ES2590495T3 - Reactor nuclear y método relacionado - Google Patents

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ES2590495T3 ES12832800.2T ES12832800T ES2590495T3 ES 2590495 T3 ES2590495 T3 ES 2590495T3 ES 12832800 T ES12832800 T ES 12832800T ES 2590495 T3 ES2590495 T3 ES 2590495T3
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Abstract

Un reactor nuclear que comprende: un material fisionable, una sal fundida, y un material moderador que contiene un hidruro de zirconio (ZrHx) en el que x está entre 1 y 4, caracterizado por que el reactor nuclear comprende una estructura de moderador formada a partir del material de moderador y una trayectoria a lo largo de la cual el material fisionable y la sal fundida pueden fluir desde un extremo de salida del moderador en un bucle a un extremo de entrada de la estructura de moderador.

Description

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DESCRIPCION
Reactor nuclear y metodo relacionado ANTECEDENTES
Esta descripcion se refiere a reactores nucleares y a metodos y aparatos relacionados.
Una reaccion nuclear auto-sostenible en combustible nuclear dentro de un nucleo de reactor puede ser utilizada para generar calor y a su vez energfa electrica. En reactores tipicos de sales fundidas (a veces llamados MSR), el combustible nuclear esta disuelto en una sal fundida. En algun MSR propuesto, el combustible nuclear incluina actmicos recuperados del combustible nuclear gastado (a veces llamado SNF o simplemente combustible gastado) de otros reactores.
La patente Suiza N° 596 638 describe un metodo para la liberation de energfa nuclear por micro-explosiones y un reactor nuclear.
RESUMEN
En terminos generales, lo que se ha descrito aqrn es un metodo y un aparato de reactor nuclear que utiliza sal fundida y material fisionable que son tipicamente combustible gastado al menos en parte del otro reactor, y un moderador elegido y estructurado para provocar una reaccion crftica.
La presente invention se refiere a un reactor nuclear como se ha expuesto en la reivindicacion 1, y a un metodo como se ha expuesto en la reivindicacion 9.
Otras realizaciones se han descrito en las reivindicaciones dependientes.
Otros aspectos, caractensticas, implementaciones, y ventajas resultaran evidentes a partir de la descripcion siguiente, y a partir de las reivindicaciones.
DESCRIPCION
La fig. 1 es un diagrama esquematico.
Las figs. 2, 5, 6, 7, 8, y 9 son vistas en section de nucleos de reactor.
La fig. 3 es un diagrama esquematico asociado con una simulacion.
La fig. 4 es una grafica de flujo de neutrones.
La fig. 10 es un diagrama de flujo.
La fig. 11 es una grafica de secciones transversales.
Entre otras cosas, implementaciones de lo que se ha descrito aqrn son prometedoras para la production de electricidad de forma segura a un coste relativamente bajo utilizando el combustible nuclear gastado (en algunos casos sin tratamiento adicional) procedente de reactores nucleares existentes y utilizando elementos de tecnologfa de reactor nuclear que han sido probados o son considerados factibles. El reactor nuclear que se propone utilizar para generar la electricidad lleva al combustible gastado a un estado que es mucho menos problematico desde una perspectiva medio ambiental y de elimination de residuos - las reacciones nucleares que ocurren en el reactor inducen la fision en la mayona de los actmidos que comprende el combustible gastado, reduciendo sus vidas medias radioactivas. Al menos algunas implementaciones de lo que se ha descrito aqrn modifican la tecnologfa de reactor de sales fundidas desarrollada previamente para permitir la utilizacion de combustible gastado de otros reactores.
Al menos en algunas de las implementaciones, una caractenstica importante del reactor de sales fundidas modificado es que la mezcla de combustible-sal fundida incluye todo el material que esta contenido en el combustible nuclear gastado. Cuando se hace referencia al combustible gastado, SNF, o combustible nuclear gastado, se quiere decir todo el material combustible que se encuentra en un conjunto de combustible gastado a exception del material de revestimiento, que tecnicamente no es parte del combustible gastado. En efecto, al menos en alguna de las implementaciones, el nucleo de reactor utiliza todo el combustible gastado sin requerir ninguna separation u otra manipulation.
Tambien, una caractenstica importante es que una forma de hidruro de zirconio (ZrHx, donde x puede variar desde 1 a 4) es utilizada como un moderador. En algunos casos, el moderador de hidruro de zirconio es utilizado como parte de los elementos que forman un nucleo de reactor estacionario. En algunos casos, el moderador de hidruro de zirconio es utilizado en elementos de moderador moviles que pueden ser insertados en el nucleo de reactor y retirados del mismo. En algunos casos, el moderador de hidruro de zirconio es utilizado tanto en el nucleo de reactor estacionario como en los elementos de moderador. El hidruro de zirconio puede ser mas eficaz que otros moderadores en la produccion de neutrones que tienen niveles de energfa apropiados para permitir que el combustible gastado, que de otro modo podna
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ser incapaz de hacerlo asf, resulte cntico dentro del nucleo de reactor. En algunos casos, los elementos de moderador fijos o moviles o ambos pueden ser uno o mas hidruros. En algunos casos, los elementos pueden ser uno o mas derivados acidos del deuterio. En algunos casos, los elementos pueden ser una combinacion de hidruros o derivados acidos del deuterio.
Aunque alguna de las implementaciones que se han descrito aqu contemplan combinaciones de reactores de sal fundida que utilizan el combustible gastado y moderadores muy eficaces tales como hidruro de zirconio, en algunas implementaciones, puede que no sea necesario incluir todas estas caractensticas juntas en una sola instalacion.
La fig. 1 es un diagrama esquematico de una central de reactor nuclear 100 ejemplar que incluye un nucleo 106 de reactor nuclear en un bucle principal 102. Una mezcla 103 de combustible-sal fundida (lfquida) es hecha circular 105 de forma continua dentro del bucle principal 102, incluyendo a traves del nucleo de reactor 106. El bucle principal es cargado con suficiente mezcla de combustible-sal para llenar el bucle, incluyendo el nucleo de reactor. La parte de la mezcla de combustible-sal que esta en el nucleo de reactor en un momento dado esta en una configuracion cntica, generando calor. (Combustible que ha salido del nucleo de reactor y esta en el resto del bucle no esta en una configuracion cntica). Mientras la mezcla de combustible-sal esta en esta configuracion cntica en el nucleo de reactor, neutrones inducen la fision en los actmicos, generando calor, y convirtiendo los actmidos en productos de fision.
La sal (a veces se utiliza la simple palabra sal de forma intercambiable con mezcla de combustible-sal o combustible) se desplaza a traves del bucle principal a un caudal de masa rapido - en algunas implementaciones; este caudal es aproximadamente de 800 kilogramos por segundo. En algunas implementaciones, el caudal podna ser superior a 800 kilogramos por segundo o inferior a 800 kilogramos por segundo. La sal es movida rapidamente, debido a que se genera una gran cantidad de calor en la sal por la fision de actmidos en el nucleo 106 de reactor, y el calor transportado en esta sal caliente debe ser movido rapidamente al intercambiador de calor 112.
Debido a que la sal se esta desplazando muy rapido, solo una pequena fraccion de los actmidos son fisionados en el nucleo de reactor durante cada pasada a traves del bucle. Los actmidos, sin embargo, pasan muchas veces a traves del nucleo de reactor. En algunos casos, despues de un valor de 10 anos de pasadas a traves del nucleo de reactor, por ejemplo, aproximadamente el 30% de una cantidad inicial dada de actmidos puede ser convertida en productos de fision.
Los actmidos disueltos en la mezcla de combustible-sal 103 pueden ser una amplia variedad de actmidos y combinaciones de actmidos y pueden originarse a partir de una amplia variedad de fuentes y combinaciones de fuentes. En algunas implementaciones, por ejemplo, los actmidos pueden ser de un combustible nuclear gastado 139 generado por los reactores nucleares existentes 143. En algunas implementaciones, los actmidos se originan a partir de armas decomisadas 152 e incluyen plutonio y/o uranio. En algunos ejemplos, las fuentes pueden incluir uranio natural 155. En algunos ejemplos, las fuentes pueden incluir uranio empobrecido 159 (que sobra de un proceso de enriquecimiento). En algunos ejemplos, las fuentes pueden incluir combustible fresco 157 (que puede abarcar uranio enriquecido en U-235, o una mezcla de torio fertil y materia fisionable tal como U-233, U-235, Pu-239, o Pu-241). En algunos ejemplos, las fuentes pueden incluir una combinacion de cualesquiera dos o mas de combustible fresco 157, plutonio o uranio de armas decomisadas 152, uranio natural 155, uranio empobrecido 159, o combustible nuclear gastado 139.
La distribucion de los niveles de energfa de neutrones en el nucleo de reactor afecta la eficacia con la que se produce la fision de actmido en la mezcla de combustible-sal en el nucleo.
Una seccion transversal es una medida de la probabilidad de una cierta reaccion que ocurre cuando un neutron interactua (por ejemplo, colisiona) con un nucleo. Por ejemplo, una seccion transversal de absorcion mide la probabilidad de que un neutron sea absorbido por un nucleo de un isotopo particular si es incidente sobre ese nucleo. Cada isotopo tiene un unico conjunto de secciones transversales, que vanan como una funcion de una energfa cinetica de neutron incidente.
La distribucion de energfas cineticas en una poblacion de neutrones de un sistema esta representada, por un espectro de energfa de neutrones. Neutrones producidos durante una reaccion de fision tienen, de media, energfas cineticas iniciales en la region “rapida” del espectro de energfa de neutron. Los neutrones rapidos tienen energfas cineticas mayores que, por ejemplo, 10 keV. Neutrones epidermicos tienen energfas cineticas entre, por ejemplo, 1 eV y 10 keV. Los neutrones termicos tienen energfas cineticas de, por ejemplo, aproximadamente 0,025 eV. En el contexto de reactores nucleares, los neutrones termicos se refieren mas ampliamente a aquellos con energfas cineticas por debajo de, por ejemplo, 1 eV.
En algunas implementaciones, es deseable para el nucleo de reactor (incluyendo la mezcla de combustible-sal en el nucleo) tener un espectro de energfa de neutron que comprende una gran poblacion de neutrones termicos, porque en muchos casos los neutrones termicos inducen la fision en actmidos mas facilmente de lo que lo hacen los neutrones rapidos. La disminucion de la poblacion de neutrones termicos en el nucleo de reactor reduce la tasa de fision de actmido en el nucleo de reactor.
La eleccion de sales que han de ser utilizadas para la mezcla de combustible-sal depende, entre otras cosas, del efecto que la sal puede tener sobre los niveles de energfa de neutrones dentro de la mezcla.
Varios factores diferentes deben ser tenidos en consideracion al elegir una composicion de sal para un reactor de sal
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fundida. Las consideraciones importantes son: la solubilidad de los nucleos pesados en la sal (generalmente, solubilidades mas altas son mejores), la seccion transversal de captura de neutrones de los isotopos que comprenden la sal (generalmente, una seccion transversal de captura inferior es mejor), y moderar la capacidad de los isotopos que comprenden la sal (generalmente, una capacidad de moderacion superior es mejor).
La solubilidad de nuclefdo pesado depende de la composicion qmmica de la sal (por ejemplo, el fluoruro de litio tiene una solubilidad de nuclefdo pesado superior que la del fluoruro de potasio). En algunas implementaciones, las composiciones de sal preferidas son aquellas con solubilidades de nuclefdo pesado superiores. De acuerdo con nuestro analisis, varias composiciones de sal (detalladas en la siguiente seccion) tienen solubilidades de nuclefdo pesado suficientemente altas para permitir que la mezcla de combustible-sal en el nucleo de reactor permanezca cntica. Como de alta necesita ser la solubilidad depende del combustible que se esta utilizando. En simulaciones basadas en un modelo con diez anillos de ZrHi,6 (descritos de forma mas detallada mas adelante) y utilizando combustible fresco enriquecido al 20% de U-235, el 0,35% de solubilidad de nuclefdo pesado fue suficiente. Un diseno de reactor nuclear autorregenerable de sal fundida propuesto previamente habfa planeado utilizar una sal con el 12% de nuclefdos pesados. Utilizando todo el vector de actmido de combustible gastado en sistemas descritos aqm, se estima una necesidad de al menos el 20% de solubilidad. Todos los porcentajes estan expresados en % molar.
La seccion transversal de captura de neutrones depende de la composicion isotopica de una o de mas especies particulares en la sal. Li-7 tiene una seccion transversal de captura de neutrones menor que Li-6, y es por lo tanto probable que sea un isotopo de litio mejor para la sal de fluoruro de litio, cuando se esta utilizando una sal de fluoruro de litio). Se espera que las sales de cloruro sean, en general, menos utiles que las sales de fluoruro porque el cloro se compone principalmente de Cl-35, que tiene una seccion transversal de captura de neutrones alta. Como se ha explicado en las secciones subsiguientes, en las sales que han sido consideradas para utilizar, el otro componente podna incluir ventajosamente elementos mas ligeros tales como litio, que tiene una capacidad de moderacion mayor que los elementos mas pesados tales como el cloro.
