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Reactor nuclear de IV generación

Octubre 09, 2021

Los reactores nucleares de IV generación (Gen IV) son un conjunto de diseños teóricos de reactores nucleares actualmente bajo investigación. Para la mayor parte de estos diseños no se espera que estén disponibles para su construcción comercial antes del año 2030, con la excepción de una versión del Reactor de Temperatura Muy Alta (en inglés: Very High Temperature Reactor, VHTR) llamada la Planta Nuclear de la Siguiente Generación (en inglés: Next Generation Nuclear Plant, NGNP). La NGNP tiene que ser completada hacia el año 2021. Los actuales reactores en operación alrededor del mundo son generalmente considerados sistemas de segunda o tercera generación, con la mayor parte de los sistemas de primera generación habiendo sido retirados algún tiempo atrás. La investigación en estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional de la IV Generación (en inglés: Generation IV International Forum, GIF) basado en ocho metas tecnológicas, incluyendo la mejora de la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar los desechos y la utilización de recursos naturales, y disminuir el costo de construir y operar tales plantas.

Sistemas de Energía Nuclear desplegables no más tarde que el 2030 y que ofrecen significativos avances en sustentabilidad, seguridad, confiabilidad y economía.

Los reactores están pensados para ser usados en plantas de energía nuclear para producir energía nuclear a partir de combustible nuclear.

Tipos de reactores

Muchos tipos de reactores fueron considerados inicialmente; sin embargo, la lista fue achicada para enfocarse en las tecnologías más prometedoras y en aquellas que más probablemente podrían alcanzar las metas de la iniciativa de la IV Generación. Tres sistemas son nominalmente reactores termales y tres son reactores rápidos. El VHTR también está siendo investigado para potencialmente proveer calor de proceso de alta calidad para la producción de hidrógeno. Los reactores rápidos ofrecen la posibilidad de quemar actínidos para reducir aún más los desechos y ser capaces de generar más combustible del que ellos consumen. Estos sistemas ofrecen significativos avances en sustentabilidad, seguridad y confiabilidad, economía, resistencia a la proliferación y protección física.

Reactores termales

Reactor de Temperatura Muy Alta

 
Reactor de Temperatura Muy Alta (en inglés: Very-High-Temperature Reactor, VHTR).
Artículo principal: Reactor de temperatura muy alta

El concepto del Reactor de Temperatura Muy Alta (en inglés: Very-High-Temperature Reactor, VHTR) usa un núcleo moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio de una sola pasada, usando helio o sal fundida como el refrigerante. Este diseño de reactor prevé una temperatura de salida de 1.000 °C. El núcleo del reactor puede ser ya sea un bloque prismático o un diseño de reactor de lecho de bolas. Las altas temperaturas permiten aplicaciones tales como calor de proceso o producción de hidrógeno vía el proceso termoquímico de azufre-yodo. También sería seguro pasivamente.

La construcción planificada del primer VHTR, el Reactor Modular de Lecho de Bolas (en inglés: Pebble Bed Modular Reactor, PBMR) sudafricano, perdió el financiamiento gubernamental en febrero del 2010.[1]​ Un pronunciado incremento en los costos y preocupaciones acerca de posibles problemas técnicos inesperados disuadieron a los potenciales inversores y clientes.

Reactor Enfriado por Agua Supercrítica

 
Reactor Enfriado por Agua Supercrítica (en inglés: Supercritical-Water-Cooled Reactor, SCWR).
Artículo principal: Reactor de agua supercrítica

El reactor de agua supercrítica (en inglés: Supercritical-Water-Cooled Reactor, SCWR)[2]​ es un concepto que usa agua supercrítica como el fluido de operación. Los SCWR son básicamente reactores de agua ligera (en inglés: Light Water Reactor, LWR) operando a mayores presiones y temperaturas con un ciclo directo de una sola pasada. Como se concibe más comúnmente, operaría en un ciclo directo, muy parecido a un Reactor de Agua en Ebullición (en inglés: Boiling Water Reactor, BWR), pero dado que usa agua supercrítica (no confundir con masa crítica) como el fluido de operación, sólo tendría una fase presente, tal como el Reactor de Agua Presurizada (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR). Podría operar a temperaturas mucho más altas de los actuales PWR y BWR.

Los reactores enfriados por agua supercrítica son sistemas nucleares avanzados muy prometedores debido a su alta eficiencia termal (aproximadamente 45% contra los aproximadamente 33% de eficiencia para los actuales LWR) y considerable simplificación de la planta.

