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Un reactor de agua pesada presurizada ( PHWR ) es un reactor nuclear que utiliza agua pesada ( óxido de deuterio D₂O ) como refrigerante y moderador de neutrones . [ 1 ] Los PHWR suelen utilizar uranio natural como combustible, pero a veces también utilizan uranio de muy bajo enriquecimiento . El refrigerante de agua pesada se mantiene bajo presión para evitar la ebullición, [ 2 ] lo que le permite alcanzar temperaturas más altas (en la mayoría de los casos) sin formar burbujas de vapor, exactamente como en un reactor de agua presurizada (PWR). Si bien el agua pesada es muy costosa de aislar del agua ordinaria (a menudo denominada agua ligera en contraste con el agua pesada ), su baja absorción de neutrones aumenta considerablemente la economía neutrónica del reactor, evitando la necesidad de combustible enriquecido . El alto costo del agua pesada se compensa con el menor costo del uso de uranio natural y/o ciclos de combustible alternativos . En 2025, 43 reactores PHWR estaban en operación, con una capacidad total de 23.430 GW(e), lo que representa aproximadamente el 11% en número y el 6,5% en capacidad de generación de todos los reactores actualmente en operación. Los reactores CANDU e IPHWR son los tipos más comunes de reactores de la familia PHWR. Otros diseños incluyen el reactor PHWR KWU de diseño alemán instalado en la central nuclear de Atucha en Argentina .
Finalidad del uso de agua pesada
La clave para mantener una reacción en cadena nuclear dentro de un reactor nuclear reside en utilizar, en promedio, exactamente uno de los neutrones liberados en cada evento de fisión nuclear para estimular otro evento de fisión nuclear (en otro núcleo fisionable). Mediante un diseño preciso de la geometría del reactor y un control riguroso de las sustancias presentes para influir en la reactividad , se puede lograr y mantener una reacción en cadena autosostenible o " criticidad ".
El uranio natural consiste en una mezcla de varios isótopos , principalmente 238 U y una cantidad mucho menor (alrededor del 0,72 % en peso) de 235 U. [ 3 ]
El 238U solo puede fisionarse mediante neutrones relativamente energéticos, de aproximadamente 1 MeV o más. Ninguna cantidad de 238U puede alcanzar la criticidad, ya que tiende a absorber parasitariamente más neutrones de los que libera durante la fisión. Por otro lado, el 235U puede sustentar una reacción en cadena autosostenida, pero debido a su baja abundancia natural , el uranio natural no puede alcanzar la criticidad por sí mismo.
En un reactor de agua pesada , el truco para alcanzar la criticidad utilizando únicamente uranio natural o de bajo enriquecimiento , para el cual no existe una masa crítica "pura" , consiste en ralentizar los neutrones emitidos (sin absorberlos) hasta el punto en que una cantidad suficiente de ellos pueda provocar una fisión nuclear adicional en la pequeña cantidad de 235U disponible. ( El 238U , que constituye la mayor parte del uranio natural, también es fisionable con neutrones rápidos). Esto requiere el uso de un moderador de neutrones , que absorbe prácticamente toda la energía cinética de los neutrones , ralentizándolos hasta que alcanzan el equilibrio térmico con el material circundante. Se ha comprobado que, para la economía de neutrones, resulta beneficioso separar físicamente el proceso de moderación de la energía de los neutrones del propio combustible de uranio, ya que el 238U tiene una alta probabilidad de absorber neutrones con niveles de energía cinética intermedios, una reacción conocida como absorción por "resonancia". Esta es una razón fundamental para diseñar reactores con segmentos de combustible sólido separados, rodeados por el moderador, en lugar de cualquier geometría que dé como resultado una mezcla homogénea de combustible y moderador.
En un reactor de agua ligera , el agua es un excelente moderador; los átomos de hidrógeno o protio en las moléculas de agua tienen una masa muy cercana a la de un neutrón, por lo que sus colisiones resultan en una transferencia de momento muy eficiente, similar conceptualmente a la colisión de dos bolas de billar. Sin embargo, además de ser un buen moderador, el agua común también absorbe neutrones con bastante eficacia. Por lo tanto, usar agua común como moderador absorberá fácilmente tantos neutrones que quedarán muy pocos para mantener una reacción en cadena con los pequeños núcleos aislados de 235U en el combustible, lo que impide la criticidad en el uranio natural. Debido a esto, un reactor de agua ligera requiere que el isótopo 235U esté concentrado en su combustible de uranio, como uranio enriquecido , generalmente entre un 3 % y un 5 % de 235U en peso (el subproducto de este proceso de enriquecimiento se conoce como uranio empobrecido y, por lo tanto, consiste principalmente en 238U , químicamente puro). El grado de enriquecimiento necesario para alcanzar la criticidad con un moderador de agua ligera depende de la geometría exacta y otros parámetros de diseño del reactor.
