BN-800 en la central nuclear de Beloyarsk es uno de los dos reactores rápidos en funcionamiento del mundo. Llevado a la potencia nominal en 2015
Bajo el corte: una historia sobre el diseño de reactores nucleares clásicos sobre neutrones térmicos, el principio de funcionamiento de los reactores nucleares rápidos (solo hay dos en el mundo, y ambos en Rusia) y el cierre del ciclo del combustible nuclear.
Estoy seguro de que será interesante para quienes les gustó la historia sobre la construcción internacional del reactor termonuclear ITER de 500 MW .
Nuestro narrador es Aleksey Germanovich Goryunov, Jefe del Departamento y Jefe del Departamento de Ciclo del Combustible Nuclear de la Escuela de Ingeniería en Tecnología Nuclear de la Universidad Politécnica de Tomsk, quien dio una conferencia sobre energía de dos componentes en el Punto de Ebullición de Tomsk .
La historia de hoy trata sobre nuevas tecnologías para el átomo pacífico: cierre del ciclo del combustible nuclear y energía nuclear de dos componentes.
Pero comencemos con cómo funciona ahora el ciclo del combustible nuclear.
Ciclo de combustible clásico
El MOX (combustible de óxido mixto) es un combustible nuclear que contiene varios tipos de óxidos de material fisible (generalmente plutonio y uranio). NAO, SAO, HLW: diferentes tipos de desechos radiactivos. SNF -
centro de combustible nuclear gastado del ciclo moderno - reactor nuclear de neutrones térmicos . Está resaltado en verde. El reactor utiliza uranio enriquecido en el isótopo 235 como combustible. Para obtenerlo, se extrae, procesa el mineral de uranio y luego se realiza un largo y costoso enriquecimiento.
En los grandes reactores que prevalecen en la energía nuclear, como el VVR-1000 refrigerado por agua a presión o el RBMK-1000 de tipo canal, el combustible gastado no se reprocesa. Se almacena en las piscinas de enfriamiento del reactor y luego se transporta al sitio de almacenamiento a largo plazo en la planta minera y química.
El proceso básico de obtención de combustible es costoso y las materias primas son un recurso agotable, por lo que la humanidad está resolviendo tensamente el problema de cerrar el ciclo del combustible; es aquí cuando el combustible se vuelve a producir a partir de desechos nucleares. Ahora, este esquema existe solo en un pequeño segmento de la energía nuclear: en los reactores de transporte e investigación.
Veamos ahora el diseño de reactores modernos.
Reactores térmicos nucleares
De manera esquemática, una central nuclear con un reactor de neutrones térmicos se puede representar de la siguiente manera:
Más adelante hablaremos de la llamada isla nuclear, que incluye la parte del reactor. Considere qué reactores están actualmente en uso y cuáles pueden lanzarse en un futuro próximo.
Diagrama convencional de una central nuclear Un
reactor es un dispositivo en el núcleo del cual se lleva a cabo una reacción en cadena autosostenida controlada de fisión de núcleos de elementos pesados, en particular uranio 235. Hoy en día, las unidades de energía de agua a agua más comunes. La imagen muestra un diagrama de tal reactor.
Esquema convencional de una planta de energía con un reactor de agua a presión
El reactor está ubicado en un edificio protegido y colinda con un edificio separado donde se ubican las unidades de energía tradicionales: la sala de turbinas y otras que se encuentran en las centrales térmicas convencionales.
Normalmente, los reactores utilizan cuatro hebras de refrigeración para mejorar la fiabilidad. El primer circuito de refrigeración del reactor incluye el propio reactor, así como las bombas de circulación principales. Su número corresponde al número de subprocesos de enfriamiento: cuatro. En cada uno de los hilos de enfriamiento se instala un generador de vapor, que separa el primer circuito del reactor del segundo, que contiene el refrigerante que ingresa a la isla tradicional.
Central eléctrica con reactor VVR
Vista general del propio reactor:
Cabe señalar que se trata de un reactor de vasija a presión, tal diseño permite lograr altos indicadores de seguridad.
Reactores nucleares rápidos
Primero un poco de física. Permítanme recordarles que los isótopos son elementos que tienen los mismos números atómicos, pero diferentes pesos atómicos. Lo más interesante es que tienen diferentes propiedades. Por ejemplo, el uranio-238 prácticamente no es fisionable en los reactores térmicos, mientras que el uranio-235 es fisionable. Para describir la probabilidad de una fisión isotópica, la física nuclear utiliza el concepto de "sección transversal de fisión".