La principal misión del SCWR es la generación de electricidad a bajo costo. Está basado en dos tecnologías probadas, los LWR, que son los reactores de generación de energía más comúnmente desplegados en el mundo, y las calderas alimentadas por combustible fósil supercríticas, un gran número de las cuales también usadas alrededor del mundo. El concepto del SCWR está siendo investigado por 32 organizaciones en 13 países.

Reactor de Sal Fundida

 
Reactor de Sal Fundida (en inglés: Molten Salt Reactor, MSR).
Artículo principal: Reactor de sal fundida

Un reactor de sal fundida[2]​ (en inglés: Molten-Salt Reactor, MSR) es un tipo de reactor nuclear donde el refrigerante es una sal fundida. Han existido muchos diseños que han usado este concepto y se han construido unos pocos prototipos. Los primeros conceptos y muchos de los actuales se basan en un combustible nuclear disuelto en un sal de fluoruro fundida tal como el tetrafluoruro de uranio (UF4) o tetrafluoruro de torio (ThF4), el fluido alcanzaría criticidad al fluir en un núcleo de grafito que también serviría como el moderador. Muchos de los actuales conceptos se basan en un combustible que está disperso en una matriz de grafito donde la sal fundida proporciona enfriamiento de baja presión y alta temperatura.

Reactores rápidos

Reactor Rápido Enfriado por Gas

 
Reactor Rápido Enfriado por Gas (en inglés: Gas-Cooled Fast Reactor, GFR).
Artículo principal: Reactor rápido enfriado por gas

El sistema de un reactor rápido enfriado por gas (en inglés: Gas-cooled Fast Reactor, GFR)[2]​ se caracteriza por tener un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado para una eficiente conversión de uranio fértil y la administración de los actínidos. El reactor es refrigerado por helio, con una temperatura de salida de 850 °C y usando una turbina de gas de ciclo Brayton directo para una alta eficiencia termal. Varias formas de combustible están siendo consideradas por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retención de los productos de la fisión: combustible de cerámica compuesta, partículas de combustible avanzadas, o elementos de revestimiento cerámico de compuestos actínidos. Las configuraciones del núcleo que están siendo consideradas están basadas en ensambles de combustible basados en pin- o placas o bloques prismáticos.

Reactor rápido enfriado por sodio

 
Reactor Rápido Enfriado por Sodio (en inglés: Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR).
Artículo principal: Reactor rápido enfriado por sodio
Véanse también: EBR-II, Enrico Fermi Nuclear Generating Station, Central nuclear Monju, Phénix y BN-600 reactor.

El reactor rápido enfriado por sodio[2]​ es un proyecto que se apoya en otros dos proyectos existentes estrechamente relacionados, el reactor reproductor rápido (en inglés: Liquid Metal Fast Breeder Reactor, LMFBR) y el Reactor rápido integral.

Las metas son incrementar la eficiencia del uso del uranio al reproducir plutonio y eliminando la necesidad de que los isótopos transuránicos dejen el sitio de operación. El diseño del reactor usa un núcleo no moderado corriendo en neutrones rápidos, diseñado para permitir que cualquier isótopo transuránico sea consumido (y en algunos casos ser usado como combustible). Además a los beneficios de remover los transuránicos de larga vida media del ciclo de los desechos, el combustible SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta, haciendo que la reacción en cadena automáticamente disminuya. De esta forma, es pasivamente seguro.

El reactor rápido integral (en inglés: Integral Fast Reactor, IFR) es un diseño para un reactor nuclear con un ciclo del combustible nuclear especializado. Un prototipo del reactor fue construido, pero el proyecto fue cancelado antes de que pudiera ser copiado en otra parte.

El concepto del reactor SFR es refrigerado por sodio líquido y alimentado por un combustible de una aleación metálica de uranio y plutonio. El combustible está contenido en acero revestido con sodio líquido rellenando el espacio entre los elementos de revestimiento que componente la estructura de ensamblado del combustible. Uno de los desafíos del diseño de un SFR es controlar los riesgos de manejar sodio, que reacciona en forma explosiva cuando se pone en contacto con el agua. Sin embargo, el uso de metal líquido en vez de agua como refrigerante le permite al sistema trabajar a presión atmosférica, reduciendo el riesgo de fugas.

Reactor Rápido Enfriado por Plomo

 
Reactor Rápido Enfriado por Plomo (en inglés: Lead-Cooled Fast Reactor, LFR).
Artículo principal: Reactor rápido enfriado por plomo
Véanse también: Reactor rápido enfriado por plomo#Bélgica y MYRRHA.

