+ REACTORES QUIMICOS AVANZADOS MASTER EN INGENIERIA QUIMICA UNIVERSIDAD DE ALICANTE + REACTORES NUCLEARES n 2. REACTORES NUCLEARES n PRINCIPIOS DE FISICA NUCLEAR Y RADIACIÓN n CENTRALES NUCLEARES. TIPOS Y CONFIGURACIÓN. n SEGURIDAD NUCLEAR n COMBUSTIBLES NUCLEARES n RESIDUOS RADIACTIVOS n DESMANTELAMIENTO Y CLAUSURA DE INSTALACIONES RADIACTIVAS n CINÉTICA DE REACCIÓN NUCLEAR n DINÁMICA Y CONTROL DE REACTORES NUCLEARES n LA ENERGÍA NUCLEAR EN ESPAÑA n LA ENERGÍA NUCLEAR DEL FUTURO: III Y IV GENERACIÓN DE REACTORES NUCLEARES + Principios de física nuclear y radiación n De las galaxias a los quarks: dificultades con el tamaño del núcleo atómico. + Principios de física nuclear y radiación n El núcleo atómico: n n n n Un átomo consta de un núcleo que porta casi la totalidad de la masa del átomo y unos electrones dispuestos en torno al núcleo de acuerdo con unas distribuciones de probabilidad que determina la física cuántica. El núcleo del átomo no es un ente fundamental, sino que puede ser dividido en partes más pequeñas. Está formado por neutrones (sin carga eléctrica) y protones (con carga eléctrica positiva), y sabemos que estas dos partículas (llamas genéricamente nucleones) tampoco son fundamentales, sino que están compuestas de otras más pequeñas denominadas quarks. Un elemente químico está caracterizado por el número de protones que tienes, es decir, por su carga. Pero un mismo elemento químico puede tener distinto número de neutrones, estas especies se llaman isótopos. Estos núcleos suelen representarse con su símbolo y un número que indica el número de nucleones que posee, es decir, su número másico o número de neutrones + protones. Así, para el caso del hidrógeno: + Principios de física nuclear y radiación n Isótopos del Uranio: n n Mayoritario: 238U (92 protones y 146 neutrones) Otros: 235U (92 protones y 143 neutrones), 233U con (92 protones y 141 neutrones) Isótopo más fácilmente fisionable n Radiactividad: los isótopos poco estables se transforman en los estables por procesos radiactivos. Existen 4 procesos radiactivos: n n n n Radiación beta: consiste en la emisión de electrones por parte del núcleo inestable; Radiación alfa: consiste en la emisión de núcleos de Helio (2 protones y 2 neutrones), Radiación gamma: consiste en la emisión de ondas electromagnéticas de la misma naturaleza que la luz que vemos a diario, pero de mucha más energía. Fisión nuclear: ruptura del núcleo en otros más estables. Mientras que el uranio-238 posee una pequeña probabilidad de fisión espontánea o al ser bombardeado por neutrones rápidos, el uranio-235 posee una mayor probabilidad de fisionarse al ser bombardeado por neutrones térmicos, por lo que es la reacción principalmente responsable por la generación de calor en un reactor nuclear. + Radiactividad (Marie & Pierre Curie) + Principios de física nuclear y radiación n Fisión y fusión nuclear: n Fusión Nuclear n La fusión nuclear es un proceso mediante el cual dos núcleos atómicos ligeros se unen para formar un núcleo más pesado, con la particularidad de que su masa es inferior a la suma de las masas de los dos núcleos iniciales. n Según la famosa ecuación que debemos a Einstein la energía y la masa son la misma cosa: E=mc2. Por tanto, si el núcleo final tiene menos masa que los dos núcleos iniciales, ese defecto de masa se ha transformado en energía liberada. n La reacción típica que tiene lugar en un reactor de fusión se da entre dos isótopos del hidrógeno, el deuterio y el tritio, del siguiente modo: + Principios de física nuclear y radiación n Fusión y fisión nuclear: n Fisión nuclear: n Proceso nuclear mediante el cual un núcleo atómico pesado se divide en dos o más núcleos pequeños, emitiendo además algunos subproductos. n Estos subproductos incluyen neutrones, rayos gamma y otras especies como partículas alfa (núcleos de helio) y beta (electrones). n La fisión, como vemos, es el proceso antagónico a la fusión, pero análogamente, en la fisión se libera una gran cantidad de energía. n El núcleo pesado inicial tiene una masa superior a la suma de los dos núcleos en los que se divide. Por tanto, y una vez más, ese exceso de masa se transforma en energía tal y como establece la célebre ecuación E=mc2. + Principios de física nuclear y radiación n Iniciación de la fisión nuclear: n La forma en la que se induce una reacción de fisión es la siguiente: se envía un neutrón con la velocidad (energía) adecuada contra un núcleo susceptible de ser fisionado (por ejemplo el isótopo del Uranio que tiene 235 nucleones, U). Este isótopo captura (absorbe) al neutrón y se hace altamente inestable, comenzando a vibrar y a agitarse. Finalmente el núcleo se parte en dos trozos, emitiendo además varios neutrones. Si en las inmediaciones del núcleo que ha fisionado tenemos otros núcleos susceptibles de ser fisionados, éstos pueden absorber los neutrones emitidos por el primer núcleo, a su vez emitirán nuevos neutrones que serán absorbidos por otros núcleos de U y así sucesivamente, teniendo lugar lo que conocemos como “Reacción en cadena”. 235 n n 235 + Centrales nucleares n Sistema de producción eléctrica basada en reacciones de fisión de átomos de Uranio. n n La energía eléctrica en las centrales, sean térmicas, nucleares o hidroeléctricas, se produce en el alternador, que está movido gracias a la turbina. Cómo se acciona esta turbina diferencia el tipo de centrales: n Centrales hidroeléctricas: aprovechan la energía potencial del agua para mover las turbinas tipo Francis o Pelton. n Centrales térmicas y nucleares: calientan agua a alta presión para accionar la turbina. n Centrales térmicas: el agua se caliente mediante la combustión de petróleo, gas o carbón en la caldera n Central nucleares el agua se calienta gracias a la liberación de calor que se produce en las reacciones nucleares del reactor. + 1. Caldera. Se quema el combustible (2) (carbón, fuel-oil o gas) y así la energía química contenida en este se transforma en calor. Esta energía calorífica se utiliza para transformar agua en vapor a alta temperatura. + 3. Turbina de vapor. El vapor producido en la caldera mueve los álabes haciendo girar la turbina. De esta forma, la energía contenida en el vapor se transforma en energía mecánica de rotación. + 4. Alternador. El alternador está acoplado a la turbina de vapor y se mueve gracias a la turbina. Su función es convertir la energía mecánica de rotación en energía eléctrica. + 5. Transformador. El transformador eleva la tensión de la energía eléctrica generada en el alternador. 