Boletín Energético No 24 Reactor Rápido Refrigerado por Sodio Dr. Alejandro Villanueva Introducción Los reactores rápidos refrigerados por sodio (RRS) son reactores nucleares en donde, como su nombre lo indica, el refrigerante es sodio líquido. Como en todos los reactores nucleares, el calor se produce a partir de una reacción nuclear en cadena comandada por neutrones; el término rápido hace referencia a que en este tipo de reactores, los neutrones poseen velocidades (energías) más elevadas que en los reactores refrigerados por agua liviana o pesada. En total 16 reactores rápidos refrigerados por metal líquido han sido construidos y han operado hasta el año 2006. Los primeros, comenzaron a desarrollarse en la década del '50: DFR (Inglaterra, 1954), BR-10 (Rusia, 1956), Fermi (Estados Unidos, 1956). Entre los reactores operados en el mundo encontramos el espectro completo de rangos de potencia, desde algunas decenas de Mega Watts térmicos (MWt) (BR-10, Federación Rusa, 8 MWt) pasando por la gama intermedia (FFTF, Estados Unidos, 400 MWt; MONJU, Japón 714 MWt), hasta llegar a los reactores de tamaño comercial (Superphénix, Francia, 2990 MWt; único en su categoría). Otros proyectos de reactores comerciales alcanzaron estadíos muy avanzados (SNR2, Alemania, 3420MWt; EFR, Euratom1, 3600 MWt), y en algunos casos sigue en curso su desarrollo (JRRS, Japón, 3530MWt). Originalmente, el interés primordial en estos reactores radicaba en que con ellos era posible la producción de material para usos bélicos. Posteriormente esta tecnología fue heredada por programas de desarrollo de usos pacíficos de la energía nuclear, debido a que su particular y principal ventaja radica en el uso más eficiente del combustible nuclear. Existen en la actualidad RRS que están en proceso de construcción (BN-800, RusiaKasakhstan, 800 Mega Watts eléctricos (MWe) y PFBR, India, 500 MWe). Gran expectativa se centra en las pruebas que se están llevando a cabo en el reactor Monju, el cual ha reiniciado su operación el 6 de mayo de 2010, y en el reactor CEFR (China, 25 MWe), que ha iniciado su operación en julio del mismo año. 1 Consorcio de países europeos para el desarrollo de la energía nuclear. 4 Dr. Alejandro Villanueva Boletín Energético No 24 El Proyecto GIF Con el reverdecer de la industria nuclear, los principales referentes a nivel mundial han iniciado un programa de colaboración internacional, el proyecto Generation IV International Forum (GIF). El proyecto tiene por objeto definir cuáles serán las líneas de reactores avanzados con más altas probabilidades de implementarse en el mediano plazo. Esta nueva generación de reactores se presenta como una solución natural y eficiente, desde el punto de vista del máximo aprovechamiento del combustible conservando los criterios de máxima seguridad de la instalación, al problema de satisfacer las crecientes demandas de energía, en un contexto mundial donde la escasez de recursos de combustibles fósiles tiende a encarecer el precio de los mismos, frente a la carencia de una fuente de energía alternativa a escala masiva. Dentro del marco del proyecto GIF, se pretende que esta nueva generación de reactores haga su entrada al mercado satisfaciendo cuatro metas generales: sustentabilidad, competitividad, seguridad y resistencia a la proliferación de armas nucleares. Para cumplir estos objetivos se han seleccionado seis conceptos de referencia: un reactor de gas rápido (GFR), un reactor de plomo rápido (LFR), un reactor de sales fundidas (MSR), el reactor rápido refrigerado por sodio (denominado SFR en el marco del foro), otro reactor de agua supercrítica (SCWR) y por último un reactor de muy alta temperaDr. Alejandro Villanueva tura (VHTR). Para su ulterior estudio y desarrollo, se consideran tres opciones para el RRS que se distinguen por el rango de potencia y objetivo primordial al cual están destinadas. Un reactor de alta potencia (de hasta 1500 MWe) destinado a la producción de energía eléctrica [Kotake et al., 2008], un reactor de mediana potencia (300-1500 MWe) pensado tanto para producción de energía eléctrica como para la incineración de residuos radioactivos [Mignot et al., 2008; Joo et al., 2008] y finalmente un reactor modular de baja potencia (50-150 MWe) para este último fin exclusivamente [Chang et al., 2005]. En este artículo nos centraremos en la descripción del RRS de mayor potencia destinado a la generación de energía eléctrica. El RRS ofrece excelentes posibilidades de satisfacer las metas de sustentabilidad del proyecto GIF debido al uso más eficiente del combustible nuclear, y de su capacidad inherente para incinerar residuos