Boletín 24 para web

Boletín Energético No 24
Reactor Rápido Refrigerado por Sodio
Dr. Alejandro Villanueva
Introducción
Los reactores rápidos refrigerados por
sodio (RRS) son reactores nucleares en
donde, como su nombre lo indica, el
refrigerante es sodio líquido. Como en
todos los reactores nucleares, el calor
se produce a partir de una reacción
nuclear en cadena comandada por
neutrones; el término rápido hace
referencia a que en este tipo de reactores, los neutrones poseen velocidades
(energías) más elevadas que en los
reactores refrigerados por agua liviana
o pesada.
En total 16 reactores rápidos refrigerados por metal líquido han sido construidos y han operado hasta el año 2006.
Los primeros, comenzaron a desarrollarse en la década del '50: DFR (Inglaterra, 1954), BR-10 (Rusia, 1956), Fermi
(Estados Unidos, 1956). Entre los
reactores operados en el mundo
encontramos el espectro completo de
rangos de potencia, desde algunas
decenas de Mega Watts térmicos
(MWt) (BR-10, Federación Rusa, 8
MWt) pasando por la gama intermedia
(FFTF, Estados Unidos, 400 MWt;
MONJU, Japón 714 MWt), hasta llegar
a los reactores de tamaño comercial
(Superphénix, Francia, 2990 MWt;
único en su categoría). Otros proyectos
de reactores comerciales alcanzaron
estadíos muy avanzados (SNR2,
Alemania, 3420MWt; EFR, Euratom1,
3600 MWt), y en algunos casos sigue en
curso su desarrollo (JRRS, Japón,
3530MWt).
Originalmente, el interés primordial en
estos reactores radicaba en que con
ellos era posible la producción de
material para usos bélicos.
Posteriormente esta tecnología fue
heredada por programas de desarrollo
de usos pacíficos de la energía nuclear,
debido a que su particular y principal
ventaja radica en el uso más eficiente
del combustible nuclear. Existen en la
actualidad RRS que están en proceso
de construcción (BN-800, RusiaKasakhstan, 800 Mega Watts eléctricos
(MWe) y PFBR, India, 500 MWe). Gran
expectativa se centra en las pruebas
que se están llevando a cabo en el
reactor Monju, el cual ha reiniciado su
operación el 6 de mayo de 2010, y en el
reactor CEFR (China, 25 MWe), que ha
iniciado su operación en julio del
mismo año.
1 Consorcio de países europeos para el desarrollo de la energía nuclear.
4
Dr. Alejandro Villanueva
Boletín Energético No 24
El Proyecto GIF
Con el reverdecer de la industria
nuclear, los principales referentes a
nivel mundial han iniciado un programa de colaboración internacional, el
proyecto Generation IV International
Forum (GIF). El proyecto tiene por
objeto definir cuáles serán las líneas de
reactores avanzados con más altas
probabilidades de implementarse en el
mediano plazo. Esta nueva generación
de reactores se presenta como una
solución natural y eficiente, desde el
punto de vista del máximo aprovechamiento del combustible conservando
los criterios de máxima seguridad de la
instalación, al problema de satisfacer
las crecientes demandas de energía, en
un contexto mundial donde la escasez
de recursos de combustibles fósiles
tiende a encarecer el precio de los
mismos, frente a la carencia de una
fuente de energía alternativa a escala
masiva.
Dentro del marco del proyecto GIF, se
pretende que esta nueva generación de
reactores haga su entrada al mercado
satisfaciendo cuatro metas generales:
sustentabilidad, competitividad,
seguridad y resistencia a la proliferación de armas nucleares. Para cumplir
estos objetivos se han seleccionado seis
conceptos de referencia: un reactor de
gas rápido (GFR), un reactor de plomo
rápido (LFR), un reactor de sales
fundidas (MSR), el reactor rápido
refrigerado por sodio (denominado
SFR en el marco del foro), otro reactor
de agua supercrítica (SCWR) y por
último un reactor de muy alta temperaDr. Alejandro Villanueva
tura (VHTR).