El reactor rápido enfriado por plomo[2]​ (en inglés: Lead-cooled Fast Reactor, LFR) se caracteriza por usar un reactor enfriado por metal líquido de espectro de neutrones rápidos de plomo o plomo/bismuto eutéctico (LBE) con un ciclo de combustible cerrado. Las opciones incluyen un rango de capacidades de planta, incluyendo una batería de entre 50 a 100 MW de electricidad que tienen un muy grande intervalo de recarga de combustible, un sistema modular con capacidad de entre 300 a 400 MW, y una opción de una gran planta monolítica de 1.200 MW. El término batería se refiere al núcleo de fábrica de larga vida, y sin ninguna estructura para la conversión de energía electroquímica. El combustible es uranio fértil basado en metal o un metal o nitruro y en transuránicos. El LFR es refrigerado por convección natural con una temperatura de salida del reactor del refrigerante de 550 °C, posiblemente alcanzando hasta 800 °C con materiales avanzados. La temperatura más alta permite la producción de hidrógeno por procesos termoquímicos.

Ventajas y desventajas

En relación a la actual tecnología de plantas de energía nuclear, los beneficios reivindicados para los reactores de cuarta generación incluyen:

  • Desechos nucleares que duran unos pocos siglos en vez de milenios[3]​
  • 100-300 veces más de rendimiento de energía para la misma cantidad de combustible nuclear[4]​
  • La habilidad de consumir los desechos nucleares existentes para la producción de electricidad
  • Mejorada seguridad de operación

Una desventaja de cualquier nueva tecnología de reactores son los incrementados riesgos de seguridad iniciales ya que los operadores tendrán poca experiencia con el nuevo diseño. El ingeniero nuclear David Lochbaum ha explicado que casi todos los accidentes nucleares serios han ocurrido con lo que ese momento era la tecnología más reciente. Él argumenta que el problema con los nuevos reactores y accidentes tiene dos partes: surgen escenarios que son imposibles de planificar en las simulaciones; y los humanos cometen errores.[5]​ Como un director de un laboratorio de investigaciones estadounidense dijo, la fabricación, construcción, operación y mantenimiento de nuevos reactores encararán una fuerte curva de aprendizaje: las tecnologías avanzadas aumentarán el riesgo de accidentes y errores. La tecnología puede ser probada pero las personas no.[5]​

Otro conjunto de desventajas está relacionado al riesgo de usar sodio metálico como refrigerante. En el caso de una ruptura, el sodio reacciona explosivamente con el agua. Reparar las rupturas puede ser muy peligroso, ya que el gas noble argón también es utilizado para prevenir la oxidación del sodio. El argón es un asfixiante, así que los trabajadores pueden estar expuestos a este riesgo adicional. Este es un problema pertinente como puede ser testificado por los eventos en el Reactor Reproductor Rápido Prototipo en Tsuruga, Japón.[6]​

Países participantes

A los nueve países miembros fundadores del GIF se les unió Suiza en el año 2002, Euratom en el 2003 y más recientemente China y Rusia al final del año 2006.[7]​

Véase también

Referencias

  2. ↑ US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). . GIF-002-00. Archivado desde el original el 3 de agosto de 2012. 
  3. «Strategies to Address Global Warming». 
  4. «4th Generation Nuclear Power». 
  5. ↑ Benjamin K. Sovacool. A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia, Journal of Contemporary Asia, Vol. 40, No. 3, August 2010, p. 381.
  6. «Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake». 
  7. Commissariat à l'Énergie Atomique. . Archivado desde el original el 3 de marzo de 2009. Consultado el 13 de septiembre de 2012. 

Enlaces externos

  • Esta obra contiene una traducción derivada de «Generation IV reactor» de Wikipedia en inglés, concretamente de esta versión, publicada por sus editores bajo la Licencia de documentación libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribución-CompartirIgual 3.0 Unported.
  • Article from Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors.
  • Generation IV International Forum (GIF)
  • Ciencia o Ficción. ¿Hay futuro para lo nuclear? (Nov. 2007) - Una publicación del Instituto Ecológico austriaco acerca de los reactores de 'Generación IV' y los de fusión. (en inglés)
  •   Datos: Q55475603

