Reactor reproductor rápido prototipo

Para elaborar un plan para el PFBR, el Dr. Raja Ramanna , entonces Secretario del DAE, creó un grupo directivo de científicos en diciembre de 1979. Su informe, publicado en 1980, fue revisado por un grupo de trabajo del PFBR para elaborar una propuesta de diseño en 1983. Con base en la validación y el análisis del diseño, se presentó un informe detallado del proyecto en 1985 para su aprobación financiera, el cual tuvo que someterse a más pruebas y estudios, lo que resultó en un informe detallado revisado del proyecto para el PFBR, publicado en 2002, que recibió la aprobación financiera del Gobierno de la India en septiembre de 2003, con la expectativa de su finalización en 2010. ^{[ 20 ]} El diseño del PFBR se inspiró en las lecciones aprendidas de la operación del minirreactor Kalpakkam (KAMINI) de menor potencia ^{[ 5 ]} y del reactor de prueba de reproducción rápida (FBTR). ^{[ 6 ]}

La fabricación de componentes para el reactor y la adquisición de sodio metálico se completaron en 2010 con retraso, ^{[ 21 ]} sin embargo, el proyecto también enfrentó una serie de retrasos adicionales, ^{[ 22 ]} incluyendo retrasos técnicos, como en la puesta en marcha de los circuitos de sodio y el precalentamiento del recipiente principal, ^{[ 21 ]} retrasos debido a cambios regulatorios, como las regulaciones de la Junta Reguladora de Energía Atómica (AERB) con respecto a los diseños de seguridad resistentes a terremotos después del accidente de Fukushima , ^{[ 23 ] [ 24 ]} y problemas con la producción de plutonio y la fabricación de combustible. ^{[ 25 ]} El costo también se había más que duplicado de ₹3,500 crore a ₹8,181 crore para el momento de su finalización en 2024, casi 20 años desde el inicio de su construcción. ^{[ 13 ]}

El primer ministro Narendra Modi estuvo en Kalpakkam el 4 de marzo de 2024 para presenciar el inicio de la primera carga del núcleo, marcando la segunda etapa del programa de energía nuclear de tres etapas de la India. ^{[ 26 ]} El 31 de julio de 2024, la AERB aprobó la adición de combustible nuclear y el inicio de la reacción en cadena. ^{[ 27 ]} Pero surgieron nuevos problemas técnicos; después de resolverlos, la AERB autorizó a BHAVINI a comenzar la carga final de combustible, que comenzó el 18 de octubre de 2025. El reactor alcanzó la primera criticidad el 6 de abril de 2026. ^{[ 28 ] [ 29 ] [ 30 ]}

Se realizarán algunos experimentos de física de baja potencia una vez que se logre una reacción en cadena nuclear sostenida. El siguiente paso será conectar el reactor a la red eléctrica y comenzar a producir energía a escala comercial, pendiente de la aprobación de la AERB. En Kalpakkam se construirán dos reactores reproductores rápidos más una vez que el DAE esté satisfecho con el rendimiento del reactor. ^{[ 31 ]} La construcción de los dos primeros FBR está prevista en Kalpakkam, tras un año de funcionamiento exitoso del PFBR. Se prevé la construcción de otros cuatro FBR después de 2030, en emplazamientos aún por definir. ^{[ 32 ]}

El reactor es un LMFBR de tipo piscina con 1750 toneladas de sodio como refrigerante. Diseñado para generar 500 MWe de energía eléctrica, con una vida útil de 40 años, quemará un combustible MOX mixto de uranio-plutonio , una mezcla de PuO ₂ yUO_2. Se espera una quema de combustible de 100 GWd/t. La Instalación de Fabricación de Combustible (FFF), bajo la dirección del BARC, Tarapur, es responsable de la fabricación de las barras de combustible. La FFF depende de la "Junta de Reciclaje Nuclear" del Centro de Investigación Atómica Bhabha y ha sido responsable de la fabricación de barras de combustible de varios tipos en el pasado. A principios de 2023, la FFF Tarapur completó con éxito la fabricación de 100 000 elementos de combustible PFBR. ^{[ 33 ]}

El prototipo de reactor reproductor rápido tiene un coeficiente de vacío negativo , lo que garantiza un alto nivel de seguridad nuclear pasiva . Esto significa que cuando el reactor se sobrecalienta (por encima del punto de ebullición del sodio), la velocidad de la reacción en cadena de fisión disminuye, reduciendo el nivel de potencia y la temperatura. ^{[ 34 ]} De manera similar, antes de que se pueda formar una condición de vacío positivo debido a una pérdida total de refrigerante , se logran caudales de refrigerante suficientes mediante el uso de la inercia de la bomba convencional, junto con múltiples perforaciones de entrada, para prevenir el posible escenario de accidente de una sola obstrucción que detenga el flujo de refrigerante. ^{[ 34 ]}

El sistema de eliminación de calor residual del reactor de seguridad activa consta de cuatro circuitos de refrigeración independientes de 8 MWt de capacidad cada uno. ^{[ 35 ]} Otras defensas activas contra la posibilidad de retroalimentación positiva incluyen dos sistemas de parada SCRAM independientes , diseñados para detener las reacciones de fisión de manera efectiva en un segundo, y el calor residual restante debe enfriarse durante varias horas mediante los cuatro circuitos independientes.

El hecho de que el PFBR se enfríe con sodio líquido crea requisitos de seguridad adicionales para aislar el refrigerante del entorno, especialmente en caso de un accidente por pérdida de refrigerante , ya que el sodio explota al entrar en contacto con el agua y arde al entrar en contacto con el aire. Este último suceso ocurrió en el reactor Monju de Japón en 1995. Otra consideración con el uso de sodio como refrigerante es la absorción de neutrones para generar el isótopo radiactivo ^24.Na , que tiene una vida media de 15 horas. ^{[ 36 ]}