6. Red eléctrica. + 7. Condensador. El vapor que ha cedido su energía en la turbina se dirige al condensador, donde pasa de nuevo a estado líquido. Como foco frío se usa agua de mar o río o un circuito cerrado de refrigeración, con bombas (8) y torres (11). + Centrales nucleares n n Una central nuclear consta de cuatro partes: n Generador de calor: reactor o núcleo de la central donde se producen las reacciones nucleares y la liberación de calor. n Generador de vapor: intercambiador en el que gracias al calor generado en el reactor se forma el vapor para accionar la turbina. Dependiendo del tipo de central puede ser el propio reactor. n Generador de energía mecánica: turbina en la que se genera energía mecánica a partir de la energía contenida en el vapor. n Generador de electricidad: generador donde se produce energía eléctrica a partir de la energía mecánica que la turbina transmite al alternador. Actualmente en España, existen dos tipos de centrales nucleares, las centrales de agua a presión (PWR) y las centrales de agua en ebullición (BWR). + Centrales nucleares n PWR: agua a presión n El agua que se calienta en el reactor para producir posteriormente vapor en el generador de vapor, está presurizada, manteniendo la temperatura por debajo de la temperatura de saturación lo que favorece la refrigeración del combustible. + Centrales nucleares n PWR: agua a presión n Existen tres circuitos diferenciados: n El circuito primario: está formado por el reactor o vasija y los lazos de refrigeración, que pueden ser dos, tres o cuatro. n Cada lazo de refrigeración contiene: n Un generador de vapor. Es la frontera entre el circuito primario y el secundario, por lo que también se considera parte del circuito secundario. n Una bomba del refrigerante del reactor. n Un presionador en uno de los lazos. + Centrales nucleares n PWR: circuito primario n Reactor: n En la vasija del reactor están alojados los elementos combustibles. Estos elementos combustibles están formados por múltiples varillas que contienen el uranio necesario para llevar a cabo las reacciones nucleares de fisión. n Algunas de estas varillas no contienen combustible. Éstas se utilizarán para alojar las barras de control, que controlan la reacción nuclear. Este control se hace absorbiendo neutrones para que no pueda seguir la reacción en cadena. n Para soportar el peso de los elementos combustibles y favorecer su refrigeración, es necesario el uso de componentes estructurales internas (columnas y soportes). n Todo, componentes y combustible está envuelto por las paredes de la vasija del reactor, que constituyen una barrera para las partículas radiactivas que provienen de las reacciones nucleares. + Centrales nucleares n PWR: circuito primario n n Bomba de refrigerante Lazos: n Cada lazo posee un generador de vapor donde se produce vapor a alta presión. n El generador de vapor es un intercambiador de calor en el que el agua del circuito primario (proveniente directamente del reactor) transfiere calor al agua del circuito secundario (que acciona la turbina). n Para poder transportar el agua del circuito primario desde los generadores de vapor a la vasija del reactor, es necesario el uso de unas bombas de gran potencia y tamaño, llamadas bombas de refrigerante del reactor. Finalmente, en el circuito primario existe un equipo llamado presionador (o presurizador), que es un elemento muy importante ya que se encarga de mantener la presión del circuito primario constante y en el nivel deseado. Generador de vapor + Centrales nucleares n PWR: agua a presión n Circuito secundario: está formado por el generador de vapor, la turbina, el condensador y los equipos de bombeo y de calentamiento. n El vapor producido en los generadores de vapor se lleva a la turbina, donde la energía térmica contenida en el vapor, se transforma en energía mecánica. La turbina tiene dos cuerpos, uno de alta presión y otro de baja presión. n El vapor procedente del generador de vapor entra en la turbina de alta presión. n El vapor que sale de la turbina de alta presión se debe recalentar y deshumidificar para aumentar el rendimiento termodinámico de la planta y para evitar daños estructurales de las turbinas de baja presión. El vapor de baja energía que sale de las turbinas de baja presión se conduce al condensador, donde gracias al agua del circuito terciario, agua de circulación, que consigue condensar todo este vapor. n n + Centrales nucleares n PWR: circuito terciario: está constituido por el circuito de agua de circulación o agua necesaria para condensar el vapor expansionado en las turbinas de baja presión. + Centrales nucleares n BWR: agua en ebullición. n No existen tres circuitos independientes, sino que sólo hay dos n El vapor no está generado en un circuito secundario, sino directamente en la vasija. El generador de vapor es el propio reactor. n No es necesario el uso de un presionador que mantenga la presión en el primario, ya el agua de refrigeración del reactor se evapora. + Combustible nuclear n CICLO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR n n Comprende las actividades de: n extracción y preparación del uranio n uso como combustible en un reactor n tratamiento posterior del llamado residuo radioactivo. El ciclo de combustible se divide en tres fases o etapas: Prereactor, Reactor y Post-reactor. + Combustible nuclear n Fase Pre-reactor: 4 etapas n n n n n Explotación minas: n n 1. Explotación de las minas de uranio. 