Los actuales procesos para conseguir energía nuclear tienen un número evidente de problemas: son poco eficientes y generan una gran cantidad de residuos altamente tóxicos y duraderos. El proceso llamado “Nuclear 2.0” plantea la capacidad de reciclar estos residuos y utilizarlos de nuevo para la fisión, reduciendo además su toxicidad y volumen. Algunas tecnologías de cuarta generación, como reactores rápidos refrigerados por metal frío, están comenzando a usarse en varios países, y son ofrecidos por compañías nucleares bien establecidas.

bidones.jpg


Los reactores nucleares apenas utilizan el 1 por ciento de la energía disponible en el uranio, dejando el resto como basura nuclear altamente radiactiva. La WEF señala que, aunque las cuestiones técnicas de almacenamiento geológico son manejables, el desafío político de estos residuos limita seriamente el atractivo de esta tecnología de energía sin emisiones de carbono y altamente escalable. Si se reciclara el residuo usado para convertirlo en uranio-238, como nuevo material fisible –conocido como nuclear 2.0–, “podría disponerse de recursos durante siglos y se reduciría drásticamente el volumen y la toxicidad a largo plazo de los residuos, que podría medirse en siglos en lugar de en milenios”



GenIVRoadmap.jpg


Sistemas de Energía Nuclear desplegables no más tarde que el 2030 y que ofrecen significativos avances en sustentabilidad, seguridad, confiabilidad y economía. Los reactores nucleares de IV generación (Gen IV) son un conjunto de diseños teóricos de reactores nucleares actualmente bajo investigación. Para la mayor parte de estos diseños no se espera que estén disponibles para su construcción comercial antes del año 2030, con la excepción de una versión del Reactor de Temperatura Muy Alta (en inglés: Very High Temperature Reactor, VHTR) llamada la Planta Nuclear de la Siguiente Generación (en inglés: Next Generation Nuclear Plant, NGNP). La NGNP tiene que ser completada hacia el año 2021. Los actuales reactores en operación alrededor del mundo son generalmente considerados sistemas de segunda o tercera generación, con la mayor parte de los sistemas de primera generación habiendo sido retirados algún tiempo atrás. La investigación en estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional de la IV Generación (en inglés: Generation IV International Forum, GIF) basado en ocho metas tecnológicas, incluyendo la mejora de la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar los desechos y la utilización de recursos naturales, y disminuir el costo de construir y operar tales plantas. Los reactores están pensados para ser usados en plantas de energía nuclear para producir energía nuclear a partir de combustible nuclear.



Tipos de reactores

Muchos tipos de reactores fueron considerados inicialmente; sin embargo, la lista fue achicada para enfocarse en las tecnologías más prometedoras y en aquellas que más probablemente podrían alcanzar las metas de la iniciativa de la IV Generación. Tres sistemas son nominalmente reactores termales y tres son reactores rápidos. El VHTR también está siendo investigado para potencialmente proveer calor de proceso de alta calidad para la producción de hidrógeno. Los reactores rápidos ofrecen la posibilidad de quemar actínidos para reducir aún más los desechos y ser capaces de generar más combustible del que ellos consumen. Estos sistemas ofrecen significativos avances en sustentabilidad, seguridad y confiabilidad, economía, resistencia a la proliferación y protección física.



Reactores termales

Reactor de Temperatura Muy Alta



Reactor1.png


El concepto del Reactor de Temperatura Muy Alta (en inglés: Very-High-Temperature Reactor, VHTR) usa un núcleo moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio de una sola pasada, usando helio o sal fundida como el refrigerante. Este diseño de reactor prevé una temperatura de salida de 1.000 °C. El núcleo del reactor puede ser ya sea un bloque prismático o un diseño de reactor de lecho de bolas. Las altas temperaturas permiten aplicaciones tales como calor de proceso o producción de hidrógeno vía el proceso termoquímico de azufre-yodo. También sería seguro pasivamente.
La construcción planificada del primer VHTR, el Reactor Modular de Lecho de Bolas (en inglés: Pebble Bed Modular Reactor, PBMR) sudafricano, perdió el financiamiento gubernamental en febrero del 2010.1 Un pronunciado incremento en los costos y preocupaciones acerca de posibles problemas técnicos inesperados disuadieron a los potenciales inversores y clientes.


