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Reactor nuclear

De arriba a abajo, de izquierda a derecha. Chicago Pile-1 , el primer reactor nuclear artificial Central nuclear de Shippingport , el primer reactor en tiempos de paz. HTR-10 , ...

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De arriba a abajo, de izquierda a derecha.
  1. Chicago Pile-1 , el primer reactor nuclear artificial
  2. Central nuclear de Shippingport , el primer reactor en tiempos de paz.
  3. HTR-10 , un prototipo del primer reactor de Generación IV, HTR-PM.
  4. El Convair NB-36H , el primer avión en probar un reactor a bordo.
  5. Operación Sea Orbit , la primera circunnavegación realizada con un buque de superficie de propulsión nuclear.
  6. El sarcófago de Chernóbil , construido para contener los efectos del desastre de 1986.

Un reactor nuclear es un dispositivo utilizado para mantener una reacción en cadena de fisión nuclear controlada . Se utilizan para la generación de electricidad comercial , la propulsión marina , la producción de armas y la investigación . Los núcleos fisionables (principalmente uranio-235 o plutonio-239 ) absorben neutrones individuales y se dividen, liberando energía y múltiples neutrones, que pueden inducir una fisión adicional. Los reactores estabilizan este proceso regulando los absorbedores y moderadores de neutrones en el núcleo. La eficiencia del combustible es excepcionalmente alta; el uranio de bajo enriquecimiento tiene una densidad energética 120 000 veces mayor que el carbón. [ 1 ] [ 2 ]

El calor de la fisión nuclear se transfiere a un fluido refrigerante . En los reactores comerciales, este impulsa turbinas y ejes de generadores eléctricos . Algunos reactores se utilizan para calefacción urbana y producción de isótopos para uso médico e industrial . [ 3 ]

Después del descubrimiento de la fisión en 1938, muchos países lanzaron programas de investigación nuclear militar . Los primeros experimentos subcríticos exploraron la neutrónica . En 1942, el primer reactor nuclear crítico artificial [ nota 1 ] , Chicago Pile-1 , fue construido por el Laboratorio Metalúrgico . [ 5 ] A partir de 1944, para la producción de armas , los primeros reactores a gran escala operaron en el Sitio de Hanford . El diseño del reactor de agua a presión , utilizado en aproximadamente el 70% de los reactores comerciales , fue desarrollado para la propulsión de submarinos de la Armada de los EE. UU. , comenzando con S1W en 1953. [ 6 ] En 1954, la producción de electricidad nuclear a pequeña escala comenzó con la planta soviética de Obninsk . [ 7 ] La ​​primera central nuclear comercial fue Calder Hall en Sellafield , Inglaterra, que comenzó a operar en 1956.

El combustible gastado puede reprocesarse , lo que potencialmente reduce los residuos nucleares y recupera combustible utilizable en reactores . [ 8 ] Esto también plantea un riesgo de proliferación nuclear a través de la producción de plutonio para armas nucleares .

Los accidentes en reactores nucleares han sido causados ​​por una combinación de fallos de diseño y de operación. El accidente de Three Mile Island en 1979 , clasificado en el Nivel 5 de INES , el desastre de Chernóbil en 1986 y el desastre de Fukushima en 2011 , ambos en el Nivel 7, tuvieron importantes repercusiones en la industria nuclear y en el movimiento antinuclear .

A partir de 2025, hay 417 reactores comerciales, 226 reactores de investigación y más de 200 reactores de propulsión marina en operación a nivel mundial. [ 9 ] [ 10 ] [ 11 ] [ 12 ] Los reactores comerciales proporcionan el 9% del suministro mundial de electricidad, [ 13 ] en comparación con el 30% de las energías renovables , [ 14 ] que en conjunto comprenden electricidad baja en carbono . Casi el 90% de esto proviene de reactores de agua a presión y de ebullición . [ 6 ] Otros diseños incluyen refrigerados por gas , de espectro rápido , reproductores , de agua pesada , de sales fundidas y pequeños modulares , [ 15 ] cada uno de los cuales mejora la seguridad, la eficiencia, el costo, el tipo de combustible , el enriquecimiento o el quemado , y el ahora obsoleto reactor de grafito de agua ligera .

Terminología

Durante la investigación nuclear de principios de la década de 1940, la expresión "pila atómica" se utilizaba para referirse a cualquier conjunto que involucrara uranio e intentos de multiplicación de neutrones, incluyendo la mayoría que eran subcríticos. Después de que la pila de Chicago-1 demostrara una reacción en cadena autosostenida, la terminología "reactor" se hizo más común. Las expresiones "pila nuclear" y "reactor atómico" también eran comunes. [ 16 ] [ 17 ]

Los experimentos de masa crítica , si bien son mucho más simples, a veces se denominan reactores de investigación, como el dispositivo Godiva . [ 18 ] [ 19 ]

El término «reactor nuclear» se utiliza principalmente para referirse al reactor de fisión nuclear. También puede referirse a un reactor de fusión nuclear , del cual solo se han construido sistemas de potencia neta negativa. Los generadores termoeléctricos de radioisótopos y las unidades de calentamiento de radioisótopos , si bien obtienen energía de reacciones de desintegración nuclear, no se denominan reactores nucleares, ya que no inducen reacciones. [ 20 ]

Operación

Un ejemplo de fisión nuclear inducida. Un neutrón es absorbido por el núcleo de un átomo de uranio-235, que a su vez se divide en elementos más ligeros y de alta velocidad (productos de fisión) y neutrones libres. Si bien tanto los reactores como las armas nucleares se basan en reacciones nucleares en cadena, la velocidad de reacción en un reactor es mucho menor que en una bomba.

Del mismo modo que las centrales térmicas convencionales generan electricidad aprovechando la energía térmica liberada al quemar combustibles fósiles , los reactores nucleares convierten la energía liberada por la fisión nuclear controlada en energía térmica para su posterior conversión en formas mecánicas o eléctricas.

Fisión

Cuando un núcleo atómico fisionable de gran tamaño , como el uranio-235 , el uranio-233 o el plutonio-239, absorbe un neutrón, puede experimentar fisión nuclear. El núcleo pesado se divide en dos o más núcleos más ligeros (los productos de fisión ), liberando energía cinética , radiación gamma y neutrones libres . Una parte de estos neutrones puede ser absorbida por otros átomos fisionables y desencadenar nuevos eventos de fisión, que liberan más neutrones, y así sucesivamente. Esto se conoce como reacción nuclear en cadena .

Para controlar una reacción nuclear en cadena de este tipo, las barras de control que contienen venenos de neutrones y moderadores de neutrones pueden modificar la proporción de neutrones que provocarán más fisión. [ 21 ] Los reactores nucleares generalmente cuentan con sistemas automáticos y manuales para detener la reacción de fisión si la monitorización o la instrumentación detectan condiciones inseguras. [ 22 ]

Generación de calor

El núcleo del reactor genera calor de varias maneras:

  • La energía cinética de los productos de fisión se convierte en energía térmica cuando estos núcleos colisionan con átomos cercanos.
  • El reactor absorbe parte de los rayos gamma producidos durante la fisión y convierte su energía en calor.
  • El calor se produce por la desintegración radiactiva de los productos de fisión y de los materiales activados por la absorción de neutrones . Esta fuente de calor residual persistirá durante un tiempo incluso después de que el reactor se apague.

Un kilogramo de uranio-235 (U-235) convertido mediante procesos nucleares libera aproximadamente tres millones de veces más energía que un kilogramo de carbón quemado convencionalmente (7,2  ×  10¹³ julios por kilogramo de uranio-235 frente a 2,4 × 10⁷ julios por kilogramo de carbón). [ 23 ] [ 24 ]  

La fisión de un kilogramo de uranio-235 libera aproximadamente 19 mil millones de kilocalorías , por lo que la energía liberada por 1  kg de uranio-235 corresponde a la liberada al quemar 2,7 millones de kg de carbón.