Sección transversal de la reacción de fisión de isótopos de uranio, plutonio y torio dependiendo de la energía del neutrón La
figura muestra claramente que para el uranio-235 y el plutonio-239, podemos crear una reacción en cadena utilizando neutrones térmicos y rápidos. Y el uranio-238 en el lado izquierdo del gráfico (donde se encuentran los neutrones térmicos) no se fisionará. En la naturaleza, predomina el isótopo de uranio-238, que no se puede utilizar directamente en un reactor térmico. Hay muy poco uranio-235 en la naturaleza y se requiere un enriquecimiento costoso para obtener combustible.
El reactor de neutrones rápidos permite evitar el procedimiento de enriquecimiento de uranio-235. Pero técnicamente no es tan simple.
En un reactor de neutrones térmicos, como en todas las centrales eléctricas modernas en general, el agua se utiliza como refrigerante. Es ella quien transfiere la energía térmica a las turbinas. Ella tiene claro cómo trabajar, qué materiales de construcción usar. Sin embargo, sabemos por la física nuclear que el agua ralentiza los neutrones rápidos producidos por la fisión nuclear.
Por lo tanto, en un reactor de neutrones rápidos, los metales líquidos, por regla general, se utilizan como refrigerante, lo que complica significativamente el diseño.
Aquí tienes que resolver toda una capa de problemas de diseño científico y experimental, incluido el desarrollo de nuevos materiales.
La reacción más probable en un reactor de neutrones rápidos, la absorción de un neutrón por el isótopo uranio-238, se muestra en el siguiente diagrama.
Como resultado, el uranio-238 natural se convierte en el isótopo de plutonio-239, que tiene propiedades de fisión similares al uranio-235. Y aquí es posible convertir uranio-238 casi no fisionable en reactores térmicos en nuevo combustible nuclear.
El uranio-235 y el plutonio-239 son similares en sus propiedades. Sobre la base de estos núcleos, bien podemos obtener una reacción en cadena: al absorber neutrones rápidos y lentos, los núcleos se fisión, emitiendo neutrones secundarios, terciarios, etc.
Históricamente, los reactores rápidos más desarrollados son BN-600 y BN-800 .
Y Rusia es el único país del mundo que cuenta con reactores industriales de neutrones rápidos en funcionamiento.
Su diseño es mucho más complicado que el de un reactor de agua presurizada de doble circuito que utiliza neutrones térmicos, ya que se utiliza como refrigerante sodio líquido con un punto de fusión de ~ 98 ℃.
Esquema de una unidad de potencia con un reactor de neutrones rápidos.
En reactores con refrigerante de sodio, no podemos usar un esquema de dos circuitos, donde el primer circuito está lleno de sodio y el segundo con agua, ya que la interacción accidental del sodio irradiado con el agua tendrá consecuencias especialmente graves. En el curso de la reacción de estas dos sustancias, se libera hidrógeno explosivo y, en caso de explosión, será extremadamente problemático neutralizar el sodio fonante. Por lo tanto, se utiliza un esquema de tres circuitos. El primer circuito es de sodio (en la figura se muestra en rojo en el centro del reactor), luego un intercambiador de calor y otro circuito de sodio (intermedio) (amarillo), que permite reducir el grado de irradiación de sodio, y solo en el tercer circuito se utiliza agua, una turbina, partes térmicas y el resto del equipo. Tres bucles complican tanto el funcionamiento del reactor como su control.
El siguiente paso es BREST
El complejo energético BREST-300 es la siguiente etapa de desarrollo. Se está creando en el marco del proyecto Rosatom "Breakthrough". En lugar de sodio, se utiliza plomo como portador de calor ( punto de fusión 327 ℃). Esto permite, como en los reactores de agua a presión, utilizar solo dos circuitos, simplifica el control y aumenta la eficiencia energética.
El diseño de este reactor asegura la llamada seguridad natural: un accidente es imposible en este reactor debido a la aparición descontrolada de neutrones, lo que lleva a reacciones en cadena (aceleración del reactor en potencia).
Hay grandes esperanzas puestas en este reactor. Puede "quemar" elementos fisibles y producir plutonio, y luego usarlo para cerrar el ciclo del combustible nuclear.
El propósito del cierre es eliminar gradualmente la parte de la cadena asociada a la extracción de uranio por su enriquecimiento, así como reutilizar los residuos nucleares.
Energía nuclear de dos componentes
La ingeniería energética de dos componentes es una solución al problema de reducir la cantidad de uranio natural enriquecido necesaria para el funcionamiento de todos estos reactores. Todavía no ha alcanzado la cima de su desarrollo, esto es lo que hará la generación de escolares de hoy.
En la actualidad, estamos comenzando a producir elementos fisionables en reactores rápidos, lo que posteriormente permitirá cargar aquí combustible no enriquecido en uranio 235.