Para su ulterior estudio y desarrollo, se
consideran tres opciones para el RRS
que se distinguen por el rango de
potencia y objetivo primordial al cual
están destinadas. Un reactor de alta
potencia (de hasta 1500 MWe) destinado a la producción de energía eléctrica
[Kotake et al., 2008], un reactor de
mediana potencia (300-1500 MWe)
pensado tanto para producción de
energía eléctrica como para la incineración de residuos radioactivos [Mignot
et al., 2008; Joo et al., 2008] y finalmente un reactor modular de baja potencia
(50-150 MWe) para este último fin
exclusivamente [Chang et al., 2005]. En
este artículo nos centraremos en la
descripción del RRS de mayor potencia
destinado a la generación de energía
eléctrica.
El RRS ofrece excelentes posibilidades
de satisfacer las metas de sustentabilidad del proyecto GIF debido al uso más
eficiente del combustible nuclear, y de
su capacidad inherente para incinerar
residuos radioactivos. Ambos hechos
están íntimamente relacionados con las
velocidades más elevadas que poseen
los neutrones en esta clase de reactores.
Los fenómenos que ocurren a nivel
nuclear dependen de la velocidad de
los neutrones que los ocasionan;
aquellos que juegan un rol esencial en
la utilización del combustible y la
incineración de residuos, resultan
favorecidos a velocidades elevadas.
De los tres tipos de reactores rápidos
que satisfacen la meta de sustentabili5
Boletín Energético No 24
dad (GFR, LFR y RRS), el RRS es la
opción de corto plazo más madura por
contar con una amplia experiencia en
construcción y operación de este tipo
de reactores a nivel mundial. En
términos generales, se puede decir que
los esfuerzos de investigación y
desarrollo (I&D) referidos a este
reactor en particular, se hallan orientados más a mejorar la performance del
mismo y no tanto al desarrollo de
tecnologías radicalmente innovativas.
La mejora esperada de la performance
provendrá, por un lado de aumentar la
densidad de potencia, lo que equivale
a extraer mayor cantidad de calor con
la misma cantidad de combustible y en
el mismo tiempo. También se pretende
incrementar el quemado, vale decir la
cantidad de energía total que puede
ser extraída de una cantidad dada de
combustible (en la práctica esta
cantidad siempre es muy inferior a la
cantidad total de energía contenida en
esa misma masa de combustible). La
densidad de potencia y el quemado
pretenden ser superiores, aumentando
aproximadamente 3.5 veces la densidad de potencia y alcanzando el
quemado de un reactor de agua
liviana. Asimismo las temperaturas que
alcanza el sodio también se espera que
sean incrementadas por encima de los
550ºC; esto permitirá aumentar la
eficiencia del proceso de transformación de calor en energía eléctrica, ya
que la misma crece a medida que se
logran temperaturas mayores del
refrigerante. Para lograr estos objetivos, el principal desafío consiste en el
desarrollo de materiales capaces de
soportar condiciones de operación
más exigentes provenientes del
incremento de la temperatura, conjuntamente con el incremento de la
densidad de potencia y de la presencia
del sodio.
Refrigerante
La elección del sodio responde al
compromiso de seleccionar un refrigerante de número másico elevado, que
simultáneamente posea una muy
buena capacidad de extracción de
calor y sea estable químicamente en los
altos campos de radiación neutrónica
en un rango amplio de temperaturas.
El número másico elevado es una
característica importante, ya que
permite que los neutrones conserven
una alta velocidad promedio. En
relación con este último aspecto el
fenómeno es similar al que ocurre
cuando se produce un choque entre
6
dos objetos; si la masa de uno de ellos
es muy superior respecto del segundo,
el objeto más liviano habrá variado
poco su velocidad después de haberse
producido el choque. De este modo,
seleccionando un refrigerante con un
número másico elevado, se logra
conservar una velocidad promedio
elevada de los neutrones durante el
proceso de colisiones que estos
atraviesan. Esta característica favorece
los procesos de incineración de
residuos radioactivos y la utilización
más eficiente del combustible.