Enfriamiento

Un refrigerante para reactores nucleares —generalmente agua, pero a veces un gas, un metal líquido (como sodio o plomo líquidos) o sal fundida— circula alrededor del núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se extrae del reactor y se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de refrigeración físicamente separado del agua que se hervirá para producir vapor a presión para las turbinas , como en el reactor de agua a presión . Sin embargo, en algunos reactores, el agua para las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor ; por ejemplo, en el reactor de agua en ebullición . [ 25 ]

Control de reactividad

La frecuencia de las reacciones de fisión en el núcleo de un reactor se puede ajustar controlando la cantidad de neutrones capaces de inducir nuevas reacciones de fisión. Los reactores nucleares suelen emplear diversos métodos de control de neutrones para ajustar su potencia. Algunos de estos métodos se derivan de la física de la desintegración radiactiva y se tienen en cuenta durante el funcionamiento del reactor, mientras que otros son mecanismos incorporados al diseño del reactor con un propósito específico.

El método más rápido para ajustar los niveles de neutrones fisionables en un reactor es mediante el movimiento de las barras de control . Estas barras están hechas de un material llamado veneno neutrónico y, por lo tanto, absorben neutrones. Cuando una barra de control se introduce más profundamente en el reactor, absorbe más neutrones que el material que desplaza, generalmente el moderador. Esto reduce la cantidad de neutrones disponibles para provocar la fisión y disminuye la potencia del reactor. Por el contrario, extraer la barra de control aumenta la frecuencia de los eventos de fisión y, por consiguiente, la potencia.

La física de la desintegración radiactiva también afecta a las poblaciones de neutrones en un reactor. Uno de estos procesos es la emisión retardada de neutrones por parte de varios isótopos de fisión ricos en neutrones. Estos neutrones retardados representan aproximadamente el 0,65 % del total de neutrones producidos en la fisión, mientras que el resto (denominados " neutrones instantáneos ") se libera inmediatamente después de la fisión. Los productos de fisión que producen neutrones retardados tienen vidas medias para su desintegración por emisión de neutrones que oscilan entre milisegundos y varios minutos, por lo que se requiere un tiempo considerable para determinar con exactitud cuándo un reactor alcanza el punto crítico . Mantener el reactor en la zona de reactividad en cadena, donde los neutrones retardados son necesarios para alcanzar un estado de masa crítica, permite que los dispositivos mecánicos o los operadores humanos controlen una reacción en cadena en "tiempo real"; de lo contrario, el tiempo entre el logro de la criticidad y la fusión nuclear, como resultado de un aumento exponencial de potencia derivado de la reacción nuclear en cadena normal, sería demasiado corto para permitir la intervención. Esta última etapa, donde ya no se requieren neutrones retardados para mantener la criticidad, se conoce como punto crítico inmediato . Existe una escala para describir la criticidad numéricamente, donde la criticidad pura se conoce como cero dólares y el punto crítico inmediato como un dólar , y los demás puntos del proceso se expresan en centavos.

En algunos reactores, el refrigerante también actúa como moderador de neutrones . Un moderador aumenta la potencia del reactor al hacer que los neutrones rápidos liberados por la fisión pierdan energía y se conviertan en neutrones térmicos. Los neutrones térmicos tienen mayor probabilidad de provocar la fisión que los neutrones rápidos . Si el refrigerante actúa como moderador, los cambios de temperatura pueden afectar su densidad y, por lo tanto, modificar la potencia de salida. Un refrigerante a mayor temperatura sería menos denso y, por consiguiente, un moderador menos eficaz.

En otros reactores, el refrigerante actúa como un veneno al absorber neutrones de la misma manera que las barras de control. En estos reactores, la potencia de salida puede incrementarse calentando el refrigerante, lo que lo convierte en un veneno menos denso. Los reactores nucleares generalmente cuentan con sistemas automáticos y manuales para detener el reactor en caso de parada de emergencia. Estos sistemas introducen grandes cantidades de veneno (a menudo boro en forma de ácido bórico ) en el reactor para detener la reacción de fisión si se detectan o se prevén condiciones inseguras. [ 26 ]

La mayoría de los reactores son sensibles a un proceso conocido como envenenamiento por xenón o fosa de yodo . El xenón-135, producto común de la fisión, actúa como un veneno neutrónico que absorbe neutrones y, por lo tanto, tiende a detener el reactor. La acumulación de xenón-135 se puede controlar manteniendo niveles de potencia lo suficientemente altos como para destruirlo por absorción de neutrones a medida que se produce. La fisión también produce yodo-135 , que a su vez se desintegra (con una vida media de 6,57 horas) en nuevo xenón-135. Cuando el reactor se detiene, el yodo-135 continúa desintegrándose en xenón-135, lo que dificulta el reinicio del reactor durante uno o dos días, ya que el xenón-135 se desintegra en cesio-135, que no es tan tóxico como el xenón-135, con una vida media de 9,2 horas. Este estado transitorio se conoce como la "foca de yodo". Si el reactor tiene suficiente capacidad de reactividad adicional, puede reiniciarse. A medida que el xenón-135 adicional se transmuta en xenón-136, que es mucho menos tóxico para los neutrones, en pocas horas el reactor experimenta un transitorio de "consumo de xenón (potencia)". Se deben insertar más barras de control para reemplazar la absorción de neutrones del xenón-135 perdido. No seguir correctamente este procedimiento fue un paso clave en el desastre de Chernóbil . [ 27 ]

Los reactores utilizados en la propulsión nuclear marina (especialmente en submarinos nucleares ) a menudo no pueden funcionar a potencia continua las 24 horas del día como lo hacen normalmente los reactores de potencia terrestres, y además, a menudo necesitan tener una vida útil del núcleo muy larga sin recarga de combustible . Por esta razón, muchos diseños utilizan uranio altamente enriquecido, pero incorporan veneno neutrónico quemable en las barras de combustible. [ 28 ] Esto permite que el reactor se construya con un exceso de material fisionable, que, sin embargo, se vuelve relativamente seguro al principio del ciclo de combustión del combustible del reactor por la presencia del material absorbente de neutrones, que luego es reemplazado por venenos neutrónicos de larga vida producidos normalmente (mucho más largos que el xenón-135) que se acumulan gradualmente durante la vida útil de la carga de combustible.

generación de energía eléctrica

La energía liberada en el proceso de fisión genera calor, parte del cual puede convertirse en energía útil. Un método común para aprovechar esta energía térmica consiste en hervir agua para producir vapor a presión, que luego impulsa una turbina de vapor que hace girar un alternador y genera electricidad. [ 26 ]

vidas

Las centrales nucleares modernas suelen diseñarse para una vida útil de 60 años, mientras que los reactores más antiguos se construyeron con una vida útil típica planificada de 30 a 40 años, aunque muchos de ellos han recibido renovaciones y extensiones de vida de 15 a 20 años. [ 29 ] Algunos creen que las centrales nucleares pueden operar hasta 80 años o más con un mantenimiento y una gestión adecuados. Si bien la mayoría de los componentes de una central nuclear, como los generadores de vapor, se reemplazan cuando llegan al final de su vida útil, la vida útil general de la central está limitada por la vida de los componentes que no se pueden reemplazar cuando envejecen por desgaste y fragilización neutrónica , como el recipiente de presión del reactor. [ 30 ] Al final de su vida útil planificada, las centrales pueden obtener una extensión de la licencia de operación por unos 20 años y en los EE. UU. incluso una "renovación de licencia subsiguiente" (SLR) por 20 años adicionales. [ 31 ] [ 32 ]

Incluso cuando se extiende una licencia, no garantiza que el reactor continúe operando, particularmente frente a problemas de seguridad o incidentes. Muchos reactores se cierran mucho antes de que expire su licencia o vida útil de diseño y se desmantelan . Los costos de reemplazos o mejoras necesarios para continuar operando de manera segura pueden ser tan altos que no son rentables. O pueden cerrarse debido a fallas técnicas. [ 33 ] Otros se han cerrado porque el área estaba contaminada, como Fukushima, Three Mile Island, Sellafield y Chernobyl. [ 34 ] La rama británica de la empresa francesa EDF Energy , por ejemplo, extendió la vida útil operativa de sus reactores avanzados refrigerados por gas (AGR) solo entre 3 y 10 años. [ 35 ] Se esperaba que las siete plantas AGR se cerraran en 2022 y se desmantelaran para 2028. [ 36 ] Hinkley Point B se extendió de 40 a 46 años y se cerró. Lo mismo ocurrió con Hunterston B , también después de 46 años.