Octubre 09, 2021
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Los reactores nucleares de IV generacion Gen IV son un conjunto de disenos teoricos de reactores nucleares actualmente bajo investigacion Para la mayor parte de estos disenos no se espera que esten disponibles para su construccion comercial antes del ano 2030 con la excepcion de una version del Reactor de Temperatura Muy Alta en ingles Very High Temperature Reactor VHTR llamada la Planta Nuclear de la Siguiente Generacion en ingles Next Generation Nuclear Plant NGNP La NGNP tiene que ser completada hacia el ano 2021 Los actuales reactores en operacion alrededor del mundo son generalmente considerados sistemas de segunda o tercera generacion con la mayor parte de los sistemas de primera generacion habiendo sido retirados algun tiempo atras La investigacion en estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional de la IV Generacion en ingles Generation IV International Forum GIF basado en ocho metas tecnologicas incluyendo la mejora de la seguridad nuclear mejorar la resistencia a la proliferacion minimizar los desechos y la utilizacion de recursos naturales y disminuir el costo de construir y operar tales plantas Sistemas de Energia Nuclear desplegables no mas tarde que el 2030 y que ofrecen significativos avances en sustentabilidad seguridad confiabilidad y economia Los reactores estan pensados para ser usados en plantas de energia nuclear para producir energia nuclear a partir de combustible nuclear Indice 1 Tipos de reactores 1 1 Reactores termales 1 1 1 Reactor de Temperatura Muy Alta 1 1 2 Reactor Enfriado por Agua Supercritica 1 1 3 Reactor de Sal Fundida 1 2 Reactores rapidos 1 2 1 Reactor Rapido Enfriado por Gas 1 2 2 Reactor rapido enfriado por sodio 1 2 3 Reactor Rapido Enfriado por Plomo 2 Ventajas y desventajas 3 Paises participantes 4 Vease tambien 5 Referencias 6 Enlaces externosTipos de reactores EditarMuchos tipos de reactores fueron considerados inicialmente sin embargo la lista fue achicada para enfocarse en las tecnologias mas prometedoras y en aquellas que mas probablemente podrian alcanzar las metas de la iniciativa de la IV Generacion Tres sistemas son nominalmente reactores termales y tres son reactores rapidos El VHTR tambien esta siendo investigado para potencialmente proveer calor de proceso de alta calidad para la produccion de hidrogeno Los reactores rapidos ofrecen la posibilidad de quemar actinidos para reducir aun mas los desechos y ser capaces de generar mas combustible del que ellos consumen Estos sistemas ofrecen significativos avances en sustentabilidad seguridad y confiabilidad economia resistencia a la proliferacion y proteccion fisica Reactores termales Editar Reactor de Temperatura Muy Alta Editar Reactor de Temperatura Muy Alta en ingles Very High Temperature Reactor VHTR Articulo principal Reactor de temperatura muy alta El concepto del Reactor de Temperatura Muy Alta en ingles Very High Temperature Reactor VHTR usa un nucleo moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio de una sola pasada usando helio o sal fundida como el refrigerante Este diseno de reactor preve una temperatura de salida de 1 000 C El nucleo del reactor puede ser ya sea un bloque prismatico o un diseno de reactor de lecho de bolas Las altas temperaturas permiten aplicaciones tales como calor de proceso o produccion de hidrogeno via el proceso termoquimico de azufre yodo Tambien seria seguro pasivamente La construccion planificada del primer VHTR el Reactor Modular de Lecho de Bolas en ingles Pebble Bed Modular Reactor PBMR sudafricano perdio el financiamiento gubernamental en febrero del 2010 1 Un pronunciado incremento en los costos y preocupaciones acerca de posibles problemas tecnicos inesperados disuadieron a los potenciales inversores y clientes Reactor Enfriado por Agua Supercritica Editar Reactor Enfriado por Agua Supercritica en ingles Supercritical Water Cooled Reactor SCWR Articulo principal Reactor de agua supercritica El reactor de agua supercritica en ingles Supercritical Water Cooled Reactor SCWR 2 es un concepto que usa agua supercritica como el fluido de operacion Los SCWR son basicamente reactores de agua ligera en ingles Light Water Reactor LWR operando a mayores presiones y temperaturas con un ciclo directo de una sola pasada Como se concibe mas comunmente operaria en un ciclo directo muy parecido a un Reactor de Agua en Ebullicion en ingles Boiling Water Reactor BWR pero dado que usa agua supercritica no confundir con masa critica como el fluido de operacion solo tendria una fase presente tal como el Reactor de Agua Presurizada en ingles Pressurized Water Reactor PWR Podria operar a temperaturas mucho mas altas de los actuales PWR y BWR Los reactores enfriados por agua supercritica son sistemas nucleares avanzados muy prometedores debido a su alta eficiencia termal aproximadamente 45 contra los aproximadamente 33 de eficiencia para los actuales LWR y considerable simplificacion de la planta La principal