La capacidad de extracción de calor es
Dr. Alejandro Villanueva
Boletín Energético No 24
la otra característica inherente esencial
que debe poseer el refrigerante. Como
se mencionó anteriormente, la densidad de potencia en este tipo de reactor
es muy elevada, para que la misma
pueda ser extraída sin que el combustible se altere es imprescindible que la
capacidad inherente de extracción de
calor del refrigerante sea excelente.
Asimismo es importante que, al ser un
refrigerante metálico, su punto de
fusión sea relativamente bajo
(Tfusión=98ºC), para evitar bloqueos en
el núcleo por solidificación.
Adicionalmente, el sodio posee una
temperatura de ebullición elevada
(Tebullición=892ºC), lo que hace posible
que el sistema primario opere esencialmente a presión atmosférica. Si bien
esta no es una característica imprescindible que deba poseer el refrigerante, sí
es muy atractiva, ya que permite que los
componentes mecánicos y estructurales, en particular el recipiente del
reactor, trabajen en condiciones menos
exigidas.
No obstante la temperatura de ebullición del sodio es lo suficientemente
baja como para que sea necesario
considerar la ebullición del sodio como
una posibilidad concreta durante
situaciones anormales de operación
del reactor que involucren un incremento considerable de la temperatura
del refrigerante y prever las consecuencias, a diferencia de otros refrigerantes
metálicos, como por ejemplo el plomo,
que son más ventajosos en este aspecto, ya que poseen una temperatura de
Dr. Alejandro Villanueva
ebullición mucho mayor que la del
sodio.
Las complicaciones que surgen en la
elección del sodio como refrigerante,
se deben a que éste reacciona exotérmicamente con oxígeno y con agua.
Por ello es necesario un control estricto
de la concentración de oxígeno, en el
sistema primario del reactor, que
contiene el núcleo con el combustible
en forma sólida y el sodio refrigerante y
en los sistemas intermedios de refrigeración. Por otro lado, para minimizar la
probabilidad de liberación de sodio,
estos reactores poseen un circuito
intermedio de intercambio de calor
sodio (activado) - sodio (no activado)
entre el sistema primario del reactor y el
secundario sodio (no activado)-agua
que produce el vapor para la turbina.
De esta manera, si ocurriese una fuga
en el intercambiador sodio (no activado) -agua, el sodio liberado al ambiente
no sería sodio activado.
A su vez el sodio requiere un diseño del
núcleo con baja fracción de volumen
de refrigerante debido a que su capacidad de disminuir la velocidad de los
neutrones, si bien es reducida, no es
totalmente despreciable. Esto es
factible, ya que su viscosidad es suficientemente baja como para mantener
la potencia de bombeo necesaria para
la extracción de calor dentro de límites
tecnológica y económicamente
razonables.
7
Boletín Energético No 24
El Reactor
Existen hasta la fecha dos líneas de
diseño tradicionales: el reactor tipo
pileta y el reactor tipo loop. En el
primero es el reactor tipo pileta, donde
el núcleo, las bombas principales que
mueven el sodio radioactivo y el
circuito intermedio de intercambio de
calor sodio (activado) - sodio (no
activado) están todos sumergidos en
una pileta de sodio contenida en un
único recipiente. En el segundo diseño
tipo loop, las bombas principales y el
circuito intermedio de intercambio de
calor se encuentran fuera del recipiente del reactor.
Los dos diseños que se mencionaron
están representados esquemáticamente a continuación en la Figura 1.
Figura 1: Representación esquemática de los dos diseños típicos para el RRS.
En el diseño tipo pileta, al hallarse los
intercambiadores intermedios contenidos dentro del recipiente, se reducen
las chances de que se produzca una
pérdida de refrigerante. Asimismo
como la masa total de sodio es mayor,
en situaciones accidentales el aumento
de temperatura será menor, lo cual
constituye un diseño inherentemente
más seguro. También, el sistema para
remover oxígeno dentro del recipiente
8
se simplifica porque hay sólo una
superficie superior libre.