Un número creciente de reactores está alcanzando o superando su vida útil de diseño de 30 o 40 años. En 2014, Greenpeace advirtió que la prolongación de la vida útil de las centrales nucleares envejecidas supone entrar en una nueva era de riesgo. Estimó que la cobertura actual de responsabilidad civil nuclear en Europa es, en promedio, entre 100 y 1000 veces inferior a la necesaria para cubrir los costes probables, mientras que, al mismo tiempo, la probabilidad de que se produzca un accidente grave en Europa sigue aumentando a medida que envejece el parque de reactores. [ 37 ]

Historia

El Chicago Pile , el primer reactor nuclear artificial, fue construido en secreto en la Universidad de Chicago en 1942 durante la Segunda Guerra Mundial como parte del Proyecto Manhattan de Estados Unidos.
Lise Meitner y Otto Hahn en su laboratorio
Algunos miembros del equipo Chicago Pile , incluyendo a Enrico Fermi (el hombre de la izquierda en la primera fila) y Leó Szilárd (el hombre de la derecha en la fila del medio).

El neutrón fue descubierto en 1932 por el físico británico James Chadwick . El concepto de una reacción en cadena nuclear provocada por reacciones nucleares mediadas por neutrones fue concebido poco después, en 1933, por el científico húngaro Leó Szilárd . Al año siguiente, mientras trabajaba en el Almirantazgo en Londres, Inglaterra, solicitó una patente para su idea de un reactor simple . [ 38 ] Sin embargo, la idea de Szilárd no incorporaba la fisión nuclear como fuente de neutrones, ya que ese proceso aún no se había descubierto. Las ideas de Szilárd para reactores nucleares que utilizaran reacciones en cadena nucleares mediadas por neutrones en elementos ligeros resultaron inviables.

La inspiración para un nuevo tipo de reactor que utilizaba uranio provino del descubrimiento realizado por Otto Hahn , Lise Meitner y Fritz Strassmann en 1938, quienes observaron que el bombardeo de uranio con neutrones (proporcionados por una reacción de fusión alfa sobre berilio, un " obús de neutrones ") producía un residuo de bario , que, según su razonamiento, se creaba por la fisión de los núcleos de uranio. En su segunda publicación sobre fisión nuclear, en febrero de 1939, Hahn y Strassmann predijeron la existencia y liberación de neutrones adicionales durante el proceso de fisión, lo que abrió la posibilidad de una reacción nuclear en cadena . Estudios posteriores, a principios de 1939 (uno de ellos realizado por Szilárd y Fermi), revelaron que, efectivamente, se liberaban varios neutrones durante la fisión, lo que posibilitó la reacción nuclear en cadena que Szilárd había previsto seis años antes.

El 2 de agosto de 1939, Albert Einstein firmó una carta dirigida al presidente Franklin D. Roosevelt (redactada por Szilárd) en la que sugería que el descubrimiento de la fisión del uranio podría conducir al desarrollo de "bombas extremadamente potentes de un nuevo tipo", impulsando así el estudio de los reactores y la fisión. Szilárd y Einstein se conocían bien y habían trabajado juntos años atrás, pero Einstein nunca había considerado esta posibilidad para la energía nuclear hasta que Szilárd se la mencionó, al comienzo de su investigación para elaborar la carta Einstein-Szilárd y alertar al gobierno estadounidense.

Poco después, en 1939, la Alemania nazi invadió Polonia, dando inicio a la Segunda Guerra Mundial en Europa. Estados Unidos aún no estaba oficialmente en guerra, pero en octubre, cuando recibió la carta de Einstein y Szilárd, Roosevelt comentó que el propósito de la investigación era asegurarse de que "los nazis no nos hicieran volar por los aires". El proyecto nuclear estadounidense siguió adelante, aunque con cierto retraso, ya que persistía el escepticismo (en parte por parte de Enrico Fermi ) y también la escasa acción del reducido número de funcionarios gubernamentales encargados inicialmente de impulsar el proyecto.

Al año siguiente, el gobierno estadounidense recibió el memorándum Frisch-Peierls del Reino Unido, que indicaba que la cantidad de uranio necesaria para una reacción en cadena era mucho menor de lo que se creía. El memorándum fue elaborado por el Comité MAUD , que trabajaba en el proyecto británico de la bomba atómica, conocido como Tube Alloys , que posteriormente se integraría en el Proyecto Manhattan .

Finalmente, el primer reactor nuclear artificial, Chicago Pile-1 , fue construido en la Universidad de Chicago por un equipo liderado por el físico italiano Enrico Fermi, a finales de 1942. Para entonces, el programa había estado bajo presión durante un año debido a la entrada de Estados Unidos en la guerra. El Chicago Pile alcanzó la criticidad el 2 de diciembre de 1942 [ 5 ] a las 15:25  . La estructura de soporte del reactor estaba hecha de madera, que sostenía una pila (de ahí su nombre) de bloques de grafito, en los que se encontraban incrustadas «pseudoesferas» o «briquetas» de óxido de uranio natural.

Poco después del Chicago Pile, el Laboratorio Metalúrgico desarrolló varios reactores nucleares para el Proyecto Manhattan a partir de 1943. El propósito principal de los reactores más grandes (ubicados en el emplazamiento de Hanford en Washington ) era la producción masiva de plutonio para armas nucleares. Fermi y Szilard solicitaron una patente para reactores el 19 de diciembre de 1944. Su concesión se retrasó 10  años debido al secreto militar. [ 39 ]

"La primera central nuclear del mundo" es la afirmación que hacen los letreros en el sitio del EBR-I , que ahora es un museo cerca de Arco, Idaho . Originalmente llamado "Chicago Pile-4", fue llevado a cabo bajo la dirección de Walter Zinn para el Laboratorio Nacional Argonne . [ 40 ] Este LMFBR experimental operado por la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos produjo 0,8  kW en una prueba el 20 de diciembre de 1951 [ 41 ] y 100  kW (eléctricos) al día siguiente, [ 42 ] teniendo una salida de diseño de 200  kW (eléctricos).

Además de los usos militares de los reactores nucleares, existían razones políticas para impulsar el uso civil de la energía atómica. El presidente estadounidense Dwight Eisenhower pronunció su famoso discurso «Átomos para la Paz» ante la Asamblea General de la ONU el 8 de diciembre de 1953. Esta diplomacia propició la difusión de la tecnología de reactores a instituciones estadounidenses y de todo el mundo. [ 43 ]

La primera central nuclear construida con fines civiles fue la central nuclear AM-1 de Obninsk , inaugurada el 27 de junio de 1954 en la Unión Soviética . Producía alrededor de 5  MW (eléctricos). Su construcción se produjo después del reactor nuclear F-1, que fue el primer reactor en alcanzar la criticidad en Europa y también fue construido por la Unión Soviética.

Tras la Segunda Guerra Mundial, el ejército estadounidense buscó otras aplicaciones para la tecnología de reactores nucleares. La investigación del Ejército condujo a la construcción de las centrales eléctricas de Camp Century, en Groenlandia, y de la Estación McMurdo, en la Antártida, dentro del Programa de Energía Nuclear del Ejército . El proyecto del bombardero nuclear de la Fuerza Aérea dio como resultado el Experimento del Reactor de Sales Fundidas . La Armada estadounidense logró su objetivo al poner en marcha el USS Nautilus (SSN-571) con energía nuclear el 17 de enero de 1955.

La primera central nuclear comercial, Calder Hall en Sellafield , Inglaterra, se inauguró en 1956 con una capacidad inicial de 50 MW (posteriormente 200 MW). [ 44 ] [ 45 ]

El primer reactor nuclear portátil "Alco PM-2A" se utilizó para generar energía eléctrica (2 MW) para Camp Century desde 1960 hasta 1963. [ 46 ]

Tabla por fecha

Tabla por país

Sistema de refrigeración primaria que muestra el recipiente de presión del reactor (rojo), los generadores de vapor (púrpura), el presurizador (azul) y las bombas (verde) en el diseño del reactor de agua a presión Hualong One de tres circuitos de refrigeración.

