Un reactor nuclear refrigerado por metal líquido ( LMR ) es un tipo de reactor nuclear cuyo refrigerante primario es un metal líquido . Los reactores refrigerados por metal líquido se adaptaron inicialmente para la generación de energía en reactores reproductores . También se han utilizado para alimentar submarinos nucleares .
Debido a su alta conductividad térmica, los refrigerantes metálicos disipan el calor eficazmente, lo que permite una alta densidad de potencia . Esto los hace atractivos en situaciones donde el tamaño y el peso son factores críticos, como en barcos y submarinos. La mayoría de los diseños de reactores de agua están altamente presurizados para elevar el punto de ebullición (mejorando así la capacidad de refrigeración), lo que presenta problemas de seguridad y mantenimiento que los diseños de metal líquido no presentan. Además, la alta temperatura del metal líquido puede utilizarse para impulsar ciclos de conversión de energía con alta eficiencia termodinámica. Esto los hace atractivos para mejorar la potencia de salida, la rentabilidad y la eficiencia del combustible en centrales nucleares.
Los metales líquidos, al ser altamente conductores de electricidad, pueden ser movidos por bombas electromagnéticas . [ 1 ] Las desventajas incluyen dificultades asociadas con la inspección y reparación de un reactor sumergido en metal fundido opaco y, dependiendo de la elección del metal, el riesgo de peligro de incendio (para metales alcalinos ), la corrosión y/o la producción de productos de activación radiactiva pueden ser un problema.
Aplicaciones
El refrigerante de metal líquido se ha utilizado tanto en reactores térmicos como en reactores de neutrones rápidos .
Hasta la fecha, la mayoría de los reactores de neutrones rápidos se han refrigerado con metal líquido, por lo que se denominan reactores rápidos refrigerados con metal líquido (LMFR). Cuando se configuran como reactores reproductores (por ejemplo, con material circundante para la reproducción de material fisionable; es decir, una manta reproductora), se denominan reactores reproductores rápidos de metal líquido (LMFBR).
Propiedades del refrigerante
Los refrigerantes de metal líquido adecuados deben tener una sección transversal de captura de neutrones baja , no deben causar una corrosión excesiva de los materiales estructurales y deben tener puntos de fusión y ebullición adecuados para la temperatura de funcionamiento del reactor .
Los metales líquidos suelen tener puntos de ebullición elevados , lo que reduce la probabilidad de que el refrigerante hierva y pueda provocar una pérdida de refrigerante . La baja presión de vapor permite operar a una presión cercana a la ambiente , lo que reduce aún más la probabilidad de un accidente. Algunos diseños sumergen todo el núcleo y los intercambiadores de calor en una piscina de refrigerante, eliminando prácticamente el riesgo de pérdida de refrigeración del circuito interno.
Mercurio
Clementine fue el primer reactor nuclear refrigerado por metal líquido y utilizó mercurio como refrigerante, considerado la opción obvia ya que es líquido a temperatura ambiente. Sin embargo, debido a desventajas como alta toxicidad, alta presión de vapor incluso a temperatura ambiente, bajo punto de ebullición que produce humos tóxicos al calentarse, conductividad térmica relativamente baja [ 2 ] y una alta [ 3 ] sección transversal de neutrones , ha caído en desuso.
Sodio y NaK
El sodio y el NaK (una aleación eutéctica de sodio y potasio) no corroen el acero de forma significativa y son compatibles con muchos combustibles nucleares, lo que permite una amplia variedad de materiales estructurales. El NaK se utilizó como refrigerante en el primer prototipo de reactor reproductor, el Reactor Reproductor Experimental-1 , en 1951.
El sodio es un moderador de neutrones deficiente y permite que un reactor opere con un espectro de neutrones rápidos como en un reactor rápido refrigerado por sodio . También puede usarse como refrigerante en un reactor térmico cuando se combina con un moderador separado como el grafito, como en un reactor de sodio-grafito ( SGR ). Como reactores moderados por grafito, los SGR permiten el uso de combustible de uranio natural en lugar de uranio enriquecido , y su refrigerante de sodio permite la operación a alta temperatura y, por lo tanto, una alta eficiencia térmica. [ 4 ] Dado que el sodio líquido permanece a baja presión, los SGR evitan el costoso recipiente de presión del reactor y los sistemas de tuberías de los reactores de agua ligera . También presentan un coeficiente de temperatura de reactividad del combustible negativo fuerte y rápido , lo que hace que dichos reactores sean comparativamente fáciles de controlar. [ 5 ] Los SGR se experimentaron en la década de 1950 comenzando con el Experimento del Reactor de Sodio , pero pronto cayeron en desuso debido a problemas con su refrigerante de sodio y la competencia de diseños de reactores de agua ligera alternativos. [ 4 ]
El sodio y el NaK, sin embargo, se inflaman espontáneamente al contacto con el aire y reaccionan violentamente con el agua, produciendo gas hidrógeno. Este fue el caso en la central nuclear de Monju en un accidente e incendio en 1995. El sodio era el refrigerante utilizado en el reactor reproductor experimental II . En 1986, se demostró ante una audiencia internacional invitada que era seguro y que no requería intervención humana. El sodio también es el refrigerante utilizado en la serie de reactores rusos BN y en la serie china CFR que actualmente operan comercialmente. [ 6 ] [ 7 ] La activación neutrónica del sodio también hace que estos líquidos se vuelvan intensamente radiactivos durante su funcionamiento, aunque su vida media es corta y, por lo tanto, su radiactividad no plantea una preocupación adicional en cuanto a su eliminación.