El diseño tipo loop es más compacto lo
cual tiene la ventaja principal de
reducir costos. Por otro lado, dado que
las bombas principales y los intercambiadores intermedios se hallan fuera
del recipiente, la inspección y mantenimiento de estos componentes acarrea
menores complicaciones. También es
posible lograr un diseño con una mayor
Dr. Alejandro Villanueva
Boletín Energético No 24
diferencia de altura entre el núcleo del
reactor y los intercambiadores intermedios. Esto favorece la circulación
natural del refrigerante ya que el sodio
que se encuentra en la región del
núcleo está a mayor temperatura, que
se traduce en una menor densidad y
por ello tiende a elevarse.
Otro aspecto fundamental del reactor
es el diseño del núcleo. El núcleo es la
región dentro del recipiente del reactor,
donde se halla un conjunto de elemen-
tos combustibles. Estos elementos son
arreglos geométricos hexagonales que
albergan un conjunto de barras en cuyo
interior se encuentra el combustible
propiamente dicho. Cada barra posee
una cobertura de acero inoxidable2 que
aísla el combustible sólido contenido en
el interior, del sodio que circula en la
región externa. A continuación, en la
Figura 2, se muestra un elemento
combustible típico de un reactor
rápido.
Figura 2: Combustible hexagonal típico de un reactor rápido.
2 En reactores térmicos se usa circonio.
Dr. Alejandro Villanueva
9
Boletín Energético No 24
En el diseño del núcleo se definen
parámetros del reactor como ser:
número total de elementos combustibles y dimensiones de los mismos,
fracción de volumen del refrigerante,
del combustible y materiales estructurales. Estas cantidades, conjuntamente
con la elección del sodio como refrigerante, del tipo de combustible dentro
de la envoltura de acero inoxidable y
del tipo de materiales estructurales
(por lo general aceros ferríticos
martensíticos con agregado de óxidos
dispersos), definen totalmente el
c o m p o r t a m i e n t o d e l r e a c t o r.
Esquemáticamente, una vista superior
típica del núcleo de un reactor rápido
se muestra en la Figura 3.
núcleo interno
barras de control
núcleo externo
reflector
Figura 3: Esquema del núcleo del RRS avanzado francés de
1500 MWe [Mignot et al., 2008].
En el esquema podemos observar un
tipo distinto de elemento, denominado
barra de control, dos zonas distintas en
el núcleo y una zona externa (reflector).
Las barras de control son elementos
que contienen absorbentes neutróni10
cos. Estos absorbentes, como su
nombre lo indica, tienden a apagar la
reacción en cadena ya que al absorber
neutrones, los mismos dejan de estar
disponibles para continuar la reacción
nuclear. Mediante un dispositivo
Dr. Alejandro Villanueva
Boletín Energético No 24
mecánico es posible insertar más o
menos las barras de control dentro del
núcleo; de este modo es posible
controlar la reacción nuclear regulando su posición. Las dos zonas más
internas del núcleo corresponden a
elementos combustibles con diferente
proporción de combustible en cada
una de ellas. El reflector contiene, un
enriquecimiento mayor en material físil
(combustible), que la zona interna. De
esta manera se pretende que el calor
producido en todo el núcleo se distribuya en forma aproximadamente uniforme. Los neutrones que se hallan en las
inmediaciones de la zona externa
tienen una probabilidad mayor de
extraviarse y no regresar al núcleo. Una
vez perdidos, estos neutrones no
producirán por ende nuevas fisiones, es
decir que no contribuirán a continuar
la reacción nuclear. Para contrarrestar
esta falencia se aumenta el enriquecimiento de manera que una cantidad
menor de neutrones en esta región
quede aproximadamente equiparada
con una cantidad mayor de combustible. En la región interna se procede de
modo opuesto. Dado que la probabilidad de fuga de los neutrones es menor,
la población más abundante de los
mismos queda equilibrada con la
menor cantidad de combustible.