Tipos de reactores

Pressurized-Water ReactorBoiling Water ReactorGas-Cooled ReactorPressurized Heavy-Water ReactorLWGRFast-Breeder Reactor
  •  PWR: 277 (63,2%)
  •  BWR: 80 (18,3%)
  •  GCR: 15 (3,4%)
  •  PHWR: 49 (11,2%)
  •  LWGR: 15 (3,4%)
  •  FBR: 2 (0,5%)
Número de reactores por tipo (finales de 2014) [ 90 ]
Pressurized-Water ReactorBoiling Water ReactorGas-Cooled ReactorPressurized Heavy-Water ReactorLWGRFast-Breeder Reactor
  •  PWR: 257,2 (68,3%)
  •  BWR: 75,5 (20,1%)
  •  GCR: 8,2 (2,2%)
  •  PHWR: 24,6 (6,5%)
  •  LWGR: 10,2 (2,7%)
  •  FBR: 0,6 (0,2%)
Capacidad de potencia neta (GWe) por tipo (finales de 2014) [ 90 ]
El reactor PULSTAR de NC State es un reactor de investigación  de tipo piscina de 1 MW con combustible enriquecido al 4%, de tipo barra, que consiste en pastillas de UO₂ en un revestimiento de zircaloy.

Clasificaciones

Por tipo de reacción nuclear

Todos los reactores nucleares comerciales se basan en la fisión nuclear . Generalmente utilizan uranio y su producto, el plutonio , como combustible nuclear , aunque también es posible un ciclo de combustible con torio . Los reactores de fisión se pueden dividir a grandes rasgos en dos clases, según la energía de los neutrones que mantienen la reacción en cadena de fisión :

En principio, la energía de fusión podría producirse mediante la fusión nuclear de elementos como el isótopo deuterio del hidrógeno . Si bien ha sido un tema de investigación activo desde al menos la década de 1940, nunca se ha construido un reactor de fusión autosostenible para ningún propósito.

Material del moderador

Utilizado por reactores térmicos:

  • reactores moderados por grafito
    • La mayoría de los primeros reactores, como el de Chicago, el Obninsk am 1, los reactores de Windscale, el RBMK, el Magnox y otros como el AGR, utilizan grafito como moderador.
  • reactores moderados por agua
    • Reactores de agua pesada (utilizados en Canadá, [ 92 ] India, Argentina, China, Pakistán, Rumania y Corea del Sur). [ 93 ]
    • Reactores moderados por agua ligera (LWR). Los reactores de agua ligera (el tipo más común de reactor térmico) utilizan agua ordinaria para moderar y enfriar los reactores. [ 92 ] Debido a que el isótopo ligero de hidrógeno es un veneno neutrónico leve, estos reactores necesitan combustibles enriquecidos artificialmente. Cuando están a la temperatura de operación , si la temperatura del agua aumenta, su densidad disminuye y menos neutrones que la atraviesan se ralentizan lo suficiente como para desencadenar más reacciones. Esa retroalimentación negativa estabiliza la velocidad de reacción. Los reactores de grafito y de agua pesada tienden a estar más termalizados que los reactores de agua ligera. Debido a la termalización adicional y a la ausencia de los efectos de envenenamiento por hidrógeno ligero, estos tipos pueden usar uranio natural /combustible no enriquecido.
  • Reactores moderados por elementos ligeros.
  • Los reactores moderados orgánicamente (OMR, por sus siglas en inglés) utilizan bifenilo y terfenilo como moderador y refrigerante.

Por refrigerante

Tratamiento de la parte interior de la estructura de un reactor VVER-1000 en Atommash.
En los reactores nucleares térmicos (en concreto, los reactores de agua ligera), el refrigerante actúa como moderador, cuya función es ralentizar los neutrones antes de que puedan ser absorbidos eficazmente por el combustible.
  • Reactor refrigerado por agua. Estos constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares operativos: a partir de 2014, el 93 % de los reactores nucleares del mundo son refrigerados por agua, lo que proporciona aproximadamente el 95 % de la capacidad total de generación nuclear mundial. [ 90 ]
    • Los reactores de agua a presión (PWR) constituyen la gran mayoría de todas las centrales nucleares occidentales.
      • Una característica fundamental de los reactores de agua a presión (PWR) es el presurizador, un recipiente a presión especializado . La mayoría de los PWR comerciales y los reactores navales utilizan presurizadores. Durante el funcionamiento normal, el presurizador se llena parcialmente con agua y se mantiene una burbuja de vapor sobre ella calentando el agua con calentadores sumergidos. En estas condiciones, el presurizador está conectado al recipiente de presión del reactor primario (RPV) y la burbuja de vapor del presurizador proporciona un espacio de expansión para compensar las variaciones en el volumen de agua del reactor. Esta disposición también permite controlar la presión del reactor aumentando o disminuyendo la presión del vapor en el presurizador mediante los calentadores del mismo.
      • Los reactores de agua pesada presurizada son un subconjunto de los reactores de agua presurizada, que comparten el uso de un circuito de transporte de calor aislado y presurizado, pero utilizan agua pesada como refrigerante y moderador para obtener la mayor eficiencia neutrónica que ofrece.
    • Reactor de agua en ebullición (BWR)
      • Los reactores de agua en ebullición (BWR) se caracterizan por la ebullición del agua alrededor de las barras de combustible en la parte inferior del recipiente de presión del reactor primario. Un reactor de agua en ebullición utiliza 235U , enriquecido como dióxido de uranio, como combustible. El combustible se ensambla en barras alojadas en un recipiente de acero sumergido en agua. La fisión nuclear hace que el agua hierva, generando vapor. Este vapor fluye a través de tuberías hacia las turbinas. Las turbinas son impulsadas por el vapor, y este proceso genera electricidad. [ 94 ] Durante el funcionamiento normal, la presión se controla mediante la cantidad de vapor que fluye desde el recipiente de presión del reactor hacia la turbina.
    • Reactor de agua supercrítica (SCWR)
      • Los reactores SCWR son un concepto de reactor de Generación IV en el que el reactor funciona a presiones supercríticas y el agua se calienta hasta convertirse en un fluido supercrítico, que nunca experimenta una transición a vapor, sino que se comporta como vapor saturado, para alimentar un generador de vapor .
    • Reactor de agua de moderación reducida [RMWR], que utiliza combustible más enriquecido con los elementos combustibles colocados más cerca entre sí para permitir un espectro de neutrones más rápido, a veces llamado espectro de neutrones epitérmicos .
    • El reactor de tipo piscina puede referirse a reactores de piscina abierta refrigerados por agua sin presión , [ 95 ] pero no debe confundirse con los LMFBR de tipo piscina , que se refrigeran con sodio.
    • Algunos reactores se han enfriado con agua pesada , que también actuaba como moderador. Algunos ejemplos son:
      • Los primeros reactores CANDU (los posteriores utilizan moderador de agua pesada pero refrigerante de agua ligera).
      • reactores de investigación de la clase DIDO
  • Reactor refrigerado por metal líquido . Dado que el agua es un moderador, no puede utilizarse como refrigerante en un reactor rápido. Entre los refrigerantes de metal líquido se incluyen el sodio , la aleación de sodio-potasio (NaK), el plomo, el eutéctico de plomo-bismuto y, en los primeros reactores, el mercurio .
  • Los reactores refrigerados por gas se enfrían mediante un gas circulante. En las centrales nucleares comerciales, se ha utilizado habitualmente dióxido de carbono, por ejemplo, en las centrales nucleares AGR británicas actuales y anteriormente en varias centrales británicas, francesas, italianas y japonesas de primera generación. También se han utilizado nitrógeno [ 96 ] y helio, considerándose este último especialmente adecuado para diseños de alta temperatura. El uso del calor varía según el reactor. Las centrales nucleares comerciales hacen pasar el gas a través de un intercambiador de calor para producir vapor para una turbina de vapor. Algunos diseños experimentales alcanzan temperaturas lo suficientemente altas como para que el gas pueda alimentar directamente una turbina de gas.
  • Los reactores de sales fundidas (MSR) se enfrían mediante la circulación de una sal fundida, generalmente una mezcla eutéctica de sales de fluoruro, como FLiBe . En un MSR típico, el refrigerante también se utiliza como matriz en la que se disuelve el material fisionable. Otras combinaciones de sales eutécticas utilizadas incluyen ZrF₄ con NaF y LiCl con BeCl₂ .
  • Los reactores nucleares orgánicos utilizan fluidos orgánicos como el bifenilo y el terfenilo como refrigerante en lugar de agua.
  • Los reactores refrigerados por tubos de calor utilizan estos tubos para transferir el calor fuera del núcleo, en lugar de utilizar un refrigerante circulante.

