ES2335336A1 - Reactor nuclear heterogeneo con compuestos de berilio como refrigerante. - Google Patents

Abstract

Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante, en el que el combustible nuclear está alojado en vainas cilíndricas que se disponen con estructura reticular poligonal regular, ocupando las barritas el centro de cada retículo, y estando el resto del retículo ocupado por un material refrigerante fluido que contiene berilio, siendo el fluoruro de berilio el material preferente, y siendo el lado del polígono reticular inferior al recorrido libre media de los neutrones en dicho refrigerante fluido, consiguiéndose con la disposición de dicho refrigerante que no haya realimentación positiva entre los vaciados de refrigerante y la potencia del reactor.

Description

Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante.

Sector de la técnica

La invención se encuadra en el campo de los reactores nucleares de fisión, y particularmente en los que utilizan el combustible nuclear alojado dentro de vainas de hermeticidad, para mantener el confinamiento de los nucleidos radiactivos producidos en el seno del combustible nuclear, como consecuencia de las reacciones nucleares, particularmente la fisión; y por fuera de las vainas circula un refrigerante para extraer el calor generado en el interior del combustible.

Se denomina precisamente reactor heterogéneo al que separa el combustible de los otros materiales, notoriamente el imprescindible refrigerante, mediante una disposición estructural que esquemáticamente se basa en disponer el combustible en barritas que se introducen en el interior de vainas, agrupando una pluralidad de estas barritas envainadas en un conjunto de geometría estable mediante su alojamiento en pies y cabezales en sus extremos, y rejillas espadadoras cada cierto trecho.

El reactor nuclear está formado por una agregación de conjuntos como los descritos, que a su vez mantienen su geometría por los elementos estructurales generales del reactor, que además alojan a los elementos de control. Una parte importante de la estructura la forman los dispositivos de canalización del movimiento del refrigerante; pero lo sustantivo del reactor lo constituye el llamado núcleo del reactor, que es el volumen ocupado por el conjunto total de las barritas de combustibles nuclear, más su refrigerante que las rodea y refrigera. Según las características nucleares de los constituyentes del combustible (que pueden ser isótopos de uranio, plutonio, torio y otros actínidos) y de los componentes del refrigerante, se obtienen prestaciones muy diversas en la explotación de la energía potencial de la materia prima nuclear, que básicamente son los isótopos naturales de uranio y torio.

Antecedentes de la invención

Existe una amplia variedad de reactores en explotación comercial, y muchos otros tipos han sido o están siendo ensayados como unidades experimentales, sobre lo cual existe muy abundante bibliografía, entre la que puede señalarse el libro "Reactores nucleares" (ISBN: 84-7484-119-4) cuyos autores son los solicitantes de esta invención.

Un tipo de reactor de gran interés es el de espectro neutrónico rápido, en el cual se puede producir el fenómeno denominado "reproducción nuclear" (de "nuclear breeding" en inglés) por el cual los núcleos de uranio 238 (U-238) se convierten en núcleos de plutonio 239 (Pu-239) que son muy fácilmente fisionables por los neutrones libres del reactor, liberando mucha energía, lo cual permitiría explotar eficientemente las grandes cantidades de U-238 existentes en la naturaleza, lo cual no puede hacerse en los reactores convencionales actuales, que fundamentalmente son reactores térmicos refrigerados por agua (H_{2}O). Análogamente, el fenómeno de la reproducción permitiría explotar las cantidades, mayores aún, de torio natural, que es todo él Th-232, y que por el fenómeno de "reproducción nuclear" pasa a U-233, que es también fácilmente fisionable con neutrones.

La reproducción nuclear se ha conseguido con reactores rápidos refrigerados por metal fundido, particularmente sodio, lo cual dio origen en Francia a la línea de reactores "Phenix- Superphenix", que evidenció ciertos problemas relacionados con la inestabilidad de funcionamiento debida a la realimentación positiva entre los huecos o vaciados del sodio fundido (por ebullición o por pérdida de bombeo) y la potencia nuclear generada. Esta inestabilidad proviene de que el sodio tiene una apreciable capacidad de captura neutrónica, lo cual se mide, como toda capacidad de reacción nuclear, por el valor de su "sección eficaz", en este caso, de captura neutrónica (SECN) que se mide en barníos. Cuanto mayor es la SECN, mayor es la apetencia de ese núcleo atómico por los neutrones libres, y más merma produce en esta población.

