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Reactor rápido refrigerado por plomo

Plan de reactor rápido refrigerado por plomo El reactor rápido refrigerado por plomo es un diseño de reactor nuclear que utiliza plomo fundido o una aleación eutéctica de plomo-...

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Plan de reactor rápido refrigerado por plomo

El reactor rápido refrigerado por plomo es un diseño de reactor nuclear que utiliza plomo fundido o una aleación eutéctica de plomo-bismuto como refrigerante . Estos materiales pueden utilizarse como refrigerante primario debido a su baja absorción de neutrones y sus puntos de fusión relativamente bajos . Los neutrones se ralentizan menos al interactuar con estos núcleos pesados ​​(por lo que no actúan como moderadores de neutrones ), de modo que estos reactores funcionan con neutrones rápidos .

El concepto es generalmente similar al de los reactores rápidos refrigerados por sodio , y la mayoría de los reactores rápidos de metal líquido han utilizado sodio en lugar de plomo. Se han construido pocos reactores refrigerados por plomo, excepto el submarino soviético K-27 y los siete submarinos soviéticos de la clase Alfa (aunque estos eran reactores de energía intermedia moderados por berilio en lugar de reactores rápidos). [ 1 ] Algunos diseños propuestos de nuevos reactores nucleares son refrigerados por plomo.

Los diseños de combustible que se están explorando para este esquema de reactor incluyen uranio fértil como metal, óxido metálico o nitruro metálico . [ 2 ]

El diseño del reactor refrigerado por plomo se ha propuesto como reactor de cuarta generación . Los planes para la futura implementación de este tipo de reactor incluyen configuraciones modulares con una potencia nominal de 300 a 400  MWe, y una gran planta monolítica con una potencia nominal de 1200  MWe.

Operación

Los reactores rápidos refrigerados por plomo funcionan con neutrones rápidos y plomo fundido o un refrigerante eutéctico de plomo-bismuto . El plomo fundido o el eutéctico de plomo-bismuto se pueden usar como refrigerante primario porque, especialmente el plomo y, en menor medida, el bismuto, tienen baja absorción de neutrones y puntos de fusión relativamente bajos . Los neutrones se ralentizan menos por la interacción con estos núcleos pesados ​​(por lo que no son moderadores de neutrones ) y, por lo tanto, ayudan a que este tipo de reactor sea un reactor de neutrones rápidos . Si un neutrón choca con una partícula de masa similar (como el hidrógeno en un reactor de agua a presión (PWR)), tiende a perder energía cinética . Si choca con un átomo mucho más pesado, como el plomo, el neutrón rebotará sin perder esta energía. El refrigerante actúa como reflector de neutrones , devolviendo algunos neutrones que escapan al núcleo.

Los reactores rápidos refrigerados por plomo de menor capacidad (como SSTAR ) pueden refrigerarse por convección natural , mientras que los diseños más grandes (como ELSY [ 3 ] ) utilizan circulación forzada en operación normal a potencia, pero emplearán refrigeración de emergencia por circulación natural. No se requiere intervención del operador, ni bombeo de ningún tipo para enfriar el calor residual del reactor después de la parada. La temperatura del refrigerante a la salida del reactor suele estar en el rango de 500 a 600  °C, pudiendo superar los 800  °C con materiales avanzados para diseños posteriores. Teóricamente, las temperaturas superiores a 800  °C son lo suficientemente altas como para sustentar la producción termoquímica de hidrógeno a través del ciclo azufre-yodo , aunque esto no se ha demostrado.

El concepto es generalmente muy similar al de los reactores rápidos refrigerados por sodio , y la mayoría de los reactores rápidos de metal líquido han utilizado sodio en lugar de plomo. Se han construido pocos reactores refrigerados por plomo, a excepción de algunos reactores nucleares de submarinos soviéticos en la década de 1970, pero algunos diseños de nuevos reactores nucleares propuestos son refrigerados por plomo, y uno de ellos se encuentra en construcción.