En algunas implementaciones, la mezcla de combustible-sal 103 comprende una sal de halogenuro fundida (por ejemplo, LiF-(Nuclefdo Pesado)Fx). En las formulas qmmicas precedentes y subsiguientes, un nuclefdo pesado puede ser, por ejemplo, un lantanido, o puede ser un actmido, o puede ser alguna combinacion de los dos. Hay al menos tres clases generales de sales de halogenuro que pueden ser utilizadas en reactores de sal fundida: pueden utilizarse sales de cloruro, pueden utilizarse sales de fluoruro, y pueden utilizarse sales de yoduro, o puede utilizarse una combinacion de cualesquiera dos o mas de ellas. En algunas implementaciones, puede haber ventajas al utilizar sales de fluoruro en el sistema de reactor nuclear 100. (Como se ha mencionado anteriormente, por ejemplo, el isotopo Cl-35, que tiene una abundancia natural del 75,55% en sales de cloruro que se producen de forma natural, tiene una seccion transversal de absorcion de neutrones termicos alta. Una sal de cloruro, por el contrario, reduce por lo tanto el numero de neutrones termicos en el espectro de energfa de neutron del nucleo de reactor).
Las composiciones de sales adecuadas pueden incluir cada uno de los siguientes tomados de forma individual, y combinaciones de cualesquiera dos o mas de ellos: LiF-(Nuclefdo Pesado)Fx, NaF-BeF2-(Nuclefdo Pesado)Fx, LiF-NaF- (Nuclefdo Pesado)Fx, NaF-KF-(Nuclefdo Pesado)Fx, y NaF-RbF-(Nuclefdo Pesado)Fx. Las composiciones ejemplares que utilizan estas especies pueden incluir cada uno de los siguientes o combinaciones de cualesquiera dos o mas de ellos: 8,5%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-34%molarNaF-57,5%molarBeF2, 12%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-76%molarNaF- 12%molarBeF2, 15%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-25%molarNaF-60%molarBeF2, 22%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-
33%molarLiF-45%molarNaF, 22%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-78%molarLiF, 25%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-
48,2%molarNaF-26,8%molarKF, 27%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-53%molarNaF-20%molarRbF, 27,5%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-46,5%molarNaF-26%molarKF, y 30%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-50%molarNaF-20%molarKF.
Aunque una sal con una solubilidad de nuclefdo pesado alta es util, tambien deben tenerse en cuenta consideraciones distintas a la solubilidad de nuclefdo pesado. La composicion con el porcentaje molar mas elevado de (Nuclefdo Pesado)Fx no es necesariamente la mas deseable. Por ejemplo, 30%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-50%molarNaF- 20%molarKF tiene una concentracion de nuclefdo pesado superior que 22%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-78%molarLiF, pero el 22%molar(Nuclefdo Pesado)Fx-78%molarLiF puede ser mejor porque el litio en la segunda sal tiene una capacidad de moderacion mayor que el sodio o el potasio en la primera sal. Elementos mas ligeros tales como el litio tienen una capacidad de moderacion mayor que elementos mas pesados tales como el sodio. En algunas implementaciones, una mezcla de combustible-sal 103 comprende una sal de fluoruro de litio que contiene nuclefdos pesados disueltos (LiF(Nuclefdo Pesado)Fx). En algunas implementaciones, una mezcla de LiF-(Nuclefdo Pesado)Fx puede contener hasta, por ejemplo, 22%molar (Nuclefdo Pesado)Fx. El litio es un elemento muy ligero y su capacidad de moderacion puede hacerle ventajoso neutronicamente para un reactor de espectro termico. Li-7, en particular, tiene propiedades neutronicas deseables. Li-6 tiene una seccion transversal de absorcion de neutrones termicos significativamente mas alta (941barns; 1 barn = 10-24 m2) que Li-7 (0,045 barns). La absorcion de neutrones por el litio disminuye la radiactividad del reactor porque los neutrones absorbidos por el litio no estan disponibles para separar actmidos. Como tal, en algunas implementaciones, el litio en la sal puede ser enriquecido de modo que tenga una alta fraccion de Li-7, lo que reduce la tendencia de la mezcla de combustible-sal de absorber neutrones termicos.
En algunas implementaciones, se puede anadir berilio a la sales de halogenuro fundidas para bajar las temperaturas de fusion de las sales. En algunas implementaciones, la mezcla de combustible-sal 103 comprende una sal de fluoruro de
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litio de berilio que contiene nucleos pesados disueltos (LiF-BeF2-(Nuc^do Pesado)Fx). La presencia de berilio en la mezcla de combustible-sal puede, sin embargo, reducir la eficacia del enriquecimiento de Li-7, porque Li-6 es producido en reacciones (n, a) con Be-9. Por lo tanto, en algunas implementaciones, no se anade berilio a la sal fundida. En algunas implementaciones, se anade una cantidad reducida de berilio.
Ademas, anadir berilio puede disminuir la solubilidad de actmidos en la sal. Debido a que hay menos material fisionable por kilogramo de combustible nuclear gastado que de combustible fresco, puede requerirse una concentracion de actmidos superior para hacer que el sistema de reactor nuclear 101 resulte cntico. Retirar completamente el BeF2 de la sal puede aumentar la solubilidad de actmidos de la sal desde el 12,3% al 22%, suficiente para permitir que la mezcla de combustible-sal alcance la criticidad sin procesar primero el combustible nuclear gastado para aumentar la relacion fisionable a fertil (por ejemplo, retirando el uranio). En algunas implementaciones, el aumento resultante en solubilidad de actmidos permite a la central de reactor nuclear 100 utilizar el vector de combustible nuclear gastado completo como combustible. En algunas implementaciones, tambien se puede utilizar una mezcla de combustible nuclear gastado, o partes de ello, combinada con otros elementos de combustible.
Durante el funcionamiento, la mezcla de combustible-sal 103 llena el nucleo 106 de reactor. Algunos de los neutrones libres procedentes de reacciones de fision en el nucleo 106 de reactor pueden inducir la fision en otros atomos de combustible en el nucleo 106 de reactor, y otros neutrones procedentes de la reaccion de fision pueden ser absorbidos por atomos que no son de combustibles o que se han escapado del nucleo 106 de reactor. La mezcla de combustible-sal en el nucleo de reactor puede estar en un estado cntico o auto-sostenible cuando el numero de neutrones que se producen en el nucleo 106 de reactor es igual o sustancialmente igual al numero de neutrones que se pierden (por ejemplo, a traves de la fision, la absorcion o el transporte fuera del sistema (por ejemplo, “fuga”)). Cuando se esta en un estado cntico, la reaccion nuclear es auto-sostenible.
En algunos casos, si la mezcla de combustible-sal en el nucleo de reactor esta en un estado cntico se determina principalmente por tres factores: las propiedades nucleares de la mezcla de combustible-sal, las propiedades de los materiales utilizados para fabricar el nucleo 106 de reactor, y la disposicion geometrica de la mezcla de combustible-sal y de los otros materiales en el nucleo de reactor. La combinacion de estos tres factores determina principalmente la distribucion de neutrones en el espacio y la energfa a lo largo del nucleo 106 de reactor y, de este modo, la tasa de las reacciones que se producen en el nucleo 106 de reactor. El nucleo 106 de reactor puede ser disenado para mantener la mezcla de combustible-sal en el nucleo de reactor en un estado cntico disponiendo la mezcla, la disposicion geometrica, y los materiales de modo que la tasa de produccion de neutrones es igual exacta o aproximadamente a la tasa de perdida de neutrones.
Generalmente, U-235 y Pu-239 tienen una seccion transversal de fision mayor en la region de energfa de neutron termico que la que tienen en la region de energfa de neutron rapido, es decir, estos nucleos son fisionados mas facilmente por los neutrones termicos que por los neutrones rapidos.
La captura de neutrones es otra reaccion nuclear posible y puede ocurrir entre U-238 y un neutron. En una reaccion de captura de neutrones, el nucleo absorbe un neutron que es incidente sobre el, pero no vuelve a emitir ese neutron o sufre una fision.
En algunos casos, las energfas de neutron mas eficaces para transmutar U-238 a Pu-239 estan en la region epidermica. Pu-239, un isotopo fisionable, es producido cuando U-238 captura un neutron para convertirse en U-239, cuyo beta decae a Np-239, cuyo beta decae a Pu-239. El rango de energfa optima para la conversion de U-238 a U-239 (y eventualmente a Pu-239) se determina por las secciones transversales de U-238. En la fig. 11, la seccion transversal de fision de U-238 1102 es inferior a la seccion transversal de captura 1104 para todas las energfas por debajo de aproximadamente 1 MeV, lo que significa que un neutron con una energfa cinetica por debajo de 1 MeV tiene una mayor probabilidad de ser capturado por U-238 que hacer que U-238 fisione. La probabilidad de capturar un neutron en relacion con la probabilidad de fisionarse (la distancia vertical entre los dos puntos) es mayor en el rango de aproximadamente 5 eV a 10 KeV. Este es un buen rango para la conversion de U-238 a Pu-239. Los espectros de neutrones termico y epidermico necesarios para algunas implementaciones pueden ser conseguidos introduciendo materiales de moderacion. En algunas implementaciones, los materiales de moderacion pueden, por ejemplo, ser introducidos en los elementos de nucleo de reactor. En algunas implementaciones, los materiales de moderacion pueden ser insertados en el nucleo 106 de reactor y retirados del mismo. En algunas implementaciones, se puede utilizar una combinacion de los dos. En algunas implementaciones, los elementos de moderacion desplazan los espectros de neutrones a caractensticas mas utiles, reduciendo, por ejemplo, las energfas de neutrones en la mezcla de combustible-sal. La eficacia de moderacion, r|mod, de un material es definida como la reduccion logantmica media de energfa de neutron por colision, ^, multiplicada por la seccion transversal de dispersion macroscopica Is dividida por la seccion transversal de absorcion macroscopica Ia, como se presenta en las ecuaciones 1.1 y 1.2.

f = in52=i + (dii2Wdii) [i.i]

’ E 2A V^+iy L J
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llmod = Y M
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En la ecuacion 1.1, Eo es la energfa cinetica del neutron antes de la colision con el nucleo, E es la ene^a cinetica del neutron despues de la colision con el nucleo, y A es la masa atomica del nucleo.
Como se ha indicado por la ecuacion 1.1, los neutrones pierden rfpicamente una fraccion menor de su energfa cinetica cuando se dispersan fuera de nucleos con una masa atomica mayor. A la inversa, los neutrones pierden rfpicamente una fraccion mas grande de su energfa cinetica cuando se dispersan fuera de nucleos con una mas atomica menor (por ejemplo, carbono, hidrogeno, litio). Una masa atomica baja de los nucleos significa que un neutron necesita someterse a menos colisiones con el moderador para disminuir la velocidad a una energfa particular.
Cada vez que un neutron colisiona con un nucleo, hay una probabilidad finita de que el neutron sea capturado por ese nucleo. Tfpicamente, la captura de neutrones en un material no combustible como un moderador deberfa ser minimizada porque no puede dar como resultado una fision. Para reducir la captura de neutrones, un moderador con una eficacia de moderacion superior debena ser uno que tiene una seccion transversal de captura baja y una masa atomica baja. Una seccion transversal de captura baja significa que, para cada colision con el moderador, hay una probabilidad baja de que el neutron sea capturado.
Los nucleos de reactor de algunos sistemas de reactor nuclear utilizan grafito como un moderador. En algunas implementaciones, el nucleo 106 de reactor utiliza un material moderador que tiene una eficacia de moderacion superior que la que tiene el grafito solo.
En algunas implementaciones, una forma de hidruro de zirconio (por ejemplo, ZrH1,6) puede ser utilizada como un moderador en el nucleo 106 de reactor en lugar de, o en algunas implementaciones ademas de, grafito. Zrf-1,6 es una forma cristalina de hidruro de zirconio, con una simetrfa cubica de cara centrada. Hay otras fases de hidruro de zirconio (ZrHx, donde x puede variar de 1 a 4) y las propiedades ffsicas del hidruro de zirconio varfan entre las otras fases. En algunas implementaciones, el moderador de hidruro de zirconio podrfa tener la forma de un unico cristal solido. En algunas implementaciones, podrfa ser utilizada una forma pulverizada de hidruro de zirconio, que comprende cristales menores. En algunas implementaciones, podrfan formarse cristales menores en formas solidas (utilizando, por ejemplo, una o cualquier combinacion de los siguientes procesos: sinterizar los cristales, aglutinar los cristales juntos utilizando un aglutinante tal como alquitran de carbon, o cualquier otro proceso adecuado).