Por generación

En 2003, el Comisariado de Energía Atómica (CEA) francés fue el primero en referirse a los tipos "Gen II" en Nucleonics Week . [ 99 ]

La primera mención de "Gen III" data del año 2000, coincidiendo con el lanzamiento de los planes del Foro Internacional Generación IV (GIF).

"Gen IV" fue nombrada en 2000 por el Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) para el desarrollo de nuevos tipos de plantas. [ 100 ]

Por tipo de combustible

Por fase de combustible

Por la forma del núcleo

  • Cúbico
  • Cilíndrico
  • Octagonal
  • Esférico
  • Losa
  • Anillo

Mediante el uso

Tecnologías actuales

Diablo Canyon – un PWR
Estos reactores utilizan un recipiente a presión para contener el combustible nuclear, las barras de control, el moderador y el refrigerante. El agua radiactiva caliente que sale del recipiente a presión pasa por un generador de vapor, que a su vez calienta un circuito secundario (no radiactivo) de agua para producir vapor que puede accionar turbinas. [ 105 ] [ 106 ] A partir de 2024, 308 PWR comprenden el 74 % de los reactores de potencia en funcionamiento. [ 107 ] Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos , los más recientes de los cuales son el VVER-1200 ruso , el Reactor Avanzado de Agua Presurizada japonés , el AP1000 estadounidense , el Reactor Presurizado Hualong chino y el Reactor Presurizado Europeo franco-alemán . Todos los reactores de la Armada de los Estados Unidos son de este tipo. [ 108 ]
Un reactor de agua en ebullición (BWR) es similar a un reactor de agua a presión (PWR) pero sin generador de vapor. La menor presión de su agua de refrigeración permite que hierva dentro del recipiente de presión, produciendo el vapor que impulsa las turbinas. A diferencia de un PWR, no tiene circuito primario ni secundario. La eficiencia térmica de estos reactores puede ser mayor, son más sencillos e incluso potencialmente más estables y seguros. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos, cuyos más recientes son el Reactor Avanzado de Agua en Ebullición (Advanced Boiling Water Reactor ) y el Reactor Económico Simplificado de Agua en Ebullición (Economy Simplified Boiling Water Reactor) .
La central nuclear CANDU de Qinshan
Un diseño canadiense (conocido como CANDU ), muy similar a los PWR pero que utiliza agua pesada . Si bien el agua pesada es significativamente más cara que el agua ordinaria, tiene una mayor economía de neutrones (crea una mayor cantidad de neutrones térmicos), lo que permite que el reactor opere sin instalaciones de enriquecimiento de combustible . En lugar de utilizar un único recipiente de presión grande como en un PWR, el combustible está contenido en cientos de tubos de presión. Estos reactores se alimentan con uranio natural y son diseños de reactores de neutrones térmicos. Los PHWR se pueden recargar mientras están a plena potencia ( recarga en línea ), lo que los hace muy eficientes en su uso de uranio (permite un control preciso del flujo en el núcleo). Se han construido PHWR CANDU en Canadá, Argentina , China, India , Pakistán , Rumania y Corea del Sur . India también opera varios PHWR, a menudo denominados "derivados de CANDU", construidos después de que el Gobierno de Canadá detuviera las negociaciones nucleares con India tras la prueba de armas nucleares Smiling Buddha de 1974 .
La central nuclear de Ignalina , de tipo RBMK (cerrada en 2009).
  • Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reactor de canal de alta potencia) ( RBMK ) (también conocido como reactor moderado por grafito de agua ligera—LWGR) [moderador: grafito; refrigerante: agua a alta presión]
Los reactores RBMK, de diseño soviético, son en algunos aspectos similares a los CANDU, ya que pueden recargarse durante su funcionamiento y emplean un diseño de tubo de presión en lugar de un recipiente de presión tipo PWR. Sin embargo, a diferencia de los CANDU, son inestables y grandes, lo que encarece los edificios de contención . También se han identificado una serie de fallos de seguridad críticos en el diseño de los RBMK, aunque algunos de ellos se corrigieron tras el desastre de Chernóbil . Su principal atractivo reside en el uso de agua ligera y uranio no enriquecido. A fecha de 2024, siete permanecen en funcionamiento, principalmente gracias a las mejoras de seguridad y a la ayuda de organismos internacionales de seguridad como el Departamento de Energía de Estados Unidos. A pesar de estas mejoras, los reactores RBMK siguen considerándose uno de los diseños de reactores más peligrosos en uso. Los reactores RBMK se desplegaron únicamente en la antigua Unión Soviética .
La central nuclear Magnox Sizewell A
La central nuclear de Torness – un AGR
Estos diseños presentan una alta eficiencia térmica en comparación con los reactores de agua presurizada (PWR) debido a sus temperaturas de operación más elevadas. Existen varios reactores de este diseño en funcionamiento, principalmente en el Reino Unido, donde se desarrolló el concepto. Los diseños más antiguos (como las centrales Magnox ) están fuera de servicio o lo estarán próximamente. Sin embargo, se prevé que los reactores AGR tengan una vida útil de entre 10 y 20  años más. Se trata de un reactor de neutrones térmicos. Los costes de desmantelamiento pueden ser elevados debido al gran volumen del núcleo del reactor.
Modelo a escala reducida del reactor nuclear TOPAZ.
Este diseño de reactor totalmente no moderado produce más combustible del que consume. Se dice que "generan" combustible, porque producen combustible fisionable durante su funcionamiento debido a la captura de neutrones . Estos reactores pueden funcionar de forma muy similar a un PWR en términos de eficiencia y no requieren mucha contención a alta presión, ya que el metal líquido no necesita mantenerse a alta presión, incluso a temperaturas muy elevadas. Estos reactores son de neutrones rápidos , no de neutrones térmicos. Existen dos tipos de estos reactores:
El Superphénix , clausurado en 1998, fue uno de los pocos reactores de lecho fluidizado (FBR).
Refrigerado por plomo
El uso de plomo como metal líquido proporciona un excelente blindaje contra la radiación y permite operar a temperaturas muy elevadas. Además, el plomo es (en su mayor parte) transparente a los neutrones, por lo que se pierden menos neutrones en el refrigerante y este no se vuelve radiactivo. A diferencia del sodio, el plomo es en su mayor parte inerte, por lo que existe un menor riesgo de explosión o accidente, pero cantidades tan grandes de plomo pueden ser problemáticas desde el punto de vista toxicológico y de eliminación. A menudo, un reactor de este tipo utilizaría una mezcla eutéctica de plomo y bismuto . En este caso, el bismuto presentaría algunos problemas menores de radiación, ya que no es tan transparente a los neutrones y puede transmutarse en un isótopo radiactivo con mayor facilidad que el plomo. El submarino ruso de la clase Alfa utiliza un reactor rápido refrigerado por plomo y bismuto como su planta de energía principal.
Refrigerado por sodio
La mayoría de los reactores LMFBR son de este tipo. Los reactores TOPAZ , BN-350 y BN-600 en la URSS; Superphénix en Francia; y Fermi-I en Estados Unidos fueron reactores de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y manipular, y además previene la corrosión en las distintas partes del reactor sumergidas en él. Sin embargo, el sodio explota violentamente al entrar en contacto con el agua, por lo que se debe tener cuidado, pero tales explosiones no serían más violentas que (por ejemplo) una fuga de fluido sobrecalentado de un reactor de agua a presión. El reactor Monju en Japón sufrió una fuga de sodio en 1995 y no pudo reiniciarse hasta mayo de 2010. El EBR-I , el primer reactor en sufrir una fusión del núcleo, en 1955, también era un reactor refrigerado por sodio.
Estos reactores utilizan combustible moldeado en esferas de cerámica y luego hacen circular gas a través de ellas. El resultado es un reactor eficiente, de bajo mantenimiento y muy seguro, con combustible estandarizado y económico. Los prototipos fueron el AVR y el THTR-300 en Alemania, que produjo hasta 308 MW de electricidad entre 1985 y 1989 hasta que fue clausurado tras una serie de incidentes y dificultades técnicas. El HTR-10 está en funcionamiento en China, donde se está desarrollando el HTR-PM . Se espera que el HTR-PM sea el primer reactor de cuarta generación en entrar en funcionamiento. [ 109 ]
Estos reactores disuelven los combustibles en sales de fluoruro o cloruro , o utilizan dichas sales como refrigerante. Los reactores de sales fundidas (MSR) cuentan con numerosas características de seguridad, entre ellas la ausencia de altas presiones o componentes altamente inflamables en el núcleo. Inicialmente, se diseñaron para la propulsión de aeronaves debido a su alta eficiencia y densidad de potencia. Un prototipo, el Experimento de Reactor de Sales Fundidas (MSR) , se construyó para confirmar la viabilidad del reactor de torio de fluoruro líquido , un reactor de espectro térmico que produciría combustible fisible de uranio-233 a partir de torio.
  • Reactor acuoso homogéneo (AHR) [moderador: agua ligera o pesada a alta presión; refrigerante: agua ligera o pesada a alta presión]
Estos reactores utilizan como combustible sales nucleares solubles (generalmente sulfato de uranio o nitrato de uranio ) disueltas en agua y mezcladas con el refrigerante y el moderador. En abril de 2006, solo cinco reactores AHR estaban en funcionamiento. [ 110 ]