Combustible

Los diseños de combustible que se están explorando para este esquema de reactor incluyen uranio fértil como metal, óxido metálico o nitruro metálico . [ 2 ]

pequeños reactores modulares

Los reactores que utilizan plomo o una aleación eutéctica de plomo-bismuto pueden diseñarse con una amplia gama de potencias. La Unión Soviética pudo operar los submarinos de la clase Alfa con un reactor de espectro intermedio refrigerado por plomo-bismuto y moderado con berilio desde la década de 1960 hasta 1998, que tenía aproximadamente 30  MW de potencia mecánica para  una potencia térmica de 155 MW (véase más abajo).

Otras opciones incluyen unidades con núcleos prefabricados de larga duración que no requieren recarga de combustible durante muchos años.

La batería de reactores rápidos refrigerados por plomo es una pequeña central eléctrica llave en mano que utiliza núcleos de casete que funcionan con un ciclo de combustible cerrado con un  intervalo de recarga de 15 a 20 años, o módulos de reactor totalmente reemplazables. Está diseñada para la generación de electricidad en redes pequeñas (y otros recursos, incluyendo la producción de hidrógeno y el proceso de desalinización para la producción de agua potable ).

Ventajas del plomo en reactores rápidos

El uso de plomo como refrigerante presenta varias ventajas en comparación con otros métodos de refrigeración de reactores:

  • El plomo fundido no modera significativamente los neutrones. La moderación se produce cuando los neutrones se ralentizan por colisiones repetidas con un medio. Cuando un neutrón colisiona con átomos mucho más pesados ​​que él, prácticamente no pierde energía. Por lo tanto, el plomo no ralentiza los neutrones, lo que garantiza que conserven su alta energía. Esto es similar a otros conceptos de reactores rápidos, incluidos los diseños de sodio líquido fundido.
  • El plomo fundido actúa como reflector de neutrones . Los neutrones que escapan del núcleo del reactor se redirigen en cierta medida hacia él, lo que permite una mejor economía de neutrones . Esto, a su vez, posibilita una mayor separación entre los elementos combustibles del reactor, lo que permite una mejor disipación del calor mediante el refrigerante de plomo. [ 4 ]
  • El plomo prácticamente no se activa por la acción de los neutrones . Por lo tanto, prácticamente no se generan elementos radiactivos por la absorción de neutrones por el plomo. Esto contrasta con la aleación eutéctica de plomo-bismuto utilizada en otros diseños de alta velocidad, incluidos los submarinos rusos. El bismuto-209 de esta mezcla (que tiene un punto de fusión más bajo , 123,5  °C, que el del plomo puro) se activa para formar polonio -210 , que es un peligroso emisor alfa .
  • Aunque el plomo absorbe pocos neutrones, debido a su alta densidad (10,66 g/cm³ en estado líquido a su punto de fusión ), es muy eficaz absorbiendo rayos gamma y otras radiaciones ionizantes menos penetrantes ( partículas alfa y beta ). Esto garantiza que la radiación fuera del reactor se mantenga en un nivel bajo.
  • A diferencia del sodio metálico fundido, otro refrigerante metálico utilizado en reactores rápidos, el plomo no presenta problemas de inflamabilidad y se solidifica en caso de fuga. [ 5 ]
  • El amplio rango de temperaturas en el que el plomo permanece líquido (hasta 1400 K o 1126  °C) implica que cualquier variación térmica se absorbe sin ningún aumento de presión. En la práctica, la temperatura de operación se mantendrá alrededor de 500 °C (932 °F) – 550 °C (1022 °F) , principalmente debido a las limitaciones de las aleaciones metálicas utilizadas en los componentes estructurales del reactor, como su sensibilidad a la corrosión por metal líquido ( fragilización por metal líquido ) y la disolución de metales inducida por amalgama (extracción continua de Cr y Ni del acero inoxidable ).    
  • Como en todos los reactores rápidos, debido a la alta temperatura y la elevada inercia térmica, es posible la refrigeración pasiva en situaciones de emergencia. Por lo tanto, no se requiere asistencia de bombeo eléctrico, ya que la convección natural es suficiente para eliminar el calor residual tras la parada. Para lograrlo, los reactores incluyen sistemas de eliminación de calor pasivos específicos que no requieren energía eléctrica ni intervención del operador.
  • Todos los reactores rápidos operan a temperaturas considerablemente más altas en el núcleo que los reactores refrigerados (y moderados ) por agua. Esto permite una eficiencia termodinámica significativamente mayor en los generadores de vapor . Por lo tanto, una mayor proporción de la energía de fisión nuclear puede convertirse en electricidad. En condiciones reales, se puede alcanzar una eficiencia superior al 40 %, en comparación con el 30 % que se logra en los reactores refrigerados por agua.
  • De igual modo, como en todos los reactores de espectro rápido, el refrigerante no está presurizado. Esto significa que no se requiere un recipiente a presión , y las tuberías y conductos pueden construirse con acero y aleaciones menos resistentes a la presión. [ 6 ] Cualquier fuga en el circuito primario de refrigerante no se expulsará a muy alta presión.
  • El plomo tiene una alta conductividad térmica (35 W/m·K) en comparación con la del agua (0,58 W/m·K), lo que significa que el transporte de calor desde los elementos combustibles al refrigerante es eficiente.
  • En lugar de recargar el combustible periódicamente , se puede reemplazar todo el núcleo después de muchos años de funcionamiento. Este tipo de reactor es adecuado para países que no planean construir su propia infraestructura nuclear.

