: Reactor reproductor rápido
• Wikipedia: Reactor reproductor
• Wikipedia: Reactor rápido integral
• Tecnología de reactores rápidos: un camino hacia la sostenibilidad energética a largo plazo
• Costo de la energía nuclear
• Receta para el planeta – Parte I
• Receta para el planeta – Parte II
• Receta para el planeta – Parte III
• Receta para el planeta – Parte IV
• Energía abundante, la historia del IFR y temas relacionados por Charles E. Till
• Wikipedia: Reactor reproductor experimental II
• Wikipedia: Planta de energía nuclear de Galena
• La economía de la energía nuclear
• Wikipedia: Economía de las nuevas centrales nucleares
• Descripción general del reactor rápido avanzado (AFR) (Laboratorio Nacional Argonne)
• Receta para el planeta Parte 1 de 3 (entrevista con el autor)
• Receta para el planeta parte 2 de 3
• Receta para el planeta parte 3 de 3
• Costos proyectados de generación de electricidad según la AIE (actualización de 2005)
• La opción de la energía nuclear
• La ignorancia sobre la energía nuclear nos está matando
• Referencias sobre sostenibilidad
• Desarrollo de tecnología para la transmutación de radionucleidos de larga duración.PDF
• Hacia la garantía de técnicas para la eliminación segura de desechos radiactivos.PDF
• Electrorrefinación de alto rendimiento de uranio en el proceso de pirorreprocesamiento.pdf
• Estudios sobre elementos transuránicos para la tecnología de reprocesamiento piroquímico: metales plutonio y neptunio separados por electrorrefinación y reducción de litio -.pdf
• Desarrollo de un proceso de recuperación de plutonio mediante electrorrefinación con sales fundidas - Comportamiento del plutonio en un cátodo de cadmio líquido.pdf
• Desarrollo de la tecnología del ciclo del combustible piroproceso.PDF

Datos de la página

Parte de	Engr308_Tecnología y Medio Ambiente
Palabras clave	energía nuclear , reactor
Autores	Adán , Ryan y Jon Mitscha
Licencia	Licencia CC BY-SA 3.0
Idioma	Inglés (es)
Traducciones	Español
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Alias	Reactor de combustible integral
Impacto	836 páginas vistas ( más )
Creado	18 de septiembre de 2009 por adam
Última modificación	23 de mayo de 2024 por Kathy Nativi
Citar como	Adam , Ryan y Jon Mitscha (2009–2024). «Reactor rápido integral» . Appropedia . Consultado el 29 de octubre de 2024 .
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