Una de las tendencias clave en la industria nuclear mundial son los intentos de crear tipos fundamentalmente nuevos de tecnologías de reactores. En este contexto se habla de la cuarta generación. Pero ¿qué incluye este concepto? Los científicos nucleares rusos ofrecen su propio enfoque.

Alexander Lokshin, Primer Director General Adjunto para el Desarrollo de Nuevos Productos de Energía Nuclear de Rosatom, durante su discurso en el Foro Atomexpo 2024, destacó que la 4^ta generación es más que un reactor, es un sistema complejo. Alexander Lokshin subrayó que los sistemas de 4^ta generación deben resolver dos problemas: el primero es el reprocesamiento del combustible nuclear gastado, y el segundo es el máximo uso posible del uranio. Ahora bien, recordemos que el uranio enriquecido al 5% en el isótopo uranio 235 se utiliza como combustible para los reactores, su porcentaje en el uranio natural es del 0,7%, por lo que la mayor parte del isótopo uranio-238 se almacena.

INPRO y el Foro “4^ta Generación”

No existe una definición única de qué es la 4^ta generación. El OIEA intentó alejarse por completo de la clasificación de los reactores por generación, introduciendo los conceptos de reactor “innovador” y “avanzado”. Sin embargo, entre los científicos nucleares de todo el mundo, el concepto de «generación» se arraigó y siguió utilizándose activamente. Entre los especialistas, la 1^ra, 2^da, 3^ra generación y la generación 3+ difieren en el nivel de seguridad (ver “Evolución de los reactores”). Las unidades de diseño ruso con reactores VVER-1200, que Rosatom construye en todo el mundo, pertenecen a la generación 3+ y actualmente son las más seguras.

El debate moderno sobre qué tipo de energía nuclear se necesita para el futuro fue iniciado por Rusia en el marco del Proyecto Internacional sobre Reactores Nucleares y Ciclos del Combustible Innovadores (INPRO), creado en 2000 bajo los auspicios del OIEA. “Había un enorme interés. Muchos países en desarrollo, consumidores potenciales de tecnologías de energía nuclear, entre ellos India y China, incluso la Alemania antinuclear, por no hablar de países como Francia o Japón, que soñaban con mantener un parque de centrales nucleares ya en funcionamiento, se involucraron inmediatamente”, recordó Vladimir Kagramanyan, antiguo representante del OIEA en una entrevista con el portal AtomInfo.ru

El proyecto INPRO estableció inmediatamente los requisitos para los sistemas de 4^ta generación, que siguen siendo relevantes en la actualidad: seguridad, no proliferación y gestión de residuos. “La posición rusa era clásica. El combustible nuclear gastado no forma parte de los residuos, sino que es una materia prima para el nuevo combustible dentro del ciclo cerrado del combustible nuclear, incluidos los reactores rápidos”, subraya Vladímir Kagramanyan.

Al año siguiente llegó el Foro 4^ta Generación (GIF IV), iniciado por Estados Unidos. Según Vladimir Kagramanyan, se suponía que los desarrolladores occidentales, después de seleccionar una o dos tecnologías, construirían un proyecto de demostración. Sin embargo, casi inmediatamente quedó claro que los enfoques de los participantes eran demasiado diferentes, al igual que las tecnologías. Después de todas las discusiones, surgió una lista de seis tecnologías de reactores de 4^ta Generación que cumplen con estos requisitos (ver más abajo). Sin embargo, el INPRO también está considerando tecnologías similares.

«Los resultados del trabajo realizado en el INPRO le dieron al OIEA y a toda la comunidad nuclear serias herramientas para tomar a la energía nuclear como un sistema complejo «de larga duración» destinado al desarrollo sostenible de toda la humanidad«, dijo el ex Vicedirector General del OIEA, Alexander Bychkov, en una entrevista para el portal AtomInfo.ru

Al evaluar las tecnologías para el futuro, tanto el INPRO como el Foro 4^ta Generación se guiaron por los siguientes criterios:

• estas tecnologías deberían proporcionar una producción de energía estable con una cantidad mínima de desperdicios;
• el costo de la energía producida debería ser menor en comparación con otros tipos de generación durante todo el ciclo de vida;
• el nivel de seguridad debe excluir accidentes que vayan más allá de la base de diseño;
• estas tecnologías deberían garantizar la no proliferación.

Desafíos para los nuevos sistemas

La necesidad de tecnologías nucleares fundamentalmente nuevas está impulsada por tres desventajas de los reactores existentes refrigerados por agua. La primera es que estos reactores funcionan con baja eficiencia, la segunda es la alta presión en el circuito primario, lo cual es potencialmente peligroso, y la tercera es que se utiliza el espectro térmico de neutrones, es decir, solo una pequeña parte del potencial energético de la energía natural del uranio. El objetivo principal de los sistemas de nueva generación es eliminar estas deficiencias.