2. Conversión del uranio 3. Enriquecimiento del uranio natural 4. Fabricación de elementos combustibles. El uranio se obtiene de minas a cielo abierto o subterráneas, con métodos similares en la extracción de otros metales. El uranio extraído se procesa para reducir el material a un tamaño uniforme de partícula, y a continuación, mediante lixiviado, se extrae el uranio. De este proceso se obtiene un polvo seco de uranio natural, conocido como "yellowcake" (U3O8). Conversión del uranio: n Este óxido de uranio se convierte en hexafluoruro de uranio, UF6 (gas más pesado conocido), que es como llega a las plantas de enriquecimiento. + Combustible nuclear n Enriquecimiento: n n n n n UF6: Gracias a lo pesado de sus moléculas es posible utilizar el centrifugado para separar los isótopos 235U y 238U, obteniendo de esta manera uranio enriquecido en 235U. El hexafloururo de uranio es muy tóxico y —dependiente del isotopo del uranio— más o menos radiactivo. Este UF6 natural, es enriquecido con el isótopo fisionable (235U) para que pueda utilizarse como combustible nuclear. En función del reactor al que finalmente sea destinado el uranio, éste se enriquece hasta un porcentaje determinado. Actualmente, los enriquecimientos llegan hasta el 5% Fabricación elementos: n n El uranio, una vez enriquecido, es compactado en pastillas cerámicas de 1 cm de diámetro por 1 cm. de alto aproximadamente. Las pastillas de uranio son introducidas en unas vainas, y éstas vainas son convenientemente agrupadas para conformar lo que se llama el elemento combustible. + Combustible nuclear + Combustible nuclear n Barra de combustible. n n n n La barra combustible consiste en una vaina o tubo donde van apiladas las pastillas cilíndricas de Uranio, sellada por su parte superior e inferior con respectivos tapones que aseguran la hermeticidad de la barra. Esta barra cerrada es presurizada con Helio a una presión mayor que la atmosférica. No toda la barra está rellena de pastillas, sino que hay un hueco en la parte superior o plenum, espacio especialmente concebido para almacenar productos de fisión que se producen durante la operación del combustible en la central. En este plenum se aloja un muelle que comprime las pastillas hacia abajo para mantener la columna combustible sin movimiento durante el transporte y manejo del elemento combustible. + Combustible nuclear n Elemento combustible PWR n Un conjunto de tubos (tubos guía) están dispuestos sobre una pieza robusta (cabezal inferior) y sujetados en su extremo superior por otra pieza (cabezal superior). n A lo largo de los 4 m. aproximadamente que mide un elemento PWR se disponen rejillas que dan integridad al elemento. Este conjunto formado por tubos guía, rejillas y cabezal se conoce como esqueleto del elemento combustible. n Este esqueleto sirve de soporte de las barras combustibles que apoyan en el cabezal inferior, dispuestas en una matriz de 17x17 barras. + Combustible nuclear n Elemento combustible BWR n Es una matriz de 10x10 de barras las que unen el cabezal inferior con el superior. n 8 de estas barras (de sujeción) están atornilladas en el cabezal inferior y sujetas al superior. n El resto de las barras combustibles apoyan sobre el cabezal inferior, y son espaciadas a lo largo de la longitud del elemento combustible por 8 rejillas. n En la parte central de la matriz, hay un hueco destinado a las llamadas barras de agua, que son unos tubos huecos con agujeros en la parte inferior y en la superior de manera que favorecen el paso del agua por ellas y por tanto la refrigeración del elemento combustible. + Combustible nuclear n Fase reactor: n El núcleo de reactor está conformado por 100-200 elementos combustibles dispuestos en una malla en forma circular. n Actualmente, los ciclos de residencia de los elementos combustibles o tiempo entre recargas está entre 12-24 meses. n La recarga consiste en cambiar elementos quemados en el reactor por nuevos. Normalmente se cambian entre 1/4 y 1/3 de los elementos del reactor. n En esta fase, es importante la llamada “gestión del combustible”: las posiciones que ocupan los elementos combustibles dentro del reactor, el enriquecimiento del elemento combustible, así como el tiempo de residencia. + Combustible nuclear Cabezal superior PWR Cabezal superior BWR Cabezal inferior PWR Cabezal inferior BWR + Combustible nuclear n Tubos guía (solo PWR): Los tubos guía son los conductos por los que se insertan las barras de control en las centrales PWR. n Barras de agua (solo BWR): n la parte central de la matriz del elemento BWR se sitúan dos barras de agua, dos tubos huecos que favorecen el paso de agua a través de ellos y fomentan así la refrigeración de las barras combustibles situadas en el centro del combustible. n Rejillas: formadas por unas bandas metálicas entrelazadas que configuran una matriz de celdas cuadradas. Cada celda es atravesada por las barras combustibles. Rejilla PWR + Combustible nuclear n Fase post-reactor: n El combustible descargado del reactor (combustible gastado) es almacenado bien en el propio emplazamiento del reactor, normalmente en una piscina dentro del propio reactor (almacenamiento en piscina), o bien, en un establecimiento común fuera del reactor (almacenamiento en seco). Teoría de reactores nucleares La potencia de un reactor nuclear es directamente proporcional al nº de fisiones y estas dependen del flujo de neutrones q Si el nº de átomos fisionables no cambia significativamente durante un tiempo t, la variación de potencia en un reactor depende de la variación del flujo de neutrones q Cinética del reactor: estudia la variación de la población de neutrones con el tiempo y la evolución temporal de la potencia del reactor q U-235 + n ® PF1 + PF2 + (2-3) n + 200 MeV Coeficiente de auto multiplicación Los neutrones se generan y se transforman por generaciones: n-1, n, n+1, … q La población de neutrones cambia temporalmente ya que el número de neutrones varía de una generación a la siguiente q Coeficiente de auto multiplicación de neutrones (Kef): relación entre los números de neutrones en dos generaciones consecutivas q nº de neutrones en la generación n+1 N n+1 K ef = Nn Kef < 1, disminuye población de neutrones, estado subcrítico del reactor Ø Kef = 1, población de neutrones constante, estado crítico del reactor Ø Ø nº de neutrones en la generación n Kef > 1, aumenta población de neutrones, estado supercrítico del reactor Reactividad Reactividad: mide la separación relativa del reactor de su estado crítico (Kef = 1) q nº de neutrones en la generación n = N0 si N0 = N0·Kef Kef = 1 nº de neutrones en la generación n+1 = N0·Kef Cualquier diferencia entre N0 y N0·Kef separa al reactor de la criticidad n q Reactividad (r): variación relativa de la población de neutrones respecto al valor existente n q r= (N ·K ) - N 0 ef N 0 ·K ef 0 = K -1 ef K ef = DK ef K ef Ø Valor de ΔK/K Ø En porcentaje: % Ø En unidades “pcm” (x 10-5) Problema Determinar el valor de la