miniatura|upright=1.5|Experimental Breeder Reactor II, que sirvió como prototipo del reactor rápido integral (IFR)
El reactor rápido integral (IFR, por sus siglas en inglés), originalmente llamado reactor avanzado de metal líquido (ALMR), es un diseño de reactor nuclear que utiliza neutrones rápidos y no emplea moderador de neutrones (es decir, un reactor rápido de neutrones). Los IFR pueden generar más combustible del que consumen y se distinguen por su ciclo del combustible nuclear que incluye piroprocesado mediante electrorrefinación en el propio emplazamiento del reactor. El IFR era un reactor rápido refrigerado por sodio (SFR), siendo el ejemplo más cercano de reactor reproductor rápido, un tipo de reactor de IV generación.
El Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) comenzó a diseñar un IFR en 1984 y construyó un prototipo, el Experimental Breeder Reactor II. El 3 de abril de 1986, se realizaron dos pruebas que demostraron la seguridad del concepto del IFR. Estas pruebas simularon accidentes con pérdida del refrigerante. Incluso con los dispositivos normales de apagado desactivados, el reactor se detuvo por sí mismo de forma segura sin sobrecalentamiento en ninguna parte del sistema. El proyecto IFR fue cancelado por el Congreso de los Estados Unidos en 1994, tres años antes de su finalización.The IFR en Argonne National Laboratory, www.ne.anl.gov, consultado el 1 de noviembre de 2022
S-PRISM (de SuperPRISM), también llamado PRISM (módulo pequeño innovador de reactor de potencia), es el nombre de un diseño de planta nuclear de GE Hitachi Nuclear Energy basado en el IFR. En 2022, GE Hitachi Nuclear Energy y TerraPower comenzaron a explorar la instalación de cinco plantas basadas en el diseño SFR Natrium en Kemmerer, Wyoming; el diseño incorpora un reactor PRISM junto con el diseño Traveling Wave de TerraPower y un sistema de almacenamiento con sal fundida. Historia La investigación sobre los reactores IFR comenzó en 1984 en el Laboratorio Nacional de Argonne en Argonne, Illinois, como parte del sistema de laboratorios nacionales del Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE), actualmente operado bajo contrato por la Universidad de Chicago.
miniatura|upright=1.5|El Experimental Breeder Reactor II (EBR II)
Argonne tuvo una sucursal llamada "Argonne West" en Idaho Falls, Idaho, que ahora forma parte del Laboratorio Nacional de Idaho. En esta sede, los físicos de Argonne West construyeron lo que se conoció como Experimental Breeder Reactor II (EBR-II). Mientras tanto, los físicos de Argonne diseñaron el concepto IFR, y se decidió convertir el EBR-II en un IFR. Charles Till, un físico canadiense de Argonne, fue el jefe del proyecto IFR, y Yoon Chang fue el subdirector. Till estaba en Idaho, mientras que Chang se encontraba en Illinois. Más adelante, Chang fue director interino de Argonne.
El concepto del IFR está descrito en detalle en Plentiful Energy: The Story of the Integral Fast Reactor.
Cancelación
Con la elección del presidente Bill Clinton en 1992 y el nombramiento de Hazel O'Leary como Secretario de Energía, hubo presiones para cancelar el IFR. El senador John Kerry (D-MA) y O'Leary lideraron la oposición al reactor, argumentando que representaba una amenaza para los esfuerzos de no proliferación, y que era una continuación del Clinch River Breeder Reactor Project, cancelado por el Congreso. Charles Till relató que, cuando le dijo a Frank N. von Hippel, asesor científico del presidente Clinton, que costaría más terminar el programa y desmantelar el reactor que finalizarlo y dejarlo inactivo, von Hippel respondió: «Lo sé; es un símbolo. Debe desaparecer».