El hidruro de zirconio tiene una capacidad de moderacion mayor que el grafito porque tiene una densidad elevada de nucleos de hidrogeno. Los nucleos de hidrogeno en hidruro de zirconio son aproximadamente 12 veces mas ligeros que los nucleos de carbono en grafito. De acuerdo con la ecuacion 1.1, un neutron requiere tfpicamente menos colisiones con hidruro de zirconio para alcanzar energfas termicas que cuando lo hace con grafito. En algunas implementaciones, utilizar hidruro de zirconio en vez de solo grafito en el nucleo 106 de reactor puede aumentar el numero de neutrones en los rangos de energfa epidermica y termica.
La utilizacion de hidruro de zirconio como un moderador tambien proporciona el beneficio de aumentar la tasa a la que U- 238 es transmutado a Pu-239. Este aumento puede permitir al sistema de reactor nuclear 101 funcionar como un denominado reactor de convertidor produciendo Pu-239 fisionable a la misma o sustancialmente la misma tasa a la que se consumen los actmidos fisibles o fisionables. Aunque los actmidos menores - por ejemplo, elementos actmidos diferentes del uranio o del plutonio - son fisionados mas facilmente con neutrones rapidos, pueden aun ser fisionados en tales implementaciones utilizando el espectro de neutrones que estarfan presentes en el nucleo 106 de reactor.
Otros tipos de moderadores individualmente y en combinacion pueden ser utilizados como un moderador en el nucleo 106 de reactor estacionario, o en los elementos de moderacion moviles, o en ambos. Por ejemplo, se pueden utilizar cualesquiera combinaciones adecuadas de dos o mas de entre grafito, hidruro de zirconio, derivado acido del deuterio de zirconio, u otros materiales moderadores.
En algunas implementaciones, el material moderador tiene una alta densidad de nucleos atomicos ligeros (por ejemplo, hidrogeno, deuterio, litio, etc., individualmente o en cualesquiera combinaciones de dos o mas de ellos). La concentracion de hidrogeno en ZrH es de 1,6 atomos de hidrogeno por atomo de zirconio. Se pueden utilizar materiales adicionales o de otro tipo, o combinaciones de ellos, con densidades de hidrogeno similares o superiores como un material moderador. Otros materiales moderadores pueden incluir cualquiera de los siguientes individualmente o en cualquier combinacion: otros hidruros metalicos, derivados acidos del deuterio metalicos, y materiales de masa atomica baja en forma solida (por ejemplo, litio solido). En algunas implementaciones, el derivado acido del deuterio de zirconio puede ser mas eficaz que el hidruro de zirconio porque el deuterio tiene una seccion transversal de absorcion de neutrones mucho menor que el hidrogeno. Espedficamente, nuestras simulaciones por ordenador muestran los siguientes materiales como moderadores eficaces en nuestro diseno de nucleo de reactor: hidruro de zirconio (Zrf-1,6 y Zrf-y, hidruro de itrio(II) (YH2) hidruro de itrio(III) (YH3), e hidruro de litio (LiH). Esos materiales podrfan ser utilizados individualmente o en cualquier combinacion de dos o mas de ellos.
En algunas implementaciones, el nivel de reactividad en el nucleo 106 de reactor puede ser controlado utilizando uno o mas elementos de moderacion moviles, por ejemplo barras moderadoras. Los elementos de moderacion pueden alterar el espectro de neutrones termicos o epidermicos al ser insertados en el nucleo 106 de reactor o retirados del mismo. En algunas implementaciones, estos materiales de moderacion pueden tener la forma de barras, bloques, placas, u otras
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configuraciones, utilizados individualmente o en cualquier combinacion.
Las barras de moderacion pueden estar hechas de hidruro de zirconio, derivado acido del deuterio de zirconio, grafito, utilizados individualmente, o cualquier otro material adecuado o combinacion de materiales. Las barras pueden ser de una amplia variedad de formas, tamanos, y configuraciones, y pueden tener una amplia variedad de aproximaciones para su insercion en el nucleo de reactor o su retirada del mismo.
En el contexto de control de reactividad, en algunas implementaciones, una barra de moderacion puede significar un elemento hecho de material de moderacion que puede ser insertado o retirado del nucleo de reactor. En algunas implementaciones, las barras moderadoras pueden ser moviles con relacion al recipiente de nucleo 106 de reactor de modo que las barras moderadoras pueden ser retiradas total o parcialmente del nucleo 106 de reactor. En algunos ejemplos, el sistema de reactor nuclear 101 es subcrftico cuando las barras moderadoras son parcial o totalmente retiradas del nucleo 106 de reactor. La reactividad es aumentada insertando parcial o totalmente barras moderadoras hasta que el reactor resulta crftico. El reactor se puede apagar retirando las barras moderadoras.
En algunas implementaciones, la utilizacion de hidruro de zirconio (y posiblemente otro hidruros y derivados acidos del deuterio) como un material moderador puede permitir que el sistema de reactor nuclear 101 funcione completamente sobre combustible nuclear gastado. En algunas implementaciones, la utilizacion de tales materiales puede permitir que el sistema de reactor nuclear 101 funcione parcialmente sobre combustible nuclear gastado. En algunas implementaciones, el hidruro de zirconio podrfa ser utilizado para hacer mas eficaz, por ejemplo, un reactor de sal fundida de torio. En algunas implementaciones, la utilizacion de hidruro de zirconio podrfa hacer un reactor de sal fundida de torio mas eficaz neutronicamente porque la eficacia de moderacion del hidruro de zirconio es mayor que la del grafito. La utilizacion de hidruro de zirconio en un reactor de torio - un reactor que transmuta torio a U-233 fisionable - podrfa reducir la cantidad requerida de combustible, podrfa mejorar la utilizacion de combustible, podrfa reducir el tamano requerido del nucleo de reactor, o podrfa conseguir una combinacion de ellos.
En algunas implementaciones, es deseable rodear el material de moderacion con un material que es mas resistente a la corrosion qmmica de lo que lo es el material de moderacion, por ejemplo, utilizando bien grafito o bien un compuesto de carburo de silicio (o una combinacion de ellos) revestido sobre una barra moderadora de hidruro de zirconio. Incluir tal revestimiento reduce la probabilidad de degradacion inducida por corrosion del material de moderacion. En distintas implementaciones, el material de revestimiento puede tener una seccion transversal de absorcion de neutrones baja, puede ser un moderador de neutrones, o puede tener una combinacion de estas y otras propiedades. En algunos ejemplos, el revestimiento puede estar previsto sobre partes del nucleo de reactor. En algunos ejemplos, el revestimiento puede estar previsto sobre partes de las barras moderadoras. En algunos ejemplos, el revestimiento puede estar previsto sobre ambas.
En algunas implementaciones, puede ocurrir un incremento o una contraccion diferencial de materiales que comprende el nucleo 106 de reactor. Por ejemplo, hidruro de zirconio, grafito, u otros materiales moderadores en el nucleo 106 de reactor seran sometidos a grandes flujos de neutrones, lo que puede conducir a un incremento o contraccion volumetricos. En casos en los que tanto el grafito como el hidruro de zirconio son utilizados en el nucleo 106 de reactor, el grafito y el hidruro de zirconio podrfan experimentar cantidades significativamente diferentes de incremento o de contraccion. En algunas implementaciones, pueden preverse espacios en las interfaces del grafito y del hidruro de zirconio para impedir (o reducir la tendencia de) tal incremento o contraccion a partir del cracking del revestimiento de grafito y de la exposicion del hidruro de zirconio directamente a la mezcla de combustible-sal.
En algunas implementaciones, el nucleo 106 de reactor puede ser disenado con espacios en las interfaces entre diferentes tipos de materiales, por ejemplo, para protegerlos contra los danos causados por el incremento o contraccion diferencial. En algunas implementaciones, los espacios podrfan ser llenados con un gas inerte, por ejemplo, helio, para reducir las interacciones qmmicas entre los materiales.
Alternativa o adicionalmente a los elementos de moderacion moviles, las barras de control moviles pueden ser utilizadas en el nucleo 106 de reactor en algunos casos. Las barras de control pueden retirar neutrones del sistema capturando neutrones que inciden sobre ellas. Por ejemplo, se pueden utilizar las barras de control que son utilizadas sobre reactores de combustible solido, u otros tipos de barras de control, o combinaciones de ellas. La reactividad puede ser aumentada retirando las barras de control del nucleo 106 de reactor. La reactividad puede ser disminuida insertando las barras de control en el nucleo 106 de reactor.
En algunas implementaciones, se puede conseguir el mismo efecto o uno similar en algunos casos utilizando un sistema de control reflector. En algunos ejemplos, podrfa utilizarse tanto un sistema reflector como barras de control. En algunos ejemplos de sistemas de control reflector, laminas moviles bien de absorcion o bien de un material de moderacion (o una combinacion de ellas) pueden residir entre una region interior del nucleo 106 de reactor y un reflector alrededor de la region interior. Las laminas pueden ser manipuladas (por ejemplo, levantadas, bajadas, giradas, o manipuladas de otra forma) para aumentar o disminuir la cantidad de neutrones reflejada en la region interior del nucleo 106 de reactor. El reflector 205 puede estar dentro del recipiente 203 de reactor, fuera del recipiente de reactor, o en ambas situaciones.
En algunas implementaciones, en combinacion con las tecnicas descritas anteriormente o en sustitucion de las mismas,
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la reactividad puede ser controlada ajustando la tasa a la que es anadido el combustible adicional a la mezcla de combustible-sal en el bucle principal 102. En algunos casos, la reactividad puede ser controlada ajustando la tasa a la que son retirados los materiales residuales de la mezcla de combustible-sal en el bucle principal 102. En algunas implementaciones se puede utilizar una combinacion de la tasa de adicion de combustible y de la tasa de retirada de residuos. Cuando el combustible es consumido en el nucleo de reactor, la reactividad de la mezcla de combustible-sal disminuye. Eventualmente, sin anadir combustible o retirar residuos, o ambas cosas, la mezcla de combustible-sal ya no sena cntica, y la generacion de calor se detendna. Anadiendo combustible y retirando residuos en tasas apropiadas, la reactividad puede ser mantenida a un nivel adecuado.
En algunas implementaciones, la relacion de fisionable a fertil puede ser demasiado baja para permanecer cntica a lo largo del tiempo. En tales casos, en adicion a las tecnicas descritas anteriormente o en sustitucion de las mismas, la reactividad puede ser controlada insertando o retirando parcial o totalmente elementos de combustible solido. Insertar un elemento de combustible solido que tiene una concentracion fisionable superior que la mezcla de combustible-sal puede aumentar la reactividad en el reactor. A la inversa, retirar tal elemento reducina la reactividad del sistema de reactor. Tales elementos de combustible solido pueden tener la forma de una de las barras de combustible de oxidos tales como las utilizadas en reactores convencionales, o barras de combustible metalico, o placas de combustible metalico, o bolas que contienen material fisionable, o una combinacion de cualesquiera dos o mas de esas. El combustible fisionable puede comprender cualquiera o una combinacion de cualesquiera dos o mas de uranio enriquecido (hasta el 20% de U- 235), o uranio empobrecido, o uranio natural, o material actmido procedente de combustible gastado, o material de armas, o torio y un material fisionable, o cualquier combinacion de estos con cualquier otro material fisionable.
En algunos casos, un elemento de combustible solido puede comprender pellets de material fisionable rodeadas por un material de revestimiento. En distintas implementaciones, el material de revestimiento puede comprender un metal o una aleacion metalica similar o igual a la utilizada en reactores convencionales, o un metal o aleacion metalica tal como Hastelloy que es resistente a la corrosion en sales fundidas, o cualquier otro metal adecuado o aleacion metalica, o un material de moderacion tal como grafito, o hidruro de zirconio, o hidruro de itrio, o cualquier combinacion de dos o mas de esos.
En algunos casos, elementos de combustible solido pueden ser insertados totalmente en todo momento durante el funcionamiento y pueden ser reemplazados, periodicamente o de otra forma, cuando estan en reactores convencionales. En tales implementaciones, los elementos de combustible solido pueden proporcionar mas reactividad que la mezcla de combustible-sal sola. Esto permitina a un reactor funcionar con una mezcla de combustible-sal que tiene una concentracion menor de nucleos pesados, permitir a un reactor funcionar con una mezcla de combustible-sal con una relacion de fisionable a fertil menor, o permitir una combustion superior - una medida de cuanto material combustible ha sido sometida a fision - del combustible en la mezcla de combustible-sal, o cualquier combinacion de estos.
En algunos casos, elementos de combustible solido retirados de un reactor de sal fundida pueden contener grandes cantidades de nucleos pesados longevos, similares a los encontrados en combustible gastado procedentes de reactores convencionales. En algunas implementaciones, estos elementos de combustible usado podnan entonces ser mezclados con una sal fundida para utilizar como un combustible-sal en un reactor de sal fundida. En algunos casos, estos elementos de combustible usado podnan ser puestos en almacenamiento temporal o enviados a una instalacion de eliminacion de residuos permanente.