reactividad para un reactor con Kef = 0.90. q r= Ø K ef -1 K ef 0.90 -1 = = -0.111 = 11100 pcm 0.90 Valor de ΔK/K: - 0.111 Ø En porcentaje: - 11.1 % Ø En unidades “pcm”: 11100 pcm (partes por cien mil) Neutrones de fisión Los neutrones emitidos en las reacciones de fisión pueden ser de dos tipos q qInstantáneos qRetardados o inmediatos o diferidos t generación Neutrones instantáneos: 10-14 s, Fracción de n 99.35% Neutrones diferidos: 0.2-80 s (12.7 s), 0.65% t generación t generación promedio q Los neutrones diferidos se clasifican en 6 grupos, cada uno con un período de semidesintegración, una vida media, una Eemisión del neutrón y una fracción de distinto valor Neutrones diferidos: fisión 87Br Características de los neutrones diferidos para el 235U T = 55.72 s bb- 87Kr excitado 87Kr excitado bneutrón 87Rb b86Kr 235U 87Sr Emisión de neutrones diferidos del 87Br Grupo T (s) t (s) E (MeV) b (%) 1 55.72 80.65 0.25 0.021 2 22.72 32.79 0.56 0.141 3 6.22 9.01 0.43 0.127 4 2.30 3.32 0.62 0.255 5 0.61 0.877 0.42 0.074 6 0.23 0.332 0.43 0.027 0.645 Fracción de n Vida media del neutrón Vida neutrónica o vida media del neutrón (tn): tiempo transcurrido entre la liberación de un neutrón por fisión y su desaparición del sistema por absorción o escape (instantáneos y retardados) q 10-5 s 10-5 s t ni = (t generación + ttermalización + tabsorción ) t nr = (t generación + ttermalización + tabsorción ) t n = (bi ·t ni ) + (br ·t nr ) Termalización 10-5 s 10-5 s t ni = (t generación + ttermalización + tabsorción ) t nr = (t generación + ttermalización + tabsorción ) Ecuación exponencial de la potencia q Sea N = número de neutrones en una generación q En la siguiente, el número de neutrones es N Kf El tiempo entre generaciones es tn = vida media de los neutrones q q La derivada temporal de N viene dada por dN NK ef - N N (K ef - 1) NK ex = = = dt tn tn tn q Kex = Factor automultiplicativo en exceso Ecuación exponencial de la potencia q Integrando la ecuación diferencial, se obtiene N t = N 0 exp( K ex t tn ) Puesto que la potencia es proporcional a N, se puede obtener una ecuación similar para la potencia q Pt = P0 exp( q K ex t tn ) Ecuación exponencial de potencia Ecuación exponencial de la potencia q En función del periodo T, la ecuación de la potencia es K ex t t ) = P0 exp( ) Pt = P0 exp( T tn q T es el periodo estable del reactor: Es el tiempo necesario para que la potencia aumente en un factor igual a “e” K ef -1 K ex r= = @ K ex K ef K ef t t q T= n K ex » n r Importancia de los neutrones diferidos Calcular el incremento de potencia en 1 segundo en un reactor considerando sólo neutrones instantáneos (r = 0.001) q t ni = (t generación + ttermalización + t absorción )= 10-14 +10-5 +10-5 = 2·10-5 s t n 2·10-5 T= = = 0.02s r 0.001 Pt = P0 ·e t T = P0 ·e 1 0.02 = P ·e50 = 1022 ·P 0 0 El incremento de potencia en un reactor en un factor de 1022 en 1 s no se puede permitir, ya que no podría ser controlado!!! Importancia de los neutrones diferidos Calcular el incremento de potencia en 1 segundo considerando neutrones instantáneos y retardados (r = 0.001) t nr = t generación + ttermalización + t absorción = 12.7 +10-5 +10-5 = 12.7s q ( ) t n = (bi ·t ni ) + (br ·t nr ) = 0.9935·2·10-5 + 0.0065·12.7 = 0.0825s T= Pt = P0 ·e t T t T 0.0825 = = 82.5s r 0.001 = P0 ·e 1 82.56 = P0 ·e 0.012 = 1.012·P0 El incremento de potencia en un reactor en un factor de 1.012 en 1 s hace viable su control!!! Necesidad de los neutrones diferidos para mantener la reacción en cadena!!! Formula de los 6 factores El valor del Kef es independiente de la potencia del reactor y puede ser crítico a distinta potencia q Kef se puede evaluar como el producto de todos los factores que pueden influir sobre el neutrón moviéndose en el interior del reactor q Si un reactor tiene N neutrones instantáneos (E = 2 MeV) en una generación, el nº de neutrones en la siguiente generación varía principalmente debido a 6 procesos q q Estos 6 procesos tienen, cada uno, un factor asociado U-235 + n ® PF1 + PF2 + (2-3) n + 2 MeV Formula de los 6 factores Población de nrapidos Kef = x·Lf·P·Lt·f·h (1) x (2) Lf Probabilidad de los nr para no escapar del reactor (3) P Probabilidad de los nr de perder toda su E y escapar de la absorción resonante del 238U (6) h Nº de n producidos en cada fisión por cada nt incidente 1 nt 2.45 n 40% de los n de una generación producen fisiones en la siguiente (reactor en estado crítico) (5) f Fracción de nt que producen fisiones (4) Lt Probabilidad de los ntermicos para no escapar del reactor Dinámica de reactores n Factor 1 ξàfisiones con neutrones rápidos Número de neutrones rápidos generados por fisiones con U235 y U238 n Había 1000 neutrones rápidos y después de las fisiones hay 1100. Por tanto el factor ξ es n 1100 ξ= = 1.1 1000 Dinámica de reactores n Factor 2: à Lf fuga de neutrones rápidos n n Mide la probabilidad de que los neutrones rápidos permanezcan en el núcleo sin escapar Había 1100 neutrones rápidos, escapan 55 y después quedan 1045. Por tanto el factor Lf es 1100 - 55 Lf = = 0.95 1100 Dinámica de reactores n Factor 3: Pà absorción resonante por U238 n n Después de las primeras colisiones con el moderador, los neutrones alcanzan una energía próxima a la de resonancia y aumenta la probabilidad de absorción por el U238 P = probabilidad de que los neutrones pierdan energía (se termalicen) sin ser absorbidos por el U238 27 Dinámica de reactores n Factor 3: Pà absorción resonante por U238 n Había 1045 neutrones rápidos. Durante su termalización, 315 son absorbidos y quedan 730 neutrones térmicos. Por tanto el factor P es 1045 - 315 P= = 0.698 1045 Dinámica de reactores n Factor 4: à Lt escape de neutrones térmicos n n Mide la probabilidad de que los neutrones térmicos permanezcan en el núcleo sin escapar Había 730 neutrones térmicos, escapan 36 y quedan 694. Por tanto el factor Lt es 730 - 36 Lt = = 0.95 730 Dinámica de reactores n Factor 5 fàabsorción de neutrones térmicos n n f mide la fracción de neutrones térmicos que pueden producir fisiones (ya que no han sido absorbidos por el U235 y otros materiales) Había 694 neutrones térmicos, 294 son absorbidos y quedan 400 neutrones térmicos. Por tanto, f es 694 - 294 f= = 0.576 694 Dinámica de reactores n Factor 6: ηàfisiones con neutrones térmicos n n Número de fisiones de U235 producidas por cada neutrón térmico Había 400 neutrones térmicos, y se producen 1000 neutrones térmicos. Por tanto el factor η es 1000 η= = 2.5 400 Fórmula de los seis factores Kef = x·Lf·P·Lt·f·h Kef = 1,1·0,95·0,698·0,95·0,576·2,5 = 0,9997 § La población de neutrones no cambia y el sistema está bajo control. Control de reactores Prnionador FluJo a ¡ u a Ref · e r a e i o o Alternador Control --.