Reactor Enfriado por Agua Supercrítica



Reactor2.png

El reactor de agua supercrítica (en inglés: Supercritical-Water-Cooled Reactor, SCWR)2 es un concepto que usa agua supercrítica como el fluido de operación. Los SCWR son básicamente reactores de agua ligera (en inglés: Light Water Reactor, LWR) operando a mayores presiones y temperaturas con un ciclo directo de una sola pasada. Como se concibe más comúnmente, operaría en un ciclo directo, muy parecido a un Reactor de Agua en Ebullición (en inglés: Boiling Water Reactor, BWR), pero dado que usa agua supercrítica (no confundir con masa crítica) como el fluido de operación, sólo tendría una fase presente, tal como el Reactor de Agua Presurizada (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR). Podría operar a temperaturas mucho más altas de los actuales PWR y BWR.
Los reactores enfriados por agua supercrítica son sistemas nucleares avanzados muy prometedores debido a su alta eficiencia termal (aproximadamente 45% contra los aproximadamente 33% de eficiencia para los actuales LWR) y considerable simplificación de la planta.
La principal misión del SCWR es la generación de electricidad a bajo costo. Está basado en dos tecnologías probadas, los LWR, que son los reactores de generación de energía más comúnmente desplegados en el mundo, y las calderas alimentadas por combustible fósil supercríticas, un gran número de las cuales también usadas alrededor del mundo. El concepto del SCWR está siendo investigado por 32 organizaciones en 13 países.



Reactor de Sal Fundida



Reactor3.png


El sistema de un reactor rápido enfriado por gas (en inglés: Gas-cooled Fast Reactor, GFR)2 se caracteriza por tener un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado para una eficiente conversión de uranio fértil y la administración de los actínido. El reactor es refrigerado por helio, con una temperatura de salida de 850 °C y usando un turbina de gas de ciclo Brayton directo para una alta eficiencia termal. Varias formas de combustible están siendo consideradas por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retención de los productos de la fisión: combustible de cerámica compuesta, partículas de combustible avanzadas, o elementos de revestimiento cerámico de compuestos actínidos. Las configuraciones del núcleo que están siendo consideradas están basadas en ensambles de combustible basados en pin- o placas o bloques prismáticos.




Reactor rápido enfriado por sodio


Reactor4.png



El reactor rápido enfriado por sodio2 es un proyecto que se apoya en otros dos proyectos existentes estrechamente relacionados, el reactor reproductor rápido (en inglés: Liquid Metal Fast Breeder Reactor, LMFBR) y el Reactor rápido integral.

Las metas son incrementar la eficiencia del uso del uranio al reproducir plutonio y eliminando la necesidad de que los isótopos transuránicos dejen el sitio de operación. El diseño del reactor usa un núcleo no moderado corriendo en neutrones rápidos, diseñado para permitir que cualquier isótopo transuránico sea consumido (y en algunos casos ser usado como combustible). Además a los beneficios de remover los transuránicos de larga vida media del ciclo de los desechos, el combustible SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta, haciendo que la reacción en cadena automáticamente disminuya. De esta forma, es pasivamente seguro.

El reactor rápido integral (en inglés: Integral Fast Reactor, IFR) es un diseño para un reactor nuclear con un ciclo del combustible nuclear especializado. Un prototipo del reactor fue construido, pero el proyecto fue cancelado antes de que pudiera ser copiado en otra parte.

El concepto del reactor SFR es refrigerado por sodio líquido y alimentado por un combustible de una aleación metálica de uranio y plutonio. El combustible está contenido en acero revestido con sodio líquido rellenando el espacio entre los elementos de revestimiento que componente la estructura de ensamblado del combustible. Uno de los desafíos del diseño de un SFR es controlar los riesgos de manejar sodio, que reacciona en forma explosiva cuando se pone en contacto con el agua. Sin embargo, el uso de metal líquido en vez de agua como refrigerante le permite al sistema trabajar a presión atmosférica, reduciendo el riesgo de fugas.




Reactor Rápido Enfriado por Plomo



Reactor6.png


El reactor rápido enfriado por plomo2 (en inglés: Lead-cooled Fast Reactor, LFR) se caracteriza por usar un reactor enfriado por metal líquido de espectro de neutrones rápidos de plomo o plomo/bismuto eutéctico (LBE) con un ciclo de combustible cerrado. Las opciones incluyen un rango de capacidades de planta, incluyendo una batería de entre 50 a 100 MW de electricidad que tienen un muy grande intervalo de recarga de combustible, un sistema modular con capacidad de entre 300 a 400 MW, y una opción de una gran planta monolítica de 1.200 MW. El término batería se refiere al núcleo de fábrica de larga vida, y sin ninguna estructura para la conversión de energía electroquímica. El combustible es uranio fértil basado en metal o un metal o nitruro y en transuránicos. El LFR es refrigerado por convección natural con una temperatura de salida del reactor del refrigerante de 550 °C, posiblemente alcanzando hasta 800 °C con materiales avanzados. La temperatura más alta permite la producción de hidrógeno por procesos termoquímicos.




Ventajas y desventajas

En relación a la actual tecnología de plantas de energía nuclear, los beneficios reivindicados para los reactores de cuarta generación incluyen:
  • Desechos nucleares que duran unos pocos siglos en vez de milenios3
  • 100-300 veces más de rendimiento de energía para la misma cantidad de combustible nuclear4
  • La habilidad de consumir los desechos nucleares existentes para la producción de electricidad
  • Mejorada seguridad de operación
Una desventaja de cualquier nueva tecnología de reactores son los incrementados riesgos de seguridad iniciales ya que los operadores tendrán poca experiencia con el nuevo diseño. El ingeniero nuclear David Lochbaum ha explicado que casi todos los accidentes nucleares serios han ocurrido con lo que ese momento era la tecnología más reciente. Él argumenta que el problema con los nuevos reactores y accidentes tiene dos partes: surgen escenarios que son imposibles de planificar en las simulaciones; y los humanos cometen errores.5 Como un director de un laboratorio de investigaciones estadounidense dijo, la fabricación, construcción, operación y mantenimiento de nuevos reactores encararán una fuerte curva de aprendizaje: las tecnologías avanzadas aumentarán el riesgo de accidentes y errores. La tecnología puede ser probada pero las personas no.5.




