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J.M. Aragonés 1Innovación en Tecnología Nuclear:Reactores de Generación IV

20 Septiembre de 2008

Innovación en Tecnología Nuclear: Reactores de Generación IV

José María Aragonés BeltránCatedrático de Física e Ingeniería Nuclear

Departamento de Ingeniería NuclearEscuela Superior de Ingenieros Industriales

Universidad Politécnica de Madrid

20 Septiembre 2008



GenIV: Energía Nuclear Sostenible (1)

• Potencial energético de la fisión del Uranio (y Torio)– La fisión de 1 kilogramo de U o Th o Pu (Actínidos) genera casi 1 GWd

= 24 millones de kWh (térmicos), más de 8 millones de kWh(e) al 35%– Cualquier central nuclear de fisión de 1000 MWe, para generar al

año 106 kW(e) x 8000 horas = 8x109 kWh(e) = 0,91 GWe-año, solo fisiona 1 tonelada de Actínidos (U o Th o Pu).

– Con las reservas probadas de Uranio (15 millones de toneladas, OCDE) se pueden generar 15 millones de GWe-año (250 mil reactores de 1000 MWe durante 60 años por reactor ó 5000 reactores durante 3000 años). Además hay al menos otras tantas de Torio.

• Limitaciones de las centrales actuales (Gen-II y Gen-III)– Un PWR de 1 GWe (p.e. Ascó o Vandellós) ha de recargar cada año

20 toneladas de U enriquecido al 4,65% para mantener criticidad en ciclos de 18 meses y descargar el combustible a 50 GWd/tU

– Para fabricar esas 20 tU/año al 4,65%, se precisan unas 200 t de U natural (0,71%), dejando unas 180 tU/año de U empobrecido (0,3%)

– Luego en las centrales actuales los 15 millones de tU de las reservas probadas pueden abastecer a 1250 reactores de 1 GWe y 60 años, unas 3 veces la potencia nuclear instalada en todo el mundo.



GenIV: Energía Nuclear Sostenible (2)• Desglose másico del combustible “gastado” anual en LWR (20 t)

– Uranio = 18,7 ton (187 kg 235U + 18,5 ton 238U + …)– Plutonio = 270 Kg (135 kg 239Pu + 62 240Pu + 36 241Pu + 24 242Pu + 11 238Pu)– Actínidos Menores = 29 kg (16,2 kg 237Np + 7,3 241Am + 5,4 243Am + …)– Productos de Fisión = 1 tonelada (decaen en unos cientos de años)

(Nota: la mitad del 241Pu decae por β- a 241Am cada 14,35 años)

• Regeneración en reactores de neutrones rápidos (Gen-IV)– Razón de Conversión = Destrucción de núcleos fisibles (N impar) por fisiones y

capturas / Regeneración por capturas de neutrones en núcleos fértiles (N par)– Es 0,6-0,7 en reactores de neutrones térmicos (LWR, HTGR)– Puede ser 1,0-1,1 en espectros rápidos y combustibles con 15% de Plutonio en

Uranio (reactores regeneradores)– Puede reducirse mucho con combustible sin 238U (reactores quemadores).– En el combustible “gastado” cada 10 años en las centrales actuales hay Plutonio

para la carga inicial de un reactor regenerador de 1 GWe y Uranio para 187 años de generación eléctrica. El Plutonio se regenera y actúa como catalizador de la fisión de todo el Uranio. Los Actínidos Menores se destruyen en gran parte.

– El Uranio empobrecido del enriquecimiento también se puede fisionar.– Por cada reactor actual de 1 GWe y 60 años de operación, el Uranio ya

extraído de las minas puede alimentar 6 veces más reactores regeneradores durante 12 mil años.