Simultáneamente, en 1994 la secretaria de Energía O'Leary otorgó al científico líder del IFR un premio de 10.000 dólares y una medalla de oro, reconociendo que su trabajo en el desarrollo del IFR ofrecía "mejoras en seguridad, mayor eficiencia del combustible y menos residuos radiactivos".
Desde el año 2000
En 2001, como parte de la hoja de ruta de los reactores de IV generación, el DOE asignó a un equipo de 242 científicos del propio DOE, UC Berkeley, MIT, Stanford, ANL, Laboratorio Nacional Lawrence Livermore, Toshiba, Westinghouse, Universidad de Duke, EPRI y otras instituciones la tarea de evaluar 19 de los mejores diseños de reactores en 27 criterios diferentes. El IFR quedó clasificado en primer lugar en ese estudio, publicado el 9 de abril de 2002.Generation IV roadmap. Evaluation Summaries. 2002 18 diapositivas – algunas ilegibles
Actualmente, no hay reactores rápidos integrales en operación comercial. Sin embargo, el reactor BN-800, un reactor rápido muy similar que se utiliza para quemar plutonio, comenzó su operación comercial en 2016.
Descripción técnica
El IFR se enfría con sodio líquido y emplea una aleación de uranio y plutonio como combustible. El combustible se encierra en vainas de acero con sodio líquido llenando el espacio entre el combustible y la vaina. Un espacio vacío sobre el combustible permite recolectar con seguridad helio y xenón radiactivo, sin aumentar significativamente la presión dentro del elemento combustible, y también permite que el combustible se expanda sin romper la vaina, lo que hace viable el uso de combustible metálico en lugar de óxido.
Las ventajas del sodio líquido como refrigerante, en comparación con el plomo, incluyen su menor densidad y viscosidad (reduciendo los costes de bombeo), su menor corrosividad hacia los aceros comunes, y la generación prácticamente nula de subproductos activados por neutrones. Sin embargo, el sodio es químicamente reactivo, especialmente con el agua o el aire. Alternativamente, puede utilizarse una aleación eutéctica de plomo y bismuto, como en los reactores de los submarinos soviéticos de clase Alfa.
Decisiones básicas de diseño
Combustible metálico
El combustible metálico con un espacio relleno de sodio dentro de la vaina para permitir su expansión se demostró en el EBR-II. Este tipo de combustible favorece el uso del piroprocesado como tecnología de reprocesamiento.
Su fabricación es más sencilla y económica que la del combustible cerámico (óxido), especialmente en condiciones de manipulación remota.
Además, el combustible metálico tiene una mejor conductividad térmica y menor capacidad calorífica que el óxido, lo que representa una ventaja en términos de seguridad.
Refrigeración por sodio El uso de un refrigerante metálico líquido elimina la necesidad de un recipiente a presión alrededor del reactor. El sodio tiene excelentes propiedades nucleares, una alta capacidad calorífica, baja densidad, baja viscosidad, un punto de fusión razonablemente bajo, un punto de ebullición alto y buena compatibilidad con otros materiales estructurales y combustibles. La alta capacidad calorífica del refrigerante y la eliminación del agua del núcleo del reactor nuclear aumentan la seguridad inherente del núcleo.
Diseño de piscina en lugar de circuito Contener todo el refrigerante primario en una piscina proporciona varias ventajas en términos de seguridad y fiabilidad.
Reprocesamiento in situ mediante piroprocesado El reprocesamiento es esencial para obtener la mayoría de los beneficios de un reactor rápido, mejorando el uso del combustible y reduciendo los residuos radiactivos en varios órdenes de magnitud.
El procesamiento in situ es lo que hace que el IFR sea "integral". Esta característica, junto con el uso del piroprocesado, reduce el riesgo de proliferación.
El piroprocesado (utilizando un electrorrefinador) fue demostrado en el EBR-II como viable a la escala requerida. Comparado con el proceso acuoso PUREX, es más económico en coste de capital y es inapropiado para la producción de material armamentístico, a diferencia del PUREX que fue desarrollado precisamente con fines militares.