radioactivos. Ambos hechos están íntimamente relacionados con las velocidades más elevadas que poseen los neutrones en esta clase de reactores. Los fenómenos que ocurren a nivel nuclear dependen de la velocidad de los neutrones que los ocasionan; aquellos que juegan un rol esencial en la utilización del combustible y la incineración de residuos, resultan favorecidos a velocidades elevadas. De los tres tipos de reactores rápidos que satisfacen la meta de sustentabili5 Boletín Energético No 24 dad (GFR, LFR y RRS), el RRS es la opción de corto plazo más madura por contar con una amplia experiencia en construcción y operación de este tipo de reactores a nivel mundial. En términos generales, se puede decir que los esfuerzos de investigación y desarrollo (I&D) referidos a este reactor en particular, se hallan orientados más a mejorar la performance del mismo y no tanto al desarrollo de tecnologías radicalmente innovativas. La mejora esperada de la performance provendrá, por un lado de aumentar la densidad de potencia, lo que equivale a extraer mayor cantidad de calor con la misma cantidad de combustible y en el mismo tiempo. También se pretende incrementar el quemado, vale decir la cantidad de energía total que puede ser extraída de una cantidad dada de combustible (en la práctica esta cantidad siempre es muy inferior a la cantidad total de energía contenida en esa misma masa de combustible). La densidad de potencia y el quemado pretenden ser superiores, aumentando aproximadamente 3.5 veces la densidad de potencia y alcanzando el quemado de un reactor de agua liviana. Asimismo las temperaturas que alcanza el sodio también se espera que sean incrementadas por encima de los 550ºC; esto permitirá aumentar la eficiencia del proceso de transformación de calor en energía eléctrica, ya que la misma crece a medida que se logran temperaturas mayores del refrigerante. Para lograr estos objetivos, el principal desafío consiste en el desarrollo de materiales capaces de soportar condiciones de operación más exigentes provenientes del incremento de la temperatura, conjuntamente con el incremento de la densidad de potencia y de la presencia del sodio. Refrigerante La elección del sodio responde al compromiso de seleccionar un refrigerante de número másico elevado, que simultáneamente posea una muy buena capacidad de extracción de calor y sea estable químicamente en los altos campos de radiación neutrónica en un rango amplio de temperaturas. El número másico elevado es una característica importante, ya que permite que los neutrones conserven una alta velocidad promedio. En relación con este último aspecto el fenómeno es similar al que ocurre cuando se produce un choque entre 6 dos objetos; si la masa de uno de ellos es muy superior respecto del segundo, el objeto más liviano habrá variado poco su velocidad después de haberse producido el choque. De este modo, seleccionando un refrigerante con un número másico elevado, se logra conservar una velocidad promedio elevada de los neutrones durante el proceso de colisiones que estos atraviesan. Esta característica favorece los procesos de incineración de residuos radioactivos y la utilización más eficiente del combustible. La capacidad de extracción de calor es Dr. Alejandro Villanueva Boletín Energético No 24 la otra característica inherente esencial que debe poseer el refrigerante. Como se mencionó anteriormente, la densidad de potencia en este tipo de reactor es muy elevada, para que la misma pueda ser extraída sin que el combustible se altere es imprescindible que la capacidad inherente de extracción de calor del refrigerante sea excelente. Asimismo es importante que, al ser un refrigerante metálico, su punto de fusión sea relativamente bajo (Tfusión=98ºC), para evitar bloqueos en el núcleo por solidificación. Adicionalmente, el sodio posee una temperatura de ebullición elevada (Tebullición=892ºC), lo que hace posible que el sistema primario opere esencialmente a presión atmosférica. Si bien esta no es una característica imprescindible que deba poseer el refrigerante, sí es muy atractiva, ya que permite que los componentes mecánicos y estructurales, en particular el recipiente del reactor, trabajen en condiciones menos exigidas. No obstante la temperatura de ebullición del sodio es lo suficientemente baja como para que sea necesario considerar la ebullición del sodio como una posibilidad concreta durante situaciones anormales de operación del reactor que involucren un incremento considerable de la temperatura del refrigerante y prever las consecuencias, a diferencia de otros refrigerantes metálicos, como por ejemplo el