Existen dos propuestas para un reactor LMFR de cuarta generación refrigerado por sodio: una basada en combustible de óxido y la otra en un reactor rápido integral alimentado con metal .
Un reactor GE Vernova Hitachi PRISM refrigerado por sodio formará parte del sistema Natrium que está construyendo TerraPower en Kemmerer, Wyoming .
Dirigir
El plomo posee excelentes propiedades neutrónicas (reflexión, baja absorción) y es un escudo de radiación muy potente contra los rayos gamma . Su alto punto de ebullición proporciona ventajas de seguridad, ya que puede enfriar el reactor de manera eficiente incluso si alcanza varios cientos de grados Celsius por encima de las condiciones normales de funcionamiento. Sin embargo, debido a que el plomo tiene un alto punto de fusión y una alta presión de vapor, es complicado recargar y dar servicio a un reactor refrigerado por plomo. El punto de fusión se puede reducir aleando el plomo con bismuto , pero el eutéctico plomo-bismuto es altamente corrosivo para la mayoría de los metales [ 8 ] [ 9 ] utilizados en materiales estructurales. La alta densidad y viscosidad del plomo resulta en un elevado coste de bombeo, lo que reduce la eficiencia general del sistema. La absorción de neutrones en el plomo y el bismuto produce isótopos radiactivos con vidas medias relativamente largas. El más peligroso de ellos es el polonio-210, que se utilizó para envenenar a Alexander Litvinenko el 1 de noviembre de 2006.
Eutéctico de plomo-bismuto
El eutéctico de plomo-bismuto permite el funcionamiento a temperaturas más bajas, evitando la congelación del refrigerante metálico en un rango de temperatura inferior ( punto eutéctico : 123,5 °C / 255,3 °F) . [ 8 ] [ 10 ]
Además de su carácter altamente corrosivo, [ 8 ] [ 9 ] su principal desventaja es la formación por activación neutrónica de 209Bi (y posterior desintegración beta ) de 210Po ( T 1 ⁄ 2 = 138,38 días), un emisor alfa volátil altamente radiotóxico (la radiotoxicidad más alta conocida , superior a la del plutonio ).
Estaño
Aunque el estaño hoy en día no se usa como refrigerante para reactores en funcionamiento porque forma una costra, [ 11 ] puede ser un refrigerante adicional o de reemplazo útil en desastres nucleares o accidentes por pérdida de refrigerante . [ 12 ]
Propulsión
Submarinos
El submarino soviético de la clase November, el K-27 , y los siete submarinos de la clase Alfa utilizaban reactores refrigerados por una aleación eutéctica de plomo-bismuto y moderados con berilio como sistemas de propulsión. ( Reactores VT-1 en el K-27 ; reactores BM-40A y OK-550 en los demás).
El segundo submarino nuclear, el USS Seawolf, fue el único submarino estadounidense con una planta de energía nuclear refrigerada por sodio y moderada por berilio . Entró en servicio en 1957, pero presentaba fugas en sus sobrecalentadores , que fueron desviados. Para estandarizar los reactores de la flota, el reactor refrigerado por sodio y moderado por berilio del submarino fue retirado a partir de 1958 y reemplazado por un reactor de agua a presión .
Aviones nucleares
Pratt & Whitney estudió reactores refrigerados por metal líquido para su uso en aeronaves nucleares como parte del programa de propulsión nuclear para aeronaves . [ 13 ]
Generación de energía
El experimento del reactor de sodio fue un reactor nuclear experimental moderado por grafito y refrigerado por sodio (un reactor de sodio-grafito, o SGR) ubicado en una sección del Laboratorio de Campo de Santa Susana, que entonces era operado por la división Atomics International de North American Aviation .
