Reactor nuclear rápido refrigerado por sodio

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Reactor nuclear rápido refrigerado por sodio del tipo piscina (en inglés: Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR).

El reactor nuclear rápido refrigerado por sodio o SFR (del inglés: Sodium-cooled Fast Reactor) es un proyecto de reactor nuclear de IV generación para diseñadar un reactor nuclear de neutrones rápidos avanzado.

Se construye a partir de dos proyectos estrechamente relacionados ya existentes, el LMFBR y el Reactor Nuclear Rápido Integral, con el objetivo de producir un reactor nuclear de espectro rápido, refrigerado por sodio.

Se pretende que estos reactores nucleares sean usados en centrales nucleares para producir energía nuclear utilizando combustible nuclear.

Ciclo de combustible[editar]

El ciclo del combustible nuclear emplea un reciclaje total de los actínidos con dos opciones principales: uno es un reactor nuclear refrigerado por sodio de tamaño intermedio (150–600 MWe) usando combustible de aleación metálica uranio-plutonio-actínidos menores-circonio, apoyado por un ciclo de combustible basado en el reprocesamiento pirometalúrgico en instalaciones integradas con el reactor nuclear. La segunda es un reactor nuclear refrigerado por sodio de tamaño medio a grande (500–1,500 MWe) usando combustible mezclado de óxido de plutonio-uranio, apoyado por un ciclo de combustible basado en procesamiento acuoso avanzado en un lugar central prestando servicio a varios reactores nucleares. La temperatura de salida es de aproximadamente 510–550 grados Celsius para ambos.

Sodio como refrigerante[editar]

Ventajas[editar]

Diagrama esquemático que muestra las diferencias entre los diseños de ciclo y de piscina de un reactor nuclear reproductor rápido de metal líquido.

Una ventaja de los refrigerantes de metal líquido es su alta capacidad calofírica la que proporciona una inercia térmica contra el sobrecalentamiento.[1] El agua es difícil de usar como refrigerante para un reactor nuclear rápido debido a que el agua actúa como un moderador de neutrones que frena a los neutrones rápidos y los pasa a neutrones térmicos. Mientras que puede ser posible utilizar agua supercrítica como refrigerante en un reactor nuclear rápido, esto requeriría una muy alta presión. En contraste, los átomos del sodio son mucho más pesados que los del [{oxígeno]] o del hidrógeno que se pueden encontrar en el agua y por lo tanto los neutrones pierden menos energía en las colisiones con los átomos del sodio. También el sodio no necesita ser presurizado dado que su punto de ebullición es mucho más alto que la temperatura de operación del reactor y el sodio no corroe las partes de acero del reactor.[1]

Desventajas[editar]

Una desventaja del sodio es su reactividad química, la que requiere precauciones especiales para prevenir y apagar incendios. Si el sodio entra en contacto con el agua explota y se incendia cuando entra en contacto con el aire. Esto fue lo que sucedió en la Central Nuclear de Monju en un accidente del año 1995. Adicionalmente, los neutrones hacen que se convierta en radiactivo, sin embargo, el sodio activado solo tiene una vida media de 15 horas.[1]

Metas de diseño[editar]

La temperatura de operación no debería sobrepasar la temperatura de fusión del combustible. La interacción química del combustible con el revestimiento (en inglés: Fuel-to-Cladding Chemical Interaction, FCCI) tenía que ser impedida desde el diseño. La FCCI es la fusión eutéctica entre el combustible y el revestimiento; el uranio, el plutonio y el lantano (un producto de la fisión) inter-permean con el hierro del revestimiento. La aleación que se forma tiene una baja temperatura de fusión eutéctica. La FCCI causa que el revestimiento reduzca su resistencia y eventualmente podría romperse. La cantidad de transmutación transuránica está limitada por la producción de plutonio a partir del uranio. Se ha propuesto utilizar óxido de magnesio como una solución de diseño para tener una matriz inerte. El óxido de magnesio tiene un orden de magnitud inferior de probabilidad de interactuar con los neutrones (ya sean térmicos o rápidos) cuando se le compara con elementos como el hierro.[2]

Actínidos y productos de la fisión por vida media
Actínidos[3] por cadena de desintgr. Vida media
rango (a)
Prod. fisión x rend.[4]
4n 4n+1 4n+2 4n+3
4,5–7% 0,04–1,25% <0,001%
228Ra 4–6 155Euþ
244Cm 241Puƒ 250Cf 227Ac 10–29 90Sr 85Kr 113mCdþ
232Uƒ 238Pu 243Cmƒ 29–97 137Cs 151Smþ 121mSn
248Bk[5] 249Cfƒ 242mAmƒ 141–351