Desventajas

  • El plomo y la aleación de plomo-bismuto son muy densos , lo que aumenta el peso del sistema y, por lo tanto, requiere mayor soporte estructural y protección sísmica , lo que incrementa el costo de construcción.
  • Si bien el plomo es barato y abundante, el bismuto es caro y bastante escaso. Dependiendo de su tamaño, un reactor de plomo-bismuto conectado a la red eléctrica requiere cientos o miles de toneladas de este elemento.
  • La solidificación de la solución de plomo-bismuto bloquea la circulación del refrigerante e inmoviliza partes de los sistemas de control del reactor, dejándolo inoperable. Sin embargo, el eutéctico de plomo-bismuto (LBE) tiene un punto de fusión relativamente bajo de 123,5 °C (254,3 °F) , lo que facilita su fusión. El plomo tiene un punto de fusión más alto de 327,5 °C, pero se suele utilizar en reactores de tipo piscina, donde la gran cantidad de plomo no se solidifica rápidamente.   
  • Si no se toman medidas para contener dichas fugas, el refrigerante puede filtrarse y solidificarse, dañando los equipos (véase el submarino soviético K-64 ).
  • El plomo-bismuto produce polonio-210 mediante la activación neutrónica del bismuto-209 . Este nucleido radiactivo se disuelve en el plomo-bismuto y es un emisor alfa con una vida media de 138,38 días. Esto puede complicar seriamente el mantenimiento y suponer un grave riesgo de contaminación alfa en la planta. La partícula alfa emitida por el 210El Po tiene una alta energía (~ 5,4 MeV). Por lo tanto, es altamente radiotóxico en caso de contaminación interna del cuerpo ( riesgos por inhalación e ingestión ) debido a su alta densidad de ionización que daña gravemente las células afectadas en los tejidos contaminados .
  • Los problemas más desafiantes del plomo líquido y el LBE son el posible daño causado por la erosión y corrosión a los elementos combustibles y los internos del reactor. [ 7 ] [ 8 ] [ 9 ] La erosión superficial se agrava por la alta densidad y la energía cinética asociada del metal líquido que circula a alta velocidad en el reactor, especialmente si se contamina con partículas sólidas abrasivas (óxidos desprendidos de superficies metálicas) o residuos metálicos. La corrosión se alimenta por la disolución de metales presentes en aleaciones (p. ej., Ni , Cr , liberados del acero inoxidable ) en el refrigerante de metal líquido (formación de amalgama líquida con precipitación de los metales disueltos en puntos fríos) y la fragilización por metal líquido (LME) de los revestimientos de combustible y los materiales estructurales de los internos del reactor. Para mitigar el problema de la corrosión, es necesario formar una película de óxido muy delgada y lo más densa posible que pasivó la superficie metálica. Esto podría lograrse controlando con precisión el oxígeno disuelto /óxidos metálicos en el refrigerante metálico. Un nivel insuficiente de oxígeno expondría la superficie metálica desnuda a graves problemas de corrosión. Asimismo, un exceso de O₂ generaría gruesas películas de óxido porosas , propensas a desprenderse de la superficie metálica, agravando la erosión y el bloqueo. La velocidad de corrosión también aumenta con la temperatura. Se están estudiando nuevas aleaciones, como los aceros austeníticos formadores de alúmina (que contienen aluminio como agente pasivante ), las cuales mantienen una capa protectora de óxido sobre la superficie de los componentes metálicos del reactor, como materiales candidatos para mitigar los problemas de corrosión.
  • La alta densidad del plomo y del LBE implica que los elementos combustibles, las barras de control y los componentes móviles del reactor flotan en el refrigerante metálico, lo que complica los sistemas de ingeniería necesarios para manipularlos y evitar la dispersión de residuos.
  • Los refrigerantes metálicos (Pb, LBE, Na) son opacos a la luz visible, lo que complica seriamente las operaciones de recarga y mantenimiento del reactor. Por lo tanto, se requieren sistemas especiales para manipular de forma segura los elementos combustibles y las barras de control. Sin embargo, la experiencia de diseño y operación ya existente para los reactores reproductores rápidos refrigerados por sodio también podría aplicarse a los reactores rápidos refrigerados por plomo.
  • El plomo tiene un coeficiente de vacío positivo , o reactividad de vacío, lo que significa que a medida que se producen vacíos en el refrigerante circulante, un aumento en la fisión fértil y una disminución en la tasa de captura de todos los nucleidos pesados ​​dan como resultado aumentos de reactividad a medida que aumenta el contenido de vacío dentro del reactor, lo que potencialmente conduce a un ciclo de retroalimentación positiva a menos que sea controlado por mecanismos automáticos. [ 10 ]