• Foro Internacional Generación IV (2001)US+Fr+Jp+GB+Can+SA+Kr+CH+Eu+Ch+Ru

http://www.gen-4.org• Plataforma Europea de Energía Nuclear

Sostenible: (Sept.2007 Informe de Vision)(2008 Agenda Estratégica de I+D)

http://www.snetp.eu

• Una visión compartida de la Energía Nuclear:– Disponible y fiable: suministro diversificado– Asequible: costes de energía competitivos– Segura y Limpia: emisiones y residuos mínimos– Sostenible: combustible nuclear disponible a

largo plazo (milenios) con reciclado integral– Aceptada: información, regulación e inspección




• Concepts with breakthroughsü Minimization of wastes

ü Preservation of resources

ü Non Proliferation

Ø Assets for new markets :- attractiveness- simplicity, robustness- safety, non proliferation

Ø Assets for new applications :- hydrogen production- direct use of heat- sea water desalination

Ø New requirements for sustainable nuclear energy

• Gradual improvements in

ü Competitiveness

ü Safety and reliability

Génération IV

International Forum

Members

Génération IV

International Forum

Members

U.S.A.U.S.A.

ArgentinaArgentina

BrazilBrazil

CanadaCanada

FranceFrance

JapanJapan

South AfricaSouth Africa

UnitedUnitedKingdomKingdom

South KoreaSouth Korea

SwitzerlSwitzerlandand

E.U.E.U.



Almaraz, Ascó VandellósII

CofrentesTrillo

Evolución de la Energía Nuclear

Generación I

Generación II

1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090

Generación III

Primeros Primeros ReactoresReactores

ZoritaVandellós-I

ReactoresReactoresActualesActuales

SFR (Sodio)

ReactoresReactoresAvanzadosAvanzados

SistemasSistemasFuturosFuturos

Generación IV

GFR (Gas) o LFR (Plomo) o MSFR (sales fundidas)

FusiónFusiónNuclearNuclear

EPR,AP1000, …



• Foro Internacional de Gen-IV (GIF): Technology Roadmap (Dic. 200) y 4 SystemResearch Plans (SFR, SCWR, VHTR y GFR), LFR en marcha y MSR planeado.

• Plataforma Europea de Energía Nuclear Sostenible (SNE-TP): Vision Report(Sep. 2007) y Strategic Research Agenda (SRA) en elaboración (Nov. 2008).

• Sistemas de Energía Nuclear considerados en Gen-IV y SNE-TP:– VHTR: Reactor térmico a muy alta temperatura (electricidad, Hidrógeno y calor industrial)– SCWR: Reactor térmico de agua supercrítica (alta temperatura y rendimiento)– SFR: Reactor rápido de Sodio (metal líquido), evolución de los LMFBR (SuperPhénix)– GFR: Reactor rápido refrigerado por Gas (Helio ó CO2 supercrítico)– LFR: Reactor rápido refrigerado por Plomo (fundido). ADS: con acelerador auxiliar.– MSR: Reactor térmico o rápido de combustible en sales fundidas.

• Prioridades y Mapa de Ruta:– Investigación prioritaria y desarrollo de prototipos a corto plazo (<2020): SFR y VHTR– Alternativas para I+D experimental (a elegir una en ˜2015): GFR y LFR– A investigar a largo plazo (estudios y experimentos): SCWR (térmico) y MSR (rápido)– Actividades transversales comunes: Materiales, Reproceso, Simulación– Los planes o agenda se concretan en proyectos de I+D: cada parte en GIF, FP7 en UE.

Fondos previstos anuales: USA 43,5 M$ (FY07); EUratom <12 M€ en 2009 (FP7).