Como señaló el representante del OIEA, Vladimir Kriventsev, en el Foro Atomexpo 2024, cada tecnología nueva (de las consideradas por GIF IV) tiene ciertas desventajas. Por ejemplo, en los reactores supercríticos, la presión aumenta junto con la temperatura y la eficiencia. En los reactores refrigerados por gas de alta temperatura, el problema de la eficiencia se resuelve y la alta presión no es tan peligrosa, ya que el refrigerante es gas, pero el espectro de neutrones sigue siendo térmico. Los reactores rápidos de sodio resuelven todos los problemas anteriores, pero el sodio reacciona violentamente con el agua y el aire, por lo que se necesita un circuito intermedio (tercer circuito). Los reactores rápidos de plomo no tienen ese problema, ya que estos reactores se caracterizan por una mayor seguridad en comparación con todos los demás, pero existen mayores requisitos para los materiales estructurales que no deben destruirse bajo la influencia del refrigerante y la radiación. Además, muchas de las tecnologías cubiertas por GIF IV no se han probado anteriormente.

El enfoque para comprender la 4^ta generación propuesto por la industria nuclear rusa elimina la cuestión de «qué nos permite considerar las tecnologías de cuarta generación no probadas mejores que las tecnologías probadas de 3^ra generación». La 4^ta generación debería incluir sistemas que aporten nuevas cualidades (seguridad, ausencia de residuos, economía y máximo uso de materias primas), es decir, que garanticen un mayor nivel de sostenibilidad durante todo el ciclo de vida de una central nuclear.

Entrando en la 4^ta Generación

En Rusia, que no se centra en el tipo de reactor, sino en los sistemas con propiedades nuevas, no sólo se están desarrollando nuevos tipos de reactores (esto está sucediendo en todo el mundo), sino también nuevos tipos de combustible, tecnologías y equipos para su creación y, lo más importante, nuevos enfoques sobre lo que debería incluirse en el sector de la energía nuclear, que puede entenderse de manera más amplia que las centrales nucleares.

Los nuevos desarrollos se presentan de manera más completa en el proyecto innovador «Breakthrough» (Proryv), implementado por Rosatom. Como parte del proyecto, se está construyendo un complejo energético de demostración experimental en el lugar de la Planta Química de Siberia (que es parte de la División de Combustibles Rosatom), que incluye una unidad con un reactor experimental rápido de demostración con refrigerante de plomo BREST-OD-300 y dos módulos: fabricación-refabricación de combustible y reprocesamiento de combustible irradiado. Gracias a este acuerdo, en las instalaciones de Proryv, por primera vez en el mundo, se desarrollará el ciclo in situ de reprocesamiento de combustible nuclear gastado y producción de nuevas porciones de combustible a partir de él, es decir, en la práctica, los problemas sobre los que hablaba Alexander Lokshin serpan resueltos.

“Los requisitos para los reactores de 4^ta generación coinciden en gran medida con los objetivos del proyecto Breakthrough, o sea, cerrar el ciclo del combustible, eliminar la necesidad de evacuación y reasentamiento fuera del polígono industrial en caso de accidente, etc. Al mismo tiempo, los objetivos de Breakthrough (en ese entonces aún no se llamaba así), se formaron sobre la base de la experiencia de la energía nuclear mundial y soviética de finales de los años 1980, desarrollada en los años 1990, y los enfoques del Foro Internacional GIF IV se creó en los años 2000. Por lo que las ideas circulaban por todo el mundo y se cristalizaron aproximadamente en los mismos requisitos que estamos implementando”, dijo Vadim Lemekhov, Diseñador Jefe de la Dirección del Proyecto Proryv (Breakthrough), en una entrevista con la revista New Atomic Expert.

Proryv (Breakthrough) se está desarrollando dinámicamente. A mediados de abril, el ente regulador de Rusia, Rostechnadzor, otorgó una licencia a la empresa Siberian Chemical Combine para operar una planta nuclear para un módulo de fabricación-refabricación de combustible denso. Las instalaciones nucleares incluyen instalaciones industriales donde se producen, procesan o circulan materiales radiactivos o fisibles. La obtención de una licencia de Rostechnadzor le permitirá a la empresa pasar a la siguiente etapa de prueba de equipos y modos tecnológicos y realizar pruebas integrales de equipos en todos los sitios de producción de tecnología para la fabricación de conjuntos combustibles para BREST-OD-300. A finales de marzo se lanzó la línea de síntesis carbotérmica en modo de prueba. Todos los participantes de Atomexpo 2024 pudieron ver su puesta en marcha por transmisión en vivo.

