La próxima generación de la energía nuclear

Publicado el 30 Ago, 2010 por Eugenio Rodríguez en Construcción

En la actualidad existen 438 centrales nucleares en operación en todo el mundo, produciendo el 16% de la electricidad del planeta, cuyas emisiones directas en dióxido de carbono y óxidos de nitrógeno (principales gases de efecto invernadero) son nulas. Esto hace de la energía nuclear un punto de referencia, cuyos nuevos avances en ingeniería permitirán que pueda ser utilizada más eficientemente en la generación de electricidad, en la producción de hidrógeno como combustible, en la desalinización en zonas donde el agua dulce es escasa, además de otras otras múltiples aplicaciones.
En un esfuerzo cooperativo internacional, la GIF (Generation IV International Forum) organiza las labores de investigación y desarrollo necesarios para establecer la viabilidad, así como las capacidades en el rendimiento de los sistemas de la próxima generación de la energía nuclear. Las metas adoptadas por el GIF, sentó las bases para la identificación y selección de seis sistemas de energía nuclear para un futuro desarrollo, que iremos detallando en este artículo.
El mayor desafío en estos diseños es evitar el actual “utilizar una vez, guardar para siempre”, empleando para ello los nuevos sistemas de reciclaje de combustible nuclear de mezcla de óxidos (MOX). En los ciclos estándares (superior al 80% de las plantas actualmente en uso), más del 96% del uranio original permanece como “desperdicio”. En el sistema MOX, este combustible se recicla en la planta para generar más energía. La desventaja principal es el uranio altamente refinado que produce, casi a nivel armamentístico. Por lo tanto, aparte de las discusiones sobre el uso de este sistema (lo que parece discutible dado los actuales entornos políticos), las nuevas innovaciones resumidas en líneas generales, se están centrado en mejores diseños de los sistemas de refrigeración.
Los seis sistemas seleccionados emplean una gran variedad de reactores, conversiones de energía y tecnologías de ciclo de combustible. Sus diseños poseen características térmicas y espectros de neutrones rápidos, ciclos del combustible cerrados y abiertos, además de una amplia gama de tamaños de reactores. Dependiendo de sus respectivos grados de madurez técnica, los sistemas de la IV generación se espera que estén disponibles para su introducción comercial en el período entre 2015 y 2030. Pero veamos más detalladamente cada uno de ellos.
1. Reactor rápido refrigerado por gas (GFR).
La alta temperatura de salida del refrigerante es usado en el sistema GFR para hacer posible la entrega de electricidad, hidrógeno, o un proceso térmico de alta eficiencia. El reactor de referencia es un sistema de 1.200 MW refrigerado por helio líquido funcionando a una temperatura de salida de 850 grados centígrados usando una turbina de gas mediante el ciclo Brayton para una alta eficiencia térmica.
Varios tipos de combustibles son los candidatos por tener el potencial para funcionar a temperaturas muy elevadas y para asegurar una excelente retención de los productos de fisión: el combustible de cerámica compuesta, partículas de combustible avanzadas, o elementos de cerámica revestida de compuestos actínidos. Las configuraciones del núcleo puede estar basado en bloques prismáticos o conjuntos basados en placas.
El GFR utiliza una turbina mediante helio de ciclo directo para la generación de electricidad, u, opcionalmente, puede utilizar su calor para procesos termoquímicos para la producción de hidrógeno. Mediante la combinación de un espectro rápido y el reciclaje completo de los actínidos, el GFR reduce al mínimo la producción de residuos radiactivos de larga duración. El espectro rápido del GFR también hace posible el uso de materiales disponibles fisionables y fértil (incluyendo el uranio empobrecido), mucho más eficientemente que los reactores térmicos de espectro de gas a través de ciclos de combustible.
2. Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR).
Las principales ventajas del sistema de LFR residen en su eficiencia de combustible, sus capacidades en términos de gestión de materiales nucleares y la menor producción de residuos radiactivos de alta actividad y actínidos. El ciclo propuesto térmico es de 400°C en la entrada del núcleo y sólo 480°C en la salida principal, todo un punto a favor en términos de uso de aceros estructurales actualmente disponibles.
El sistema de LFR tiene excelentes capacidades de gestión de materiales, ya que opera en el espectro de neutrones rápidos y utiliza un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil. Una característica importante del LFR es la mayor seguridad que ofrece los resultados en la elección de plomo líquido como refrigerante relativamente inerte. En términos de sostenibilidad, el plomo es abundante y está disponible, incluso en caso de despliegue de un gran número de reactores. Más importante aún, al igual que con otros sistemas rápidos, la sostenibilidad del combustible aumenta en gran medida por la capacidad de conversión del ciclo de combustible LFR.
El LFR fue concebido principalmente para misiones en producción de electricidad e hidrógeno, y la gestión de actínidos. Hay dos pasos previstos que conducen al desarrollo industrial del sistema LFR: en el año 2025 para los reactores que funcionan con baja temperatura relativa de refrigerante primario y densidad de potencia mínima, y para el 2035 para los diseños más avanzados. La evaluación preliminar de los conceptos del LFR fueron considerados por el Comité Directivo de Sistema Provisional (PSSC) en referencia a su desempeño en las áreas de sostenibilidad, economía, seguridad y fiabilidad.
3. Reactor de sal fundida (MSR).