Tecnologías futuras y en desarrollo

reactores avanzados

Más de una docena de diseños de reactores avanzados se encuentran en diversas etapas de desarrollo. [ 111 ] Algunos son evoluciones de los diseños PWR , BWR y PHWR mencionados anteriormente, y otros son desviaciones más radicales. Los primeros incluyen el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR), dos de los cuales ya están en funcionamiento y otros en construcción, y las unidades planificadas de seguridad pasiva Reactor Económico Simplificado de Agua en Ebullición (ESBWR) y AP1000 (véase el Programa de Energía Nuclear 2010 ).

  • El reactor rápido integral (IFR) fue construido, probado y evaluado durante la década de 1980 y posteriormente retirado durante la administración Clinton en la década de 1990 debido a las políticas de no proliferación nuclear de dicha administración. El reciclaje del combustible gastado es la base de su diseño y, por lo tanto, produce solo una fracción de los residuos de los reactores actuales. [ 112 ]
  • El reactor de lecho de guijarros , un reactor de gas de alta temperatura (HTGCR), está diseñado para que las altas temperaturas reduzcan la potencia de salida mediante el ensanchamiento Doppler de la sección transversal de neutrones del combustible. Utiliza combustibles cerámicos, por lo que sus temperaturas de operación seguras superan el rango de temperatura de reducción de potencia. La mayoría de los diseños se enfrían con helio inerte. El helio no es susceptible a explosiones de vapor, resiste la absorción de neutrones que conduce a la radiactividad y no disuelve contaminantes que pueden volverse radiactivos. Los diseños típicos tienen más capas (hasta 7) de contención pasiva que los reactores de agua ligera (generalmente  3). Una característica única que puede contribuir a la seguridad es que las bolas de combustible forman el mecanismo del núcleo y se reemplazan una por una a medida que envejecen. El diseño del combustible hace que el reprocesamiento del combustible sea costoso.
  • El reactor pequeño, sellado, transportable y autónomo (SSTAR, por sus siglas en inglés) se está investigando y desarrollando principalmente en los EE. UU., concebido como un reactor reproductor rápido que es pasivamente seguro y que podría apagarse de forma remota en caso de que surja la sospecha de que está siendo manipulado.
  • El reactor avanzado limpio y respetuoso con el medio ambiente (CAESAR, por sus siglas en inglés) es un concepto de reactor nuclear que utiliza vapor como moderador; este diseño se encuentra en desarrollo.
  • El reactor de agua de moderación reducida se basa en el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR) que se encuentra actualmente en funcionamiento. No es un reactor rápido completo, sino que utiliza principalmente neutrones epitérmicos , cuya velocidad se sitúa entre la de los neutrones térmicos y los rápidos.
  • El módulo de energía nuclear autorregulado moderado por hidrógeno (HPM, por sus siglas en inglés) es un diseño de reactor desarrollado en el Laboratorio Nacional de Los Alamos que utiliza hidruro de uranio como combustible.
  • Los reactores subcríticos están diseñados para ser más seguros y estables, pero plantean una serie de dificultades técnicas y económicas. Un ejemplo es el amplificador de energía .
  • Reactores basados ​​en torio: Es posible convertir el torio-232 en uranio-233 en reactores diseñados específicamente para este fin. De esta manera, el torio, que es cuatro veces más abundante que el uranio, puede utilizarse para generar combustible nuclear uranio-233. [ 113 ] Se cree que el uranio-233 también posee propiedades nucleares más favorables que el uranio-235, utilizado tradicionalmente, incluyendo una mejor economía neutrónica y una menor producción de residuos transuránicos de larga duración.
    • Reactor avanzado de agua pesada (AHWR): un reactor nuclear de potencia moderado por agua pesada que será el diseño de próxima generación del tipo PHWR. Actualmente en desarrollo en el Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC), India.
    • KAMINI : un reactor único que utiliza el isótopo uranio-233 como combustible. Fue construido en India por BARC y el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica ( IGCAR ).
    • India también planea construir reactores reproductores rápidos utilizando el ciclo de combustible de torio-uranio-233. El FBTR (Reactor de Prueba Reproductor Rápido) en funcionamiento en Kalpakkam (India) utiliza plutonio como combustible y sodio líquido como refrigerante.
    • China, que controla el yacimiento de Cerro Impacto , tiene un reactor y espera reemplazar la energía del carbón con energía nuclear. [ 114 ]

Rolls-Royce pretende vender reactores nucleares para la producción de combustible sintético para aeronaves. [ 115 ]

reactores de cuarta generación

Los reactores de Generación IV son un conjunto de diseños teóricos de reactores nucleares. Generalmente no se espera que estén disponibles para uso comercial antes de 2040-2050, [ 116 ] aunque la Asociación Nuclear Mundial sugirió que algunos podrían entrar en operación comercial antes de 2030. [ 98 ] Los reactores actualmente en operación en todo el mundo generalmente se consideran sistemas de segunda o tercera generación, ya que los sistemas de primera generación se retiraron hace algún tiempo. La investigación sobre estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el  Foro Internacional de Generación IV (GIF) basándose en ocho objetivos tecnológicos. Los objetivos principales son mejorar la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar los residuos y el uso de recursos naturales, y disminuir el costo de construcción y operación de dichas plantas. [ 117 ]

reactores de generación V+

Los reactores de quinta generación son diseños teóricamente posibles, pero que actualmente no se están considerando ni investigando activamente. Si bien algunos reactores de quinta generación podrían construirse con la tecnología actual o a corto plazo, despiertan poco interés por razones económicas, prácticas o de seguridad.