Por país

Bélgica

El proyecto MYRRHA (por sus siglas en inglés: Reactor de Investigación Híbrido Multiusos para Aplicaciones de Alta Tecnología ) tiene como objetivo contribuir al diseño de un futuro reactor nuclear acoplado a un acelerador de protones (el llamado sistema impulsado por acelerador, ADS ). Este podría ser un reactor rápido refrigerado por plomo-bismuto [ 11 ] o por plomo, con dos posibles configuraciones: subcrítica o crítica. Podría ser un reactor de tipo piscina o de tipo bucle .

El proyecto está gestionado por SCK CEN , el centro de investigación belga para la energía nuclear. Se basa en un primer prototipo pequeño de demostración de investigación, el sistema Guinevere, derivado del reactor de potencia cero Venus existente en SCK CEN desde principios de la década de 1960 y modificado para albergar un baño de eutéctico de plomo-bismuto fundido (LBE) acoplado a un pequeño acelerador de protones . [ 12 ] [ 13 ] En diciembre de 2010, MYRRHA fue incluido por la Comisión Europea [ 14 ] como uno de los 50 proyectos para mantener el liderazgo europeo en investigación nuclear en los próximos 20 años. En 2013, el proyecto entró en una fase de desarrollo adicional cuando se adjudicó un contrato para el diseño de ingeniería preliminar a un consorcio liderado por Areva . [ 15 ] [ 16 ]

Con el objetivo de lograr un núcleo compacto con alta densidad de potencia ( es decir, con un alto flujo de neutrones ) para poder operar como un reactor de prueba de materiales , el combustible que se utilizará en el ADS MYRRHA debe estar altamente enriquecido en un isótopo fisionable . Un combustible MOx altamente enriquecido con 30-35  % en peso de 239El Pu fue seleccionado inicialmente para obtener el rendimiento neutrónico deseado. [ 17 ] [ 18 ] [ 19 ] Sin embargo, según Abderrahim et al. (2005) [ 18 ] "esta elección aún debe verificarse con los requisitos de no proliferación impuestos a los nuevos reactores de prueba por el programa RERTR (Reducción del Enriquecimiento de Combustible para Reactores de Prueba de Investigación) lanzado por el Departamento de Energía de EE. UU. en 1996". Por lo tanto, el combustible que se seleccione para MYRRHA también debe respetar los criterios de no proliferación manteniendo su rendimiento neutrónico. Además, un combustible MOx tan altamente enriquecido nunca se ha producido industrialmente y plantea serios desafíos técnicos y de seguridad para prevenir cualquier accidente de criticidad durante su manipulación en la fábrica.