Si un objetivo importante de hacer funcionar reactores operativos de sal fundida es reducir los inventarios de combustible gastado, el uso de reactores de sal fundida que incluyen elementos de combustible solido puede aun ser ventajoso si se destruyen mas residuos de actmidos de los que son producidos por tales reactores. Si el objetivo principal es la produccion de electricidad, la cantidad de residuos de actmidos producida puede ser una cuestion menor.
La fig. 2 es un diagrama en seccion transversal esquematico de una configuracion de nucleos de reactor ejemplar 200 utilizada en simulaciones numericas. Las simulaciones numericas se utilizaron para probar la capacidad de alcanzar la criticidad en un reactor de sal fundida que utiliza solo combustible nuclear gastado disuelto en una sal fundida de fluoruro de litio como combustible. Las simulaciones numericas utilizaron el sistema de codigo de SCALE desarrollado por Oak Ridge National Laboratory. En la implementacion mostrada en la fig. 2, el nucleo de reactor fue modelado como una serie de diez cilindros moderadores concentricos (que a veces denominamos como anillos) 204 en espaciamientos radiales iguales, un recipiente de nucleo 203 hecho de Hastelloy, y una mezcla de combustible-sal 202 en los espacios entre los anillos moderadores. (La fig. 2 tambien muestra un reflector 205). Se utilizaron anillos concentricos en las simulaciones numericas para facilidad de modelado por ordenador. Una amplia variedad de otros tipos de configuraciones de nucleo de reactor puede ser ventajosa u optima en distintos contextos.
Los cilindros en las simulaciones eran de 3 metros de altura.
En las simulaciones numericas, el recipiente de nucleo de Hastelloy tema 5 cm de grueso y tema un radio interior de 1,5 metros. Cada uno de los diez anillos concentricos de hidruro de zirconio tema 5 cm de grueso. La mezcla de combustible-sal LiF-(Nuclefdo Pesado)Fx fue situada en los espacios de 9 cm entre los anillos de hidruro de zirconio y entre el anillo moderador mas exterior y la pared de recipiente. El recipiente es rodeado por un reflector 205 de neutrones. En esta simulacion, el reflector era de hidruro de zirconio (ZrHi,a). Se pueden utilizar reflectores adicionales u
otros (por ejemplo, de grafito o de derivado acido del deuterio de zirconio), individualmente o en combinacion. La Tabla 1 muestra los datos de materiales utilizados en las simulaciones numericas.
Tabla 1
Mezcla de Combustible-Sal
.
LiF (%molar)
78
(Nuclefdo Pesado)Fx (%molar)
22
Densidad (g/cm3)
3,89
Enriquecimiento Li-7
99,99%
Hidruro de Zirconio
Zr-90 (% en peso)
51,79
Zr-91 (% en peso)
11,29
Zr-92 (% en peso)
17,26
Zr-94 (% en peso)
17,49
H-1 (% en peso)
2,16
Densidad (g/cm3)
5,66
Hastellov
C (% en peso)
0,06
Co (% en peso)
0,25
Cr (% en peso)
7,00
Mo (% en peso)
16,50
W (% en peso)
0,20
Cu (% en peso)
0,10
Fe (% en peso)
3,00
Mn (% en peso)
0,40
Si (% en peso)
0,25
B (% en peso)
0,01
Ni (% en peso)
72,23
Densidad (g/cm3)
8,86
5 (En la descripcion siguiente, las referencias a herramientas de simulacion son a elementos del Oak Ridge National Laboratory, “SCALE: A Modular Code System For Performing Standarized Computer Analyses for Licensing Evaluations,” (2009)). La composicion isotopica de combustible nuclear gastado procedente de un reactor de agua ligera ejemplar se calculo con la interfaz grafica de usuario ORIGEN-ARP, que es una secuencia analftica de SCALE que resuelve las concentraciones de materiales dependientes del tiempo utilizando el codigo de empobrecimiento ORIGEN-S 10 y conjuntos de seccion transversal calculados previamente para disenos de reactor comunes. En este caso, un conjunto Westinghouse 17x17 normalizado a 1 tonelada metrica de uranio con un enriquecimiento inicial del 4,2% se empobrecio a 50 GWd/MTHM (gigavatios-dfas por tonelada metrica de metal pesado) y las concentraciones isotopicas procedentes del archivo de salida ORIGEN se utilizaron para calcular el porcentaje en peso (wt% ("% en peso")) para cada isotopo de actmido (se descartaron productos de fision) en el combustible gastado. La Tabla 2 muestra la composicion isotopica del 15 combustible nuclear gastado para simulaciones numericas.
Tabla 2
Isotopo
(% en peso)
U-234
1,84E-02
U-235
7,46E-01
U-236
6,05E-01
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Isotopo
(% en peso)
U-238
9,73E+01
Np-237
7,59E-02
Pu-236
1,00E-10
Pu-238
3,50E-02
Pu-239
6,33E-01
Pu-240
3,10E-01
Pu-241
1,41E-01
Pu-242
9,61E-02
Am-241
4,50E-02
Am-242
1,38E-04
Am-243
2,61E-02
Cm-242
1,41E-06
Cm-243
7,40E-05
Cm-244
8,80E-03
Cm-245
5,23E-04
Cm-246
6,76E-05
Cm-247
1,07E-06
Cm-248
7,74E-08
Bk-249
1,00E-10
Cf-249
1,08E-09
Cf-250
3,51E-10
Cf-251
1,85E-10
Cf-252
3,41E-11
Se utilizo la secuencia TRITON-NEWT en SCALE para analizar el modelo de nucleo mostrado en la fig. 2 y descrito anteriormente. Dentro de esta secuencia, el modulo de control TRITON es utilizado para llamar, en orden, los modulos funcionales BONAMI, WORKER, CENTRM, PMC, Y NEWT. BONAMI realiza los calculos de Bondarenko en secciones transversales de biblioteca maestra para tener en cuenta los efectos de auto-proteccion de energfa; WORKER formatea y pasa datos entre otros modulos; CENTRM utiliza tanto datos nucleares puntuales como multiples grupos para computar un flujo de neutrones de energfa continua resolviendo la ecuacion de transporte de Boltzmann utilizando ordenadas discretas; PMC toma el flujo de neutrones de energfa continua procedente de CENTRM y calcula secciones transversales promediadas en grupo; y NEWT realiza un calculo de ordenadas discretas de 2D para determinar el factor de multiplicacion para el sistema. Una correccion de colapso axial es entonces aplicada para tener en cuenta la fuga axial de neutrones.
La fig. 3 es un diagrama de una malla computacional 300 utilizada en las simulaciones numericas. Solo se modelo una cuarta parte (un cuadrante) del nucleo de reactor para reducir el tiempo computacional. El factor de multiplicacion resultante no se ve afectado debido a la simetna del nucleo de reactor. Como se ha mostrado en la fig. 3, la region circular limitada por el borde exterior 303 del recipiente se dividio en una malla treinta por treinta 301; la region de reflector 305, que llena el area restante del sistema de 210 cm por 210 cm, se dividio en una malla veinte por veinte 307. Se utilizaron condiciones de contorno reflectante sobre los lados inferior e izquierdo y se utilizaron condiciones de contorno de vado sobre los lados superior y derecho. Para el calculo de colapso axial, se ajusto la altura del nucleo activo a 300 cm sin reflexion sobre cualquiera de los lados. La correccion de colapso axial utilizada aqrn asume condiciones de contorno de vado sobre la parte superior e inferior de la region de nucleo activo. Se utilizo un conjunto de cuadratura de octavo orden en el calculo de transporte de ordenadas discretas NEWT.
De acuerdo con las simulaciones numericas, se calculo un factor de multiplicacion (relacion de produccion de neutrones a perdida) de 1,043. Este valor indica que hay mas que suficiente reactividad para conseguir la criticidad utilizando el vector de actfnido de combustible nuclear gastado completo como combustible, sin procesar para mejorar el vector de actfnido (por ejemplo, sin retirar alguno o todos del uranio).
Las simulaciones numericas utilizadas aqrn pueden ser modificadas para incluir calculos neutronicos de fidelidad superior, configuraciones de material optimizadas o mejoradas, un modelo tridimensional completo que tiene en cuenta la reflectividad por encima y por debajo del nucleo de reactor, y otras modificaciones. Tales modificaciones podnan
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potencialmente dar como resultado simulaciones numericas que indican reactividad sobrante significativamente superior.
Como se ha mencionado antes, en algunas implementaciones, un material moderador (por ejemplo, hidruro de zirconio y otros mencionados) puede ser incompatible con la mezcla de combustible-sal en el nucleo de reactor. En algunas implementaciones, se puede utilizar un material de revestimiento entre el material moderador y la mezcla de combustible- sal. El grafito es compatible con algunos tipos de sal fundida y es tambien un moderador de neutrones. Las simulaciones numericas que utilizan hidruro de zirconio como un material moderador fueron modificadas y repetidas con las caras en ambos lados de cada anillo de hidruro de zirconio sustituido con grafito. Las simulaciones numericas utilizaron un revestimiento de grafito de 1 cm en ambos lados de cada anillo de hidruro de zirconio. Como tal, cada anillo estaba compuesto de 1 cm de grafito, 3 cm de hidruro de zirconio, y otro 1 cm de grafito. La simulacion numerica mostro que esta modificacion no reduce de forma severa la reactividad. El factor de multiplicacion para este sistema modificado era 1,01, que es una reduccion de 0,03 debida a la adicion del revestimiento de grafito.
En algunos casos, en los que los procesos de corrosion son lentos, al menos comparados con algunos aspectos operativos del sistema de reactor nuclear 101, se puede lograr impedir el contacto entre la mezcla de combustible-sal y un material moderador potencialmente incompatible con revestimiento delgado (por ejemplo, un revestimiento de grafito de pocos milfmetros de grosor). En algunas implementaciones, podnan utilizarse materiales tales como cristales de carburo de silicio SiC-SiC o compuestos o combinaciones de ellos.
En algunas implementaciones, los materiales de revestimiento podnan tener una o cualquier combinacion de dos o mas de las siguientes propiedades: resistencia a la corrosion en sales de halogenuro fundidas, secciones transversales de neutrones bajas, y capacidad para retener su integridad mecanica y material a las temperaturas y presiones operativas de estado estacionario del reactor. Puede ser deseable mantener el material de revestimiento tan delgado como sea posible, porque una capa mas delgada de material de revestimiento absorbe menos neutrones. Dependiendo del material utilizado, el grosor de revestimiento oscilara probablemente desde aproximadamente un milfmetro a un centfmetro.
Para ilustrar las diferencias en el espectro de energfa de neutrones causadas por la utilizacion de hidruro de zirconio como un moderador en lugar de grafito, se repitio la misma simulacion numerica utilizando anillos de grafito en lugar de anillos de hidruro de zirconio. La fig. 4 es un diagrama 400 que muestra puntos de los espectros de energfa de neutrones simulados en los dos nucleos de reactor diferentes. La grafica etiquetada “Anillos de ZrH1,6” 402 en el diagrama 400 esta basada en simulaciones numericas de la configuracion de nucleo de reactor mostrado en la fig. 2, que incluye material moderador de hidruro de zirconio. La grafica etiquetada “Anillos de Grafito” 404 en el diagrama 400 esta basada en simulaciones numericas de la configuracion de nucleo de reactor mostradas en la fig. 2, con material moderador de grafito sustituido por el material moderador de hidruro de zirconio mostrado en la fig.2. Las graficas mostradas en el diagrama 400 son espectros de energfa de neutrones del nucleo completo para ambas simulaciones numericas. El flujo de neutrones total se normalizo a 1x1015 n/cm2-s en ambas simulaciones numericas.
Una comparacion de las graficas mostradas en el diagrama 400 ilustra, a modo de ejemplo, alguna de las ventajas de utilizar hidruro de zirconio como un moderador. Como se ha mostrado en el diagrama 400, las simulaciones numericas indican que la utilizacion de material moderador de hidruro de zirconio da como resultado aproximadamente diez veces mas neutrones en el rango termico que en un sistema moderado con grafito. De acuerdo con las simulaciones numericas, el factor de multiplicacion para el sistema moderado con grafito era de 0,358, que esta significativamente por debajo de la criticidad, mientras que el factor de multiplicacion para el sistema moderado con hidruro de zirconio era de 1,043, que esta por encima de la criticidad.
El diseno de nucleo de reactor utilizado en las simulaciones numericas ilustra, a modo de ejemplo, algunos aspectos de rendimiento del hidruro de zirconio como un material moderador. Estos aspectos de rendimiento, o parametros operativos adicionales o diferentes, se pueden conseguir utilizando otros disenos de nucleo de reactor. En distintas implementaciones, hay formas casi ilimitadas para disponer los materiales (por ejemplo, el moderador de hidruro o derivado acido del deuterio, la mezcla de combustible-sal, y el recipiente de Hastelloy).