Al desaparecer parte del sodio fundido, disminuye el número de neutrones que desaparecen por captura neutrónica, lo cual incrementa la población neutrónica libre, y hace más reactivo el reactor, es decir, se incrementa su producción de potencia térmica; lo cual a su vez provoca mayor ebullición en el sodio, que va desapareciendo del núcleo del reactor, lo que a su vez aumenta la población neutrónica libre, y por ende se incrementa la reactividad de la reacción en cadena del reactor, y por ende aumenta aún más la potencia generada, lo cual puede provocar un gravísimo accidente en el reactor.

Esta realimentación positiva viene además estimulada porque al desaparecer parcial o totalmente el sodio del reactor, el espectro neutrónico, es decir, la velocidad de los neutrones libres, se incrementa, lo cual también tiene influencia positiva en la reactividad. Esa consecuencia se debe a que los neutrones pierden velocidad en sus choques contra los núcleos atómicos, y tanto más pierden cuanta menor es la masa atómica, o número A, del núcleo en cuestión. Como el sodio tiene un valor de A de 23, en sus choques contra núcleos de sodio (Na-23) los neutrones pierden más energía que en sus choques contra el U-238, por ejemplo.

El efecto de la pérdida de velocidad neutrónica, que se llama moderación en el léxico especializado, se mide por dos parámetros: la sección eficaz de dispersión elástica (SEDE) que como toda sección eficaz se mide en barnios, y la ganancia medía de letargía por colisión (GMLC) que depende del número A (y no tiene unidades pues es adimensional). Cuanto mayores sean estos valores, mayor es el poder de moderación neutrónica de los núcleos que hacen de blanco en el choque, aunque el efecto exacto depende además de la distancia ocupada por el material en cuestión. Si ésta es menor que el recorrido libre medio de moderación (RLMM) de los neutrones en ese medio, el efecto de moderación es poco relevante. Estas cuestiones cuantitativas también habrán de considerarse al formular la invención, siendo fundamental señalar lo importante que resulta identificar qué opciones puede haber para mitigar la cuestión expuesta de la realimentación positiva entre los huecos en el refrigerante (sodio fundido, en el caso citado) y la potencia del reactor.

El problema a resolver, pues, es encontrar un montaje de materiales y configuración que eviten dicha realimentación positiva; lo cual puede aplicarse tanto a reactores críticos como subcríticos, estando en este último caso activados neutrónicamente por una fuente externa de neutrones.

Para entender y justificar la invención propuesta, se exponen a continuación ciertos valores de magnitudes relevantes en la interacción de los neutrones con diversos materiales, en lo cual se ha hecho una gran selección previa, por lo que los datos sólo se refieren al berilio (que es todo él Be-9, pues sólo tiene este isótopo natural) y el flúor (todo él F-19), más el sodio (Na-23) que se toma como referencia. En la tabla a continuación se dan para los tres nucleidos mencionados, sus valores de GMLC (ganancia media de letargía por colisión; adimensional) SEDE (sección eficaz de dispersión elástica; en barnios) RLMM (recorrido libre medio de moderación, en centímetros) y SECN (sección eficaz de captura neutrónica; en barnios), correspondiendo este último valor en neutrones de 100 electrón-voltio, que es una energía representativa del caso.

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Puede apreciarse, de manera muy señalada, que el Be-9 y el F-19 tienen valores muy bajos de SECN, del orden de la centésima parte del Na-23. Esto es especialmente útil para minimizar el efecto de realimentación positiva entre la desaparición de refrigerante y el aumento de la potencia del reactor, a través del aumento de la población neutrónica libre, cuando se produce la desaparición de refrigerante.

Existe además otro fenómeno nuclear a favor del uso del Be-9 como componente del refrigerante, y es la multiplicación neutrónica. Esta multiplicación, que es la base de la reacción en cadena, tiene lugar esencialmente a través de las fisiones en los nucleidos del combustible nuclear, pero todos los nucleidos, en mayor o menor medida, experimentan multiplicación neutrónica a través de la reacción denominada (n,2n) en la cual el nucleido blanco captura un neutrón, e inmediatamente emite dos. La cuestión es que esto no ocurre con neutrones incidentes de cualquier energía, sino sólo para neutrones suficientemente energéticos (lo cual se mide en millones de electrón- voltios, cuyo símbolo es MeV). Hay una energía del neutrón incidente, llamada energía umbral (EU) por debajo de la cual la reacción (n,2n) es imposible, o irrelevante, en ese nucleido. Por encima de EU, la sección eficaz de esa reacción (SEN2N) marca la capacidad del nucleido para realizar esa reacción, y cuanto más alto es el valor de SEN2N, mayor multiplicación de neutrones.