En 2009, bajo los auspicios de la Agencia de Energía Nuclear (NEA, OCDE ), un equipo internacional de expertos (Equipo Internacional de Revisión de MYRRHA, MIRT) examinó el proyecto MYRRHA y presentó recomendaciones prudentes al gobierno belga . [ 20 ] Además de los desafíos técnicos identificados, también se detectaron riesgos financieros y económicos relacionados con los costos de construcción y explotación, que se esperaba que aumentaran considerablemente cuando el proyecto entrara en una etapa de diseño más detallada. Los largos retrasos en la construcción relacionados con complicaciones de diseño, dificultades técnicas subestimadas y presupuestos insuficientes no son infrecuentes en este tipo de proyectos. También se señaló la limitada participación del Estado belga (40% de los costos totales) y los beneficios inciertos para los propietarios externos del proyecto. [ 20 ]

Debido a las recurrentes deficiencias financieras y también a las importantes incertidumbres que aún subsisten en el diseño del reactor (¿ reactor de tipo piscina o de bucle ?) y la elección aún por hacer del refrigerante de metal líquido (en LBE , 209El bismuto se activa por neutrones produciendo el isótopo 210, altamente radiotóxico y emisor de iones κPo ) [ 21 ] las actividades de diseño de ingeniería de primera etapa (FEED) [ 22 ] tuvieron que suspenderse y no han avanzado más allá de la etapa preliminar. [ 23 ] Sorprendentemente, los resultados preliminares de las actividades FEED se publicaron en una revista absolutamente no relacionada con el campo de ADS o reactor de neutrones rápidos: el International Journal of Hydrogen Energy (IJHE) cuando nunca hubo ninguna cuestión de producir hidrógeno con MYRRHA.La elección de esta revista para presentar los resultados preliminares de las actividades FEED es desconcertante. La revista donde se anunciaron las actividades FEED, Physics Procedia , también ha sido descontinuada.Además del continuo aumento de los costos y las incertidumbres financieras, el proyecto aún debe abordar muchos desafíos técnicos: graves problemas de corrosión [ 7 ] [ 8 ] [ 9 ] ( fragilización del metal líquido , disolución impulsada por amalgama en el metal fundido de Cr y Ni del acero inoxidable utilizado para los revestimientos del combustible y los materiales de la estructura del reactor), temperatura de operación (riesgos de solidificación del metal frente a una mayor tasa de corrosión),problemas de seguridad de criticidad nuclear ...

El inventario de masas del eutéctico de plomo-bismuto (LBE) para el diseño propuesto de tipo piscina de MYRRHA considerado en los análisis FEED preliminares de 2013-2015 representa 4500  toneladas de Pb-Bi metálico. [ 22 ] Esto llevaría a la producción de más de 4  kg de 210Po durante las operaciones del reactor. Después del primer ciclo operativo, 350 g de 210El Po ya estaría formado en el LBE expuesto a un alto flujo de neutrones del orden de 10 15 neutrones・cm –2・s –1 , típico de un reactor de prueba de materiales (MTR). [ 24 ] Esto correspondería a una actividad de 5,5 × 10 16 becquerelios , [ 24 ] o 1,49 × 10 6 curies de 210Po , solo para el primer ciclo de operación. La presencia de una cantidad ponderable tan grande de 210 altamente radiotóxicoEl Po representa un desafío considerable para la seguridad radiológica de las operaciones de mantenimiento y el almacenamiento del combustible nuclear MYRRHA. Debido a la alta volatilidad del 210Po , el espacio plenum sobre el reactor también podría contaminarse con alfa. Como señalan Fiorito et al. (2018): "Parte del polonio migrará al gas de cobertura en el plenum del reactor y se difundirá fuera del sistema primario cuando el reactor se abra para recarga de combustible o mantenimiento". Todas las operaciones en 210Las áreas contaminadas con Po requerirán medidas de protección radiológica apropiadas mucho más severas que para el 239manipulación de Pu , o ser realizada completamente por robots operados remotamente. Una estrategia de mitigación prevista [ 24 ] podría consistir en una eliminación continua de polonio de LBE, pero el considerable calor generado por 210Po representa un obstáculo importante. [ 24 ]