plomo, que son más ventajosos en este aspecto, ya que poseen una temperatura de Dr. Alejandro Villanueva ebullición mucho mayor que la del sodio. Las complicaciones que surgen en la elección del sodio como refrigerante, se deben a que éste reacciona exotérmicamente con oxígeno y con agua. Por ello es necesario un control estricto de la concentración de oxígeno, en el sistema primario del reactor, que contiene el núcleo con el combustible en forma sólida y el sodio refrigerante y en los sistemas intermedios de refrigeración. Por otro lado, para minimizar la probabilidad de liberación de sodio, estos reactores poseen un circuito intermedio de intercambio de calor sodio (activado) - sodio (no activado) entre el sistema primario del reactor y el secundario sodio (no activado)-agua que produce el vapor para la turbina. De esta manera, si ocurriese una fuga en el intercambiador sodio (no activado) -agua, el sodio liberado al ambiente no sería sodio activado. A su vez el sodio requiere un diseño del núcleo con baja fracción de volumen de refrigerante debido a que su capacidad de disminuir la velocidad de los neutrones, si bien es reducida, no es totalmente despreciable. Esto es factible, ya que su viscosidad es suficientemente baja como para mantener la potencia de bombeo necesaria para la extracción de calor dentro de límites tecnológica y económicamente razonables. 7 Boletín Energético No 24 El Reactor Existen hasta la fecha dos líneas de diseño tradicionales: el reactor tipo pileta y el reactor tipo loop. En el primero es el reactor tipo pileta, donde el núcleo, las bombas principales que mueven el sodio radioactivo y el circuito intermedio de intercambio de calor sodio (activado) - sodio (no activado) están todos sumergidos en una pileta de sodio contenida en un único recipiente. En el segundo diseño tipo loop, las bombas principales y el circuito intermedio de intercambio de calor se encuentran fuera del recipiente del reactor. Los dos diseños que se mencionaron están representados esquemáticamente a continuación en la Figura 1. Figura 1: Representación esquemática de los dos diseños típicos para el RRS. En el diseño tipo pileta, al hallarse los intercambiadores intermedios contenidos dentro del recipiente, se reducen las chances de que se produzca una pérdida de refrigerante. Asimismo como la masa total de sodio es mayor, en situaciones accidentales el aumento de temperatura será menor, lo cual constituye un diseño inherentemente más seguro. También, el sistema para remover oxígeno dentro del recipiente 8 se simplifica porque hay sólo una superficie superior libre. El diseño tipo loop es más compacto lo cual tiene la ventaja principal de reducir costos. Por otro lado, dado que las bombas principales y los intercambiadores intermedios se hallan fuera del recipiente, la inspección y mantenimiento de estos componentes acarrea menores complicaciones. También es posible lograr un diseño con una mayor Dr. Alejandro Villanueva Boletín Energético No 24 diferencia de altura entre el núcleo del reactor y los intercambiadores intermedios. Esto favorece la circulación natural del refrigerante ya que el sodio que se encuentra en la región del núcleo está a mayor temperatura, que se traduce en una menor densidad y por ello tiende a elevarse. Otro aspecto fundamental del reactor es el diseño del núcleo. El núcleo es la región dentro del recipiente del reactor, donde se halla un conjunto de elemen- tos combustibles. Estos elementos son arreglos geométricos hexagonales que albergan un conjunto de barras en cuyo interior se encuentra el combustible propiamente dicho. Cada barra posee una cobertura de acero inoxidable2 que aísla el combustible sólido contenido en el interior, del sodio que circula en la región externa. A continuación, en la Figura 2, se muestra un elemento combustible típico de un reactor rápido. Figura 2: Combustible hexagonal típico de un reactor rápido. 2 En reactores térmicos se usa circonio. Dr. Alejandro Villanueva 9 Boletín Energético No 24 En el diseño del núcleo se definen parámetros del reactor como ser: número total de elementos combustibles y dimensiones de los mismos, fracción de volumen del refrigerante, del combustible y materiales estructurales. Estas cantidades, conjuntamente con la elección del sodio como refrigerante, del tipo de combustible dentro de la envoltura de acero inoxidable y del tipo de materiales estructurales (por lo general aceros ferríticos martensíticos con agregado de óxidos dispersos), definen totalmente el c o m p o r t a m i e n t o d e l r e a c t o r. Esquemáticamente, una vista superior típica del núcleo de un reactor