  • Reactor de núcleo líquido. Un reactor nuclear de núcleo líquido de circuito cerrado , donde el material fisionable es uranio fundido o una solución de uranio enfriada por un gas de trabajo bombeado a través de orificios en la base del recipiente de contención.
  • Reactor de núcleo de gas . Una versión de circuito cerrado del cohete de bombilla nuclear , donde el material fisionable es hexafluoruro de uranio gaseoso contenido en un recipiente de sílice fundida. Un gas de trabajo (como el hidrógeno) circularía alrededor de este recipiente y absorbería la luz UV producida por la reacción. Este diseño de reactor también podría funcionar como motor de cohete , como se muestra en la novela de ciencia ficción de Harry Harrison de 1976, Skyfall . En teoría, usar UF 6 como combustible de trabajo directamente (en lugar de como una etapa para uno, como se hace ahora) significaría menores costos de procesamiento y reactores muy pequeños. En la práctica, operar un reactor a densidades de potencia tan altas probablemente produciría un flujo de neutrones incontrolable , debilitando la mayoría de los materiales del reactor , y por lo tanto, como el flujo sería similar al esperado en los reactores de fusión, requeriría materiales similares a los seleccionados por la Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión .
    • Reactor electromagnético de núcleo de gas. Similar al reactor de núcleo de gas, pero con paneles fotovoltaicos que convierten la luz UV directamente en electricidad. [ 118 ] Este enfoque es similar al efecto fotoeléctrico probado experimentalmente que convertiría los rayos X generados por la fusión aneutrónica en electricidad, al hacer pasar los fotones de alta energía a través de una matriz de láminas conductoras para transferir parte de su energía a los electrones; la energía del fotón se captura electrostáticamente, de forma similar a un condensador . Dado que los rayos X pueden atravesar materiales mucho más gruesos que los electrones, se necesitan cientos o miles de capas para absorberlos. [ 119 ]
  • Reactor de fragmentos de fisión . Un reactor de fragmentos de fisión es un reactor nuclear que genera electricidad al desacelerar un haz de iones de subproductos de fisión en lugar de utilizar reacciones nucleares para generar calor. De esta manera, evita el ciclo de Carnot y puede alcanzar eficiencias de hasta el 90%, en comparación con el 40-45% que logran los reactores térmicos eficientes impulsados ​​por turbina. El haz de iones de fragmentos de fisión se haría pasar a través de un generador magnetohidrodinámico para producir electricidad.
  • Fusión nuclear híbrida . Utilizaría los neutrones emitidos por la fusión para fisionar una capa de material fértil , como U-238 o Th-232 , y transmutar el combustible nuclear gastado /residuos nucleares de otros reactores en isótopos relativamente más benignos.

reactores de fusión

En principio , la fusión nuclear controlada podría utilizarse en centrales de fusión para producir energía sin las complejidades que implica el manejo de actínidos , pero aún existen importantes obstáculos científicos y técnicos. A pesar de que la investigación comenzó en la década de 1950, no se prevé la construcción de un reactor de fusión comercial antes de 2050. El proyecto ITER lidera actualmente los esfuerzos para aprovechar la energía de fusión.

Ciclo del combustible nuclear

Los reactores térmicos generalmente dependen de uranio refinado y enriquecido . Algunos reactores nucleares pueden funcionar con una mezcla de plutonio y uranio (véase MOX ). El proceso mediante el cual el mineral de uranio se extrae, procesa, enriquece, utiliza, posiblemente reprocesa y elimina se conoce como ciclo del combustible nuclear .

Menos del 1 % del uranio presente en la naturaleza es el isótopo U-235, fácilmente fisionable , por lo que la mayoría de los reactores requieren combustible enriquecido. El enriquecimiento consiste en aumentar el porcentaje de U-235 y generalmente se realiza mediante difusión gaseosa o centrifugación de gas . El resultado enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio , que se comprime y se cuece en forma de pastillas. Estas pastillas se apilan en tubos que luego se sellan y se denominan barras de combustible . Muchas de estas barras de combustible se utilizan en cada reactor nuclear.

La mayoría de los reactores comerciales BWR y PWR utilizan uranio enriquecido a aproximadamente un 4 % de U-235, y algunos reactores comerciales con una alta economía neutrónica no requieren que el combustible esté enriquecido en absoluto (es decir, pueden usar uranio natural). Según el Organismo Internacional de Energía Atómica, existen al menos 100 reactores de investigación en el mundo alimentados con uranio altamente enriquecido (apto para armas nucleares/90 % de enriquecimiento). El riesgo de robo de este combustible (que podría usarse en la producción de un arma nuclear) ha dado lugar a campañas que abogan por la conversión de este tipo de reactores a uranio de bajo enriquecimiento (que presenta una menor amenaza de proliferación). [ 120 ]

El uranio-235 fisionable y el uranio-238 no fisionable pero fisionable y fértil se utilizan en el proceso de fisión. El uranio-235 es fisionable por neutrones térmicos (es decir, de baja velocidad). Un neutrón térmico se mueve aproximadamente a la misma velocidad que los átomos que lo rodean. Dado que todos los átomos vibran proporcionalmente a su temperatura absoluta, un neutrón térmico tiene la mejor oportunidad de fisionar el uranio-235 cuando se mueve a esta misma velocidad de vibración. Por otro lado, el uranio-238 tiene más probabilidades de capturar un neutrón cuando este se mueve muy rápido. Este átomo de uranio-239 pronto se desintegrará en plutonio-239, que es otro combustible. El plutonio-239 es un combustible viable y debe tenerse en cuenta incluso cuando se utiliza combustible de uranio altamente enriquecido. Las fisiones de plutonio dominarán las fisiones de uranio-235 en algunos reactores, especialmente después de que se agote la carga inicial de uranio-235. El plutonio es fisionable tanto con neutrones rápidos como térmicos, lo que lo hace ideal para reactores nucleares o bombas nucleares.

La mayoría de los reactores existentes son reactores térmicos y suelen usar agua como moderador de neutrones (lo que significa que ralentiza los neutrones a una velocidad térmica) y como refrigerante. Sin embargo, en un reactor reproductor rápido se utiliza otro tipo de refrigerante que no modera ni ralentiza significativamente los neutrones. Esto permite que los neutrones rápidos predominen, lo que puede utilizarse eficazmente para reponer constantemente el combustible. Simplemente colocando uranio no enriquecido barato en dicho núcleo, el U-238 no fisionable se transforma en Pu-239, combustible de reproducción.

En un ciclo de combustible de torio , el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 se desintegra beta en protactinio -233 y luego en uranio-233 , que a su vez se utiliza como combustible. Por lo tanto, al igual que el uranio-238 , el torio-232 es un material fértil . El ciclo de combustible de torio se considera más resistente a la proliferación nuclear que los ciclos de uranio o MOX, pero no se ha adoptado ampliamente. [ 121 ]

Suministro de combustible a reactores nucleares

La cantidad de energía en el depósito de combustible nuclear se expresa frecuentemente en términos de "días de plena potencia", que es el número de periodos de 24 horas (días) durante los cuales un reactor está programado para operar a plena potencia para la generación de energía térmica. El número de días de plena potencia en el ciclo operativo de un reactor (entre paradas para recarga de combustible) está relacionado con la cantidad de uranio-235 fisionable (U-235) contenida en los conjuntos de combustible al inicio del ciclo. Un mayor porcentaje de U-235 en el núcleo al inicio de un ciclo permitirá que el reactor funcione durante un mayor número de días de plena potencia.

Al final del ciclo operativo, el combustible de algunos conjuntos se considera gastado, tras haber permanecido entre cuatro y seis años en el reactor produciendo energía. Este combustible gastado se descarga y se reemplaza por conjuntos de combustible nuevos. Aunque se consideran gastados, estos conjuntos de combustible contienen una gran cantidad de combustible. En la práctica, la vida útil del combustible nuclear en un reactor depende de factores económicos. Mucho antes de que se haya producido toda la fisión posible, el reactor no puede mantener el 100% de su potencia máxima, por lo que los ingresos de la compañía eléctrica disminuyen a medida que baja la potencia de salida de la planta. La mayoría de las centrales nucleares operan con un margen de beneficio muy bajo debido a los gastos generales de operación, principalmente los costes regulatorios, por lo que operar por debajo del 100% de potencia no es económicamente viable durante mucho tiempo. La fracción del núcleo de combustible del reactor que se reemplaza durante la recarga suele ser de un tercio, pero depende del tiempo que la planta opere entre recargas. Las plantas suelen operar con ciclos de recarga de 18 o 24 meses. Esto significa que una sola recarga de combustible, sustituyendo solo un tercio del combustible, puede mantener un reactor nuclear a plena potencia durante casi dos años.

La disposición y el almacenamiento de este combustible gastado es uno de los aspectos más complejos de la operación de una central nuclear comercial. Estos residuos nucleares son altamente radiactivos y su toxicidad representa un peligro durante miles de años. [ 94 ] Tras su descarga del reactor, el combustible nuclear gastado se traslada a la piscina de combustible gastado de la central . Esta piscina es una gran masa de agua que proporciona refrigeración y protección al combustible nuclear gastado, además de limitar la exposición a la radiación del personal. Una vez que la energía se ha reducido considerablemente (aproximadamente cinco años), el combustible se puede trasladar de la piscina a contenedores blindados secos, que pueden almacenarse de forma segura durante miles de años. Tras su carga en los contenedores blindados secos, estos se almacenan en la central, en una instalación especialmente protegida dentro de búnkeres de hormigón impermeables. Las instalaciones de almacenamiento de combustible están diseñadas para soportar el impacto de aviones comerciales, con poco o ningún daño al combustible gastado. Una instalación de almacenamiento de combustible promedio puede albergar 30 años de combustible gastado en un espacio menor que un campo de fútbol.