-llfll=::-"--t--Bo.l"T'----aa----"'1 A.Inpllticador Deteelor Flujo Neutro S l s t e Con.trol i . - - --t Nueleo Q exnanda Potencia - Flujo A¡ua RAttri&e r a c i o n F l : . 7 Control de una Central Nuclear . , . <"\ I V \ . ' e .o..._ + Moderador nuclear n Situado en el corazón del reactor nuclear, el moderador constituye un medio para disminuir la velocidad de los neutrones, lo cual propicia una reacción nuclear en cadena eficaz. n La razón principal para efectuar este proceso de frenado de los neutrones es permitir la interacción de estos corpúsculos con los átomos fisibles (uranio 235 y plutonio 239) presentes en el combustible de un reactor nuclear. n Cuando tras la absorción de un neutrón fisiona un átomo, emite dos o tres neutrones a una velocidad de 20 000 km/s. A tal velocidad es poco probable que otro átomo fisible absorba estos neutrones. El empleo del moderador permite obtener mejor rendimiento del reactor. n Principio físico: n n n La disminución de la velocidad de los neutrones se obtiene por el choque entre estos neutrones contra los núcleos de los átomos del material moderador. Tras el impacto, una parte de la energía cinética del neutrón se transmite al núcleo, lo cual provoca la disminución de la velocidad del neutrón. Los buenos materiales moderadores poseen masas atómicas bajas (agua, agua pesada). Esto maximiza la energía transferida en cada choque y por consiguiente el desaceleramiento del neutrón. Para evitar la absorción de neutrones es importante que los materiales moderadores sean de baja sección eficaz de captura. Materiales utilizados: n n Elementos y otros componentes que actúan de moderadores suelen ser: hidrógeno, deuterio (presente en el agua pesada) o carbono (su variedad alotrópica grafito). Ácido bórico en pequeñas cantidades disuelto en agua. + Moderador nuclear + Moderador nuclear Dependencia de los seis factores n Kef puede variar mediante n n n n n n El factor de reproducción depende del enriquecimiento, El factor de fisión rápido, en sistemas de UO2 ligeramente enriquecido y moderado por agua, depende de la relación de núcleos moderador/combustible, La probabilidad de permanencia de neutrones rápidos depende del tamaño del reactor, La probabilidad de escape a la resonancia depende de la relación entre la superficie del combustible y su volumen, La probabilidad de permanencia de neutrones térmicos depende del tamaño del reactor, El factor de utilización térmica depende de la relación de núcleos de moderador/combustible y venenos Kef = x·Lf·P·Lt·f·h Control de reactores n Kef puede variar mediante n n n La variación de la longitud de las barras de control ΔL La variación de la concentración de ácido bórico Δc La variación de la temperatura media del refrigerante ΔTm Control de reactores n Elementos de control n La longitud L de barras de control n n La concentración de ácido bórico c n n Una variación de ΔL = 1” produce una reactividad ρ de -10 pcm Una variación de Δc = 1 ppm produce una reactividad ρ de -10-4 pcm La temperatura media del refrigerante Tm n n Una disminución de Tm aumenta la reactividad Una variación de ΔTm = 1ºC produce una reactividad ρ de 10 pcm Control de reactores n Ejercicio 1: n n Si estando el reactor en régimen crítico, las barras se introducen 4”, ¿Cuál será el nuevo valor de Kef ? Una variación de la longitud ΔL = 4” produce una reactividad de n n ρ = -4 ×10 pcm = - 40 pcm = - 4×10-4 A partir de ρ= n K -1 ef K ef Se obtiene: Kef = 0.9996 = -40 •10-5 Control de reactores n Ejercicio 2: n n Si la concentración de ácido bórico es de 2000 ppm, y se diluye el agua de refrigeración reduciendo la concentración Δc = - 200 ppm, ¿Cuál será la reactividad? Una variación de la longitud Δc = -200 ppm produce una reactividad positiva de n ρ = 200 ×10-4 pcm = 0.02 pcm = - 4×10-4 Control de reactores n ¿Por qué la reactividad ρ es aditiva? n n Kef depende de ΔL, Δc y ΔTm Su variación ΔKef se puede escribir mediante ∂ K ef ∂ K ef ∂ K ef ΔK ef = ΔL + Δc + ΔT ∂ L ∂c ∂T n Dividiendo por Kef se obtiene ΔK ef = K ef ∂ K ef ∂LΔL + K ef ∂ K ef K ef ∂cΔc + ∂ K ef ∂TΔT K ef Control de reactores n ¿Por qué la reactividad ρ es aditiva? ΔK ef = K ef n ∂ K ef K ef n n K ef ∂cΔc + ∂ K ef ∂TΔT K ef Identificando términos ρ = ρL n ∂LΔL + ∂ K ef ΔL + ρC ρL = -10 pcm/pulgada ρC = -10-4 pcm/ppm ρT = -10 pcm/ºC Δc + ρT ΔT + Seguridad nuclear n Máxima en actividad nuclear: explotación segura. En todas las fases (diseño, construcción, operación y desmantelamiento) la seguridad debe prevalecer sobre el resto de condicionantes. n Concepto clave: Seguridad Nuclear. Una actividad peligrosa no tiene por qué ser insegura, siempre que se incorporen las medidas técnicas y administrativas adecuadas. n Necesidad de conocimiento de los procesos físicos que tienen lugar y del efecto de la radiación en la materia. n Vamos a discutir: n Bases sobre las que se sustenta la seguridad de las centrales nucleares, y n Medidas básicas para la Protección Radiológica. + Seguridad nuclear n Riesgo = “la contingencia o proximidad de un daño”, n Riesgo = probabilidad del accidente x daño causado por el accidente n Entre los factores que afectan al riesgo, destacamos: n Emplazamiento de la central n Diseño n Líneas de defensa n Protección radiológica + Seguridad nuclear n Emplazamiento de la central. n A la hora de seleccionar un emplazamiento para ubicar una central nuclear, se evalúan una serie de factores en lo relativo a la seguridad, de manera que se minimice al máximo el riesgo: n Sucesos externos que puedan afectar a la central, tanto naturales (terremotos, inundaciones, sequías, incendios, heladas, caída de rayos, vientos huracanados, corrimientos de tierra…) como de origen humano (incendios, choques de vehículos, nubes tóxicas, rotura de presas e inundación, movimientos de tierras…). n Viabilidad de los planes de emergencia, que constituyen el último nivel de seguridad frente a posibles accidentes. + Seguridad