Un parametro de diseno para conseguir un reactor cntico es la relacion de combustible a moderador, expresada como una relacion del volumen de combustible al volumen del moderador, que es independiente de la disposicion geometrica de los materiales. Podna identificarse potencialmente un valor de relacion de combustible a moderador optimo, mejorado, o de otra manera preferido, y tal valor puede guiar el diseno de nucleo global.
La formula del factor seis (ecuacion 1.3) describe los factores utilizados para determinar la reactividad (y por ello la criticidad) de un sistema de reactor nuclear.
k - nfpsPFNLPTNL [1.3]
En la ecuacion 1.3, k es denominado el “factor de multiplicacion de neutrones” y tambien puede ser definido como el numero de neutrones en una generacion dividido por el numero de neutrones en la generacion precedente. n se denomina el “factor de reproduccion” y se define como el numero de neutrones producidos por fision por evento de absorcion en el combustible. f es denominado el “factor de utilizacion termica” y es definido como la probabilidad de que,
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para un evento de absorcion de neutrones dado, la absorcion de neutrones curre en el material actmido. p es denominado la “probabilidad de escape de resonancia” y es definido como la fraccion de neutrones de fision que hace la transicion de energfa de rapida a termica sin ser absorbida. £ es denominado el “factor de fision rapida” y es definido como la relacion del numero total de neutrones de fision dividido por el numero de neutrones de fision producido por las fisiones termicas. Pfnl es denominada la “probabilidad de que no haya fuga rapida” y es definida como la probabilidad de que un neutron rapido no se fugue del sistema. Ptnl es denominada la “probabilidad de que no haya fuga termica” y es definida como la probabilidad de que un neutron termico no se fugue del sistema. En general, sistemas con una relacion de area a volumen elevada tienen Pfnl y Ptnl mas elevadas.
Si k es menor que 1, el sistema es definido como subcrftico. Un sistema subcrftico no puede sustentar una reaccion nuclear. Si k es igual a 1, el sistema es definido como crftico. Un sistema crftico esta en un estado estacionario, y el numero de neutrones producidos es exactamente igual al numero de neutrones perdidos. Si k es mayor que 1, el sistema es definido como supercrftico. En un sistema supercrftico, el numero de neutrones producidos por eventos de fision aumenta exponencialmente.
La reactividad, p, de un reactor nuclear es definida como la divergencia del reactor desde un estado cntico, y viene dada por la ecuacion 1.4.
p=(k-1)/k [1.4]
Las figs. 1, 2, 5, 6, 7, 8, y 9 muestran configuraciones posibles de nucleo de reactor y caracterfsticas para distintas implementaciones. Se pueden utilizar una amplia variedad de estas y otras configuraciones de nucleo de reactor y caracterfsticas, y combinaciones de ellas.
La fig. 5 es una vista en seccion transversal de una configuracion de prisma ejemplar 500 para un nucleo de reactor. En algunas implementaciones de la configuracion de prisma, la mezcla de combustible-sal fluye (perpendicularmente al plano del papel) a traves de canales tubulares 502 ya sea en bloques hexagonales, en bloques cuadrados, en bloques triangulares, o en bloques de otras formas 504 (o combinaciones de cualesquiera dos de ellos) de material de moderacion.
Un ejemplo de una configuracion de nucleo de prisma 500 con un paso de canal 505 - la distancia entre el centro de un canal y el centro de un canal adyacente - de 1,26 cm, un radio de canal de 0,500 cm 507, y una longitud de 300 cm fue modelado con SCALE. El factor de multiplicacion, k, para este sistema era 1,0489.
En un caso del nucleo de reactor, en el que el diametro es de 300 cenrfmetros y la altura es de 300 cenrfmetros, el volumen es aproximadamente de 21,2 metros cubicos. En esta implementacion, aproximadamente 30.000 de estos canales hexagonales estan en el nucleo de reactor. En algunas implementaciones utiles, el volumen abierto del nucleo de reactor (es decir, el volumen no ocupado por alguna combinacion de moderadores, revestimiento, barras moderadoras, o barras de control) es llenado completamente con la mezcla de combustible-sal. El volumen y la relacion de area a volumen afectan a los terminos Pfnl y Ptnl de la formula de factor seis, como se ha descrito en una seccion precedente, y a su vez afectan a la criticidad. En general, la variacion de la geometrfa de nucleo cambia los terminos en la formula de factor seis.
En el ejemplo ilustrado en la fig. 5, cada uno de los bloques hexagonales 504 contiene un canal tubular 502. En algunas implementaciones, cada bloque hexagonal 504 puede contener mas de un canal tubular 502. En algunas implementaciones, grandes bloques de material de moderacion pueden contener muchos canales tubulares 502. En algunas implementaciones, podrfan utilizarse combinaciones de dos o mas de tales tipos de bloques hexagonales.
La configuracion de nucleo de reactor ejemplar (fig. 2) utilizada en la simulaciones numericas descritas anteriormente utiliza una configuracion de colector. En implementaciones que incluyen la configuracion de colector, la mezcla de combustible-sal fluye a traves del nucleo de reactor desde un extremo 111 (fig. 1) al otro extremo 115 (fig. 1) en las regiones (espacios) 202 entre placas 204 de material de moderacion. Las placas 204 pueden incluir secciones de material de moderacion en cualquier forma adecuada. Una configuracion de colector puede incorporar placas curvadas (por ejemplo, como se ha mostrado en la fig. 2), o placas lisas, o una combinacion de estas y cualquiera de una amplia variedad de otros tipos de placas geometricas.
En algunas implementaciones, las placas pueden ser agrupadas juntas en conjuntos moderadores. En algunas implementaciones, multiples conjuntos pueden ser agregados en un solo nucleo de reactor. En algunos aspectos, tales conjuntos moderadores pueden ser similares a los conjuntos de combustible utilizados en reactores de combustible solido.
La fig. 6 muestra una vista en seccion transversal de una configuracion de bolas ejemplar 600 para elementos moderadores estacionarios (pero no permanentes) de un nucleo de reactor. En algunas implementaciones de tal configuracion de bolas, la mezcla de combustible-sal fluye a traves de los espacios 603 alrededor de las bolas 602 del material de moderacion cuando atraviesa el nucleo de reactor desde un extremo al otro. Las bolas 602 pueden ser esfericos (como se ha mostrado en la fig. 6) o de cualquier otra geometrfa adecuada (por ejemplo, no regular), o una combinacion de esfericos y no esfericos. Un ejemplo de una configuracion de nucleo de bolas 600 fue modelada
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utilizando SCALE. En esta simulacion, bolas esfericas (empaquetadas de tal manera que sus centros forman una cuadncula rectangular regular con separacion entre los puntos centrales igual al diametro de las esferas, a diferencia de la fig. 6. Esto es conocido como un “paso cuadrado”) con radios de 4 cm dieron como resultado un factor de multiplicacion de 1,0327.
La fig. 7 muestra una seccion transversal de una configuracion de barra ejemplar 700 para elementos moderadores estacionarios de un nucleo de reactor. En implementaciones de la configuracion de barra 700, la mezcla de combustible- sal fluye a traves de los espacios 703 alrededor de las barras 702 de material de moderacion. Las barras 702 pueden ser cilindros simples, o las barras 702 pueden tener otra forma. En un solo nucleo de reactor, tambien se pueden utilizar conjuntos de barras que tienen diferentes formas. Por ejemplo, las barras 702 pueden ser cualquiera de entre barras anulares; o barras con aletas; o barras helicoidales; o barras helicoidales retorcidas; o barras helicoidales anulares; o barras helicoidales retorcidas anulares; o barras empaquetadas estrechamente con separadores envueltos en alambre; o barras anulares empaquetadas estrechamente con separadores envueltos en alambre, u otros tipos de barras; o pueden ser cualquier combinacion de dos o mas de tales formas. Un ejemplo de una configuracion de nucleo de barra 700, en la que el radio de una barra era de 0,5075 cm y el paso de barra - la distancia entre el centro de una barra y el centro de una barra adyacente - era de 1,26 cm, fue modelada con SCALE. El factor de multiplicacion para este sistema era de 1,0223.
En algunas implementaciones, las barras pueden incluir un canal interior hueco. Estas barras son llamadas barras anulares. La mezcla de combustible-sal, o posiblemente un fluido refrigerante para regular la temperatura del moderador, pueden fluir a traves del canal interior hueco de las barras. Un caso de una configuracion de nucleo de barra anular, con combustible-sal que fluye a traves de un canal dentro de cada barra de moderacion asf como que fluye a traves de los espacios exteriores a las barras, fue modelado con SCALE. El radio interior de cada barra era de 0,05 cm, el radio exterior de cada barra era de 0,53 cm, y el paso de barra era de 1,26 cm. El factor de multiplicacion para este sistema era de 1,0235. En el caso modelado, la mezcla de combustible-sal fluye tanto dentro como fuera desde la barra anular. En ejemplos en los que la sal de combustible fluye en el exterior y un refrigerante no radiactivo, diferente en el interior de cada barra, el proposito del refrigerante no radiactivo sena conservar la barra anular contra el sobrecalentamiento. Tal aproximacion podrfa ser utilizada si la barra anular estuviera hecha de un material que podna no permitirse que se calentara a mas de una cierta temperatura maxima.
En un nucleo de reactor dado, tambien sena posible utilizar cualquier combinacion de dos o mas de elementos de placa, elementos tipo bolas, y elementos de barra, e incluso otros tipos de elementos y combinaciones de ellos. Entre los principios que podnan gobernar la configuracion geometrica y la seleccion de los elementos sena el de que el nucleo del reactor tiene una relacion de area a volumen baja, para mantener los terminos Ptnl y Pfnl de la formula de factor seis tan altos como sea posible.
La fig. 8 es una vista en seccion lateral de un nucleo 800 de reactor ejemplar que incluye una implementacion de una bajante 802. La bajante 802 en este ejemplo forma un canal cilmdrico o manguito alrededor del nucleo de reactor y permite que la mezcla de combustible-sal entre en el nucleo de reactor y fluya a traves del mismo. La fig. 8 muestra la direccion general de flujo a traves del nucleo 800 de reactor. La mezcla de combustible-sal entra en el nucleo de reactor a traves de una region de entrada 804 y fluye a traves de un paso de flujo cilmdrico 806 de la bajante 802 a una camara inferior 808. Desde la camara inferior 808, la mezcla de combustible-sal fluye a traves de la region de accionador 810 a una region superior 814. Desde la region superior 814, la mezcla de combustible-sal fluye fuera del nucleo de reactor a traves de la region de salida 816.
En algunas implementaciones, la region de accionador puede ser definida como la parte del nucleo de reactor que no es la bajante. En algunas configuraciones, en lugar de utilizar una bajante, la mezcla de combustible-sal entra directamente al nucleo de reactor en la parte inferior del nucleo de reactor y fluye fuera de la parte superior del nucleo de reactor. En algunas configuraciones, en lugar de utilizar una bajante, la mezcla de combustible-sal entra directamente al nucleo de reactor en el lado del nucleo de reactor y fluye fuera del otro lado del nucleo de reactor.
En algunas implementaciones, la region de accionador 810 incluye elementos moderadores estacionarios 812 que comprenden material moderador. La bajante 802 puede exponer la mezcla de combustible-sal a neutrones que podnan de otra manera fugarse del nucleo. Como tal, la utilizacion de una bajante 802 puede reducir las fugas y de este modo aumentar la tasa de transmutacion de nucleos fertiles a nucleos fisionables. La bajante 802 puede incluir material de moderacion. Una bajante 802 puede ser utilizada con cualquiera de las configuraciones de nucleo ejemplares que se han descrito, y otras.
La fig. 8 muestra la bajante 802 que rodea la region de accionador 810. En algunas implementaciones, un nucleo de reactor puede incluir una bajante que tiene otra configuracion. Por ejemplo, un nucleo de reactor puede incluir una bajante en el centro del nucleo de reactor. En tales ejemplos, la mezcla de combustible-sal entrante puede fluir a traves de la bajante en el centro del nucleo de reactor y a continuacion fluir a traves de la region activa donde se genera la mayor parte del calor. Una amplia variedad de otras configuraciones sena posible para la bajante con el fin de atrapar neutrones que pueden fugarse del nucleo (para aumentar los terminos de Ptnl y Pfnl de la formula de factor seis). Por ejemplo, cuanto mas ancha es la bajante, menos neutrones se pierden, pero hay mas sal de la que debena haber en el reactor.