No todos los reactores necesitan apagarse para recargar combustible; por ejemplo, los reactores de lecho de guijarros , los reactores RBMK , los reactores de sales fundidas , los reactores Magnox , AGR y CANDU permiten el desplazamiento del combustible a través del reactor mientras está en funcionamiento. En un reactor CANDU, esto también permite ubicar los elementos combustibles individuales dentro del núcleo del reactor de la manera más adecuada a la cantidad de U-235 que contiene cada elemento.

La cantidad de energía extraída del combustible nuclear se denomina grado de quemado , que se expresa en términos de la energía calorífica producida por unidad de peso inicial del combustible. El grado de quemado se suele expresar en megavatios-día térmicos por tonelada métrica de metal pesado inicial.

Seguridad nuclear

La seguridad nuclear abarca las acciones tomadas para prevenir accidentes e incidentes nucleares y de radiación o para limitar sus consecuencias. La industria de la energía nuclear ha mejorado la seguridad y el rendimiento de los reactores, y ha propuesto nuevos diseños de reactores más seguros (pero generalmente no probados), pero no hay garantía de que los reactores se diseñen, construyan y operen correctamente. [ 122 ] Los errores ocurren y los diseñadores de los reactores en Fukushima en Japón no anticiparon que un tsunami generado por un terremoto desactivaría los sistemas de respaldo que debían estabilizar el reactor después del terremoto, [ 123 ] a pesar de las múltiples advertencias de la NRG y la administración japonesa de seguridad nuclear. Según UBS AG, los accidentes nucleares de Fukushima I han generado dudas sobre si incluso una economía avanzada como la de Japón puede dominar la seguridad nuclear. [ 124 ] También son concebibles escenarios catastróficos que involucren ataques terroristas. [ 122 ] Un equipo interdisciplinario del MIT ha estimado que, dado el crecimiento previsto de la energía nuclear entre 2005 y 2055, se esperarían al menos cuatro accidentes nucleares graves en ese período. [ 125 ]

accidentes nucleares

Tres de los reactores de Fukushima I se sobrecalentaron, lo que provocó la disociación del agua de refrigeración y las explosiones de hidrógeno. Esto, junto con la fusión del combustible, liberó grandes cantidades de material radiactivo al aire. [ 126 ]

Se han producido accidentes nucleares y de radiación graves, aunque poco frecuentes . Entre ellos se incluyen el incendio de Windscale (octubre de 1957), el accidente del SL-1 (1961), el accidente de Three Mile Island (1979), el desastre de Chernóbil (abril de 1986) y el desastre nuclear de Fukushima Daiichi (marzo de 2011). [ 127 ] Los accidentes de submarinos de propulsión nuclear incluyen el accidente del reactor K-19 (1961), [ 128 ] el accidente del reactor K-27 (1968), [ 129 ] y el accidente del reactor K-431 (1985). [ 127 ]

Se han lanzado reactores nucleares a la órbita terrestre al menos 34 veces. Varios incidentes relacionados con el satélite soviético no tripulado RORSAT , propulsado por reactores nucleares, especialmente el satélite radar Kosmos 954, provocaron que combustible nuclear volviera a entrar en la atmósfera terrestre desde la órbita y se dispersara en el norte de Canadá (enero de 1978).

reactores nucleares naturales

Hace casi dos mil millones de años, una serie de "reactores" de fisión nuclear autosostenibles se autoensamblaron en el área ahora conocida como Oklo en Gabón , África Occidental. Las condiciones en ese lugar y tiempo permitieron que ocurriera una fisión nuclear natural con circunstancias similares a las condiciones en un reactor nuclear construido. [ 130 ] Hasta ahora se han encontrado quince reactores fósiles de fisión natural en tres depósitos de mineral separados en la mina de uranio de Oklo en Gabón. Descubiertos por primera vez en 1972 por el físico francés Francis Perrin , se les conoce colectivamente como los Reactores Fósiles de Oklo . Las reacciones de fisión nuclear autosostenibles tuvieron lugar en estos reactores  hace aproximadamente 1.5 mil millones de años, y funcionaron durante unos cientos de miles de años, con  una producción de energía promedio de 100 kW durante ese tiempo. [ 131 ] El concepto de un reactor nuclear natural fue teorizado ya en 1956 por Paul Kuroda en la Universidad de Arkansas . [ 132 ] [ 133 ]

Tales reactores ya no pueden formarse en la Tierra durante su período geológico actual. La desintegración radiactiva del uranio-235, antes más abundante, a lo largo de cientos de millones de años, ha reducido la proporción de este isótopo fisionable natural a un nivel inferior al necesario para mantener una reacción en cadena con solo agua como agente moderador.

Los reactores nucleares naturales se formaron cuando un yacimiento mineral rico en uranio se inundó con agua subterránea que actuó como moderador de neutrones, produciéndose una fuerte reacción en cadena. El agua, como moderador, se evaporaba a medida que la reacción se intensificaba, ralentizándola y evitando una fusión del núcleo. La reacción de fisión se mantuvo durante cientos de miles de años, con ciclos que duraban desde horas hasta unos pocos días.

Estos reactores naturales son objeto de un exhaustivo estudio por parte de científicos interesados ​​en la eliminación geológica de residuos radiactivos . Constituyen un caso de estudio sobre cómo migran los isótopos radiactivos a través de la corteza terrestre. Este es un tema controvertido, ya que quienes se oponen a la eliminación geológica de residuos temen que los isótopos procedentes de los residuos almacenados puedan acabar en las fuentes de agua o ser transportados al medio ambiente.

Emisiones

Los reactores nucleares producen tritio como parte de su funcionamiento normal, el cual finalmente se libera al medio ambiente en cantidades ínfimas.

Como isótopo del hidrógeno , el tritio (T) se une frecuentemente al oxígeno y forma T₂O . Esta molécula es químicamente idéntica al H₂O , por lo que es incolora e inodora; sin embargo , los neutrones adicionales en los núcleos de hidrógeno provocan que el tritio sufra desintegración beta con una vida media de 12,3 años. A pesar de ser medible, el tritio liberado por las centrales nucleares es mínimo. La Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos (NRC) estima que una persona que bebiera agua durante un año de un pozo contaminado por lo que considerarían un derrame significativo de agua tritiada recibiría una dosis de radiación de 0,3 milirem. [ 134 ] En comparación, esto es un orden de magnitud menor que los 4 milirem que recibe una persona en un vuelo de ida y vuelta de Washington D. C. a Los Ángeles, consecuencia de la menor protección atmosférica contra los rayos cósmicos de alta energía a gran altitud. [ 134 ]

Las cantidades de estroncio-90 liberadas por las centrales nucleares en condiciones normales de funcionamiento son tan bajas que resultan indetectables por encima de la radiación de fondo natural. El estroncio-90 detectable en las aguas subterráneas y en el medio ambiente en general puede atribuirse a las pruebas de armas nucleares realizadas a mediados del siglo XX (que representan el 99 % del estroncio-90 presente en el medio ambiente) y al accidente de Chernóbil (que representa el 1 % restante). [ 135 ]

Véase también

Tipos de generadores
Organizaciones, publicaciones y campañas
Liza

Notas

  1. ↑ En 1972 se descubrió un reactor de fisión nuclear natural extinto en Oklo, Gabón. [ 4 ]
  2. ↑ JEEP fue construido conjuntamente por la NTNF noruega y la FOM holandesa.

Referencias

  1. ↑ "Descripción general del ciclo del combustible nuclear" . Asociación Nuclear Mundial . 20 de mayo de 2024. Consultado el 4 de noviembre de 2024 .
  2. ↑ Grupo de Investigación en Educación Científica y Matemática, Universidad de Columbia Británica. "Física Nuclear: Reactores Nucleares" (PDF) . Consultado el 4 de noviembre de 2024 .
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