En 2023, basándose en entrevistas con actores clave de SCK CEN y documentos disponibles públicamente, Hein Brookhuis exploró las interacciones entre los promotores de MYRRHA y los medios de comunicación y las esferas políticas belgas para mostrar cómo se desarrolló MYRRHA en una narrativa que hacía que el proyecto pareciera esencial para el futuro de SCK CEN, el centro belga de investigación nuclear. [ 25 ]

Italia/Francia

La empresa parisina newcleo está desarrollando pequeños reactores modulares refrigerados por plomo de 30  MWe y 200 MWe para uso naval y terrestre. Está previsto que el primer reactor operativo se instale en Francia en 2031. Para 2026, ENEA y newcleo están construyendo un simulador eléctrico de un reactor refrigerado por plomo líquido llamado PRECURSOR en el Centro de Investigación de ENEA en Brasimone (Bolonia, Italia). [ 26 ] [ 27 ] [ 28 ] 

Alemania

El proyecto del reactor de fluido dual (DFR) fue desarrollado inicialmente por un instituto de investigación alemán, el Instituto de Física Nuclear de Estado Sólido, en Berlín. En febrero de 2021, el proyecto fue transferido a una empresa canadiense de reciente creación, Dual Fluid Energy Inc., para industrializar el concepto. El proyecto DFR busca combinar las ventajas del reactor de sales fundidas con las del reactor refrigerado por metal líquido . [ 29 ] Como reactor reproductor rápido, el reactor DFR propuesto está diseñado para quemar tanto uranio natural o torio , como actínidos menores transmutantes y fisionables . Debido a la alta conductividad térmica del metal fundido, el calor residual de desintegración de un reactor DFR podría eliminarse pasivamente.

Italia/Rumania

Reactor nuclear ALFRED IV Gen. de Ansaldo Energia (Italia)

ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) es un demostrador de reactor rápido refrigerado por plomo diseñado por Ansaldo Energia de Italia, cuya construcción está prevista en Mioveni , Rumania. ATHENA, una piscina de plomo fundido utilizada con fines de investigación, también se construirá en el mismo emplazamiento. [ 30 ]

Rusia

En los submarinos soviéticos de la clase Alfa de la década de 1970 se utilizaron dos tipos de reactores refrigerados por plomo . Los diseños OK-550 y BM-40A eran capaces de producir 155 MWt. Eran significativamente más ligeros que los reactores refrigerados por agua convencionales y tenían la ventaja de poder alternar rápidamente entre los modos de operación de máxima potencia y mínimo ruido. Estos incluían un moderador de berilio y, por lo tanto, no eran reactores de neutrones rápidos, sino de neutrones intermedios. [ 1 ]

La construcción de BREST-OD-300 comenzó el 8 de junio de 2021. [ 31 ] [ 32 ] Se espera que comience a operar en 2026. [ 33 ]

Suecia

La empresa Blykalla está colaborando con el Instituto Real de Tecnología KTH y Uniper [ 34 ] en el desarrollo del reactor SEALER-55 (Reactor Avanzado de Plomo Sueco), un reactor de producción en masa de 55 MW refrigerado por plomo que utiliza nitruro de uranio como combustible. [ 35 ] [ 36 ] El Gobierno de Suecia comprometió 720 millones de coronas suecas y comenzó la construcción de una instalación de prueba a principios de 2025 para un prototipo de reactor refrigerado por plomo. [ 37 ] El reactor, llamado SEALER-E, está previsto que se construya para 2026 en colaboración con ABB . [ 38 ] El primer reactor nuclear comercial (SEALER-One) está previsto que se construya en Oskarshamn con la esperanza de alcanzar la criticidad en 2029. [ 35 ] [ 39 ] La producción en serie del SEALER-55 está prevista para principios de la década de 2030. [ 35 ]

Estados Unidos

El diseño inicial del módulo de energía Hyperion iba a ser de este tipo, utilizando combustible de nitruro de uranio encapsulado en tubos HT-9, un reflector de cuarzo y una aleación eutéctica de plomo-bismuto como refrigerante. La empresa cerró sus puertas en 2018.