En la tabla siguiente se dan los datos de la EU (en MeV) y de SEN2N (en barnios) para los tres nucleidos que nos ocupan

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Se aprecia que el Be-9 tiene una mucho mayor capacidad de multiplicación neutrónica que el Na-23, lo cual significa que, si desaparece el Be que formara parte del refrigerante del reactor, se pierde un nucleido importante para la multiplicación neutrónica, lo cual tiene un efecto de realimentación negativa, y por tanto estabilizante, en la reactividad y la potencia del reactor.

Se ha de señalar además que en el pasado se propusieron tipos de reactor basados en sales fundidas que actuaran a la vez como combustibles y refrigerantes, pues la sal fundida alcanzaría la masa crítica cuando ocupara todo el volumen de la vasija del reactor, y el calor generado en su seno sería transportado por la propia sal fuera de esa vasija, y cedido a otro fluido en un intercambiador de calor, tal como esa porción de sal siguiera circulando. Una sal utilizable en este tipo de reactores es el sulfato de uranilo (SO_{4}(UO_{2})_{2}) pero el sistema tiene el extraordinario inconveniente de que los productos radiactivos aparecen en la propia sal fundida, lo que vulnera el principio esencial de seguridad, que es el confinamiento de la radiactividad. Cabe señalar que también se ha propuesto como sal a mezclar con las sales de combustible, las mezclas tipo FLIBE (así llamadas en el léxico especial) que en realidad son mezclas del fluoruro de litio (FLi) y del fluoruro de berilio (F_{2}Be). El FLi se usa para producir tritio, útil para los reactores de fusión, pues es el resultado de la captura neutrónica en el Li-6; pero esto es inútil y contraproducente para la idea de estabilizar el comportamiento de los reactores nucleares de fisión, gracias a evitar la realimentación positiva entre los vaciados de refrigerante y la potencia del reactor, que se agrava cuando se introduce un nucleido con alta sección eficaz de captura neutrónica, como es el Li-6.

Por otro lado, el FLi tiene un punto de fusión de 845 grados Celsius (ºC) y un punto de ebullición de 1676ºC; mientras que el F_{2}Be tiene esos puntos en 554ºC y 1169ºC respectivamente. Es decir, este último puede actuar como sal fundida en temperaturas alrededor de 600ºC, que son aceptables para refrigerar vainas metálicas de confinamiento del combustible nuclear, y por supuesto vainas cerámicas.

Descripción de la invención

La invención consiste en constituir el reactor como una agregación de barritas cilíndricas de combustible nuclear, sea cual sea la composición de éste, envainadas cada barrita en una vaina de material sólido termorresistente a 1.000ºC, constituyendo cada barrita la unidad reticular del núcleo del reactor, que puede corresponder, como unidad o retículo, a una sección recta triangular, cuadrada, pentagonal o hexagonal, coincidiendo el centro de la barrita con el centro geométrico del retículo poligonal, y estando ocupado el espacio del retículo exterior a la vaina por un material en estado fluido que contiene berilio entre sus componentes; pudiendo ser este material una aleación metálica fundida, una sal fundida, u otro compuesto de diversa naturaleza química; y circula a lo largo de las vainas de las barritas de combustible, impulsado por las bombas correspondientes.

Como elección preferente para dicho material refrigerante, la invención identifica el fluoruro de berilio, de fórmula química F_{2}Be, trabajando a temperaturas por encima de 555ºC, y por debajo (en realidad, muy por debajo) de 1.000ºC, siendo el rango ideal de temperaturas el que va de 580ºC en la entrada del F_{2}Be al núcleo del reactor, a 620ºC a la salida del mismo.

El núcleo del reactor, constituido por una agregación vertical de barritas de combustible envainadas y dispuestas según la estructura reticular poligonal escogida, se aloja en una vasija sólida que mantiene la integridad estructural del conjunto y conduce al refrigerante líquido en su paso por el reactor, y conecta su circuito fluido con el sumidero exterior de calor, donde el F_{2}Be transfiere a otro fluido la energía térmica extraída del reactor; siendo lo particularmente distintivo de la invención el uso de un material líquido que tenga berilio como componente químico, como refrigerante del reactor, y llenando este material líquido, que preferentemente es F_{2}Be, todo el volumen, no ocupado por la barrita de combustible y su vaina, de la estructura reticular elemental que constituye el núcleo del reactor.