El piroprocesado hace que el combustible metálico sea la opción preferente. Estas dos decisiones están estrechamente relacionadas.
Ventajas
Los reactores reproductores como el IFR podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en el uranio o el torio, reduciendo los requisitos de combustible en casi dos órdenes de magnitud comparado con los reactores tradicionales de un solo ciclo, los cuales extraen menos del 0,65 % de la energía del uranio natural, y menos del 5 % del uranio enriquecido con el que se alimentan. Esto podría reducir significativamente la preocupación por el suministro de combustible o el consumo energético en la minería del uranio.
Lo más importante hoy es por qué los reactores rápidos son más eficientes: porque los neutrones rápidos pueden fisionar o "quemar" todos los componentes de los residuos transuránicos. Los residuos transuránicos están compuestos por actínidos – plutonio de grado reactor y actínidos menores – muchos de los cuales tienen vidas medias de decenas de miles de años o más, y hacen que la eliminación de residuos nucleares convencionales sea tan problemática. La mayoría de los productos de fisión radiactivos generados por un IFR tienen vidas medias mucho más cortas: son intensamente radiactivos a corto plazo, pero decaen rápidamente. A través de múltiples ciclos, el IFR logra que el 99,9 % del uranio y los elementos transuránicos sufran fisión y generen energía; por tanto, sus únicos residuos son los productos de fisión nuclear, los cuales, tras 300 años, tendrán una radiactividad inferior a la del mineral de uranio original.Nucleus-4-2007 pág. 15, ver gráfico SV/g, www.stralsakerhetsmyndigheten.se
El término «integral» hace referencia al reprocesamiento en el mismo sitio mediante piroprocesado electroquímico. Este proceso separa el combustible gastado en tres fracciones: uranio, isótopos de plutonio y otros elementos transuránicos, y productos de fisión. El uranio y los transuránicos se reciclan en nuevas barras de combustible nuclear, y los productos de fisión se convierten en bloques de vidrio o metal para su eliminación segura. Como los transuránicos y los productos de fisión combinados son altamente radiactivos, las operaciones de transferencia y reprocesamiento de barras de combustible requieren equipos robóticos o controlados remotamente.
Un beneficio adicional reclamado es que, como el material fisionable nunca abandona la instalación (y sería letal manejarlo si lo hiciera), el potencial de proliferación nuclear se reduce considerablemente.
Seguridad
En los reactores de agua ligera (LWR) tradicionales, el núcleo debe mantenerse a alta presión para mantener el agua líquida a altas temperaturas. En cambio, el IFR es un reactor refrigerado por metal líquido, por lo que el núcleo puede operar a presión cercana a la atmosférica, reduciendo significativamente el riesgo de un accidente por pérdida de refrigerante. Todo el núcleo del reactor, los intercambiadores de calor y las bombas primarias de refrigeración están inmersos en una piscina de sodio líquido (o plomo), haciendo muy improbable una pérdida del refrigerante primario. Los bucles del refrigerante están diseñados para permitir la refrigeración por convección natural, lo que significa que, en caso de pérdida de energía o parada del reactor, el calor del núcleo bastaría para mantener la circulación del refrigerante incluso si las bombas fallaran.
El IFR también posee ventajas de seguridad nuclear pasiva frente a los LWR. El combustible y las vainas están diseñados para que, al expandirse por aumento de temperatura, se escape más número de neutrones del núcleo, disminuyendo la tasa de fisión. Es decir, un aumento de temperatura actúa como mecanismo de retroalimentación negativa, reduciendo la potencia del núcleo. Este atributo se denomina coeficiente de reactividad negativo. La mayoría de los LWR también lo tienen, pero en el IFR este efecto es lo suficientemente fuerte como para evitar daños en el núcleo sin necesidad de intervención externa de operadores o sistemas de seguridad.