El SSTAR , desarrollado por el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore, tenía un diseño refrigerado por plomo.

Véase también

Referencias

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  2. 1 2 Allen, TR; Crawford, DC (2007). "Sistemas de reactores rápidos refrigerados por plomo y los desafíos de los combustibles y materiales" . Ciencia y tecnología de las instalaciones nucleares . 2007 : 1–11 . doi : 10.1155/2007/97486 .
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  4. ↑ "Materiales reflectores de neutrones de alta reflectividad" .
  5. ↑ "Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR)" .
  6. ↑ "BREST-OD-300 (RDIPE, Federación Rusa)" (PDF) . www.aris.iaea.org . Consultado el 14 de agosto de 2024 .
  7. 1 2 Allen, TR; Crawford, DC (2007). "Sistemas de reactores rápidos refrigerados por plomo y los desafíos de los combustibles y materiales" . Ciencia y tecnología de las instalaciones nucleares . 2007 : 1–11 . doi : 10.1155/2007/97486 . ISSN 1687-6075 . 
  8. 1 2 Zhang, J.; Li, N. (2004). Revisión de estudios sobre cuestiones fundamentales en la corrosión de LBE. LA-UR-04-0869 (Informe). Laboratorio Nacional de Los Alamos (LANL).
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  28. ↑ "Energía nuclear: 'Newcleo está en camino de convertirse en la empresa emergente mejor financiada de Europa'"" . Le Monde.fr . 21 de marzo de 2023. Consultado el 17 de septiembre de 2023 , a través de Le Monde.
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Lecturas adicionales

  • Cappiello, Mike (4 de marzo de 2004). Taller para universidades sobre reactores avanzados, ciclo del combustible y productos energéticos. Reactor rápido refrigerado por metal líquido de aleación de plomo. Laboratorio Nacional de Los Alamos. Taller para universidades. Hotel Hilton, Gaithersburg, MD, 4 de marzo de 2004. Recuperado de Wayback Machine.
  • El sistema de reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) cuenta con un reactor refrigerado por metal líquido de espectro rápido, ya sea de plomo o de mezcla eutéctica de plomo/bismuto, y un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la gestión de actínidos. (Del sitio web del Foro Internacional Generación IV sobre reactores rápidos refrigerados por plomo . Diagrama de la NEA . Recuperado de web.archive.org)
  • Tuček, Kamil; Carlsson, Johan; Wider, Hartmut (2006). "Comparación de reactores rápidos refrigerados por sodio y plomo en cuanto a aspectos de física de reactores, seguridad grave y cuestiones económicas". Ingeniería y diseño nuclear . 236 ( 14–16 ): 1589–1598 . Bibcode : 2006NuEnD.236.1589T . doi : 10.1016/j.nucengdes.2006.04.019 .
  • Kramer, Andrew E. (18 de marzo de 2010). "La industria nuclear rusa busca obtener beneficios de los combustibles alternativos" . The New York Times . Consultado el 21 de diciembre de 2023 .
  • "Foro internacional de cuarta generación: Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR)" . gen-4.org . 14 de febrero de 2023. Consultado el 21 de diciembre de 2023 .
  • Laboratorio Nacional de Idaho: Reactor rápido refrigerado por plomo – Hoja informativa
  • Transporte de aerosoles de metales pesados ​​en un reactor rápido refrigerado por plomo-bismuto con generación de vapor por contacto directo dentro del recipiente. (de web.archive.org)
  • Cálculos de referencia del reactor rápido refrigerado por plomo-bismuto RBEC-M
  • Sitio web oficial de Myrrha
  • Sitio web oficial de Isol@myrrha
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