El tamaño de las barritas, en diámetro y en altura, dependerá de las características del combustible nuclear usado, pero como indicación preferente se puede citar que el diámetro ha de estar entre 0,4 centímetros y 1,5 centímetros; y la altura entre 1 metro y 5 metros. Por debajo del límite menor del diámetro, es muy difícil asegurar su integridad, por esbeltez excesiva; y por encima del valor máximo, la extracción del calor resulta ineficiente, por lo que la temperatura interior sube demasiado. El tamaño total de la unidad reticular elemental vendrá dado porque la fracción de volumen ocupada por el combustible (más su vaina) estará entre el 1% y el 99% del total del retículo, estando el resto ocupado por el fluido refrigerante; y dando como dato de tamaño preferente del retículo que su lado poligonal reticular sea menor que el recorrido libre medio de moderación de los neutrones, definido éste como el inverso de la suma de los productos, para cada nucleido constituyente del material fluido refrigerante, del valor medio de la sección eficaz de dispersión elástica por la concentración volumétrica de núcleos de dicho nucleido, en dicho material fluido; que precisamente se mantiene fluido por el calor generado por las reacciones y desintegraciones nucleares y, en ausencia de éstas, por el efecto de calefacción producido por un cableado eléctrico que calienta las paredes de todo el circuito del fluido.

Breve descripción de las figuras

A continuación se pasa a describir de manera muy breve unos dibujos que ayudan a comprender mejor la invención y que se relacionan expresamente con una realización de dicha invención que se presenta como un ejemplo no limitativo de ésta.

La figura 1 muestra la unidad reticular en una disposición cuadrada, siendo la línea discontinua el límite virtual del retículo.

La figura 2 muestra una agregación de barritas de combustible, configurando un conjunto de retículos, que se disponen solidariamente para su mejor manejo.

La figura 3 muestra la unidad reticular en una disposición hexagonal, siendo de nuevo la línea discontinua el límite virtual del retículo.

Se debe señalar que estas disposiciones son totalmente convencionales, como también lo serían el retículo triangular o el pentagonal, y tan sólo se representan aquí para hacer más comprensible la descripción de la invención, que hace referencia al material a emplear como refrigerante, y al tamaño del retículo.

Descripción de una realización preferida de la invención

Para facilitar la comprensión de las materializaciones preferentes de la invención, a continuación se relacionan los elementos relevantes de la misma, que aparecen en las figuras:

1.

Barrita de combustible nuclear.

2.

Vaina hermética que contiene al combustible nuclear.

3.

Material refrigerante fluido.

4.

Límite virtual del retículo cuadrado estructural de barritas, cuya agregación en número adecuado constituye el núcleo del reactor nuclear.

5.

Elemento estructural, complementado con cabezales, pies, rejillas y otros elementos, no relevantes para la invención, que confieren rigidez estructural al conjunto de barritas y vainas, manteniendo fija la geometría reticular.

6.

Límite virtual del retículo hexagonal estructural de barritas, cuya agregación en número adecuado constituye el núcleo del reactor nuclear.

7.

Cableado eléctrico de calentamiento de los conductos por donde circula el fluido refrigerante, que se activa sólo en ausencia de reacciones y radiaciones nucleares con potencia térmica suficiente para mantener el refrigerante por encima de su punto de solidificación. Cuando se activa el calentamiento por cableado, no existe más sumidero de calor que las pérdidas inevitables por fugas térmicas.

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Partiendo de la disposición general de un reactor heterogéneo, la invención se concreta en usar un refrigerante que esté en estado líquido, y tenga alto contenido en berilio. Aunque hay aleaciones metálicas que pueden contener ciertas cantidades de berilio, éstas implican la introducción de unos nucleidos (particularmente cobre, con el que se alea bien el Be) que tienen secciones eficaces de captura neutrónica muy apreciables. Para conseguir el objetivo último de la invención, que es eliminar la realimentación positiva entre vaciados de refrigerante y la potencia del reactor, esas opciones con nucleidos capturadores de neutrones son contraproducentes. También lo son las sales fundidas que introducen, igualmente, nucleidos con alta sección eficaz de captura, como es el cloro (en particular, su isótopo CI-35, que es el más abundante). Aunque el Cl_{2}Be tiene un punto de fusión inferior al del F_{2}Be, pues es de 398ºC en vez de 554ºC, y eso facilitaría su uso como refrigerante, la sección eficaz de captura de neutrones de 100 electrón-voltio por parte del CI-35 es de 0,2 barnios, es decir, 20 veces superior a la del Na-23, y 2.000 veces superior a la del Be-9.

Como consecuencia de la adecuación de las propiedades nucleares y térmicas al objetivo buscado, la invención se materializa preferentemente con el fluoruro del berilio, F_{2}Be, que tiene un rango de funcionamiento en temperaturas aceptable para un reactor nuclear, y que contiene a los dos nucleidos de menor sección eficaz de captura neutrónica, de los que pueden constituir un material líquido o fundido con importante presencia de berilio.