rápido se muestra en la Figura 3. núcleo interno barras de control núcleo externo reflector Figura 3: Esquema del núcleo del RRS avanzado francés de 1500 MWe [Mignot et al., 2008]. En el esquema podemos observar un tipo distinto de elemento, denominado barra de control, dos zonas distintas en el núcleo y una zona externa (reflector). Las barras de control son elementos que contienen absorbentes neutróni10 cos. Estos absorbentes, como su nombre lo indica, tienden a apagar la reacción en cadena ya que al absorber neutrones, los mismos dejan de estar disponibles para continuar la reacción nuclear. Mediante un dispositivo Dr. Alejandro Villanueva Boletín Energético No 24 mecánico es posible insertar más o menos las barras de control dentro del núcleo; de este modo es posible controlar la reacción nuclear regulando su posición. Las dos zonas más internas del núcleo corresponden a elementos combustibles con diferente proporción de combustible en cada una de ellas. El reflector contiene, un enriquecimiento mayor en material físil (combustible), que la zona interna. De esta manera se pretende que el calor producido en todo el núcleo se distribuya en forma aproximadamente uniforme. Los neutrones que se hallan en las inmediaciones de la zona externa tienen una probabilidad mayor de extraviarse y no regresar al núcleo. Una vez perdidos, estos neutrones no producirán por ende nuevas fisiones, es decir que no contribuirán a continuar la reacción nuclear. Para contrarrestar esta falencia se aumenta el enriquecimiento de manera que una cantidad menor de neutrones en esta región quede aproximadamente equiparada con una cantidad mayor de combustible. En la región interna se procede de modo opuesto. Dado que la probabilidad de fuga de los neutrones es menor, la población más abundante de los mismos queda equilibrada con la menor cantidad de combustible. Uniformizar la producción de calor es muy importante ya que existe un límite superior para la misma que evita la falla de los elementos combustibles. Este límite se aplica al elemento combustible que produce la mayor cantidad de calor dentro del núcleo. Debido a que la relación entre el calor que producen dos elementos combustibles en cualquier zona siempre permanece constante independientemente de la potencia total del reactor, si puede lograrse a través del diseño reducir la cantidad de calor producida en el elemento combustible más exigido, la misma puede a su vez ser incrementada en el resto de los elementos combustibles aumentando así la potencia total producida por el reactor. La filosofía de diseño de núcleo promovida dentro del marco del proyecto GIF apunta a hacer a los RRS avanzados aún más seguros que sus antecesores [GEN IV Report, 2008] sin detrimento de su competitividad y sustentabilidad. Combustible Tradicionalmente este tipo de reactores han utilizado combustible mixto (MOX) de dióxido de uranio mezclado con dióxido de plutonio. Este compuesto es dispuesto en forma de pastillas sólidas dentro de una envoltura de acero inoxidable. La envoltura de acero separa el combustible propiamente Dr. Alejandro Villanueva dicho, donde es producido el calor mediante la reacción nuclear, de la región exterior, donde circula el sodio para extraer este calor. Los óxidos mixtos si bien no son especialmente buenos conductores del calor, tienen una temperatura de fusión muy elevada. De esta manera, estos dos 11 Boletín Energético No 24 efectos se compensan aproximadamente y hacen posible que el sodio alcance temperaturas del orden de los 550ºC sin que el interior del combustible, que está a una temperatura aún mayor, funda. La envoltura de acero inoxidable es más resistente y capaz de conservar su integridad durante tiempos mayores a las envolturas que utilizan los combustibles de los reactores de agua liviana. Por esta razón es posible alcanzar quemados superiores en este tipo de reactores. Para operar reactores rápidos de modo económicamente eficiente, es esencial contar con la tecnología de reprocesamiento del combustible. Esta tecnología, si bien no es imprescindible para el funcionamiento mismo del reactor, hace posible aprovechar la mayor parte del combustible, que de otro modo se desperdiciaría. La razón es la siguiente: en el transcurso de la reacción nuclear el plutonio es consumido y el uranio es transformado en plutonio. Idealmente bastaría con esperar entonces a que todo el uranio sea transformado en plutonio y luego sea consumido. En la práctica no obstante, esto no es factible. La resistencia estructural y propiedades mecánicas en general de la envoltura de acero inoxidable se transforman por efecto de la