GenIV: Tecnologías y Mapas de Ruta



VHTR: Reactor a Muy Alta Temperatura

Características• Helio refrigerante• >900 C temperatura salida• 250 MWe• Combustible de partículas

recubiertas en lecho de bolas o elementos prismáticos de grafito

Beneficios• Producción de Hidrógeno• Aplicaciones de Calor de Proceso• Alto grado de seguridad pasiva• Alta eficiencia térmica opcional

Países interesados• Sudáfrica, Francia, EUratom, resto• España ha participado en el

proyecto RAPHAEL del FP6: Endesa y Empresarios Agrup. (EA)

Vista en microscopio electrónico de una partícula recubierta:Núcleo UOX, MOX, UCCapa de carbón pirolíticoCapa de SiC impermeableCapa de grafito duro



SFR: Reactor Rápido de Sodio

Características• Sodio (metal líquido) refrigerante• 550 C temperatura salida• 1500-600-300-50 MWe (modular)• Combustible de óxidos mixtos

(MOX) de Plutonio y Uranio de la descarga de LWR. Opción: metal con piroprocesso

Beneficios• Alta eficiencia térmica• Eficiente regeneración del material

fisible (Pu y AM)• Consumo de actínidos de LWR• Experiencia histórica amplia

Países interesados• EEUU, Japón, Francia, EUratom,

Corea y Rusia• España participa en el proyecto

ESFR del FP7 (2009-2012): EA, Endesa, Ciemat, UPM, ENSA,

CP-ESFR

Proyecto Europeo ESFR• 5,5 M€ de EC-Euratom• Áreas prioritarias: Diseño

del núcleo y fuel. Seguridad. Diseño del secundario. E&T.

• Coordinador: CEA (Fr)



GFR: Reactor Rápido de Gas

Características• Helio (gas) refrigerante• 850 C temperatura salida• 1100 MWe• Ciclos combinados de turbina de

gas y CO2 supercrítico• Combustible: óxidos mixtos (MOX)

de Plutonio y Uranio de la descarga de LWR. Opciones: Carbidos o Nitridos en placas o varillas

• Vainas: cerámicas (SiC) y metales (aleaciones de Nb,V o Cr).

Beneficios• Alta eficiencia térmica• Eficiente regeneración del material

fisible (Pu y AM) y uso del Uranio• Mínimos residuos

Países interesados• Francia, Japón, Suiza, EUratom• Proyectos europeos previos: STREP

y EUROTRANS, futuro: ALLEGRO



LFR: Reactor Rápido de Plomo fundido

Características• Plomo o Pb/Bi fundido refrigerante• 550 a 800 C temperatura salida• 50-150 MWe sistema transportable• 300-1200 MWe centrales• Ciclos de 15-30 años opcionales

• Beneficios• Hidrógeno y agua potable• Núcleo reemplazable para proceso

regional del combustible• Alto grado de seguridad pasiva• Mínimos residuos

Países interesados• EUratom y Japón• Proyectos europeos previos: ELSY y

EUROTRANS, futuro: MYRRHA-XT-ADS



SCWR: Reactor de Agua Supercrítica

Características• Agua refrigerante por encima de

las condiciones supercríticas (374 C; 22,1 MPa)

• 510 a 625 C temperatura salida• 1500 MWe• Opciones de tubos o vasija de

presión • Balance de planta simplificado

• Beneficios• Eficiencia cercana al 45% con

economía excelente• Aprovecha y se nivela con la

experiencia actual en la operación de plantas fósiles de vapor supercrítico

• Configurable como núcleos de espectro térmico o rápido.

Países interesados• Canadá, Japón y EUratom



MSR: Reactor de Sales Fundidas

Características• El combustible es líquido: fluoruros

de U y Pu con Li, Be, Na y otros.• 700 a 800 C temperatura salida• 1000 MWe centrales• Baja presión (<9,5 MPa)

• Beneficios• Minimización de residuos• Evita el desarrollo y experimentación

del combustible• Alto grado de seguridad pasiva• Bajo inventario de material fisible en

espectro térmico de elevado flujo.• Elimina las recargas periódicas, así

como el transporte del Pu.• Potencial de separación continua de

los productos de fisión volátiles (Xenon, Yodo, Cesio, Kripton, …)

Países interesados• Francia y EUratom

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