Uniformizar la producción de calor es
muy importante ya que existe un límite
superior para la misma que evita la falla
de los elementos combustibles. Este
límite se aplica al elemento combustible que produce la mayor cantidad de
calor dentro del núcleo. Debido a que
la relación entre el calor que producen
dos elementos combustibles en
cualquier zona siempre permanece
constante independientemente de la
potencia total del reactor, si puede
lograrse a través del diseño reducir la
cantidad de calor producida en el
elemento combustible más exigido, la
misma puede a su vez ser incrementada
en el resto de los elementos combustibles aumentando así la potencia total
producida por el reactor.
La filosofía de diseño de núcleo
promovida dentro del marco del
proyecto GIF apunta a hacer a los RRS
avanzados aún más seguros que sus
antecesores [GEN IV Report, 2008] sin
detrimento de su competitividad y
sustentabilidad.
Combustible
Tradicionalmente este tipo de reactores
han utilizado combustible mixto (MOX)
de dióxido de uranio mezclado con
dióxido de plutonio. Este compuesto es
dispuesto en forma de pastillas sólidas
dentro de una envoltura de acero
inoxidable. La envoltura de acero
separa el combustible propiamente
Dr. Alejandro Villanueva
dicho, donde es producido el calor
mediante la reacción nuclear, de la
región exterior, donde circula el sodio
para extraer este calor. Los óxidos
mixtos si bien no son especialmente
buenos conductores del calor, tienen
una temperatura de fusión muy
elevada. De esta manera, estos dos
11
Boletín Energético No 24
efectos se compensan aproximadamente y hacen posible que el sodio
alcance temperaturas del orden de los
550ºC sin que el interior del combustible, que está a una temperatura aún
mayor, funda.
La envoltura de acero inoxidable es
más resistente y capaz de conservar su
integridad durante tiempos mayores a
las envolturas que utilizan los combustibles de los reactores de agua liviana.
Por esta razón es posible alcanzar
quemados superiores en este tipo de
reactores.
Para operar reactores rápidos de modo
económicamente eficiente, es esencial
contar con la tecnología de reprocesamiento del combustible. Esta tecnología, si bien no es imprescindible para el
funcionamiento mismo del reactor,
hace posible aprovechar la mayor parte
del combustible, que de otro modo se
desperdiciaría. La razón es la siguiente:
en el transcurso de la reacción nuclear
el plutonio es consumido y el uranio es
transformado en plutonio. Idealmente
bastaría con esperar entonces a que
todo el uranio sea transformado en
plutonio y luego sea consumido. En la
práctica no obstante, esto no es factible.
La resistencia estructural y propiedades
mecánicas en general de la envoltura
de acero inoxidable se transforman por
efecto de la interacción química con el
refrigerante, de las altas temperaturas,
la radiación neutrónica y de los esfuerzos mecánicos. Debido a ello es
necesario el recambio periódico de los
elementos combustibles para mantener su integridad. En el momento en
que se efectúa el recambio, todavía hay
presente en el combustible una gran
cantidad de plutonio y una cantidad de
uranio varias veces mayor a la que ha
sido transformada en plutonio.
La tecnología de reprocesamiento
consiste en separar el plutonio y el
uranio que aún no han sido quemados;
para su reutilización en la fabricación
de nuevos elementos combustibles.
Solamente así, repitiendo subsiguientemente este proceso se hace posible
lograr un uso más eficiente del combustible.
Actividades de I&D
Hay tres líneas troncales de investigación y desarrollo promovidas en el
marco del proyecto GIF en relación al
RRS:
-desarrollo de combustibles,
-desarrollo de materiales
-balance de planta.
El estudio y desarrollo de nuevos
combustibles, sobre todo compuestos
de carburos y nitruros, tiene por objeto
12
la identificación de candidatos que
puedan soportar la incorporación de
altas densidades de residuos radiactivos para su incineración. El proceso de
incineración será más eficiente
simplemente si hay más residuos en el
mismo volumen. Por eso los compuestos más densos son de interés.
En el segundo campo, el objetivo es el
desarrollo de materiales capaces de
Dr. Alejandro Villanueva
Boletín Energético No 24
soportar temperaturas más elevadas en
los exigentes entornos que se dan en el
interior de un RRS. El incremento de
temperatura, como se dijo, hace
posible que la conversión de calor en
energía eléctrica sea más eficiente, es
decir, que se pueda producir más
energía eléctrica con la misma cantidad
de combustible.