Ningún producto de la fisión
tiene una vida media
en el rango de
100–210k años…

241Am 251Cfƒ[6] 430–900
226Ra 247Bk 1,3k–1,6k
240Pu 229Th 246Cm 243Am 4,7k–7,4k
245Cmƒ 250Cm 8,3k–8,5k
239Puƒ 24,1k
230Th 231Pa 32k–76k
236Npƒ 233Uƒ 234U 150k–250k 99Tc 126Sn
248Cm 242Pu 327k–375k 79Se
1,53M 93Zr
237Np 2,1M–6,5M 135Cs 107Pd
236U 247Cmƒ 15M–24M 129I
244Pu 80M

...ni más allá de 15,7M[7]

232Th 238U 235Uƒ№ 0,7G–14,1G

Leyenda para símbolos en superescrito
₡  sección eficaz de captura de neutrones térmicos entre 8–50 barns
ƒ  fisible
isómero metaestable
№  Material radiactivo de ocurrencia natural (NORM)
þ  Veneno nuclear (sección eficaz de captura de neutrones térmicos > 3k barns)
†  rango de 4a–97a: Producto de fisión de vida mediana
‡  más de 200ka: Producto de la fisión de vida larga

El reactor nuclear SFR está diseñado para manejar los desechos de alto nivel, y en particular, el manejo del plutonio y otros actínidos. Características importantes de seguridad del sistema incluyen una largo tiempo de respuesta termal, un gran margen para ebullición del refrigerante, un sistema primario que opera cerca de la presión atmosférica y un sistema intermedio de sodio entre el sodio radiactivo en el sistema primario y el agua y el vapor en la central generadora de energía. Con innovaciones para reducir el costo del capital, tales como un diseño modular, la remoción de un ciclo primario, la integración de la bomba y del intercambiador de calor intermedio o simplemente encontrar mejores materiales para la construcción, el SFR puede ser una tecnología viable para la generación de electricidad.[8]

El espectro rápido del SFR también hace posible la utilización de los materiales fisibles y fértiles disponibles (incluyendo el uranio empobrecido) considerablemente más eficientemente que los reactores nucleares de espectro térmico con ciclos de combustible de una sola pasada.

Reactores nucleares[editar]

Algunos reactores nucleares refrigerados por sodio son:

La mayoría de estos eran centrales experimentales, que ya no se encuentran operacionales

Relacionados:

Véase también[editar]

Referencias[editar]

  1. a b c Fanning, Thomas H. (May 3, 2007). «Sodium as a Fast Reactor Coolant» (PDF). Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy.
  2. Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (February 2008). «Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries» (PDF). Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy.
  3. Más radio (elemento 88). Mientras que en realidad es un sub-actínido, inmediatamente precede al actinio (89) y sigue una brecha de inestabilidad de tres elementos después del polonio (84) donde ningún isotopo tienen vidas medias de al menos cuatro años (el isotopo de vida más larga en la brecha es el radón-222 con una vida media de menos de cuatro días). El isotopo de vida más larga del radio, con notables 1600 años, así amerita la inclusión del elemento aquí.
  4. Específicamente de la fisión del neutrón térmico del U-235, como en un reactor nuclear típico.
  5. Milsted, J.; Friedman, A. M.; Stevens, C. M. (1965). "The alpha half-life of berkelium-247; a new long-lived isomer of berkelium-248". Nuclear Physics 71 (2): 299.
    "Los análisis isotópicos revelaron una especie de masa 248 en constante abundancia en tres muestras analizadas en un período de aproximadamente 10 meses. Esto fue atribuido a un isómero del Bk248 con una vida media mayor a 9 años. No se detectó ningún aumento de Cf248 y un límite inferior para la vida media de β puede ser establecido en aproximadamente 104 años. Ninguna actividad alfa es atribuible al nuevo isómero ha sido detectada; la vida media de alfa es probablemente mayor a 300 años".
  6. Este es el isótopo más pesado con una vida media de al menos cuatro años antes del "Mar de Inestabilidad".
  7. Excluyendo aquellos isotopos "clásicamente estables" con vidas medias significativamente superiores a las del 232Th, mientras que el 113mCd tiene una vida media de solo catorce años, como la del 113Cd que es cercana a ocho cuatrillones.
  8. Lineberry MJ, Allen TR (October 2002). «The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)» (PDF). Argonne National Laboratory, US Department of Energy.

Enlaces externos[editar]