BN-600 y BN-800 ya funcionan con el llamado combustible MOX (MOX - Combustible de óxido mixto), una mezcla de plutonio-239 y óxidos de uranio. Además, los reactores pueden funcionar tanto con combustible enriquecido en uranio-235 -y en este caso para producir plutonio-239- como con plutonio.
Ciclo de combustible nuclear parcialmente cerrado
Sobre la base del Centro de demostración experimental en Seversk, y en el futuro la planta FT-2 en Zheleznogorsk, hay una instalación de almacenamiento de combustible nuclear gastado. Ahora, en la etapa final de desarrollo, se encuentra una tecnología que permitirá reprocesar combustible después del reactor VVR y devolver uranio y plutonio al ciclo. El problema del reprocesamiento se resuelve de una manera muy interesante: el uranio y el plutonio no se separan, sino que se transfieren a la producción en forma mixta. Como resultado, obtenemos conjuntos combustibles para reactores que contienen uranio y plutonio reprocesados, así como uranio natural añadido enriquecido en el isótopo 235.
Por supuesto, no hay un cierre completo del ciclo del combustible nuclear, pero este enfoque permite reducir los costos de enriquecimiento.
Además, los elementos fisibles que extraeremos del combustible gastado en los reactores VVR irán destinados a los ciclos de combustible de los reactores rápidos.
El esquema de carga de combustible MOX que contiene plutonio-239 y uranio-238 en el reactor BN-800 ya se ha elaborado, su ruta se muestra en la figura siguiente con una línea roja.
El esquema implica el uso de combustible nuclear gastado (SNF) de un reactor VVER junto con combustible de óxido con uranio-235 después de reactores BN. Durante el reprocesamiento, separamos una mezcla de plutonio y uranio, que se utiliza para fabricar combustible MOX. Y el combustible MOX gastado se reprocesa junto con el combustible después del reactor RBMK.
Resulta que partimos de la carga habitual de reactores con combustible de óxido a base de uranio-235 y paulatinamente, produciendo plutonio-239 en un reactor rápido, lo desplazamos con combustible MOX.
No podremos pasar inmediatamente de los reactores tradicionales a los rápidos, porque por cada reactor de neutrones rápidos tendremos que construir una infraestructura de reprocesamiento, que no se cargará en un principio, porque los reactores deben producir combustible que posteriormente será reprocesado. Y el esquema anterior se basa en una transición suave de los reactores existentes a los rápidos. Este esquema implica la producción de plutonio en el reactor BN-800. En el futuro, deberían aparecer instalaciones más poderosas y más rentables: BN-1200, que encarnará la naturaleza de dos componentes de nuestra energía nuclear durante la próxima década y la estrategia de la misma Rosatom.
Pero lo más interesante es lo que está sucediendo en el proyecto BREST. En Seversk ya se ha comenzado a construir un reactor de este tipo con una potencia eléctrica de 300 MW. A su alrededor se construirá un complejo que permitirá solucionar los problemas de regeneración de combustible, es decir todos los procesos en el marco del cierre del ciclo del combustible se concentrarán en un solo lugar.
En la etapa inicial, será necesaria la reposición con uranio natural o empobrecido, como se indica en la imagen. Al no tener la cantidad requerida de plutonio, podemos, como en el esquema anterior, comenzar a usar combustible combinado y producir plutonio gradualmente, cambiando a un ciclo cerrado.
En este reactor hay puestas grandes esperanzas: el mencionado circuito de protección natural no permite acelerarlo a accidentes graves. Pero aquí tendremos que afrontar una serie de problemas. Los problemas asociados con la producción de plutonio ya se han resuelto hasta cierto punto. Pero el reprocesamiento de combustible nuclear después de reactores rápidos es una cuestión abierta. Aquí es necesario asegurar una corta exposición del combustible: está caliente y con una alta radiación de fondo. Es necesario crear nuevos procesos tecnológicos, probarlos en los stands e implementarlos.
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Paralelamente, es necesario completar la solución del problema de eliminar los residuos del ciclo sin alterar el equilibrio de radiación natural de la Tierra. El ciclo de combustible proyectado debe devolver exactamente la misma cantidad de radiación que hemos extraído. En teoría, este problema se ha calculado y se puede resolver. Depende de la práctica.
A diferencia del siglo pasado, cuando era necesario obtener armas nucleares y, al mismo tiempo, energía nuclear a cualquier precio, y nadie calculaba la economía, ahora la tarea es hacer que todo sea energéticamente eficiente, económicamente viable y garantizando la seguridad natural. Y alguien tiene que hacer todo esto. Así que los especialistas en esta y áreas afines no se quedarán sin trabajo.