En cuanto al balance de planta se
estudian ciclos de conversión de calor
alternativos al ciclo Rankine (aguavapor) tradicionalmente empleado en
la mayoría de los reactores comerciales.
Las dos opciones principales son un
ciclo Brayton de helio y un ciclo de
dióxido de carbono a muy alta presión.
El ciclo de helio es atractivo si la
temperatura del sodio puede elevarse
hasta el orden de los 650ºC, para lo cual
Dr. Alejandro Villanueva
es necesario el desarrollo de nuevos
materiales. Bajo estas condiciones este
ciclo proporciona una eficiencia
térmica mayor que el ciclo Rankine.
Además existiría la posibilidad de
eliminar los intercambiadores de calor
intermedios sodio-sodio, disminuyendo los costos de construcción, ya que el
helio es un gas completamente inerte y
no reacciona exotérmicamente con el
sodio. El ciclo con dióxido de carbono a
muy alta presión tiene la ventaja de
proporcionar una eficiencia mayor que
el ciclo Rankine en las condiciones
actuales de operación de los RRS.
Además, por manejar gas a muy alta
presión la turbina termina siendo más
compacta, lo que reduce los costos; sin
embargo el dióxido de carbono sí
reacciona exotérmicamente con sodio.
13
Boletín Energético No 24
Observaciones Finales
El RRS presenta ventajas y desventajas inherentes, algunas de las cuales
son independientes del diseño de la
planta. Entre las desventajas podemos citar las siguientes: la necesidad de
evitar la reacción exotérmica sodioagua impone previsiones ingenieriles
que encarecen los costos de construcción (intercambiadores de calor
intermedios, sistema de control de
oxígeno, etc.) y en algunos casos son
además complejas (tecnología para
detección temprana de fugas).
Además existen complicaciones
propias asociadas a la elección de un
refrigerante metálico; la opacidad del
sodio dificulta las tareas de inspección y
mantenimiento redundando en largas
salidas de servicio programadas. Por
otro lado el punto de fusión del mismo
es lo suficientemente elevado como
para no considerar trivial el problema
de solidificación. Asimismo es difícil
pensar en un segundo sistema diverso
de extinción, como lo es la inyección
rápida de ácido bórico (que funciona
como absorbente neutrónico) en los
reactores de agua liviana o agua
pesada.
Por otro lado, las ventajas inherentes
son: la capacidad de reproducir
material físil haciendo un uso mucho
más eficiente de las reservas uraníferas.
La capacidad de incinerar residuos
radiactivos por operar con una velocidad elevada de los neutrones. La alta
eficiencia térmica; en particular, el
sodio permite operar a altas temperaturas y ser mantenido a presión cercana a
14
la atmosférica, redundando en condiciones de operación muy favorables
para el recipiente del reactor y sistema
primario en general. Otra ventaja del
sodio es su excelente capacidad de
extracción de calor que favorece tanto
la flexibilidad en el diseño para alcanzar
núcleos con altas densidades de
potencia como también la respuesta
segura del reactor en condiciones
accidentales sin pérdida de refrigerante. Asimismo, si bien la ebullición del
sodio debe ser tenida en cuenta en la
previsión de condiciones anormales de
planta, el punto de ebullición elevado
también contribuye a esta respuesta
favorable.
Luego existen ventajas y desventajas
asociadas a las dos líneas de diseño
expuestas. La fortaleza principal del
reactor tipo pileta es la de reducir la
probabilidad de pérdida de sodio. Otra
ventaja es que la capacidad calorífica
del sistema primario es mayor por
poseer mayor masa de sodio, lo que
provee una mayor inercia térmica.