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La fig. 9 es un diagrama de un nucleo 900 de reactor ejemplar que incluye una implementacion de una region de cubierta 902. Una region de cubierta 902 puede ser utilizada con cualquiera de las configuraciones de nucleo de reactor que se han descrito, y otras. En algunas implementaciones, la region de manta 902 es generalmente cilmdrica y rodea una region interior 904 del nucleo de reactor. En algunas implementaciones, la region de cubierta 902 y la region interior 904 tienen diferentes relaciones de combustible a moderador. La relacion de combustible a moderador en las diferentes regiones puede ser sintonizada, por ejemplo, para aumentar la transmutacion de fertil fisionable. En algunas implementaciones, puede haber multiples zonas, que tienen diferentes relaciones de combustible a moderador respectivas. Tal ejemplo es un nucleo con moderacion relativamente baja en la zona central, una zona intermedia con una moderacion algo mas alta, y una zona exterior con la moderacion mas elevada. Esto permitina que el espectro de neutrones permaneciera rapido en la region central, y resulte mas calentado en la direccion radial.
En el ejemplo mostrado en la fig. 9, la relacion de combustible a moderador es mas alta en la region de cubierta 902 que en la region interior 904. En la region interior 904, la mezcla de combustible-sal fluye a traves de los canales 906 en bloques 908 de material moderador. En la region de cubierta 902, la mezcla de combustible-sal fluye a traves de canales 910 de diferentes tamanos (en este caso, mayor) en bloques 912 de material moderador. En algunas implementaciones, la region interior puede tener una relacion de combustible a moderador mas alta que la region de cubierta.
Una amplia variedad de configuraciones, tamanos, y formas de las placas, los conjuntos de placas, y las agregaciones de conjuntos de placa (que en lmeas generales podemos llamar la geometrfa de las placas moderadoras) sena posible. Como un ejemplo simple, placas o grupos de placas pueden ser retorcidas, por ejemplo, para mejorar las caractensticas termico-hidraulicas del nucleo de reactor, o para otros propositos. Las relaciones entre criticidad (y otras figuras de merito para el nucleo de reactor) y una amplia variedad de parametros asociados con la geometna de las placas moderadoras (y temperatura, etc.) son complejas y tfpicamente no susceptibles de ser expresadas en formulas explfcitas. Las simulaciones por ordenador pueden ser utilizadas para identificar geometrfas factibles y ventajosas de las placas moderadoras.
Las sales de fluoruro tienen una capacidad calonfica volumetrica alta en relacion con algunos otros refrigerantes de reactor, como se ha mostrado en la Tabla 3 a continuacion.
Tabla 3 - Capacidades de transporte de calor relativas de refrigerantes para transportar 1000 MWt con una elevacion de 100° C en la temperatura del refrigerante
Aaua Sodio Helio Sal Liauida
Presion, MPa
15,5 0,69 7,07 0,69
Temperatura de Salida, °C
320 545 1000 1000
Velocidad, m/s (f/s)
6 (20) 6 (20) 75 (250) 6 (20)
Numero de tubenas de 1 m de diametro requeridas para transportar
0,6 2,0 12,3 0,5
1000 MWt
(Fuente: C. W. Forsberg, "Thermal- and Fast-Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide burning and Fuel Production," GenlV Whitepaper, United States Department of Energy, (2007)).
Debido a esta elevada capacidad calonfica, los componentes del bucle principal 102 (por ejemplo, las tubenas, las valvulas, y el intercambiador de calor, dejando a un lado el nucleo de reactor) pueden tener diametros internos menores que los utilizados en un sistema con otros refrigerantes, debido a que la cantidad de calor que puede ser transportada por la mezcla de combustible-sal desde el nucleo de reactor al intercambiador de calor es alta por unidad de volumen.
El sistema de reactor nuclear 101 puede proporcionar ventajas de seguridad. La ffsica de disenos tales como los descritos en las secciones previas les da muchas caractensticas de seguridad que reducen la probabilidad de ciertos escenarios de accidentes. Por ejemplo, la reactividad en el nucleo 106 de reactor podna ser aumentada potencialmente por eyeccion accidental de la barra moderadora o por eyeccion de la barra de control. Si tal aumento de reactividad (cualquiera que sea la causa) da como resultado un sistema supercntico, la temperatura en el nucleo de reactor y en el bucle principal aumentana rapidamente. Se pueden incorporar una o mas caractensticas en el nucleo 106 de reactor para compensar los aumentos de reactividad no intencionados.
Por ejemplo, la mezcla de combustible-sal tiene un coeficiente de expansion de temperatura positivo. Por lo tanto, cuando la temperatura de la mezcla de combustible-sal aumenta, la sal se expande y la densidad del combustible disminuye, conduciendo automaticamente a una cafda en la reactividad. Esta expansion tambien puede reforzar algo de la mezcla de combustible-sal fuera del nucleo 106 de reactor, y la cantidad disminuida de combustible en el nucleo puede bajar la reactividad.
En casos en los que el nucleo 106 de reactor funciona con una gran fraccion de U-238 en el combustible, el efecto de ampliacion Doppler tambien puede causar una cafda en la reactividad. Este efecto puede ocurrir cuando la resonancia
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termica grande de U-238 se expande con la temperature creciente. Las tasas de absorcion de neutrones aumentan en la resonancia de U-238 mas amplia y en las concentraciones de neutrones por debajo de la cafda de la resonancia, conduciendo a tasas de reaccion termica y de fision total inferiores y a una reactividad disminuida. En adicion o en lugar de estas caractensticas de seguridad pasiva, barras de control o barras de parada puede ser insertadas y barras moderadoras pueden ser retiradas, o una combinacion de ellas puede ser controlada, para detener la reaccion en cadena, por ejemplo, al cabo de unos pocos segundos.
El sistema de reactor nuclear 101 tambien puede proporcionar ventajas de seguridad adicionales. Algunos reactores nucleares se basan en la accion del operador, en la energfa electrica externa, o en sistemas de seguridad activos para evitar danos en escenarios de accidentes. Por ejemplo, algunos sistemas de reactor nuclear bombean continuamente refrigerante sobre el nucleo de reactor para evitar una fusion. En tales sistemas de reactor nuclear convencionales, las bombas funcionan sobre una fuente de alimentacion externa que esta separada del propio reactor. Sistemas de energfa de respaldo (por ejemplo, grandes generadores diesel y batenas) son utilizados en tales sistemas de energfa nuclear para asegurar una alimentacion constante de electricidad a las bombas. Sin embargo, es posible que todos los sistemas de respaldo en tales reactores nucleares convencionales puedan fallar a la vez (por ejemplo, debido a una causa comun).
Aunque, en algunas implementaciones, el sistema de reactor nuclear 101 puede incorporar una o una combinacion de dos o mas de tales caractensticas de seguridad activa, el sistema de reactor nuclear 101 puede tambien o en su lugar proporcionar seguridad sin dependencia de tales caractensticas. Por ejemplo, el sistema de reactor nuclear 101 puede proporcionar seguridad pasiva sin dependencia de medidas de seguridad activa. Reactores nucleares de seguridad pasiva no requieren la accion del operador o energfa electrica para ser detenidos de modo seguro, por ejemplo, en una emergencia o bajo otras condiciones. La mezcla de combustible-sal en el sistema de reactor nuclear 101 no requiere refrigerante adicional. Si el sistema de reactor nuclear 101 pierde energfa externa, la mezcla de combustible-sal fluye fuera del nucleo del reactor a traves de las valvulas de congelacion 118 al subsistema de contencion auxiliar 120.
En algunas implementaciones, el sistema de reactor nuclear 101 puede proporcionar ventajas medioambientales. El combustible nuclear gastado procedente de algunos reactores incluye dos clases amplias de materiales: actmidos y productos de fision. Muchos de los productos de fision en los residuos producidos por algunos reactores tienen una vida media radioactiva corta y tienen radioactividad significativa para solo unos pocos cientos de anos. Muchos de los actmidos en los residuos producidos por algunos reactores pueden ser significativamente radioactivos durante mas de 100.000 anos.
El sistema de reactor nuclear 101 puede utiliza como combustible los actmidos en el combustible nuclear gastado procedente de otros reactores. Induciendo la fision en los actmidos en el combustible nuclear gastado procedente de otros reactores, la mayona de los residuos producidos por el sistema de reactor nuclear 101 estan compuestos de productos de fision. Cuanto mas tiempo es contenido el combustible nuclear gastado en el bucle principal del reactor nuclear, mayor es el porcentaje de actmidos que pueden ser convertidos en productos de fision. Como tal, el sistema de reactor nuclear 101 puede reducir los niveles de materiales radiactivos que tienen vidas medias mas largas que de otra manera existen en el combustible nuclear gastado, y de esto modo reducir el tiempo de vida radioactivo de residuos producidos por otros sistemas de reactor nuclear (por ejemplo, a cientos de anos), disminuyendo de este modo la necesidad de depositos de residuos nucleares permanentes (por ejemplo, Montana de Yuca). Los productos de fision que tienen vidas medias mas cortas pueden ser almacenados de forma segura por encima del suelo hasta que su radioactividad haya decafdo a niveles insignificantes.
En algunas implementaciones, el sistema de reactor nuclear 101 puede proporcionar ventajas en la produccion de energfa. En algunas implementaciones, el sistema de central de energfa de reactor nuclear 100 puede convertir los residuos nucleares de alto nivel producidos por reactores nucleares convencionales en un suministro sustancial de energfa electrica. Por ejemplo, mientras algunos sistemas de reactor nuclear utilizan solo alrededor del 3% de la energfa de fision potencial en una cantidad dada de uranio, el sistema de reactor nuclear 101 puede utilizar mas de la energfa restante en algunos casos. Cuanto mas tiempo es contenido el combustible nuclear gastado en el reactor nuclear, mayor es el porcentaje de la energfa restante que se puede utilizar. Como un ejemplo ilustrativo, el despliegue sustancial del sistema de reactor nuclear 101 podna utilizar potencialmente reservas existentes de residuos nucleares para satisfacer las necesidades de electricidad del mundo durante varias decadas.
Como se ha mostrado en la fig. 1, un componente de retirada 114 del producto de fision del bucle principal 102 puede incorporar una amplia variedad de sistemas, componentes, y tecnicas. Los productos de fision son producidos continuamente en el sistema de reactor nuclear 101, cuando los actmidos son divididos. Tales productos de fision pueden actuar como venenos neutronicos en el nucleo 106 de reactor. Tales productos de fision pueden ser retirados de la mezcla de combustible-sal mediante un proceso de desechos de halogenuro. El desecho de halogenuros ha sido utilizado a escala industrial durante decadas como un proceso en lotes. El proceso de desechos de halogenuros puede asegurar que el reactor permanece cntico en algunos casos.
En algunas implementaciones, el componente 114 de retirada del producto de fision comprende un puerto 123 en las tubenas del bucle principal que permite la retirada de un lote 119 de mezcla de combustible-sal fundida. En algunas implementaciones, esta mezcla de combustible-sal es a continuacion procesada utilizando desechos de halogenuro 131.
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En algunos casos, la mezcla de combustible-sal fresco 121 es a continuacion anadida al bucle principal a traves, por ejemplo, del mismo puerto para compensar el volumen de la sal retirada. En algunas implementaciones, el proceso de desechos de halogenuros puede ser automatizado, por ejemplo, para hacerlo en una unidad en lmea en el sistema de reactor nuclear 101. En tales implementaciones, la mezcla de combustible-sal fundida, cuando fluye a traves de las tuberfas del bucle principal, pasa a traves del componente 114 de retirada del producto de fision, donde ocurre el proceso de desecho de halogenuro. Tambien senan posibles otras disposiciones para retirar los residuos y recargar del bucle principal.
En algunas implementaciones, una o mas valvulas de congelacion pueden controlar el fluido que fluye entre el bucle principal 102 y un subsistema de contencion auxiliar 120. En algunos ejemplos, estas valvulas de congelacion estan hechas de una sal de halogenuro que es refrigerada activa y continuamente de modo que la sal tenga forma solida, permitiendolas permanecer cerradas durante el funcionamiento normal. En el caso de un escenario de accidente que da como resultado una perdida de fuentes de alimentacion fuera de sitio o de respaldo, las valvulas de congelacion ya no seran refrigeradas activamente. Cuando la sal de halogenuro que comprende la valvula de congelacion ya no es refrigerada activamente, la sal se funde y la valvula se abre, permitiendo que la mezcla de combustible-sal fluya fuera del bucle principal 102 a un deposito 117 de almacenamiento refrigerado pasivamente del subsistema de contencion auxiliar 120.
En algunas implementaciones, las valvulas de congelacion 118 y el deposito 117 de almacenamiento refrigerado pasivamente pueden utilizar una amplia variedad de componentes, materiales, y tecnicas para proporcionar la contencion auxiliar de la mezcla de combustible-sal procedente del bucle principal 102. En algunas implementaciones, el propio subsistema de contencion auxiliar 120 incluye un recipiente de contencion 117 que puede almacenar de forma segura la mezcla de combustible-sal procedente del bucle principal 120. La geometna del recipiente de contencion 117 es tal que la mezcla de combustible-sal contenida en el recipiente de contencion no puede conseguir la criticidad. Por ejemplo, el recipiente de contencion 117 podna ser construido de tal manera que la mezcla de combustible-sal que fluye en el tenga una gran relacion de area a volumen. La mezcla de combustible-sal en una configuracion no cntica puede permanecer fna debido, por ejemplo, a conveccion y conduccion natural, sin requerir refrigeracion activa adicional.
