Reactor nuclear rápido refrigerado por sodio

Para otros usos, ver SFR (desambiguación).

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 diseñar 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]

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 en algún momento 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		Prod. fisión x rend.^[4]
4n	4n+1	4n+2	4n+3			4,5–7%	0,04–1,25%	<0,001%
²²⁸Ra^№				4–6	†		¹⁵⁵Eu^þ
²⁴⁴Cm	²⁴¹Pu^ƒ	²⁵⁰Cf	²²⁷Ac^№	10–29		⁹⁰Sr	⁸⁵Kr	^113mCd^þ
²³²U^ƒ		²³⁸Pu	²⁴³Cm^ƒ	29–97		¹³⁷Cs	¹⁵¹Sm^þ	^121mSn
²⁴⁸Bk^[5]	²⁴⁹Cf^ƒ	^242mAm^ƒ		141–351	Ningún producto de la fisión tiene una vida media en el rango de 100–210k años…
	²⁴¹Am		²⁵¹Cf^ƒ^[6]	430–900
		²²⁶Ra^№	²⁴⁷Bk	1,3k–1,6k
²⁴⁰Pu	²²⁹Th	²⁴⁶Cm	²⁴³Am	4,7k–7,4k
	²⁴⁵Cm^ƒ	²⁵⁰Cm		8,3k–8,5k
			²³⁹Pu^ƒ	24,1k
		²³⁰Th^№	²³¹Pa^№	32k–76k
²³⁶Np^ƒ	²³³U^ƒ	²³⁴U^№		150k–250k	‡	⁹⁹Tc^₡	¹²⁶Sn
²⁴⁸Cm		²⁴²Pu		327k–375k			⁷⁹Se^₡
				1,53M		⁹³Zr
	²³⁷Np			2,1M–6,5M		¹⁰⁷Pd
²³⁶U			²⁴⁷Cm^ƒ	15M–24M			¹²⁹I^₡
²⁴⁴Pu^№				80M	...ni más allá de 15,7M^[7]
²³²Th^№		²³⁸U^№	²³⁵U^ƒ№	0,7G–14,1G	...ni más allá de 15,7M^[7]
Leyenda para símbolos en superescrito ₡ sección eficaz de captura de neutrones térmicos entre 8–50 barns ƒ fisible m 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:

BN-350, Rusia
BN-600, Rusia (operacional al año 2013). Diseño de piscina.
BN-800, Rusia (en construcción a agosto de 2013, se espera que su primera criticidad se logre a finales del año 2013)
Reactor Nuclear Rápido Experimental Chino (operacional al año 2013)
Proyecto del Reactor Nuclear Reproductor de Clinch River, Estados Unidos
Reactor Nuclear Rápido Prototipo de Dounreay, Reino Unido
Fermi 1, Estados Unidos
Reactor Nuclear Reproductor Experimental I, Estados Unidos
Reactor Nuclear Reproductor Experimental II, Estados Unidos. Diseño de piscina.
Reactor Nuclear Reproductor Rápido de Pruebas, India

Jōyō, Japón
Central Nuclear de Monju, Japón (se informó que sería reiniciada a finales del 2013-2014). Diseño de ciclo.
Phénix, Francia. Diseño de piscina.
Reactor Nuclear Reproductor Rápido Prototipo, India (en construcción, informó criticidad en el año 2014)
S1G y S2G, Armada de Estados Unidos
SNR-300, Alemania
Reactor Nuclear Experimental de Sodio, Estados Unidos
Superphénix, Francia
Rapsodie, Francia

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

Relacionados:

Instalación de Pruebas de Fast Flux, Estados Unidos, un reactor de neutrones rápidos refrigerado por sodio

Véase también[editar]

Referencias[editar]

↑ ^a ^b ^c Fanning, Thomas H. (3 de mayo de 2007). «Sodium as a Fast Reactor Coolant» (PDF). Topical Seminar Series on Sodium Fast Reactors. Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy. Archivado desde el original el 13 de enero de 2013.
↑ Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (febrero de 2008). «Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries» (PDF). Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy. INL/EXT-07-13643 Rev. 1. Archivado desde el original el 12 de febrero de 2012.
↑ Sumado el 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 no hay ningún isótopo cuya vida media supere los 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 (unos 1600 años) amerita la inclusión del elemento.
↑ Específicamente de la fisión del neutrón térmico del U-235, como en un reactor nuclear típico.
↑ 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".
↑ Este es el isótopo más pesado con una vida media de al menos cuatro años antes del "Mar de Inestabilidad".
↑ 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 mil billones.
↑ Lineberry MJ, Allen TR (octubre de 2002). «The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)» (PDF). Argonne National Laboratory, US Department of Energy. ANL/NT/CP-108933. Archivado desde el original el 29 de marzo de 2017. Consultado el 3 de mayo de 2014.

Enlaces externos[editar]

Esta obra contiene una traducción derivada de «Sodium-cooled fast reactor» de Wikipedia en inglés, concretamente de esta versión, publicada por sus editores bajo la Licencia de documentación libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribución-CompartirIgual 4.0 Internacional.
Idaho National Laboratory Sodium-cooled Fast Reactor Fact Sheet
Generation IV International Forum SFR website
INL SFR workshop summary
ALMR/PRISM
Richardson JH (17 de noviembre de 2009). «Meet the Man Who Could End Global Warming». Esquire. Archivado desde el original el 21 de noviembre de 2009. Consultado el 3 de mayo de 2014. «... Eric Loewen es el evangelista del reactor nuclear rápido de sodio, que quema desechos nucleares, no emite CO₂,...»

Datos: Q1058741

[sodiumcoolant-1] Fanning, Thomas H. (3 de mayo de 2007). «Sodium as a Fast Reactor Coolant» (PDF). Topical Seminar Series on Sodium Fast Reactors. Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy. Archivado desde el original el 13 de enero de 2013.

[2] Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (febrero de 2008). «Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries» (PDF). Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy. INL/EXT-07-13643 Rev. 1. Archivado desde el original el 12 de febrero de 2012.

[3] Sumado el 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 no hay ningún isótopo cuya vida media supere los 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 (unos 1600 años) amerita la inclusión del elemento.

[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 mil billones.

[8] Lineberry MJ, Allen TR (octubre de 2002). «The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)» (PDF). Argonne National Laboratory, US Department of Energy. ANL/NT/CP-108933. Archivado desde el original el 29 de marzo de 2017. Consultado el 3 de mayo de 2014.

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