Innovación en Tecnología Nuclear: Reactores de Generación IV

Transcripción

1 Innovación en Tecnología Nuclear: Reactores de Generación IV José María Aragonés Beltrán Catedrático de Física e Ingeniería Nuclear Departamento de Ingeniería Nuclear Escuela Superior de Ingenieros Industriales Universidad Politécnica de Madrid 20 Septiembre 2008 J.M. Aragonés 1

2 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 10 6 kw(e) x 8000 horas = 8x10 9 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. J.M. Aragonés 2

3 GenIV: Energía Nuclear Sostenible (2) Desglose másico del combustible gastado anual en LWR (20 t) Uranio = 18,7 ton (187 kg 235 U + 18,5 ton 238 U + ) Plutonio = 270 Kg (135 kg 239 Pu Pu Pu Pu Pu) Actínidos Menores = 29 kg (16,2 kg 237 Np + 7,3 241 Am + 5,4 243 Am + ) Productos de Fisión = 1 tonelada (decaen en unos cientos de años) (Nota: la mitad del 241 Pu decae por b - a 241 Am 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 238 U (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. J.M. Aragonés 3

4 GenIV: Energía Nuclear Sostenible (3) Foro Internacional Generación IV (2001) US+Fr+Jp+GB+Can+SA+Kr+CH+Eu+Ch+Ru Plataforma Europea de Energía Nuclear Sostenible: (Sept.2007 Informe de Vision) (2008 Agenda Estratégica de I+D) 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 J.M. Aragonés 4

5 GenIV: Energía Nuclear Sostenible (4) New requirements for sustainable nuclear energy Gradual improvements in Competitiveness Safety and reliability Assets for new markets : - attractiveness - simplicity, robustness - safety, non proliferation Assets for new applications : - hydrogen production - direct use of heat - sea water desalination Concepts with breakthroughs Minimization of wastes Preservation of resources Non Proliferation U.S.A. Brazil Canada Argentina France Génération IV International Forum Members United Kingdom E.U. Switzerl and Japan South Africa South Korea J.M. Aragonés 5

6 Evolución de la Energía Nuclear Primeros Reactores Reactores Actuales Reactores Avanzados Sistemas Futuros Fusión Nuclear Generación I Zorita Vandellós-I Generación II Almaraz, Ascó VandellósII Cofrentes Trillo EPR, AP1000, Generación III SFR (Sodio) Generación IV GFR (Gas) o LFR (Plomo) o MSFR (sales fundidas) J.M. Aragonés 6

7 Foro Internacional de Gen-IV (GIF): Technology Roadmap (Dic. 200) y 4 System Research 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: GenIV: Tecnologías y Mapas 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). J.M. Aragonés 7

8 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, UC Capa de carbón pirolítico Capa de SiC impermeable Capa de grafito duro J.M. Aragonés 8

9 SFR: Reactor Rápido de Sodio Características Sodio (metal líquido) refrigerante 550 C temperatura salida 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 ( ): 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) J.M. Aragonés 9

10 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 J.M. Aragonés 10

11 LFR: Reactor Rápido de Plomo fundido Características Plomo o Pb/Bi fundido refrigerante 550 a 800 C temperatura salida MWe sistema transportable MWe centrales Ciclos de 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 J.M. Aragonés 11

12 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 J.M. Aragonés 12

13 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 J.M. Aragonés 13