nuclear n Diseño: orientado a evitar el escape de sustancias radiactivas. n n n n Controlar la reacción de fisión (reacción en cadena) en el seno del reactor, permitiendo en todo momento la parada segura del mismo. Refrigerar el combustible nuclear, extrayendo en todo momento el calor generado, incluso después de detenido el reactor cuando aún hay que disipar la potencia residual o calor de desintegración de los productos radiactivos que se acumulan en el combustible como consecuencia de las reacciones de fisión. Confinar las sustancias radiactivas dentro de barreras físicas. Esta función es en sí misma el objetivo fundamental de la Seguridad Nuclear, pues manteniendo el aislamiento de las sustancias radiactivas se evitan los daños que éstas pudieran causar. Mitigar las consecuencias radiológicas de un accidente, en el altamente improbable caso de que éste se produjera. + Seguridad nuclear n Defensa en profundidad: líneas de defensa. Cualquier fallo aislado o incluso fallos combinados en un nivel de defensa dado, no se propague y ponga en peligro la defensa en profundidad de los niveles consecutivos. + Seguridad nuclear n n n La emisión de radiación al exterior se controla mediante la interposición de blindajes con el espesor suficiente para absorberla. Constituyen un buen blindaje el agua del reactor y de las piscinas donde se almacena el combustible gastado, el acero de los circuitos y contenedores de transporte para el combustible y el hormigón de los muros de los edificios, cuyo espesor se determina para que el nivel de radiación en el exterior sea completamente inocuo. Bases técnicas de la Seguridad Nuclear: 1. Diseño que permita autoestabilizarse ante aumentos de población neutrónica 2. Existencia de mecanismos capaces de parar el reactor y llevarlo a condición segura. 3. Protección multibarrera: 3.1. El combustible nuclear, diseñado para alojar los residuos radiactivos producidos durante la fisión 3.2. La vaina donde se alojan las pastillas 3.3. La barrera de presión de la vasija nuclear 3.4. El edificio de contención 3.5. Salvaguardas tecnológicas (sistemas de emergencia) 3.6. “Cultura de seguridad” en empleados + Seguridad nuclear n Detalle de la construcción de la Central Nuclear de Cofrentes, Edificio de Contención + Seguridad nuclear n EL ORGANISMO REGULADOR: CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR (CSN): n En España, el organismo independiente encargado de velar por la Seguridad Nuclear y la Protección Radiológica de las personas y el medio ambiente es el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), que controla que los niveles de riesgo existentes estén dentro de lo tolerable, es decir, que la probabilidad de accidentes graves sea sumamente pequeña. + Residuos radiactivos n Clasificación: + Residuos radiactivos n Clasificación: en la Unión Europea se clasifican los residuos según vaya a ser su almacenamiento definitivo. n Los principales parámetros a tener en cuenta para esta clasificación son el período de semidesintegración de los radionucleidos que contiene el residuo y la proporción de emisores alfa que contienen para determinar su almacenamiento y gestión final. n Clasificación en función del período de semidesintegración: n n n Si decaen a niveles radiactivos no significativos en algunos meses o pocos años, se denominan residuos de vida muy corta. Si esto ocurre en un periodo de 200-300 años, durante el que se puede garantizar un control regulador sobre el lugar del almacenamiento, hablamos de, residuos de vida corta. Si ocurre en un periodo de decaimiento tan largo que no se puede garantizar la continuidad del control regulador hablamos de residuos de vida larga. Estos radionucleidos tendrán períodos de semidesintegración superiores a 300 años, como ocurre con los principales emisores alfa. + Residuos radiactivos n Clasificación en base a la actividad específica: n Residuos radiactivos de muy baja actividad (RBBA): Decaen suficientemente tras un período temporal de almacenamiento (suele ser para radionucleidos con períodos de semidesintegración inferior a unos 5 años) después del cual son declarados como exentos. Tienen una actividad específica muy baja (< 100Bq/g). n Residuos de baja y media actividad (RBMA): Estos residuos no presentan problemas de generación de calor para su almacenamiento definitivo. Actividad específica baja (< 4000 Bq/g) n Residuos de alta actividad (RAA): Presentan problemas de generación de calor para su almacenamiento temporal y definitivo. Están formados principalmente por el combustible gastado en los reactores nucleares y otros materiales con niveles elevados de radiactividad. + Residuos radiactivos n Gestión de residuos radiactivos en España: ENRESA n Objetivo fundamental de la gestión de residuos: asegurar que no se incorporan los componentes radiactivos en el medio ambiente en cantidades que puedan considerarse peligrosas. n Para garantizar esto, diversos países han creado organizaciones responsables de los fondos necesarios para ello, ya que gran parte de los gastos deberán realizarse cuando hayan cesado las aplicaciones actuales de la energía nuclear y por tanto, estas no produzcan beneficios económicos. n En España, en 1984 el Parlamento decidió crear una empresa pública (Real Decreto (RD 1522/1984)), para gestionar los residuos radiactivos que se producen en España. El objetivo de ENRESA, (Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A.) es tratar, acondicionar y almacenar los residuos radiactivos que se generen en cualquier punto del país. + Residuos radiactivos n Etapas de la gestión de residuos Almacenamiento previo del residuo acondicionado: Se realizará en la instalación donde se generan los residuos hasta su retirada por ENRESA para su traslado al almacenamiento definitivo. Almacenamiento definitivo: Consiste en un lugar donde se depositan definitivamente los residuos para llevar a cabo el aislamiento y confinamiento de los mismos. El objetivo del almacenamiento definitivo es evitar que los residuos pasen al medio ambiente en cantidades no admisibles, para lo cual, se interponen una serie de barreras físico químicas, + Ciclo del combustible nuclear n Respecto a los residuos RAA (alta actividad), el acondicionamiento final todavía está en estudio. Actualmente el Ciclo del Combustible Nuclear tiene las siguientes