interacción química con el refrigerante, de las altas temperaturas, la radiación neutrónica y de los esfuerzos mecánicos. Debido a ello es necesario el recambio periódico de los elementos combustibles para mantener su integridad. En el momento en que se efectúa el recambio, todavía hay presente en el combustible una gran cantidad de plutonio y una cantidad de uranio varias veces mayor a la que ha sido transformada en plutonio. La tecnología de reprocesamiento consiste en separar el plutonio y el uranio que aún no han sido quemados; para su reutilización en la fabricación de nuevos elementos combustibles. Solamente así, repitiendo subsiguientemente este proceso se hace posible lograr un uso más eficiente del combustible. Actividades de I&D Hay tres líneas troncales de investigación y desarrollo promovidas en el marco del proyecto GIF en relación al RRS: -desarrollo de combustibles, -desarrollo de materiales -balance de planta. El estudio y desarrollo de nuevos combustibles, sobre todo compuestos de carburos y nitruros, tiene por objeto 12 la identificación de candidatos que puedan soportar la incorporación de altas densidades de residuos radiactivos para su incineración. El proceso de incineración será más eficiente simplemente si hay más residuos en el mismo volumen. Por eso los compuestos más densos son de interés. En el segundo campo, el objetivo es el desarrollo de materiales capaces de Dr. Alejandro Villanueva Boletín Energético No 24 soportar temperaturas más elevadas en los exigentes entornos que se dan en el interior de un RRS. El incremento de temperatura, como se dijo, hace posible que la conversión de calor en energía eléctrica sea más eficiente, es decir, que se pueda producir más energía eléctrica con la misma cantidad de combustible. En cuanto al balance de planta se estudian ciclos de conversión de calor alternativos al ciclo Rankine (aguavapor) tradicionalmente empleado en la mayoría de los reactores comerciales. Las dos opciones principales son un ciclo Brayton de helio y un ciclo de dióxido de carbono a muy alta presión. El ciclo de helio es atractivo si la temperatura del sodio puede elevarse hasta el orden de los 650ºC, para lo cual Dr. Alejandro Villanueva es necesario el desarrollo de nuevos materiales. Bajo estas condiciones este ciclo proporciona una eficiencia térmica mayor que el ciclo Rankine. Además existiría la posibilidad de eliminar los intercambiadores de calor intermedios sodio-sodio, disminuyendo los costos de construcción, ya que el helio es un gas completamente inerte y no reacciona exotérmicamente con el sodio. El ciclo con dióxido de carbono a muy alta presión tiene la ventaja de proporcionar una eficiencia mayor que el ciclo Rankine en las condiciones actuales de operación de los RRS. Además, por manejar gas a muy alta presión la turbina termina siendo más compacta, lo que reduce los costos; sin embargo el dióxido de carbono sí reacciona exotérmicamente con sodio. 13 Boletín Energético No 24 Observaciones Finales El RRS presenta ventajas y desventajas inherentes, algunas de las cuales son independientes del diseño de la planta. Entre las desventajas podemos citar las siguientes: la necesidad de evitar la reacción exotérmica sodioagua impone previsiones ingenieriles que encarecen los costos de construcción (intercambiadores de calor intermedios, sistema de control de oxígeno, etc.) y en algunos casos son además complejas (tecnología para detección temprana de fugas). Además existen complicaciones propias asociadas a la elección de un refrigerante metálico; la opacidad del sodio dificulta las tareas de inspección y mantenimiento redundando en largas salidas de servicio programadas. Por otro lado el punto de fusión del mismo es lo suficientemente elevado como para no considerar trivial el problema de solidificación. Asimismo es difícil pensar en un segundo sistema diverso de extinción, como lo es la inyección rápida de ácido bórico (que funciona como absorbente neutrónico) en los reactores de agua liviana o agua pesada. Por otro lado, las ventajas inherentes son: la capacidad de reproducir material físil haciendo un uso mucho más eficiente de las reservas uraníferas. La capacidad de incinerar residuos radiactivos por operar con una velocidad elevada de los neutrones. La alta eficiencia térmica; en particular, el sodio permite operar a altas temperaturas y ser mantenido a presión cercana a 14 la atmosférica, redundando en condiciones de operación muy favorables para el recipiente del reactor y sistema primario en general. Otra ventaja del sodio es su excelente capacidad de extracción de calor que favorece tanto la