Una complicación de este método de enriquecimiento con agua ligera es la necesidad de instalaciones de enriquecimiento de uranio, cuya construcción y operación suelen ser costosas. Además, plantean un riesgo de proliferación nuclear ; los mismos sistemas utilizados para enriquecer el 235U también pueden emplearse para producir material apto para armas nucleares mucho más "puro" (90 % o más de 235U ), apto para la fabricación de armas nucleares . Si bien no se trata de una tarea sencilla, es lo suficientemente factible como para que las instalaciones de enriquecimiento representen un riesgo significativo de proliferación nuclear.
La solución a este problema, en un reactor de agua pesada presurizada ( PHWR ), consiste en utilizar un moderador que no absorba neutrones con la misma facilidad que el agua. En este caso, potencialmente todos los neutrones liberados pueden ser moderados y utilizados en reacciones con el 235U , lo que implica que el uranio natural contiene suficiente 235U para mantener la criticidad. Un ejemplo de este moderador es el agua pesada , o óxido de deuterio. Si bien reacciona dinámicamente con los neutrones de forma similar al agua ligera (aunque con una menor transferencia de energía en promedio, dado que el hidrógeno pesado, o deuterio , tiene aproximadamente el doble de masa que el hidrógeno), ya posee el neutrón adicional que el agua ligera normalmente tendería a absorber.
Ventajas y desventajas
Ventajas
El uso de agua pesada como moderador es clave para el sistema PHWR (reactor de agua pesada presurizada), ya que permite el uso de uranio natural como combustible (en forma de UO₂ cerámico ) , lo que significa que puede operarse sin costosas instalaciones de enriquecimiento de uranio. La disposición mecánica del PHWR, que sitúa la mayor parte del moderador a temperaturas más bajas, es particularmente eficiente porque los neutrones térmicos resultantes tienen energías más bajas ( la temperatura del neutrón después de sucesivos pasos a través de un moderador es aproximadamente igual a la temperatura del moderador) que en los diseños tradicionales, donde el moderador normalmente está mucho más caliente. La sección transversal de neutrones para la fisión es mayor en 235Cuanto menor sea la temperatura de los neutrones, y por lo tanto, temperaturas más bajas en el moderador, mayor será la probabilidad de una interacción exitosa entre neutrones y material fisionable. Estas características permiten que un reactor PHWR utilice uranio natural y otros combustibles, y lo hace de manera más eficiente que los reactores de agua ligera (LWR). Se afirma que los reactores PHWR tipo CANDU pueden manejar combustibles que incluyen uranio reprocesado o incluso combustible nuclear gastado de reactores de agua ligera "convencionales", así como combustible MOX. Actualmente se están realizando investigaciones sobre la capacidad de los reactores tipo CANDU para operar exclusivamente con dichos combustibles en un entorno comercial. (Más información en el artículo sobre el reactor CANDU ).
Desventajas
Los reactores de agua pesada presurizada tienen algunos inconvenientes. El agua pesada generalmente cuesta cientos de dólares por kilogramo, aunque el precio más alto es una compensación por los costos reducidos del combustible. El menor contenido energético del uranio natural en comparación con el uranio enriquecido requiere un reemplazo más frecuente del combustible; esto normalmente se logra mediante el uso de un sistema de recarga en potencia. La mayor tasa de movimiento del combustible a través del reactor también resulta en mayores volúmenes de combustible gastado que en los LWR que emplean uranio enriquecido. Sin embargo, dado que el combustible de uranio no enriquecido acumula una menor densidad de productos de fisión que el combustible de uranio enriquecido, genera menos calor, lo que permite un almacenamiento más compacto. [ 4 ] Si bien el deuterio tiene una sección transversal de captura de neutrones menor que el protio , este valor no es cero y, por lo tanto, parte del moderador de agua pesada se convertirá inevitablemente en agua tritiada . Si bien el tritio , un isótopo radiactivo del hidrógeno, también se produce como producto de fisión en cantidades mínimas en otros reactores, puede escapar más fácilmente al medio ambiente si también está presente en el agua de refrigeración, como ocurre en los reactores PHWR que utilizan agua pesada como moderador y refrigerante. Sin embargo, algunos reactores CANDU separan el tritio de su inventario de agua pesada a intervalos regulares y lo venden con ganancias.