En el sistema MSR, el combustible es un líquido circulante de sodio, circonio y fluoruros de uranio. El combustible de sal fundida fluye a través de canales del núcleo de grafito, produciendo un espectro epitermal. El calor generado en la sal fundida se transfiere a un sistema de refrigeración secundario a través de un intercambiador de calor medio, y luego a través de un intercambiador de calor superior al sistema de conversión de energía. La planta de referencia tiene un nivel de potencia de hasta 1.000 MW. El sistema tiene una temperatura de salida en refrigeración de 700ºC, posiblemente extendiéndose hasta los 800ºC, ofreciendo un rendimiento térmico mejorado.
El ciclo de combustible cerrado puede ser adaptado a la quema eficiente de plutonio y los actínidos menores. El combustible líquido del MSR permite la adicción de los actínidos como el plutonio y evita la necesidad de fabricación del combustible. Los actínidos (y la mayoría de los productos de fisión) forman fluoruros en el líquido refrigerante. Estos unidos a las sales fundidas, tienen excelentes características de transferencia de calor y una presión de vapor muy baja, lo que reduce las tensiones en el almacenador y la tubería.
4. Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR).
El SFR está diseñado para la gestión de residuos de alto nivel y, en particular, la gestión del plutonio y otros actínidos. Las importantes características de seguridad del sistema incluyen un tiempo de respuesta térmica, un amplio margen de refrigerante en ebullición, un sistema de atención primaria que opera cerca de la presión atmosférica, y un sistema intermedio entre el sodio radiactivo en el sistema primario y el sistema de conversión de energía. El agua/vapor y el dióxido de carbono están siendo considerados como los fluidos de trabajo para el sistema de conversión de energía a fin de lograr resultados de alto nivel en el rendimiento térmico, la seguridad y fiabilidad. Con innovaciones para reducir el costo de capital, el SFR pueden servir plenamente en los mercados de la electricidad.
El ciclo de combustible cuenta con un total de actínidos a reciclar con tres opciones principales. La primera opción es de un gran tamaño (de 600 a 1.500 MW) para el reactor refrigerado por sodio usando una mezcla de uranio y plutonio, soportado por un ciclo de combustible basado en un procesamiento avanzado acuoso mediante centralización sirviendo al número de reactores necesarios. La segunda opción es para un tamaño intermedio (de 300 a 600 MW) de reactor de tipo estanque y el tercero de un tamaño pequeño (de 50 a 150MW) de reactor refrigerado por sodio de tipo modular que emplean uranio-plutonio-actínidos-zirconio, con el apoyo de un ciclo de combustible basados en el procesamiento pirometalúrgico en instalaciones integradas con el reactor. La temperatura de salida es de aproximadamente 550ºC para todos los tres conceptos.
El espectro rápido de SFR también hace posible el uso de materiales fisionables disponibles y fértil (incluyendo el uranio empobrecido) mucho más eficientemente que los reactores de espectro térmico a través de los ciclos de combustible.
5. Reactor supercrítico refrigerado con agua (SCWR).
El refrigerante supercrítico por agua permite una eficiencia térmica alrededor de un tercio más alta que los reactores de agua ligera en curso, así como la simplificación considerable en el resto de las instalaciones, debido a que el líquido refrigerante no cambia de fase en el reactor y se acopla directamente al equipo de conversión de energía. El sistema de referencia es de 1.700 MW, con una presión de trabajo de 25 MPa, y una temperatura de salida del reactor de 510ºC, posiblemente extendiéndose hasta 550ºC, utilizando como combustible el óxido de uranio.
El sistema SCWR está diseñado principalmente para la producción eficiente de electricidad, con una opción para la gestión de los actínidos basado en dos posibilidades en el diseño de base: puede tener un reactor térmico o de espectro rápido; el segundo se basa en un ciclo cerrado mediante un reactor de espectro rápido y actínidos de completo reciclaje basados en el procesamiento avanzado acuoso en la localización central.
6. Reactor de muy alta temperatura (VHTR).
El VHTR está diseñado para ser un sistema de alta eficiencia, que puede suministrar electricidad y procesos de calor en un amplio espectro de alta temperatura, así como procesos de alto consumo energético.
El reactor de referencia tiene un núcleo de 600 MW, conectado a un intercambiador de calor medio para entregar procesos de calor. El núcleo del reactor puede ser de bloque prismático o de lecho de bolas de acuerdo con el montaje de las partículas de combustible. Estas partículas, están cubiertas con capas de sucesivos materiales resistentes a altas temperaturas, cuando se generan dentro del combustible compacto embebido en un bloque de grafito de tipo bloque prismático para el núcleo del reactor, o formado en grafito recubierto por bolas. El reactor suministra una temperatura de salida superior a los 1.000ºC, lo que permite aplicaciones como la producción de hidrógeno o diversos procesos en aplicaciones para la industria petroquímica. Como una aplicación de calor nuclear, el hidrógeno puede ser producido de manera eficiente tan solamente usando calor y agua mediante un proceso termoquímico de yodo y azufre, o un proceso de electrólisis de alta temperatura o con gas natural adicional mediante la aplicación de la tecnología reformada de vapor.
Así, la producción del VHTR ofrece una alta eficiencia en electricidad y una amplia gama de aplicaciones en procesos de calor, manteniendo las características de seguridad deseables en condiciones normales, así como eventos fuera de lo normal. Las soluciones para la gestión de residuos adecuada se desarrollarán en los próximos años, aunque la tecnología básica para el VHTR ha sido bien establecida en los antiguos reactores de altas temperaraturas refrigerados con gas.

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