A mediados de abril se instaló el bloque intermedio de la estructura de contención del reactor en el pozo del reactor BREST-OD-300 y se completó la segunda etapa de su construcción. Está previsto que el bloque superior se instale en el pozo del reactor en diciembre de este año. La altura final de la estructura será de 17 metros.

Se espera que ODEC esté en pleno funcionamiento en 2030. Pero ya los avances científicos y de ingeniería realizados para él se utilizan para diseñar un complejo energético industrial (PEK), del cual formará parte una central nuclear de dos unidades con reactores rápidos de alta potencia con refrigerante de plomo BR-1200. El PEK también puede incluir un complejo de fabricación y procesamiento de combustible en el sitio. PEK debe ser competitivo con otras instalaciones de generación.

Los mismos problemas sistémicos (cerrar el ciclo del combustible nuclear con reprocesamiento del combustible gastado y un uso más completo del potencial energético del uranio, sujeto a la eficiencia comercial general) se resuelven con reactores rápidos de sodio. En la central nuclear de Beloyarskaya, ya hace dos años, la unidad con el reactor BN-800 funciona íntegramente con combustible MOX, producido a partir de uranio empobrecido y plutonio procedente de combustible nuclear gastado. Se está diseñando una unidad con un reactor rápido BN-1200 con refrigerante de sodio, ya se ha determinado el lugar para la nueva unidad y se han celebrado audiencias públicas sobre su ubicación. El objetivo para 2026 es obtener la licencia para la construcción. El primer vertido de hormigón está previsto para 2027. La obtención de licencia para la operación, lanzamiento físico y energético se prevé para 2031.

Rosatom también está desarrollando una línea de sal líquida destinada para el cierre del ciclo del combustible nuclear y el reprocesamiento del combustible gastado. En un reactor de sal líquida, los actínidos menores se transmutan (o, en otras palabras, se «postqueman»). Se trata de elementos muy activos que surgen durante el funcionamiento en un reactor de combustible nuclear. La eliminación de actínidos menores reducirá significativamente la radiactividad del combustible gastado.

Entre las nuevas tecnologías que está desarrollando Rosatom, cabe destacar un reactor de alta temperatura refrigerado por gas con una parte tecnológica destinada a la producción de hidrógeno, y reactores con regulación espectral y presión supercrítica.

Por supuesto, Rusia no es el único país del mundo que está creando una nueva calidad de energía nuclear. China y la India también lo están haciendo, y se están haciendo intentos en otros países. Sin embargo, el grado de sofisticación de las tecnologías rápidas de sodio y plomo, los diferentes tipos de combustible para cerrar el ciclo del combustible nuclear y muchas otras cuestiones permiten a Rusia implementar proyectos que harán que la energía nuclear mundial sea más sostenible en términos de eficiencia, uso racional de las materias primas, minimización de materiales y residuos.

Tecnologías del Foro 4^ta Generación:

1. Reactor supercrítico refrigerado por agua (Supercritical Water-cooled Reactor, SCWR);
2. Reactor rápido refrigerado por sodio (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR);
3. Reactor rápido con refrigeración por plomo (Lead-cooled Fast Reactor, LFR);
4. Reactor de sales líquidas (Molten Salt Reactor, MSR);
5. Reactor rápido refrigerado por gas (Gas-cooled Fast Reactor, GFR);
6. Reactor de muy alta temperatura (Very High Temperature Reactor, VHTR).

Evolución de los reactores

Generación I. Años 1950-1960. Los primeros ejemplos de reactores de potencia con combustible en forma de uranio natural o poco enriquecido, con moderadores de grafito, agua ligera y agua pesada, con refrigerantes de agua y gas (CO2).

Generación II. Principios de los años 1970 y finales de los años 1990. Reactores de agua ligera: reactores de agua en ebullición (BWR) y reactores de agua a presión (PWR, VVER).

Generación II+. Este término se aplica a veces a reactores de Generación II modernizados y construidos después del año 2000.

Generación III. Sus características son una mayor eficiencia del combustible, mayor eficiencia térmica y mejoras significativas en los sistemas de seguridad (incluida la seguridad nuclear pasiva) y la estandarización del diseño.

Reactores de generación III+. Instalaciones de reactores de alta seguridad. Las características son el diseño modular, alto nivel de estandarización del equipo, capacidad de resistir un accidente aéreo, variedad de sistemas de seguridad pasiva (sistemas pasivos de eliminación de calor, «trampas de fusión», dispositivos de enfriamiento de la vasija, etc.).