flexibilidad en el diseño para alcanzar núcleos con altas densidades de potencia como también la respuesta segura del reactor en condiciones accidentales sin pérdida de refrigerante. Asimismo, si bien la ebullición del sodio debe ser tenida en cuenta en la previsión de condiciones anormales de planta, el punto de ebullición elevado también contribuye a esta respuesta favorable. Luego existen ventajas y desventajas asociadas a las dos líneas de diseño expuestas. La fortaleza principal del reactor tipo pileta es la de reducir la probabilidad de pérdida de sodio. Otra ventaja es que la capacidad calorífica del sistema primario es mayor por poseer mayor masa de sodio, lo que provee una mayor inercia térmica. Como consecuencia, en condiciones anormales con aumento de temperatura el combustible alcanza temperaturas menores. Asimismo, cualquier transitorio térmico es más lento dando mayor margen temporal de actuación a los sistemas de seguridad. Las desventajas radican en que el recipiente del reactor termina siendo de gran tamaño y con estructuras internas complejas, lo cual incide en los costos de construcción y además dificulta la inspección y el mantenimiento. Dr. Alejandro Villanueva Boletín Energético No 24 En el reactor tipo loop, las bombas e intercambiadores de calor se encuentran fuera del recipiente del reactor lo cual facilita la inspección y mantenimiento y termina dando por resultado un sistema primario más compacto, con menor insumo de materiales y por ende de menor costo de construcción. Otra ventaja es la mayor diferencia de altura entre el núcleo y los intercambiadores de calor, que favorece la convección natural en situaciones accidentales. Además el refrigerante circula por una región espacial de menor volumen lo cual facilita la modelización más precisa. L a desventaja principal consiste en que, en comparación al diseño tipo pileta, aumenta la probabilidad de pérdida de refrigerante. Una cuestión importante y dificultosa en este sentido proviene del hecho de que los intercambiadores de calor intermedios suelen tener su propia bomba integrada; las vibraciones transmitidas por el eje de la misma a los tubos del intercambiador deben ser mantenidas debajo de un umbral para acotar la probabilidad de pérdida de refrigerante dentro de valores razonables. Una característica independiente del diseño es la necesidad de contar con un dominio completo del ciclo de combus- tible cerrado asociado a un RRS, de lo contrario la capacidad de reproducir material físil no se aprovecha. Este hecho es independiente de si se utiliza o no el reactor para transmutar actínidos. De los tres reactores rápidos impulsados dentro del foro GIF, el RRS es el proyecto que cuenta con el mayor grado de madurez y posee un gran potencial para su eventual implementación en el mediano plazo. Esto se debe a la extensa experiencia ganada en diseño, construcción y operación a lo largo de los últimos cincuenta años. En la actualidad, la existencia de reactores RRS en pleno proceso de construcción es un hecho que convalida el estado de madurez. La performance en operación de Monju tras el reciente reinicio de servicio luego de una fuga de sodio, será un factor de peso en la definición de la filosofía predominante de diseño en el mediano plazo, siendo que la línea tipo loop, más atractiva económicamente, se verá favorecida siempre y cuando quede fehacientemente demostrado que las tecnologías asociadas a la predicción temprana y mitigación de accidentes por fuga de sodio están satisfactoriamente dominadas. Referencias [GEN IV Report, 2008]: http://www.gen-4.org/PDFs/GIF _2008_Annual_Report.pdf [Kotake et al., 2008]: Kotake S., Mihara T., Niwa H., and Toda M. (2008), “Development of Advanced Loop-Type Fast Reactor in Japan”, presented at ICAPP, 8-12 June 2008, Anaheim, CA, United States. Dr. Alejandro Villanueva 15 Boletín Energético No 24 [Mignot et al., 2008]: Mignot, G., Klein, J.-C., Chenaud, M.-S., Thevenot, C. (2008), “Studies on French RRS Advanced core designs”. ICAPP, 8-12 June 2008, Anaheim, CA, United States. [Joo et al., 2008]: Joo, H.-K., Lee, K.-B., Yoo J.-W., Kim, Y.-I. (2008), “Conceptual Core Designs for a 1200MWe Sodium Cooled Fast Reactor”. ICAPP, 8-12 June 2008, Anaheim, CA, United States. [Chang et al., 2005]: Chang, Y., Konomura, M. and Lo Pinto, P. (2005), “A Case for Small Modular Fast Reactor”. Global, 9-13 October 2005, Tsukuba, Japan. Dr. Ing. Alejandro Villanueva Grupo de Conceptos Avanzados de Reactores y Ciclos de Combustibles Sector de Estudios de Reactores y Centrales (SERC) Gerencia de Ingeniería de Reactores y Centrales (GIRCN) 16 Dr. Alejandro Villanueva