Reciclaje nuclear
Diversos proyectos tratan de crear un reactor que utilice como combustible los peligrosos residuos acumulados por las actuales centrales. Bill Gates impulsa uno de ellos:

reci.jpg


Un reactor nuclear de nueva generación alimentado por residuos radioactivos que sería capaz de satisfacer las necesidades de energía de los Estados Unidos durante los próximos 800 años. Este es el sueño del fundador de Microsoft, Bill Gates, y de su socio y ex jefe de tecnología de la empresa informática, Nathan Myhrvold.
Actualmente, del 3 al 5% del combustible que consumen los reactores nucleares es uranio 235, un isótopo que en el proceso genera un residuo puro, el uranio 238. Es precisamente este sobrante el que emplearía el proyecto de Gates, que tan sólo necesitaría una pequeña cantidad de dicho material para desencadenar un proceso cuya actividad se prolongaría durante décadas.
El reactor convertiría el uranio 238 en combustible para mantener la reacción nuclear en cadena y producir el calor necesario para generar electricidad. Hasta ahora, el residuo, conocido también como uranio empobrecido, y por tanto con menor carga de radioactividad, se ha ido acumulando en bidones sellados en los llamados cementerios nucleares, donde deberá permanecer bajo control durante siglos.
El aprovechamiento del uranio 238 ayudaría a evitar la proliferación de armas atómicas
La idea, que está siendo desarrollada por la empresa TerraPower –creada ex profeso para ello por Intellectual Ventures, un grupo dedicado a promover innovaciones tecnológicas–, pretende construir un mecanismo que tenga un bajo coste y que genere pocos desechos.
El objetivo de Gates, según reconoció en la conferencia TED2010, dedicada a los avances en nuevas tecnologías, es buscar una alternativa para conseguir cero emisiones mundiales de dióxido de carbono (CO2) para el año 2050. “Si pudiera formular un deseo para los próximos 50 años, sería reducir drásticamente la cantidad de CO2 que enviamos a la atmósfera”, afirmó.
El fundador de Microsoft añadió que el proyecto ofrece la posibilidad de limitar la proliferación de armas nucleares en el mundo, puesto que el nuevo reactor haría innecesario el enriquecimiento de uranio con el que algunos países como Irán justifican su excesiva producción de uso militar atribuyéndola a fines civiles.
El resultado, tal y como esperan los partidarios de la innovación, es que los países no necesiten enriquecer las cantidades de uranio actuales ni recuperar el plutonio del combustible gastado del reactor, con el que se fabrican las bombas atómicas.

terra.jpg

Esquema del nuevo reactor que emplearía el uranio 238 / Imagen: Terra Power



Diseñan reactor para reciclar “basura” nuclear y producir energía limpia


reciclaje.jpg

Científicos del Instituto Tecnológico de Massachusetts (MIT) trabajan en el desarrollo de un reactor que recicle los residuos nucleares y, al mismo tiempo, produzca energía eléctrica limpia que, según sus cálculos, podría abastecer a todo el planeta hasta el año 2083. La institución señala que este proyecto se denomina “Reactor de sal fundida”, una tecnología conocida desde 1950, pero ahora renovada en su totalidad por los investigadores Leslie Dewan y Mark Massie.

De acuerdo con los científicos, este dispositivo es capaz de utilizar hasta el 97 por ciento del material radiactivo que queda en las barras desechadas para producir energía. Los reactores nucleares convencionales utilizan agua como refrigerante y moderador de neutrones, a diferencia de los de sal fundida, donde el enfriador es una mezcla de ese producto.
De esta manera, los investigadores del MIT actualizaron esta tecnología con la que se ha venido experimentando desde 1950. Y la principal ventaja es que puede funcionar con los desechos de uranio o torio que provienen de los reactores convencionales de agua.
El sistema tradicional se basa en la inserción de barras radiactivas en el núcleo del reactor y allí se convierte en energía, pero no es muy productivo porque sólo se usa el 3 por ciento del material que contiene y el 97 por ciento son desechos que se almacenan en cementerios nucleares.
Con el reactor de sal fundida se podría utilizar ese 97 por ciento del material sobrante. Los investigadores señalan que cada aparato tendría un costo de mil 500 millones de dólares y generaría 500 megavatios.



Participante:
Madeleine Lagardera
Especialización en Gerencia de Tecnologías de la Información
Universidad Santa María
Julio, 2014

pufpoidjkh