posibilidades: n Almacenamiento temporal n Ciclo abierto: almacenamiento definitivo sin tratamiento posterior n Ciclo cerrado: reelaboración n Ciclo cerrado avanzado: reproceso avanzado, transmutación + Ciclo del combustible nuclear n Almacenamiento temporal. Una vez que el combustible sale del reactor es almacenado temporalmente. Las posibles opciones son: n Almacenamiento temporal en las piscinas de las Centrales Nucleares - donde se produce el enfriamiento del combustible. El tiempo de permanencia del combustible gastado en las piscinas de las centrales nucleares es de menos de 5 años. n Almacenamiento Temporal Individualizado (ATI) – Se trata de almacenes que en ocasiones se construyen en las distintas Centrales Nucleares. Consisten en situar distintos contenedores diseñados específicamente, que permiten almacenar el combustible nuclear “en seco”. Habitualmente los contenedores se rellenan de Helio en su interior y aproximadamente contienen una docena de elementos combustibles gastados. n Almacenamiento Temporal Centralizado (ATC), permitirá disponer del tiempo necesario para tomar una decisión de la gestión final del combustible gastado, de forma que no se tomen decisiones que a la larga causen más perjuicios que ventajas. Este ATC permitirá poder almacenar convenientemente el combustible nuclear gastado por períodos de hasta 100 años. + Ciclo del combustible nuclear n Ciclo Abierto: Almacenamiento definitivo sin tratamiento posterior. n n n La primera posible vía de gestión de los RAA, tras el almacenamiento temporal, es considerar el propio combustible nuclear como residuo y almacenarlo en un Almacenamiento Geológico Profundo (AGP). Un AGP consiste en unas instalaciones a unas profundidades de 500 a 1000 m de profundidad que permitan mediante una serie de galerías y alvéolos la pérdida de calor del combustible. Se están realizando en la actualidad multitud de estudios mediante simulación y diseños a escala para determinar la seguridad de este tipo de almacenamiento, debido principalmente a que el tiempo de permanencia de este tipo de residuos es de cientos e incluso miles de años. + Ciclo del combustible nuclear n Ciclo Cerrado: Reelaboración n Recuperar el uranio y plutonio que permanece en dicho combustible gastado separándolo mediante el proceso denominado “reelaboración”. n Este proceso no está contemplado en España. n El problema de la reelaboración es que se podría recuperar el plutonio contenido en el combustible para fines bélicos, de ahí que sea un proceso socialmente muy cuestionado. n Consiste en separar el uranio y plutonio del resto de los radionucleidos generados durante la fisión de los elementos combustibles en el reactor de la central nuclear. n Esta separación se realiza mediante una extracción líquido-líquido en la que los productos de fisión no se separarían y permanecerían en la fase acuosa, y el uranio y plutonio se separarían en la fase orgánica. + Ciclo del combustible nuclear n Ciclo Cerrado: Reelaboración n n Con la fracción acuosa que formaría la corriente de residuos líquidos de alta actividad, se realizarían las etapas de la gestión de residuos, tratando dicho residuo mediante evaporación e inmovilizándolo en vidrios. Del total de la masa final de los RAA gestionados, el 20 % se pueden inmovilizar como RAA vitrificados. De la fracción orgánica se recupera el uranio y plutonio que aún se pueden utilizar para generar energía mediante la fabricación de los denominados combustibles mixtos (MOX) constituidos por uranio y plutonio y que se juntan a los de uranio que se queman en el reactor. Por tanto, se consigue reducir la cantidad de residuos, ya que por cada tonelada de combustible irradiado se producen 5 m3 de residuos líquidos de alta actividad que son inmovilizados mediante vitrificación. + Ciclo del combustible nuclear n Ciclo Cerrado Avanzado: Reproceso Avanzado, Transmutación n n Consiste en una serie de procesos de separación que permiten separar los elementos actínidos de los lantánidos, con el fin de realizar la transmutación de los actínidos de forma que se pueda reducir su volumen final con vista al almacenamiento definitivo. Procesos físicos que mediante bombardeo de algunos radionucleidos con neutrones producen reacciones nucleares de fisión y captura neutrónica de forma que elementos con períodos de semidesintegración elevados pasen a transformarse en radionucleidos de período de semidesintegración muy bajo. + COMPLEMENTOS AL TEMA n DESMANTELAMIENTO Y CLAUSURA CENTRALES NUCLEARES n ENERGIA NUCLEAR EN ESPAÑA n REACTORES NUCLEARES DE III Y IV GENERACION + Otros tipos de reactores nucleares + Perspectivas de futuro n Evolución de la potencia nuclear en construcción n Estimación de la evolución de potencia nuclear instalada + Otros tipos de reactores nucleares n Generación II PHWRà Presurized Heavy Water Reactor GCR à Gas cooled reactor LWGR à Light Water Graphite Moderated reactor + Otros reactores nucleares n Generación III: reactores evolutivos (>1990) + Otros reactores nucleares n Generación IV (>2030 !!!) n Perspectivas crecimiento exponencial n Crecimiento demográfico n Mejora calidad de vida n Metas que debe cumplir IVta generación n Sustentabilidad: n n n Seguridad y contabilidad: n n n n Destacarse en seguridad y contabilidad. Presentar una probabilidad muy baja de daño al núcleo. Eliminar la necesidad de evacuación externa fuera del sitio de la planta. Economía: n n n Generar energía en forma sustentable, facilitando la disponibilidad de combustible nuclear a largo plazo Minimizar los residuos nucleares y disminuir la carga de su almacenamiento. Tener un costo de ciclo menor que el de otras fuentes de energía. Tener un riesgo financiero asociado comparable al de otras fuentes de energía. Resistencia a la Proliferación y Seguridad Física: n Ser una ruta muy poco atractiva para el robo o la desviación de material utilizable para armas nucleares. + VERY HIGH TEMPERATURE REACTOR • Aplicación: electricidad y producción de hidrógeno (método termo-químico sulfuro/iodo o electrólisis de alta temperatura). • Potencia: 600 MWt. • Espectro neutrónico: térmico. • Refrigerante: Helio. • Temperaturas de operación: Tin: 640 °C, Tout: 900 a 1000'C. • Moderador: grafito. • Combustible: partículas TRISO en pebbles o blocks. Núcleo de UO2 con recubrimiento de SiC