Como consecuencia, en condiciones
anormales con aumento de temperatura el combustible alcanza temperaturas
menores. Asimismo, cualquier transitorio térmico es más lento dando mayor
margen temporal de actuación a los
sistemas de seguridad. Las desventajas
radican en que el recipiente del reactor
termina siendo de gran tamaño y con
estructuras internas complejas, lo cual
incide en los costos de construcción y
además dificulta la inspección y el
mantenimiento.
Dr. Alejandro Villanueva
Boletín Energético No 24
En el reactor tipo loop, las bombas e
intercambiadores de calor se encuentran fuera del recipiente del reactor lo
cual facilita la inspección y mantenimiento y termina dando por resultado
un sistema primario más compacto,
con menor insumo de materiales y por
ende de menor costo de construcción.
Otra ventaja es la mayor diferencia de
altura entre el núcleo y los intercambiadores de calor, que favorece la convección natural en situaciones accidentales. Además el refrigerante circula por
una región espacial de menor volumen
lo cual facilita la modelización más
precisa. L a desventaja principal
consiste en que, en comparación al
diseño tipo pileta, aumenta la probabilidad de pérdida de refrigerante. Una
cuestión importante y dificultosa en
este sentido proviene del hecho de que
los intercambiadores de calor intermedios suelen tener su propia bomba
integrada; las vibraciones transmitidas
por el eje de la misma a los tubos del
intercambiador deben ser mantenidas
debajo de un umbral para acotar la
probabilidad de pérdida de refrigerante dentro de valores razonables.
Una característica independiente del
diseño es la necesidad de contar con un
dominio completo del ciclo de combus-
tible cerrado asociado a un RRS, de lo
contrario la capacidad de reproducir
material físil no se aprovecha. Este
hecho es independiente de si se utiliza o
no el reactor para transmutar actínidos.
De los tres reactores rápidos impulsados
dentro del foro GIF, el RRS es el proyecto que cuenta con el mayor grado de
madurez y posee un gran potencial para
su eventual implementación en el
mediano plazo. Esto se debe a la extensa
experiencia ganada en diseño, construcción y operación a lo largo de los
últimos cincuenta años.
En la actualidad, la existencia de
reactores RRS en pleno proceso de
construcción es un hecho que convalida el estado de madurez. La performance en operación de Monju tras el
reciente reinicio de servicio luego de
una fuga de sodio, será un factor de
peso en la definición de la filosofía
predominante de diseño en el mediano
plazo, siendo que la línea tipo loop, más
atractiva económicamente, se verá
favorecida siempre y cuando quede
fehacientemente demostrado que las
tecnologías asociadas a la predicción
temprana y mitigación de accidentes
por fuga de sodio están satisfactoriamente dominadas.
Referencias
[GEN IV Report, 2008]: http://www.gen-4.org/PDFs/GIF _2008_Annual_Report.pdf
[Kotake et al., 2008]: Kotake S., Mihara T., Niwa H., and Toda M. (2008), “Development of Advanced Loop-Type Fast Reactor in Japan”, presented at ICAPP, 8-12
June 2008, Anaheim, CA, United States.
Dr. Alejandro Villanueva
15
Boletín Energético No 24
[Mignot et al., 2008]: Mignot, G., Klein, J.-C., Chenaud, M.-S., Thevenot, C. (2008),
“Studies on French RRS Advanced core designs”. ICAPP, 8-12 June 2008,
Anaheim, CA, United States.
[Joo et al., 2008]: Joo, H.-K., Lee, K.-B., Yoo J.-W., Kim, Y.-I. (2008), “Conceptual
Core Designs for a 1200MWe Sodium Cooled Fast Reactor”. ICAPP, 8-12 June
2008, Anaheim, CA, United States.
[Chang et al., 2005]: Chang, Y., Konomura, M. and Lo Pinto, P. (2005), “A Case for
Small Modular Fast Reactor”. Global, 9-13 October 2005, Tsukuba, Japan.
Dr. Ing. Alejandro Villanueva
Grupo de Conceptos Avanzados de Reactores y Ciclos de Combustibles
Sector de Estudios de Reactores y Centrales (SERC)
Gerencia de Ingeniería de Reactores y Centrales (GIRCN)
16
Dr. Alejandro Villanueva