Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante,

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

Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante.

Sector de la técnica

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

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

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

Antecedentes de la invención

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

Un tipo de reactor de gran interés es el de espectro neutrónico rápido, en el cual se puede producir el fenómeno denominado "reproducción nuclear" (de "nuclear breeding" en inglés) por el cual los núcleos de uranio 238 (U-238) se convierten en núcleos de plutonio 239 (Pu-239) que son muy fácilmente fisionables por los neutrones libres del reactor, liberando mucha energía, lo cual permitiría explotar eficientemente las grandes cantidades de U-238 existentes en la naturaleza, lo cual no puede hacerse en los reactores convencionales actuales, que fundamentalmente son reactores térmicos refrigerados por agua (H₂O). Análogamente, el fenómeno de la reproducción permitiría explotar las cantidades, mayores aún, de torio natural, que es todo él Th-232, y que por el fenómeno de "reproducción nuclear" pasa a U-233, que es también fácilmente fisionable con neutrones.

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

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

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

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

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

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

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

Existe además otro fenómeno nuclear a favor del uso del Be-9 como componente del refrigerante, y es la multiplicación neutrónica. Esta multiplicación, que es la base de la reacción en cadena, tiene lugar esencialmente a través de las fisiones en los nucleidos del combustible nuclear, pero todos los nucleidos, en mayor o menor medida, experimentan multiplicación neutrónica a través de la reacción denominada (n,2n) en la cual el nucleido blanco captura un neutrón, e inmediatamente emite dos. La cuestión es que esto no ocurre con neutrones incidentes de cualquier energía, sino sólo para...

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

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

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

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

5. Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerante, según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado porque dicho material refrigerante es fluoruro de berilio, de fórmula química F₂Be, trabajando a temperaturas por encima de 555ºC, y por debajo de 1.000ºC, siendo el rango idóneo de temperaturas el que va de 580ºC en la entrada del F₂Be al núcleo del reactor, a 620ºC a la salida del mismo.