y PyC • (carbono pirolitico) o núcleo de UCO (uranium oxycarbide) con recubrimiento de ZrC. • Ciclo de combustible asociado: abierto. • Principales áreas de investigación y desarrollo: • Combustible y reprocesamiento. • Materiales: grafito para núcleo e internos, metales para internos, tuberías, válvulas, intercambiadores de calor y turbina, y cerámicos para vainas, intercambiadores de calor y componentes de turbina • Construcción: nuevos métodos de soldadura y tratamiento térmico. • Principales ventajas: alta eficiencia térmica; el helio es químicamente compatible con el agua y los materiales estructurales; la activación del helio es despreciable. • Principales desventajas: las altas temperaturas imponen mayor exigencia sobre la performance térmica del combustible y materiales estructurales; exige una mayor potencia de bombeo por la menor capacidad de extracción de calor del helio en relación a los metales. + • • • • • • • • • • • GAS FAST REACTOR Aplicación: electricidad. Potencia: 2.400 MWt. Espectro neutrónico rápido. Refrigerante: Helio. Temperaturas de operación: Tout 850 a 900 "C. Combustible: 2 opciones: avanzado tipo placa o tradicional tipo pastilla-vaina. Ciclo térmico indirecto con eficiencia del 50 %. Ciclo de combustible asociado: cerrado con transmutación de actínidos. Principales áreas de investigación y desarrollo: • Combustible y reprocesamiento. • Materiales: grafito para núcleo e internos, metales para internos, tuberías, válvulas, intercambiadores de calor y turbina, y cerámicos para vainas, intercambiadores de calor y componentes de turbina. Principales ventajas: alta eficiencia térmica; el helio es químicamente compatible con el agua y los materiales estructurales; la activación del helio es despreciable. Principales desventajas: las altas temperaturas imponen mayor exigencia sobre la performance térmica del combustible y materiales estructurales; exige una mayor potencia de bombeo por la menor capacidad de extracción de calor del helio en relación a los metales. + SODIUM FAST REACTOR • • • • • • • • • • • • Aplicación: electricidad. Potencia: entre 300 y 1.500 MWe. Espectro neutrónico rápido. Refrigerante: sodio líquido (Tfus= 98 ºC). Temperatura de operación Tout: 500 a 550°C. Presión de operación: aproximadamente 1 atmósfera. Combustible: tipo pastilla-vaina, MOX, enriquecimiento de 15-20 %. Circuito primario tipo loop o tipo pool. Circuito intermedio de sodio líquido. Ciclo térmico indirecto con eficiencia del 42%, Rankine de vapor o Brayton de CO,. Ciclo de combustible asociado: cerrado con transmutación de actínidos. Principales áreas de investigación y desarrollo: • Seguridad: manejo de accidentes con Na y extracción de calor de decaimiento. • Combustible tipo y forma del compuesto físil+vaina (Stainless Steel) para alta temperatura y alto quemado. • Principales ventajas: experiencia en operación (reactores Phenix, Super Phenix y Monju); buena capacidad de extracción de calor del sodio; baja presión de operación. Principales desventajas: reacción exotérmica del sodio con el agua y con el aire; necesidad de mantener el refrigerante por encima de su temperatura de fusión en toda condición de operación. • + • • • • • • • • • • SUPER CRITICAL WATER REACTOR Aplicación: electricidad. Potencia: entre 300 y 1.500 MWe Espectro neutrónico rápido (SCWR, Japón) o térmico (CANDU-SCWR, Canadá). Tipo de núcleo: recipiente de presión (SCWR) o tubo de presión (CANDU-SCWR). Refrigerante: agua supercrítica (Presión crítica: 22.1 MPa: Temperatura crítica: 374 ºC). Moderador (CANDU-SCWR): agua líquida. Presión de operación: 25 MPa. Temperatura de operación: Tin: 280 ºC (agua líquida); Tout: 510ºC (agua supercrítica). Combustible: tipo pastilla-vaina. Ciclo térmico directo con eficiencia del 44 % + • • • • • • • • • LEAD FAST REACTOR Aplicación: electricidad. 2 diseños: SSTAR (Small Secute Transportable Autonomous Reactor) y ELSY (European Lead cooled System). Potencia: SSTAR: 20MWe, ELSY: 600 MWe Espectro neutrónico rapido. Refrigerante: Plomo líquido (Teb 318 °C) en convección natural (SSTAR) o convección forzada (ELSY). Temperatura de operación: Tout: 750-800 ºC (SSTAR)y 550 *C (ELSY). Presión de operación: 1 atmósfera. Combustible: tipo pastilla-vaina, combustible de nitruro de uranio. Ciclo térmico indirecto, Brayton de dióxido de carbono con eficiencia del 44 % (SSTAR), o Rankine de agua supercrftica con eficiencia del 42% (ELSY). Ciclo de combustible asociado: cerrado con transmutación de actinidos. Principales áreas de investigación y desarrollo: o Aleación Pb-Bicomoopción de respaldo, con temperatura detusión más baja (T,,.: 125 °C), pero fácilmente activable. o Combustible, materialesen general y control de corrosión. Principales ventajas: buena capacidad de extracción de calor del plomo; baja presión de operación; el plomo es relativamente inerte en comparación con el sodio. Principales desventajas: necesidad de mantener el refrigerante por encima de su temperatura de fusión (318 *C) en toda condición de operación. + MOLTEN SALT REACTOR ■ Aplicación: electricidad y producción de hidrógeno. • Potencia: hasta 4.000 MWt ■ Espectro neutrónico rápido. • Refrigerante: sales fundidas (LiF + NaFf+..), Tª: 450 ºC. ■ Combustible: sales fundidas (LiF + ThF4+UF4+PuF3+...) disueltas en la sal refrigerante. • Baja presión de operación: 5 atmósferas. • Temperatura de operación: entre 450 ºC (Tso de sales) y 800 ºC (compatibilidad con materiales). ■ Circuito intermedio de sales fundidas. ■ Ciclo térmico indirecto Brayton de helio con eficiencia del 50%. ■ Ciclo de combustible asociado: cerrado con transmutación de actfnidos. ■ Reposición de combustible "on-line". • Reprocesamiento de combustible "on line". ■ Principales áreas de investigación y desarrollo: o Materiales. o Propiedades tísicas y químicas de la sal tundida, o Combustible. o Reprocesamiento del combustible. • Principales ventajas: buena capacidad de extracción de calor de la sal; baja presión de operación; no existe el "elemento combustible quemado*; coeficientes de reactividad por vacío y temperatura negativos. • Principales desventajas: necesidad de mantener la sal combustible-refrigerante por encima de su temperatura de fusión (450 °C)en toda condición de operación; complejidad del sistema de reprocesamiento "on-lme" del combustible