Cualquier tubena adecuada puede ser utilizada para el bucle principal 102. Las tuberfas del bucle principal 102 transportan la mezcla de combustible-sal fundida. En el bucle principal 102, el calor es producido en el nucleo 106 de reactor cuando los actmidos se someten a la fision que sigue al bombardeo de neutrones. Los fotones, neutrones, y nucleos mas pequenos producidos en la reaccion nuclear pueden depositar energfa en la mezcla de combustible-sal 103, calentandola. La mezcla de combustible-sal transporta el calor fuera del nucleo 106 de reactor. Por ejemplo, las bombas 108a mueven la mezcla de combustible-sal a traves de las tuberfas del bucle principal 102 a traves del nucleo 106 de reactor al intercambiador de calor 112.
En algunas implementaciones, las tuberfas del bucle principal 102 pueden ser resistentes tanto a los danos por corrosion procedentes de sales de halogenuro fundidas como a los danos por radiacion procedentes de las reacciones nucleares. En algunos casos, la corrosion puede ser reducida o minimizada en aleaciones que tienen un alto contenido de mquel, tales como Hastelloy-N o Hastelloy-X. Estas aleaciones pueden funcionar a temperaturas de hasta 704 °C. Para sistemas que utilizan temperaturas de sistema mas altas, pueden utilizarse compuestos SiC-SiC o compuestos carbono- carbono o una combinacion de ellos para las tuberfas, las valvulas e intercambiadores de calor del bucle principal. En algunas implementaciones es posible retener la mezcla de combustible-sal contenida en el bucle principal 102 aproximadamente a presion atmosferica. Retener el sistema aproximadamente a presion atmosferica reduce la tension mecanica a la que es sometido el sistema.
En algunas implementaciones, el intercambiador de calor 112 puede incluir una amplia variedad de estructuras, componentes o subsistemas para transferir energfa calonfica entre el bucle principal 102 y el bucle secundario 104. En algunas implementaciones, el intercambiador de calor 112 transfiere energfa calonfica desde el bucle principal 102 al bucle secundario 104, y el bucle secundario 104 hace discurrir el gas de helio a traves de un sistema de turbina de gas regular en un ciclo de Brayton. Algunos tipos de intercambiadores de calor (por ejemplo, los desarrollados por la industria aeronautica) contienen zonas de gas tampon 83 a gases mejor separados que pueden difundirse a traves del intercambiador de calor. Tal zona de gas tampon puede ser utilizada en el sistema de reactor nuclear 101 para reducir la migracion de tritio desde el bucle principal 102 al bucle secundario 104.
En algunas implementaciones, metales nobles pueden ser recogidos en el bucle principal 102 por esponjas metalicas 85 de area alta reemplazables. La utilizacion de tales materiales puede reducir el grado en el que los metales nobles se depositan en superficies en contacto con la mezcla de combustible-sal. Es deseable reducir tal deposito porque el deposito de metales nobles sobre el intercambiador de calor 112 puede cambiar sus propiedades de transferencia de calor.
En algunas implementaciones, el sistema de reactor nuclear 101 puede incluir un bucle intermedio que contiene una sal fundida no radioactiva o cualquier otro fluido de trabajo adecuado. El bucle intermedio puede ser mantenido a una presion ligeramente superior que la del bucle principal 102. Como tal, si hubiera una fuga entre el bucle intermedio y un bucle principal, la diferencia de presion puede impedir que la mezcla de combustible-sal radioactiva entre en el bucle intermedio.
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En algunas implementaciones, el bucle secundario comprende un fluido de trabajo adecuado, tal como helio, dioxido de carbono, o vapor, o una combinacion de dos o mas de ellos, que no sera corrosiva, como lo sena una sal de halogenuro fundida, ni contendra materiales radiactivos. Debido a que el bucle secundario no sera sometido a una corrosion significativa o dano por radiacion, hay mas libertad en la eleccion de materiales para las tubenas del bucle secundario que para las tubenas del bucle principal. Las tubenas del bucle secundario pueden ser construidas de un material adecuado tal como acero inoxidable.
El ciclo de Brayton puede utilizar helio, dioxido de carbono, u otro fluido adecuado. En algunas implementaciones, el bucle secundario 104 puede utilizar un ciclo de vapor tal como un ciclo de Rankine, o un ciclo combinado, que incorpora un conjunto de motores termicos que utilizan la misma fuente de calor. Un ciclo de Rankine es un metodo de convertir calor en trabajo mecanico que es comunmente utilizado en centrales termicas de carbon, electricas de gas natural, de petroleo, y nucleares. Un ciclo de Brayton es un metodo alternativo a un metodo para convertir calor en trabajo mecanico, que tambien se basa en un fluido de trabajo comprimido, caliente tal como helio o dioxido de carbono. El ciclo de Brayton de helio tiene la ventaja de que, en algunos casos, el tritio puede ser limpiado (retirado) de helio mas facilmente de lo que puede ser limpiado de agua. El ciclo de Brayton tambien puede funcionar a temperaturas mas altas, que permiten una mayor eficacia termodinamica cuando convierten calor en trabajo mecanico. Se pueden considerar factores adicionales o diferentes en la seleccion de un ciclo termodinamico para el bucle secundario 104. La utilizacion de turbinas de Brayton de ciclo abierto esta bien establecida en la aeronautica y en las centrales electricas de gas natural. Las turbinas de Brayton de helio de ciclo cerrado han sido demostradas a escala de laboratorio.
En algunas implementaciones, sena posible utilizar el calor del proceso de alta temperatura producido por el reactor directamente. Este calor del proceso de alta temperatura podna ser utilizado, por ejemplo, en la produccion de hidrogeno, o en la desalinizacion de agua, o en la calefaccion urbana o en cualquier combinacion de dos o mas de ellas.
En algunas implementaciones, un componente limpiador de tritio 116 del bucle secundario 104 puede incorporar una amplia variedad de sistemas, componentes, y tecnicas. En un reactor de sal fundida, el tritio puede ser movil. Por ejemplo, el tritio puede difundirse facilmente a traves de la mezcla de combustible-sal y a traves del intercambiador de calor 112 al bucle secundario 104. Tal tritio puede ser limpiado (por ejemplo, continuamente, periodicamente, o de otra manera) del bucle secundario 104, por ejemplo, para impedir la liberacion de tritio al medio ambiente.
En algunas implementaciones, el sistema de reactor nuclear 101 recibe combustible nuclear gastado 139 desde otro sistema de reactor nuclear 143. Por ejemplo, pellets 147 de combustible nuclear gastado procedentes de otro sistema de reactor nuclear pueden ser separados del revestimiento metalico. Los pellets pueden entonces ser disueltos en una sal de halogenuro fundida 145 para cargar el bucle principal. En algunos casos, el combustible nuclear gastado puede ser manipulado en una variedad de formas antes de ser combinado con la sal de fluoruro fundida. Por ejemplo, el conjunto de combustible puede ser cortado mecanicamente y agitado para separar la mayor parte del combustible gastado del revestimiento metalico. Despues de que la mayor parte del revestimiento metalico sea separada del combustible gastado, algun revestimiento metalico residual puede permanecer en el combustible separado. A continuacion, se puede aplicar un disolvente adecuado para disolver bien el combustible, o bien el revestimiento, o ambos. El combustible y los materiales de revestimiento pueden ser separados mas facilmente cuando estan en un estado disuelto.
En algunas implementaciones, la mezcla de combustible-sal fundida se forma utilizando una sal de halogenuro 149 (por ejemplo, LiF) que todavfa no contiene ningun material radiactivo. La sal de halogenuro es colocada en un recipiente de mezcla y calentada hasta que se funde en un horno 151. Cuando la sal es fundida, los pellets 147 de combustible nuclear gastado son anadidos a la sal fundida, y los componentes son mezclados hasta que los actmidos procedentes de los pellets de combustible gastado son disueltos en la sal para formar la mezcla de combustible-sal. La mezcla de combustible-sal es entonces anadida al bucle principal a traves del puerto sobre el lado del bucle principal. En algunas implementaciones, simulaciones por ordenador puede determinar las concentraciones de actmidos y de productos de fision en la mezcla de combustible-sal que sigue a la adicion de la mezcla de combustible-sal al bucle principal. Estas simulaciones por ordenador pueden, a su vez, ser utilizadas para predecir el espectro de energfa de neutrones en el nucleo 106 de reactor. En algunos casos, siguiendo estas simulaciones por ordenador, los ciclos de carga y de descarga de combustible al reactor pueden ser regulados para asegurar un espectro de neutrones optimo en el nucleo 106 de reactor.
En algunas implementaciones, el combustible utilizado en la mezcla de combustible sal puede incluir combustible nuclear gastado procedente de otros reactores, como se ha mencionado. El combustible nuclear gastado esta disponible tfpicamente en conjuntos, que han sido retirados del reactor existente 143, que incluyen cubiertas huecas (revestimiento) de otro material que son llenadas con combustible nuclear gastado en la forma de pellets. En algunas implementaciones, los conjuntos senan alterados retirando el revestimiento para exponer los pellets de combustible gastado. Cuando hablamos de combustible nuclear gastado sin procesar, sin embargo, no consideramos procesar la retirada del revestimiento del combustible nuclear gastado. Cuando decimos que el combustible nuclear gastado esta sin procesar queremos decir que no se ha hecho nada (por ejemplo, qmmica o reactivamente, o a modo de separacion) para cambiar la composicion del combustible nuclear gastado que estaba dentro de la cubierta. En algunas implementaciones este vector de combustible nuclear gastado sin procesar completo es utilizado en el reactor. En algunas implementaciones, puede aplicarse un tratamiento qrnmico, reactivo o de separacion al combustible nuclear antes de utilizarle en el reactor. Por ejemplo, podemos retirar los productos de fision del combustible nuclear gastado. Retirar los productos de fision del
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combustible nuclear gastado no cambia el vector de actmidos del combustible nuclear gastado. En algunos casos, bien el vector de combustible nuclear gastado sin procesar completo, o bien el vector de actmidos que sigue tal tratamiento adicional (tal como la retirada de U-238) pueden ser mezclados con otras fuentes de actmidos como se discute en otra parte, en una variedad de proporciones o mezclas. Asf, el combustible nuclear gastado que sale del reactor tiene una pequena fraccion de productos de fision y una gran fraccion de actmidos. El combustible nuclear gastado “sin procesar” no tiene ninguno de estos productos de fision o actmidos retirados. Si los productos de fision (pero no los actmidos) son retirados, lo que permanece es una “vector de actmido de combustible gastado completo”. Si algunos de los actmidos (por ejemplo, U-238) son retirados, lo que permanece puede ser llamado combustible procesado que contiene al menos partes del combustible nuclear gastado procedente de un reactor. Se puede tomar entonces cualquiera de estos tres (combustible sin procesar, vector de actmido de combustible gastado completo, o combustible procesado), o combinaciones de dos o mas de ellos) y tambien puede mezclarlos con otras fuentes de actmidos.
La fig. 10 es un diagrama de flujo que muestra un proceso ejemplar 1000 para el procesamiento de materiales nucleares. El proceso ejemplar 1000 incluye operaciones realizadas por multiples entidades. En particular, como se ha mostrado en la fig. 10, se pueden realizar aspectos del proceso ejemplar 1000 por los operadores de un sistema de reactor de agua ligera 1002, un sistema de reactor de sal fundida 1004, una red electrica 1006, y una instalacion de residuos 1008. En algunas implementaciones, el proceso 1000 puede incluir operaciones adicionales o diferentes que son realizadas por las entidades mostradas o por diferentes tipos de entidades.
En algunas implementaciones, el sistema de reactor de agua ligera 1002 puede incluir un sistema de reactor nuclear de agua ligera tfpico o de reactor nuclear de diferente tipo. El sistema de reactor de agua ligera 1002 recibe el combustible nuclear 1003 y genera energfa por una reaccion del combustible nuclear. En la energfa de salida 1022 procedente de la reaccion del combustible nuclear puede ser convertida y entregada a la red electrica 1006. La red electrica 1006 puede distribuir la energfa de salida 1022 a lugares de consumo 1007 como electricidad. Por ejemplo, la red electrica 1006 puede utilizar una red electrica para distribuir la energfa electrica. En algunos casos, la red electrica 1006 puede convertir, condicionar, o de otra manera modificar la energfa de salida 1022 a un formato apropiado para distribucion a la red.
