Los reactores de cría rápida (FBR) representan una clase de sistemas nucleares avanzados que operan con neutrones rápidos para convertir material fértil, principalmente uranio-238, en plutonio-239, produciendo efectivamente más combustible de lo que consumen. Esta capacidad de cría ofrece un camino para ampliar ampliamente la base de recursos de combustible nuclear utilizable y reducir el volumen de desechos radiactivos de larga generación.

Física de Neutron rápido y el proceso de crianza

La distinción central entre FBRs y reactores convencionales de agua ligera (LWRs) se encuentra en el espectro energético de neutrones que sostienen la reacción de la cadena. En un LWR típico, los neutrones se moderan a energías térmicas (0,025 eV) y interactúan principalmente con el uranio-235. En un FBR, el refrigerante (típicamente líquido sodio, plomo o helio) no se mantiene en neutrones moderados

El aumento de la reproducción, expresado como la relación de reproducción (BR) -la relación de los nuevos átomos fisibles producidos a los consumidos- determina si un FBR puede mantener su suministro de combustible. Un BR mayor que la unidad permite la acumulación de combustible neto; los diseños actuales alcanzan valores BR entre 1.1 y 1.4 dependiendo de la configuración de núcleo y manta.

Opciones de ciclo de combustible: Abierto versus cerrado

Dos estrategias primarias definen el ciclo de combustible para los FBR: el ciclo de una vez por vía (abierto) y el ciclo cerrado (reprocesamiento). Mientras que un ciclo abierto es técnicamente posible para un FBR, utilizaría uranio o plutonio altamente enriquecido como combustible de arranque y eliminaría el combustible gastado sin reciclaje, lo que significa que se está recuperando la ventaja de la cría.

Ciclo de combustible cerrado con procesamiento

En un ciclo cerrado, el combustible irradiado se almacena durante un período de enfriamiento (normalmente 2–5 años) antes de ser enviado a una planta de reprocesamiento. Los materiales fisibles recuperados se dirigen entonces a la fabricación de combustible, mientras que los productos de fisión y los actinidos menores se convierten en residuos.

Reprocesamiento Acuoso Convencional (PUREX)

El proceso de extracción de Plutonium-Uranium REDOX (PUREX), desarrollado originalmente para combustible LWR, se ha adaptado para combustible FBR. El combustible gastado se disuelve en ácido nítrico, y el fosfato aflutilado extractos selectivamente plutonio y uranio de productos de fisión.

Procesos Acuosos Avanzados (UREX+, COEX)

Flujos modificados, como UREX+ (desarrollados en EE.UU.) y COEX (francés CEA), permiten la coextracción de neptunio junto con plutonio y uranio, dejando un flujo de productos de fisión pura. Estos procesos tienen como objetivo reducir el riesgo de proliferación evitando corrientes de plutonio separados y permitiendo la agrupación de plúrnicos para uso directo en laboratorios de recuperación de manta o reciclo99.

Piroprocesamiento (Electrometallurgical)

Técnicas electrometodológicas, a menudo llamadas pyroprocesamiento, usan electrolisis de sal fundida para separar actinides de productos de fisión en combustibles metálicos. Este enfoque se demostró a escala piloto con el reactor de Breeder Experimental II (EBR-II) en el Laboratorio Nacional de Argonne. El pyroprocesamiento ofrece ventajas para ciclos de combustible metálico: es más compacto, resistente a daños de radiación

Tipos de combustible y fabricación

El combustible FBR debe soportar altas temperaturas, flujos de alta velocidad y daños significativos de radiación. Se están siguiendo tres formas principales de combustible: óxido mixto (MOX), aleaciones metálicas y compuestos avanzados.

El combustible de Oxido Mixed (MOX)] es el más utilizado para los FBR actuales (por ejemplo, BN-600, BN-800 en Rusia y el próximo PFBR en India). El MOX consiste en dióxido de uranio (UO2) mezclado con el contenido de plutonio (PuO2), normalmente con contenido de plutonio entre el 15% y el de radiación de duenio.