Para el dimensionado del retículo, se ha de tener en cuenta que, sumando los efectos del F y del Be, el RLMM del F_{2}Be es de 1,8 centímetros, lo que es perfectamente compatible con las dimensiones de las barritas del combustible nuclear y el retículo en el que se acogerían. Si como valor del diámetro exterior de las vainas se toma 1 centímetro (cm), que es una medida muy acorde con el estado del arte, la sección recta ocupada por la barrita más la vaina tiene una superficie de 0,7854 cm^{2}. Si se fija que esa sección debe ser el 60% de la sección recta total del retículo elemental, éste ocupa 1,31 cm^{2}. Si el retículo es cuadrado, el lado del cuadrado es la raíz cuadrada de este último valor, lo que da 1,14 cm, que es notoriamente inferior al RLMM antedicho, de 1,8 cm. En este caso, el paso del retículo, o distancia entre centros de barritas, coincide con el lado del cuadrado, lo que significa que hay una separación mínima de 0,14 cm entre barritas vecinas.

Si se adopta un retículo hexagonal regular, el lado del hexágono de la unidad reticular es de 0,71 cm, lo que significa que su apotema es 0,615 cm; y la distancia entre centros de barritas vecinas es de 1,23 cm, algo superior al retículo cuadrangular. Sin embargo, en este caso cada barrita tiene 6 barritas vecinas, y en el caso cuadrangular, sólo 4. Cualquiera de las dos distribuciones reticulares es aceptable, si bien la hexagonal tiene una mayor uniformidad en la distribución del refrigerante alrededor de cada barrita.

El caudal necesario para extraer el calor generado dentro del reactor se hace posible merced a la potencia de bombeo de las bombas de circulación de la sal fundida, que vencen la pérdida de carga manométrica que sufre el fluido a su paso por los diversos elementos de su circuito, y particularmente por el núcleo del reactor. Según la altura de las barritas de combustible, esta pérdida de carga será mayor o menor, pero en todo caso es un problema superable con la adecuada potencia de bombeo del F_{2}Be.

Una vez descrita de forma clara la invención, se hace constar que las realizaciones particulares anteriormente descritas son susceptibles de modificaciones de detalle siempre que no alteren el principio fundamental y la esencia de la invención.

Claims (5)

1. Reactor nuclear heterogéneo, estando el reactor constituido por una agregación de barritas cilíndricas de combustible nuclear, sea cual sea la composición de éste, envainadas cada barrita en una vaina de material sólido termorresistente a 1.000ºC, constituyendo cada barrita la unidad reticular del núcleo del reactor, que puede corresponder, como unidad o retículo, a una sección recta triangular, cuadrada, pentagonal o hexagonal, coincidiendo el centro de la barrita con el centro geométrico del retículo poligonal, y pudiendo ser el reactor tanto crítico como subcrítico, caracterizado por que el espacio del retículo exterior a la vaina está ocupado por un material refrigerante en estado fluido que contiene berilio entre sus componentes, y circula a lo largo de las vainas de las barritas de combustible, impulsado por las bombas correspondientes; manteniéndose el refrigerante en estado fluido por el calor generado por las reacciones y desintegraciones nucleares y, en ausencia de éstas, por el efecto de calefacción producido por un cableado eléctrico que calienta las paredes o conductos de todo el circuito del fluido.

2. Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante, según reivindicación 1, caracterizado por que el material refrigerante en estado fluido puede ser una aleación metálica fundida, una sal fundida, u otro compuesto de diversa naturaleza química en estado fluido y conteniendo berilio.

3. Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante, según cualquiera de la reivindicaciones anteriores, caracterizado por que el tamaño total de la unidad reticular elemental está dado porque la fracción de volumen ocupada por el combustible (más su vaina) está entre el 1% y el 99% del total del retículo, estando el resto ocupado por el fluido refrigerante.

4. Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante, según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado por que el tamaño total de la unidad reticular elemental está determinado porque su lado poligonal reticular es menor que el recorrido libre medio de moderación de los neutrones en el seno del material fluido refrigerante, definido este recorrido libre medio de moderación de los neutrones como el inverso de la suma de los productos, para cada nucleido constituyente del material refrigerante, del valor medio de la sección eficaz de dispersión elástica por la concentración volumétrica de núcleos de dicho nucleido, en dicho material refrigerante.

5. Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante, según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado porque dicho material refrigerante es fluoruro de berilio, de fórmula química F_{2}Be, trabajando a temperaturas por encima de 555ºC, y por debajo de 1.000ºC, siendo el rango idóneo de temperaturas el que va de 580ºC en la entrada del F_{2}Be al núcleo del reactor, a 620ºC a la salida del mismo.