Si bien los haces de combustible típicos derivados de CANDU tienen un coeficiente de reactividad de vacío ligeramente positivo , los haces de combustible CARA diseñados en Argentina y utilizados en Atucha I son capaces de tener el coeficiente negativo preferido. [ 5 ]
proliferación nuclear
Si bien antes del desarrollo de armas nucleares por parte de la India (véase más abajo), la capacidad de utilizar uranio natural (y por lo tanto prescindir de la necesidad de enriquecimiento de uranio , que es una tecnología de doble uso ) se consideraba un obstáculo para la proliferación nuclear, esta opinión ha cambiado drásticamente a la luz de la capacidad de varios países para construir bombas atómicas a partir de plutonio, que puede producirse fácilmente en reactores de agua pesada. Los reactores de agua pesada pueden, por lo tanto, plantear un mayor riesgo de proliferación nuclear en comparación con reactores de agua ligera comparables debido a las bajas propiedades de absorción de neutrones del agua pesada, descubiertas en 1937 por Hans von Halban y Otto Frisch . [ 6 ] Ocasionalmente, cuando un átomo de 238 U se expone a la radiación de neutrones , su núcleo capturará un neutrón , cambiándolo a 239 U. El 239U luego experimenta rápidamente dos desintegraciones β− , ambas emitiendo un electrón y un antineutrino , la primera transmutando el 239U en 239Np , y la segunda transmutando el 239Np en 239Pu . Aunque este proceso tiene lugar con uranio natural usando otros moderadores como grafito ultrapuro o berilio, el agua pesada es, con mucho, el mejor. [ 6 ] El Proyecto Manhattan finalmente usó reactores moderados con grafito para producir plutonio, mientras que el proyecto nuclear alemán de tiempos de guerra descartó erróneamente el grafito como un moderador adecuado debido a que pasó por alto las impurezas y por lo tanto hizo intentos infructuosos usando agua pesada (que identificaron correctamente como un excelente moderador). El programa nuclear soviético también utilizó grafito como moderador y, finalmente, desarrolló el reactor RBMK , moderado con grafito, capaz de producir grandes cantidades de energía eléctrica y plutonio apto para armas sin necesidad de agua pesada o, al menos según las especificaciones de diseño iniciales, de enriquecimiento de uranio .
El 239Pu es un material fisionable apto para su uso en armas nucleares . Por consiguiente, si el combustible de un reactor de agua pesada se cambia con frecuencia, se pueden extraer químicamente cantidades significativas de plutonio apto para armas del combustible de uranio natural irradiado mediante reprocesamiento nuclear .
Además, el uso de agua pesada como moderador produce pequeñas cantidades de tritio cuando los núcleos de deuterio del agua pesada absorben neutrones, una reacción muy ineficiente. El tritio es esencial para la producción de armas de fisión potenciada , que a su vez facilitan la producción de armas termonucleares , incluidas las bombas de neutrones . Actualmente se espera que este proceso proporcione (al menos parcialmente) tritio para el ITER . [ 7 ]
El riesgo de proliferación de los reactores de agua pesada quedó demostrado cuando la India produjo el plutonio para la Operación Smiling Buddha , su primera prueba de armas nucleares, mediante la extracción del combustible gastado de un reactor de investigación de agua pesada conocido como reactor CIRUS . [ 8 ]
Véase también
- Chicago Pile-3 , el primer reactor de agua pesada
- Reactor CANDU : El tipo predominante de reactor PHWR
- IPHWR-700 e IPHWR-220 , tipos de PHWR desarrollados en India
- Lista de reactores nucleares
- Reactor de agua a presión
Referencias
- ↑ "Guía de bolsillo de reactores" (PDF) . World-Nuclear.org . 2015. Consultado el 24 de diciembre de 2021 .
- ↑ Belyakov, Nikolay (2019). "Central nuclear moderna". Generación de energía sostenible . págs. 291–325 . doi : 10.1016/B978-0-12-817012-0.00024-4 . ISBN 978-0-12-817012-0. pág. 306:
La alta presión impide que el agua pesada hierva.
- ↑ Brünglinghaus, Marion. "Uranio natural" . euronuclear.org . Archivado del original el 12 de junio de 2018. Consultado el 11 de septiembre de 2015 .
- ↑ Consejo Nacional de Investigación (2005). Una instalación internacional de almacenamiento de combustible nuclear gastado: exploración de un sitio ruso como prototipo: Actas de un taller internacional . doi : 10.17226/11320 . ISBN 978-0-309-09688-1.
- ↑ Lestani, HA; González, HJ; Florido, PC (2014). "Coeficiente de potencia negativo en PHWRS con combustible CARA". Ingeniería y diseño nuclear . 270 : 185–197 . Bibcode : 2014NuEnD.270..185L . doi : 10.1016/j.nucengdes.2013.12.056 . hdl : 11336/32479 .
- 1 2 Waltham, Chris (junio de 2002). "Una historia temprana del agua pesada". Departamento de Física y Astronomía, Universidad de Columbia Británica : 28. arXiv : physics/0206076 . Bibcode : 2002physics...6076W .
- ↑ Pearson, Richard J.; Antoniazzi, Armando B.; Nuttall, William J. (noviembre de 2018). "Suministro y uso de tritio: un tema clave para el desarrollo de la energía de fusión nuclear" . Fusion Engineering and Design . 136 : 1140–1148 . Bibcode : 2018FusED.136.1140P . doi : 10.1016/j.fusengdes.2018.04.090 .
- ↑ "El programa de armas nucleares de la India: Buda sonriente: 1974" . Consultado el 23 de junio de 2017 .
- Economía de la energía nuclear procedente de reactores de agua pesada
- Programa de Energía Nuclear – Etapa 1 – Reactor de Agua Pesada Presurizada
- OIEA - Serie de Informes Técnicos N.º 407
Enlaces externos
- Sitio web oficial de AECL
- Tipos de reactores de energía nuclear
