GENERACIÓN IV DE REACTORES NUCLEARES

A comienzos del año 2000 un grupo de países, firmó un acuerdo para crear el denominado Generation IV International Forum (GIF) Policy Group, consistente en la creación de un comité de expertos dedicado a sentar las bases para la cooperación internacional y el desarrollo de la tecnología de la llamada Generación IV de reactores nucleares.

La Generación IV consta de un conjunto de reactores cuyas tecnologías, actualmente en fase de investigación, no se basan en las de los reactores que a día de hoy se encuentran en operación, sino que constituyen nuevos y revolucionarios diseños.

Algunos de los objetivos que se pretende alcanzar con esta nueva tecnología son:

  • mejorar la seguridad intrínseca de los reactores mediante un diseño basado en principios físicos infalibles que garanticen la estabilidad del núcleo,
  • mejorar el aprovechamiento del combustible, utilizando reactores rápidos y disminuyendo la cantidad y la actividad de los residuos aplicando técnicas de reproceso,
  • al mismo tiempo, conseguir que dichos residuos sean lo menos adecuados posible para uso militar, mejorando la resistencia a la proliferación nuclear y,
  • finamente, conseguir que los reacotres sean económicamente competitivos frente a las actuales tecnologías de generación.

Con estos objetivos en mente, tras analizar más de cien conceptos diferentes de reactores, los miembros del GIF seleccionaron las seis tecnologías siguientes de reactores para su investigación y desarrollo:

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)

Este sistema de reactor rápido, que no requiere la presencia de un moderador, está refrigerado por helio a muy alta temperatura y tiene un ciclo cerrado de combustible.

Este modelo de reactor, al utlizar como combustible material fértil y transuránidos, permitiendo la fisión de actínidos de vida larga, genera residuos radiactivos de menor actividad y, da vía libre a una minimización del volumen de combustible gastado a través de múltiples reprocesamientos.

Además, la energía no aprovechada en el ciclo térmico puede usarse para otras industrias, ya que el calor residual de los gases que atraviesan la turbina del circuito secundario puede utilizarse para calentar otro ciclo de vapor, del mismo modo que lo hacen los actuales ciclos combinados, mejorando así su rendimiento.

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Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)

De nuevo encontramos un reactor rápido, en este caso refrigerado por plomo fundido, o un eutéctico plomo-bismuto (LBE), a muy alta temperatura y presión atmosférica. Asimismo, este tipo reactor dispone también de un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la gestión de actínidos.

Algunas de las ventajas del uso de plomo fundido como refrigerante son:

– la posibilidad de operar a presión atmosférica dada la elevada densidad del material, haciéndose prácticamente inexistente la pérdida de refrigerante en caso de accidente,

– la poca tendencia a absorber neutrones y, por tanto, la minimización de las interferencias del refrigerante en el comportamiento de la dinámica del reactor, y

– excelentes propiedades termodinámicas que, en caso de accidente, permitirían que la propia convección natural pudiese mantener la estabilidad del núcleo sin necesidad de sistemas externos de apoyo.

Si bien, dadas estas ventajas, el LFR se postula como uno de los diseños favoritos de los expertos, el empleo de plomo como refrigerante constituye al mismo tiempo la principal barrera tecnológica a superar, en cuanto a la opacidad que dificulta la inspección y el monitoreo del sistema en operación continua.

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Molten Salt Reactor (MSR)

El reactor de sales fundidas basa su funcionamiento en un núcleo con espectro térmico, moderado por grafito, en el que el combustible se disuelve en sales de fluoruro fundido.

Este diseño, caracterizado por trabajar a bajas presiones y muy altas temperaturas, permite obtener grandes eficiencias térmicas y, al mismo tiempo, disponer de un ciclo de combustible de reciclaje completo de actínidos.

El interés mostrado por la refrigeración con sales fundidas, tanto en el sector nuclear como en otros sectores, está dando lugar, desde hace años, a una estrategia de desarrollo tecnológico para superar los problemas de corrosión y fragilización asociados.

Además, desde 2005, los programas de I+D+i se están focalizando en el denominado Molten Salt Fast-Spectrum Reactor (MSFR) que, eliminando la presencia del moderador en el núcleo, permite obtener grandes coeficientes negativos de temperatura y de reactividad, aumentando la seguridad intrínseca del reactor.

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Supercritical Water-Cooled Reactor (SCWR)

Estos reactores utilizan, de manera análoga a la mayoría de los que actualmente se encuentran en operación, agua ligera como refrigerante.

Sin embargo, esta tecnología basa su funcionamiento en la operación por encima del punto crítico termodinámico del refrigerante (para el agua, 374°C y 22.1 MPa) y, dependiendo del reactor, pueden emplear un espectro neutrónico térmico o uno rápido. De esta forma, el refrigerante experimenta un aumento de entalpía significativamente mayor, mejorando el rendimiento y aumentando la seguridad, al disminuir el número de componentes necesarios en el circuito primario.

Algunos estudios de diseño demuestran que la eficiencia neta de estos reactores puede situarse en torno al 44% con una reducción de costes de entre el 20% y el 30% frente a diseños comerciales.

En la actualidad, los esfuerzos más importantes en este modelo se centran en mejorar las aleaciones de los componentes estructurales tanto del combustible como del propio reactor, ya que la corrosión y el agrietamiento que se producen durante las condiciones de operación suponen el principal escollo para esta tecnología.

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Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)

Nuevamente encontramos un reactor rápido, en este caso refrigerado por sodio líquido, que permite una alta densidad de potencia para un volumen relativamente pequeño de refrigerante, pudiendo operar a bajas presiones, cercanas a la atmosférica, en el circuito primario.

En este tipo de reactores, si bien es una ventaja que el ambiente interior del reactor se encuentre libre de oxígeno, evitándose así la corrosión de componentes, la presencia de un metal como el sodio, altamente reactivo frente al aire y el agua, requiere un sistema de sellado y un sistema intermedio entre el refrigerante y el sistema de conversión de energía. No obstante, este reactor presenta un alto nivel de seguridad, alcanzado mediante actuadores inherentes y pasivos, pudiendo acomodar transitorios y acontecimientos delimitados con márgenes de seguridad significativos.

Finalmente, cabe destacar que el SFR es considerado el sistema de gestión de actínidos que se puede desarrollar en el menor plazo de tiempo, dado que permite consumir como combustible los residuos radiactivos actuales y el ciclo de combustible es cerrado, una vez más, para optimizar la gestión eficiente de los actínidos y la conversión del uranio fértil.

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Very High Temperature Reactor (VHTR)

Por último, el reactor de muy alta temperatura se asimila a la evolución de los reactores de alta temperatura refrigerados por gas, ya que se trata de un diseño refrigerado por helio, moderado por grafito, que funciona en el espectro de neutrones térmicos y dispone de un ciclo de combustible abierto de uranio.

En este caso, pueden darse dos tipos de configuraciones en función del elemento combustible: la de lecho de bolas o la de bloque prismático.

Además, este tipo de reactor puede generar electricidad o suministrar calor a temperaturas desde 700°C hasta 1000°C, por lo que resulta muy atractivo para la industria química, metalúrgica o la producción de hidrógeno.

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No todos los sistemas de GEN-IV que se encuentran actualmente en fase de investigación y desarrollo están en la misma línea temporal. De este modo, aunque todavía se estima que los diseños presentados en este artículo no se desarrollen hasta dentro de dos o tres décadas, puede que alguno de ellos no llegue nunca a alcanzar la etapa de explotación comercial.

Román Lanfranco Zimmermann

Miembro de Jóvenes Nucleares

20 Septiembre 2017