]Fuel metálico (por ejemplo, U–Zr, U–Pu–Zr aleaciones) ofrece una mayor conductividad térmica, una mejor compatibilidad con el recubrimiento de combustible y una fabricación más simple mediante el fundido. El EBR-II estadounidense utiliza una aleación U–20Pu–10Zr. El combustible metálico puede ser reprocesado eficientemente con el acto de metales minucioso.

Nítrido y Carburo Fuels] (por ejemplo, (U,Pu)N) están siendo estudiados para su alta densidad, alta conductividad térmica y compatibilidad con refrigerantes avanzados como plomo. El reactor JOYO de Japón ha probado los pines experimentales de nitrito. Los desafíos incluyen el costo de nitrógeno-15 enriquecido (para reducir la producción de carbono-14) y la necesidad avanzada.

Gestión de desechos y minimización

Un ciclo de combustible sostenible debe minimizar la carga de desechos de alto nivel (HLW) que requieren eliminación geológica. En un ciclo cerrado, sólo los productos de fisión y actinides menores (neptunium, americium, curium) permanecen como residuos; la movilidad de plutonio recuperado, uranio y los actinidos potencialmente menores son reutilizados.

La participación y la transmutación (Próximas T) es un área de investigación activa que implica separar químicamente radionúclidos de larga vida del flujo de desechos y convertirlos en isótopos de menor duración o estables a través del bombardeo de neutrones. Para FBR, el flujo de alta velocidad de manta de neutrón los hace ideales para el programa de transmutación de menor número de actini.

Consideraciones sobre la no proliferación

Todo ciclo de combustible que se ocupa de plutonio separado plantea preocupaciones de proliferación. Varias características de diseño y medidas de política mitigan estos riesgos:

  • No plutonio separado: Los ciclos cerrados que coextractan plutonio con uranio o actinidos menores producen una mezcla de combustible que es menos directamente utilizable para las armas. El proceso de producción de forma inherente produce una mezcla de actinides, aumentando las barreras isotópicas.
  • ] Dilución isotope: El plutonio que contiene más del 80% del isótopo 240Pu se considera el isótopo de “grado” y menos atractivo para el uso de armas debido a su alta emisión de neutrones espontáneo y generación de calor.
  • Ciclos multilaterales de combustible: Las propuestas de centros internacionales para el enriquecimiento, el reprocesamiento y la fabricación de combustible colocarían tecnologías sensibles bajo supervisión multinacional, reduciendo los incentivos para la proliferación nacional.
  • Salvaguardias y transparencia: Se están desarrollando técnicas avanzadas de vigilancia, como el conteo de neutrones y gamma, y se está desarrollando una vigilancia remota para verificar el cumplimiento sin perturbar las operaciones.

La solución de los beneficios del cierre del ciclo de combustible con los objetivos de no proliferación sigue siendo un reto fundamental de la política, y muchos países, incluidos los Estados Unidos, han limitado históricamente el reprocesamiento interno por esta razón.

Programas globales y proyectos de demostración

Varias naciones operan o están desarrollando FBR y ciclos de combustible asociados, cada uno con diferentes prioridades técnicas y estratégicas.

India

El programa nuclear de tres etapas FBRs es el pilar central para utilizar su abundante torio y recursos limitados de uranio. El reactor de biocombustible rápido de prototipo (PFBR) (500 MWe, sodium-cooled, MOX fuel) está llegando a su terminación en el experimento Kalparium.

Rusia

Rusia opera el único combustible de escala comercial: el BN-600 (600 MWt, 560 MWe) en Beloyarsk ha estado funcionando desde 1980, mientras que el BN-800 (800 MWt) comenzó a funcionar comercial en 2016. El BN-800 está autorizado para el combustible MOX y se ha utilizado para probar diferentes cargas de plutonio. Los diseños de próxima generación incluyen el reactor BREST-OD-300, un combustible rápido

Francia

Francia operaba el reactor Phénix (sodium-cooled, 250 MWe) de 1973 a 2009, demostrando manejo y reprocesamiento de combustible. El proyecto ASTRID (Advanced Sodium Technology Reactor for Industrial Demonstration) tenía como objetivo validar un diseño de 600 MWe con un ciclo de combustible MOX cerrado, pero se aplazó en 2019. La experiencia francesa también incluye una amplia experiencia en la reprocesamiento de combustible LWR y desarrollo de centros avanzados.

