El sistema 4S (Super Safe, Small and Simple) de Toshiba es un reactor pequeño del tipo “Pool Type Reactor”, con elementos combustibles metálicos conformados por Uranio enriquecido (cercano al 19%) y una aleación de Zirconio, refrigerado por Sodio, que no posee moderador y que basa su funcionamiento en Neutrones de espectro rápido (Fast Neutrons).
Posee una capacidad para generar 30 o 135 MWth y una capacidad instalada para la generación eléctrica de 10 o 50 MWe. Este tipo de reactor está pensado para localidades apartadas que no tienen la posibilidad de depender de una fuente energética limpia de Gases de Efecto Invernadero y densa (disponible la mayor parte del tiempo sin intermitencia). Asimismo, con este diseño se busca un mínimo requerimiento de recambio de combustible, en particular, para el caso del reactor con potencia de 30 MWth se asegura que el combustible puede durar 30 años. El funcionamiento desde la perspectiva del combustible, se basa en un arreglo de 18 barras de combustibles (para reactor de 10 MWe) de sección cruzada hexagonal, contenidas en un núcleo o corazón cilíndrico, que contienen Uranio enriquecido cercano al 19%, lo que implica que en cada reacción nuclear en que participa el isótopo U-235 se produzcan Productos de Fisión, Radiación Gamma y Beta, y en aquellas en que participa el isótopo U-238 se produzca Pu-239 por absorción neutrónica y decaimiento Beta.
La génesis de este proyecto ocurre en Japón, pues éste país tiene un proyecto nacional de largo plazo para la introducción de Reactores Reproductores Rápidos (FBR) enfriados por sodio para una utilización efectiva de uranio natural, utilizando también cargas de plutonio que se obtendrán desde los combustibles gastados de los reactores existentes de agua liviana (LWR). Como parte de este plan, la Japan Atomic Energy Agency (JAEA), ha construido y operado varios reactores de este tipo, por ejemplo: Joyo (1974 – 2005), reactor experimental enfriado por sodio; el Monju (1991 – 2005), reactor que fue construido para demostrar generación eléctrica y acumular experiencia en plantas enfriadas por sodio. Además, se ha desarrollado mucha I&D para completar el diseño conceptual del Demonstration FBR (1976-2005), incorporando nuevas características, tales como bombas electromagnéticas de gran confiabilidad; generadores de vapor de tubos de doble muralla y detectores de fugas de sodio y de vapor. La experiencia en la operación de estos reactores y nuevos equipos han sido incorporados al diseño del 4S.
Particularmente el proyecto de desarrollo del 4S ha sido conducido por Toshiba Corporation, el Central Research Institute of Electric Power Industry (CIEPRI), Westinghouse Electric Company y el Argonne National Laboratory (ANL) de EUA. La I&D enfocada en el desarrollo puntual del núcleo del reactor, reflectores y combustible para el 4S ha sido desarrollada por el CIEPRI, JAERI y las universidades de Osaka y Tokio desde el año 2002.
El desarrollo de la tecnología del combustible metálico se desarrolló en el ANL y en el Idaho National Laboratory (INL), pieza clave en el logro de las características deseadas para el 4S. Desde el año 2008, Toshiba desarrolla la I&D enfocada en las tecnologías de las bombas electromagnéticas (EM) y del generador de vapor (SG), auspiciada por el ministerio japonés de Economía, Comercio e Industria (METI).
El impacto que tendría este reactor podría ser importante, puesto que se busca suspender la recarga de combustible hasta 30 años después de su puesta en funcionamiento lo que implica que, los recursos uraníferos serían economizados de manera significativa y su autonomía se extendería en gran cuantía, así como también los desechos radiactivos contenidos en el combustible gastado no tendrían repercusión en el medio salvo en contadas ocasiones a lo largo de la vida útil del reactor siendo mínimos en cantidad en comparación a otras instalaciones. Los riesgos de proliferación estarían bastante acotados puesto que la cantidad de Plutonio es baja en términos relativos; todo esto sin duda permitiría contribuir a una mayor sustentabilidad del combustible nuclear utilizado. Sin embargo, aún quedan desafíos pendientes en términos del soporte técnico en caso de ser necesario, así como también una definición explícita de las acciones una vez cumplidos los 30 años de utilización del combustible.
Imagen vía:
Diginfo TV
Referencias
https://www.toshiba.co.jp/nuclearenergy/english/business/4s/features.htm
https://aris.iaea.org/sites/..%5CPDF%5C4S.pdf