El sistema de reactor de agua ligera 1002 produce combustible nuclear gastado 1020 como un subproducto de la reaccion nuclear que genera la energfa de salida 1022. En algunas implementaciones, el combustible nuclear gastado 1020 procedente del sistema de reactor de agua ligera 1002 puede ser transferido al sistema de reactor de sal fundida 1004. En algunas implementaciones, como se ha explicado anteriormente, el sistema de reactor de sal fundida 1004 funciona completamente sobre el combustible nuclear gastado 1020 sin otra manipulacion excepto la retirada de cualquier revestimiento. Por ejemplo, el sistema de reactor de sal fundida 1004 puede utilizar combustible nuclear gastado que tiene sustancialmente la composicion material del material residual por el sistema de reactor de agua ligera 1002. En algunas implementaciones, el sistema de reactor de sal fundida 1004 puede recibir tipos diferentes o adicionales de materiales, que incluyen tipos adicionales o diferentes de combustible. Por ejemplo, el sistema de reactor de sal fundida 1004 puede recibir materiales de combustible de los arsenales de armas nucleares, o instalaciones de almacenamiento de residuos nucleares, o una combinacion de estas y otras fuentes, como se ha mencionado anteriormente. En algunas implementaciones, combustible nuclear fresco puede ser combinado en distintas proporciones con combustible nuclear gastado.
En algunas implementaciones, el sistema de reactor de sal fundida 1004 puede incluir el sistema de reactor nuclear 101 de la fig. 1 u otro tipo de sistema de reactor nuclear configurado para quemar el combustible nuclear gastado 1020. El sistema de reactor de sal fundida 1004 puede ser co-ubicado con el sistema de reactor de agua ligera 1002, o con la instalacion de residuos 1008, o con una combinacion de cualesquiera dos o mas de estos y otros tipos de sistemas e instalaciones. El sistema de reactor de sal fundida 1004 genera energfa por una reaccion del material de combustible nuclear gastado mezclado con un material de sal fundida. La energfa de salida 1024 procedente de la reaccion de la mezcla de combustible-sal puede ser convertida y emitida a la red electrica 1006. La red electrica 1006 puede distribuir la energfa de salida 1024 a lugares de consumo 1007 en la forma de electricidad. En algunos casos, la red electrica 1006 puede convertir, condicionar o de otra manera modificar la energfa de salida 1024 a un formato apropiado para distribucion a la cuadrfcula.
El sistema de reactor de sal fundida 1004 produce material residual 1026 como un subproducto de la reaccion nuclear que genera la energfa de salida 1024. En algunas implementaciones, el material residual 1026 procedente del sistema de reactor de sal fundida 1004 puede ser transferido a la instalacion de residuos 1008. La instalacion de residuos 1008 puede procesar, almacenar, o de otra manera gestionar el material residual 1026 producido por el reactor de sal fundida 1004. En algunas implementaciones, el material residual 1026 incluye un nivel significativamente mas bajo de materiales de vida media radiactiva larga que el combustible nuclear gastado 1020. Por ejemplo, el sistema de reactor de sal fundida 1004 puede producir materiales residuales que incluyen principalmente productos de fision que tienen vidas medias cortas, en comparacion con los actmidos.
Otras implementaciones estan dentro del marco de las siguientes reivindicaciones.
Por ejemplo, en algunos casos, las acciones enumeradas en las reivindicaciones pueden ser realizadas en un orden diferente y aun conseguir resultados deseables. Ademas, los procesos representados en las figuras adjuntas no
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requieren necesariamente el orden particular mostrado, u orden secuencial, para conseguir resultados deseables. En algunos casos hemos descrito con dispositivos individuales o multiples elementos para sistemas para realizar distintas funciones. En muchos casos, referencias al singular deben interpretarse como referencias al plural y a la inversa.
En algunas implementaciones del sistema y tecnicas que se han descrito aqm, los operadores de los reactores de sal fundida seran compamas de red electrica. Una red electrica que hace funcionar un reactor de sal fundida puede poseer el reactor de sal fundida o puede alquilarlo de otra entidad. Si una red posee y hace funcionar el reactor de sal fundida, es probable que financie la construccion del reactor de sal fundida. Si el reactor de sal fundida es alquilado al operador, el fabricante del reactor de sal fundida es probable que financie la construccion.
En algunas implementaciones, una compama electrica puede hacer funcionar reactores de agua ligera, que producen combustible nuclear gastado que podrfa ser entonces utilizado como combustible para los reactores de sal fundida, o la red puede ser pagada para tomar combustible nuclear gastado de otra entidad y utilizar el combustible nuclear gastado como combustible para los reactores de sal fundida. En algunas implementaciones, se preve que el combustible nuclear gastado sera procesado (por ejemplo, retirado de su revestimiento) en el lugar de reactor de sal fundida y es probable que la red que hace funcionar los reactores de sal fundida tambien procese el combustible nuclear gastado. En este caso, la compama de la red podrfa comprar sal de halogenuro de un productor de sal y entonces mezclar la sal de halogenuro con combustible nuclear gastado procesado para crear la mezcla de combustible-sal para utilizar en un reactor de sal fundida. Alternativamente, una compama separada puede ser pagada por una red o agencia gubernamental para tomar combustible nuclear gastado, mezclar este combustible nuclear gastado con una sal de halogenuro comprada de un productor de sal, y a continuacion vender de la mezcla de combustible-sal para operadores de reactor de sal fundida.
En algunos ejemplos, los residuos producidos por los reactores de sal fundida seran tomados, por una tarifa, por una agencia gubernamental que supervisa la eliminacion permanente de residuos. Estos residuos se procesanan (por ejemplo, vitrificado) una forma de residuo adecuado para colocar en una instalacion de desechos a largo plazo. Si la eliminacion inmediata no esta disponible (como es actualmente el caso en todos los pafses), los residuos pueden ser almacenados en su lugar hasta que el almacenamiento a largo plazo resulte disponible, o puede ser tomados, por una tarifa, por una agencia gubernamental o una tercera parte para almacenamiento a corto plazo hasta que el almacenamiento a largo plazo resulte disponible.
Los mismos conceptos de utilizar hidruros o derivados acidos del deuterio, tales como hidruros metalicos, como material de moderacion, que se han descrito en el contexto de un reactor de sal fundida, pueden ser aplicados, por ejemplo, en reactores refrigerados de sal fundida o en sistemas accionados por aceleradores. Los reactores refrigerados de sal fundida utilizan distintos combustibles y refrigerantes, mientras los reactores de sal fundida utilizan combustible que es mezclado con el refrigerante. Los reactores refrigerados de sal fundida pueden tener elementos de combustible que son esencialmente de cualquier forma; formas probables son barras o bolas. El refrigerante de sal, que no contiene material combustible, fluye alrededor de estos elementos de combustible. Disefos de reactor refrigerado de sal fundida previos han propuesto utilizar grafito como un moderador. Estos disefos podnan ser alterados para utilizar moderadores de hidruro o de derivados acidos del deuterio, por ejemplo, moderadores de hidruro metalico, en lugar de, o ademas de, moderadores de grafito. Moderadores de hidruro metalico para utilizar en reactores refrigerados de sal fundida pueden adoptar cualquiera de las formas descritas antes para utilizar en reactores de sal fundida.
Otra aplicacion potencial de moderadores de hidruro o de derivados acidos del deuterio esta en unos sistemas accionados por acelerador (ADS). En ADS, los neutrones son producidos a traves de un proceso conocido como espalacion cuando un haz de protones procedente de un acelerador de energfa alta esta dirigido a un objetivo de metal pesado. Cuando el objetivo de metal pesado es rodeado por combustible nuclear, los neutrones de espalacion pueden inducir la fision en el combustible nuclear, que a su vez produce incluso mas neutrones. Debido a que el combustible nuclear esta en una configuracion subcntica, una reaccion nuclear en cadena no puede ser sostenida sin los neutrones de espalacion producidos por el acelerador. Esto significa que el reactor puede ser cerrado apagando simplemente el acelerador. Tal sistema es llamado un sistema accionado por acelerador.
ADS puede ser utilizado para destruir residuos de actmidos (por ejemplo combustible nuclear gastado procedente de reactores convencionales, uranio empobrecido, material de armas sobrante). Un moderador de hidruro o de derivado acido del deuterio (por ejemplo, hidruro metalico) puede ser util, ya que frenana los neutrones de espalacion de alta energfa para energfas que son mas eficaces para transmitir o fisionar el combustible que rodea los actmidos. Tambien se ha propuesto torio alimentado con ADS. Tales sistemas utilizan neutrones de espalacion y neutrones de fision subsiguientes para convertir torio-232 a protactinio-233, que rapidamente decae a uranio-233 fisionable. La transmutacion de torio-232 a uranio-233 es mas eficaz con neutrones termicos. Los moderadores de hidruro o de derivado acido del deuterio podnan ser utilizados en tal torio alimentado ADS para suavizar el espectro de energfa de neutrones para permitir un purgado mas eficaz de U-233 a partir de torio.
Para ambos tipos de ADS, puede ser ventajoso colocar moderadores de hidruro o de derivado acido del deuterio alrededor del objetivo de metal pesado para reducir la energfa de los neutrones de espalacion. Especialmente en el torio alimentado con ADS, puede ser ventajoso incluir tales moderadores no solo alrededor del objetivo, sino tambien en la zona que rodea el combustible nuclear, cuando todo el sistema requiere un espectro de neutron suave para una
produccion optima de U-233.

Claims (17)

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    REIVINDICACIONES
    1. Un reactor nuclear que comprende:
    un material fisionable, una sal fundida, y
    un material moderador que contiene un hidruro de zirconio (ZrHx) en el que x esta entre 1 y 4, caracterizado por que
    el reactor nuclear comprende una estructura de moderador formada a partir del material de moderador y una trayectoria a lo largo de la cual el material fisionable y la sal fundida pueden fluir desde un extremo de salida del moderador en un bucle a un extremo de entrada de la estructura de moderador.
  2. 2. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que el material moderador comprende ZrH-i,6, particularmente en el que el hidruro de zirconio esta en una forma cristalina.
  3. 3. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que el material moderador comprende una forma de hidruro de litio.
  4. 4. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que el material moderador comprende una forma de hidruro de itrio, particularmente en el que la forma de hidruro de itrio comprende hidruro de itrio(II) (YH2), hidruro de itrio(III) (YH3) o una combinacion de los mismos.
  5. 5. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que el material moderador comprende una forma de derivado acido del deuterio de zirconio.
  6. 6. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que el material fisionable comprende uranio natural, uranio enriquecido, uranio empobrecido, plutonio o uranio procedente de combustible nuclear gastado, plutonio de mezcla de menor porcentaje procedente de materiales de armas nucleares sobrantes, torio y un material fisionable, material transuranico, o una combinacion de cualesquiera dos o mas de ellos; particularmente en el que el material fisionable comprende una relacion fisionable a fertil del orden de 0,01-0,25.
  7. 7. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que la sal fundida comprende fluoruro de litio, particularmente en el que el fluoruro de litio es enriquecido en su concentracion de Li-7.
  8. 8. El reactor nuclear de la reivindicacion 1 en el que la solubilidad de los actmidos en la sal fundida es suficiente para permitir que el material fisionable resulte cntico, particularmente en el que la solubilidad de actmidos en la sal fundida es al menos 0,3%, mas particularmente al menos 12% o mas particularmente al menos 20%.
  9. 9. Un metodo que comprende:
    en un reactor nuclear (100), hacer fluir material fisionable y sal fundida mas alla de un material moderador,
    caracterizado porque el material moderador comprende un hidruro de zirconio (ZrHx) en el que x esta entre 1 y 4.
  10. 10. El metodo de la reivindicacion 9 en el que hacer fluir el material fisionable y la sal fundida mas alla del material moderador comprende hacer fluir una mezcla de combustible-sal a traves de un nucleo de reactor, comprendiendo la mezcla de combustible-sal el material fisionable y la sal fundida.
  11. 11. El metodo de la reivindicacion 9 en el que el material fisionable comprende una vector de actmido de combustible nuclear gastado completo.
  12. 12. El metodo de la reivindicacion 9 en el que material fisionable comprende partes pero no la totalidad de actmidos de combustible nuclear gastado.
  13. 13. El metodo de la reivindicacion 9 en el que el material fisionable comprende combustible nuclear gastado sin procesar.
  14. 14. El reactor nuclear (100) de la reivindicacion 1, que comprende ademas: un bucle principal (102) que comprende:
    un nucleo de reactor (106) que comprende la estructura de moderador.
  15. 15. El reactor de la reivindicacion 14 que comprende un bucle secundario (104) y un intercambiador de calor (112) para intercambiar calor entre el bucle principal y el bucle secundario.
  16. 16. El reactor de la reivindicacion 14 que comprende un bucle intermedio, un bucle secundario, un intercambiador de calor para intercambiar calor entre el bucle principal y el bucle intermedio, y un intercambiador de calor adicional para intercambiar calor entre el bucle intermedio y el bucle secundario.
  17. 17. El reactor de la reivindicacion 14 que comprende tambien una valvula de congelacion, particularmente en el que la 5 valvula de congelacion controla el flujo entre el bucle principal y un subsistema de contencion auxiliar, mas
    particularmente entre el bucle principal y un deposito de almacenamiento refrigerado pasivamente del subsistema de contencion auxiliar.
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