En julio de 1959, el reactor experimental de sodio sufrió un grave incidente que consistió en la fusión parcial de 13 de los 43 elementos combustibles y una importante liberación de gases radiactivos . [ 14 ] El reactor fue reparado y puesto de nuevo en servicio en septiembre de 1960, finalizando su operación en 1964. El reactor produjo un total de 37 GW-h de electricidad.
SRE fue el prototipo de la central nuclear de Hallam , otro reactor SGR moderado por grafito y refrigerado por sodio que operó en Nebraska .
Fermi 1, en el condado de Monroe, Michigan, fue un reactor experimental de reproducción rápida refrigerado por sodio líquido que funcionó desde 1963 hasta 1972. Como resultado de un cambio de diseño desacertado, impuesto por la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos (AEC), al que se opuso el Laboratorio Nacional Argonne, sufrió una fusión parcial del núcleo en 1963 y fue desmantelado en 1975.
El reactor reproductor experimental II de 20 MWe entró en funcionamiento en 1964 y operó sin problemas hasta que la administración Clinton lo clausuró, junto con el programa de investigación que allí se llevaba a cabo, en 1994. El premio Nobel de Física Hans Bethe lo describió como "el mejor reactor de investigación jamás construido". Suministraba energía a todo el Laboratorio Nacional de Idaho, cerca de Idaho Falls , y vendía el excedente a la red eléctrica local.
En Dounreay , en Caithness , al norte de Escocia , la Autoridad de Energía Atómica del Reino Unido (UKAEA) operó el reactor rápido de Dounreay (DFR), que utilizaba sodio-potasio (NaK) como refrigerante, desde 1959 hasta 1977, exportando 600 GWh de electricidad a la red durante ese período. En el mismo emplazamiento, fue sucedido por el reactor rápido prototipo (PFR) , que operó desde 1974 hasta 1994 y utilizaba sodio líquido como refrigerante.
El reactor soviético BN-600 se enfría con sodio. Los reactores BN-350 y EBR-I utilizaban una aleación de metal líquido, NaK , para la refrigeración. El NaK es líquido a temperatura ambiente. La refrigeración con metal líquido también se utiliza en la mayoría de los reactores de neutrones rápidos , incluidos los reactores reproductores rápidos como el Reactor Rápido Integral .
Muchos de los reactores de cuarta generación que se encuentran actualmente en desarrollo se enfrían con metal líquido, como el reactor rápido enfriado con sodio (SFR) y el reactor rápido enfriado con plomo .
Referencias
- ^ Bonin, Bernhard; Klein, Etienne (2012). Le nucléaire expliqué par des physiciens .
- ↑ Bunker, Merle E. "Primeros reactores: desde la caldera de agua de Fermi hasta nuevos prototipos de energía", capítulo en Los Alamos Science - Edición de invierno/primavera de 1983, página 128. Publicado por el Laboratorio Nacional de Los Alamos y disponible aquí: http://library.lanl.gov/cgi-bin/getfile?00416628.pdf
- ↑ "Longitudes y secciones transversales de dispersión de neutrones" . www.ncnr.nist.gov .
- 1 2 Touran, Nick (13 de marzo de 2023). "Reactores de grafito sódico" . ¿Qué es la energía nuclear? Recuperado el 9 de junio de 2026 .
- ↑ Starr, Chauncey; Dickinson, Robert W. (1958). Reactores de grafito sódico (PDF) . Reading, MA: Addison Wesley Publishing Company . Recuperado el 9 de junio de 2026 .
- ↑ "Combustible enviado para el reactor de neutrones rápidos CFR-600 de China" . Archivado del original el 4 de enero de 2025.
- ↑ "Rusia avanza en el desarrollo del reactor rápido refrigerado por sodio BN-1200M" . Archivado del original el 1 de diciembre de 2024.
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- 1 2 Gossé, Stéphane (junio de 2014). "Evaluación termodinámica de la solubilidad y actividad del hierro, cromo y níquel en el eutéctico de plomo-bismuto". Journal of Nuclear Materials . 449 ( 1–3 ): 122–131 . Bibcode : 2014JNuM..449..122G . doi : 10.1016/j.jnucmat.2014.03.011 . ISSN 0022-3115 .
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- ↑ Corrosión atmosférica del estaño y de las aleaciones de estaño
- ↑ Ucrania aconseja a Japón que utilice estaño para enfriar el reactor de Fukushima (Kyivpost)
- ↑ "40 datos curiosos sobre la energía nuclear que deberías saber" . 9 de diciembre de 2019.
- ↑ Ashley, RL; et al. (1961). Daños en elementos combustibles SRE, Informe final del Comité Ad Hoc de Atomics International (PDF) . NAA-SR-4488-supl. Archivado del original (PDF) el 10 de abril de 2009.
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