Japón

El programa FBR de Japón incluye el experimental Joyo y el prototipo Monju (280 MWe, refrigerado por sodio). Monju sufrió una fuga de sodio en 1995 y fue descompuesto en 2016. Japón ha continuado la investigación del ciclo de combustible, incluyendo el desarrollo del ciclo NEXT (reprocesamiento acuoso avanzado con fabricación de pellets simplificado) y pruebas de combustible de carga MA en Joyo.

Estados Unidos

El proyecto de RFVT [RH] se canceló en 1983.La actividad actual de los EE.UU. se centra en apoyar los diseños de GNC, incluyendo el RMFVT[L]

Retos económicos y de despliegue

A pesar del progreso técnico, ningún país ha operado todavía una flota de FBR a escala industrial.

  • Altos costos de capital: Los FBR requieren sistemas de sodio o refrigerante de plomo caros, intercambiadores especiales de calor y funciones de seguridad avanzadas. El costo por kPodemos ser 30–50% más altos que los LWR modernos.
  • ]: La construcción y explotación de plantas de reprocesamiento, líneas de fabricación de combustible y instalaciones de gestión de residuos añade miles de millones de dólares en primer lugar. Estos costos sólo se recuperan durante muchas décadas.
  • Precios bajos de uranio: Cuando el uranio es barato (como en el mercado actual), el incentivo económico para reproducir nuevos debilitamientos de combustible. Un ciclo cerrado tiene sentido sólo si los precios de uranio aumentan significativamente o si se valoran otros beneficios (reducción de desechos, seguridad de recursos a largo plazo).
  • ] Incertidumbre de reglamentación y licencias: Pocos países tienen marcos de licencias específicos para los FBR y ciclos de combustible cerrados. El proceso lleva años y a menudo requiere nuevos criterios de seguridad para las interacciones entre sodio y sodio, los incendios de sodio grandes y el manejo de combustible de alta actividad.

Sin embargo, países con estrategias energéticas a largo plazo, como India, Rusia y China, consideran que los FBR son esenciales para la independencia energética y han comprometido recursos sustanciales para su desarrollo. Se espera que las curvas de aprendizaje de proyectos sucesivos reduzcan los costos con el tiempo.

Future Outlook

El Foro Internacional Generation IV (GIF) ha identificado seis conceptos avanzados de reactores, tres de los cuales son reactores rápidos: el reactor rápido refrigerado por sodio (SFR), el reactor rápido refrigerado por plomo (LFR), y el reactor rápido refrigerado por gas (GFR). El SFR es el más maduro, con varios proyectos de demostración en construcción o planificados.

Los avances en la ciencia de materiales, como los aceros de dispersión de óxido (ODS) y los compuestos de carburo de silicio, permitirán una mayor temperatura de funcionamiento y una mayor duración de la vida útil de combustible. Se está aplicando inteligencia artificial para optimizar los patrones de recarga de combustible y predecir el rendimiento de combustible. Mientras tanto, la voluntad política de abordar el cambio climático está renovando el interés en la energía nuclear, y los FBR pueden proporcionar una fuente de energía casi renovable si el ciclo de combustible.

La colaboración internacional, a través de marcos como el Programa de Tecnología de Reactores Rápidos del Organismo Internacional de Energía Atómica y el GIF, es esencial para compartir los altos costos de desarrollo y armonizar las normas reglamentarias. Si en el próximo decenio se ve el funcionamiento exitoso del PFBR en India, el BREST-OD-300 en Rusia y el CFR-600 chino, se establecerá el escenario para un despliegue más amplio de reactores de cría rápida con ciclos de combustible sostenibles más allá de 2030 y más allá.

Para más información:
]
]
Asociación Mundial de la Nuclearidad: Reactores de Neutron rápidos
] [Foro Internacional de Generación IV: Reactores rápidos]