mision del SCWR es la generacion de electricidad a bajo costo Esta basado en dos tecnologias probadas los LWR que son los reactores de generacion de energia mas comunmente desplegados en el mundo y las calderas alimentadas por combustible fosil supercriticas un gran numero de las cuales tambien usadas alrededor del mundo El concepto del SCWR esta siendo investigado por 32 organizaciones en 13 paises Reactor de Sal Fundida Editar Reactor de Sal Fundida en ingles Molten Salt Reactor MSR Articulo principal Reactor de sal fundida Un reactor de sal fundida 2 en ingles Molten Salt Reactor MSR es un tipo de reactor nuclear donde el refrigerante es una sal fundida Han existido muchos disenos que han usado este concepto y se han construido unos pocos prototipos Los primeros conceptos y muchos de los actuales se basan en un combustible nuclear disuelto en un sal de fluoruro fundida tal como el tetrafluoruro de uranio UF4 o tetrafluoruro de torio ThF4 el fluido alcanzaria criticidad al fluir en un nucleo de grafito que tambien serviria como el moderador Muchos de los actuales conceptos se basan en un combustible que esta disperso en una matriz de grafito donde la sal fundida proporciona enfriamiento de baja presion y alta temperatura Reactores rapidos Editar Reactor Rapido Enfriado por Gas Editar Reactor Rapido Enfriado por Gas en ingles Gas Cooled Fast Reactor GFR Articulo principal Reactor rapido enfriado por gas El sistema de un reactor rapido enfriado por gas en ingles Gas cooled Fast Reactor GFR 2 se caracteriza por tener un espectro de neutrones rapidos y un ciclo de combustible cerrado para una eficiente conversion de uranio fertil y la administracion de los actinidos El reactor es refrigerado por helio con una temperatura de salida de 850 C y usando una turbina de gas de ciclo Brayton directo para una alta eficiencia termal Varias formas de combustible estan siendo consideradas por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retencion de los productos de la fision combustible de ceramica compuesta particulas de combustible avanzadas o elementos de revestimiento ceramico de compuestos actinidos Las configuraciones del nucleo que estan siendo consideradas estan basadas en ensambles de combustible basados en pin o placas o bloques prismaticos Reactor rapido enfriado por sodio Editar Reactor Rapido Enfriado por Sodio en ingles Sodium Cooled Fast Reactor SFR Articulo principal Reactor rapido enfriado por sodio Veanse tambien EBR II Enrico Fermi Nuclear Generating Station Central nuclear Monju Phenixy BN 600 reactor El reactor rapido enfriado por sodio 2 es un proyecto que se apoya en otros dos proyectos existentes estrechamente relacionados el reactor reproductor rapido en ingles Liquid Metal Fast Breeder Reactor LMFBR y el Reactor rapido integral Las metas son incrementar la eficiencia del uso del uranio al reproducir plutonio y eliminando la necesidad de que los isotopos transuranicos dejen el sitio de operacion El diseno del reactor usa un nucleo no moderado corriendo en neutrones rapidos disenado para permitir que cualquier isotopo transuranico sea consumido y en algunos casos ser usado como combustible Ademas a los beneficios de remover los transuranicos de larga vida media del ciclo de los desechos el combustible SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta haciendo que la reaccion en cadena automaticamente disminuya De esta forma es pasivamente seguro El reactor rapido integral en ingles Integral Fast Reactor IFR es un diseno para un reactor nuclear con un ciclo del combustible nuclear especializado Un prototipo del reactor fue construido pero el proyecto fue cancelado antes de que pudiera ser copiado en otra parte El concepto del reactor SFR es refrigerado por sodio liquido y alimentado por un combustible de una aleacion metalica de uranio y plutonio El combustible esta contenido en acero revestido con sodio liquido rellenando el espacio entre los elementos de revestimiento que componente la estructura de ensamblado del combustible Uno de los desafios del diseno de un SFR es controlar los riesgos de manejar sodio que reacciona en forma explosiva cuando se pone en contacto con el agua Sin embargo el uso de metal liquido en vez de agua como refrigerante le permite al sistema trabajar a presion atmosferica reduciendo el riesgo de fugas Reactor Rapido Enfriado por Plomo Editar Reactor Rapido Enfriado por Plomo en ingles Lead Cooled Fast Reactor LFR Articulo principal Reactor rapido enfriado por plomo Veanse tambien Reactor rapido enfriado por plomo Belgicay MYRRHA El reactor rapido enfriado por plomo 2 en ingles Lead cooled Fast Reactor LFR se caracteriza por usar un reactor enfriado por metal liquido de espectro de neutrones rapidos de plomo o plomo bismuto eutectico LBE con un ciclo de combustible cerrado Las opciones incluyen un rango de capacidades de planta incluyendo una bateria de entre 50 a 100 MW de electricidad que tienen un muy grande intervalo de recarga de combustible un sistema modular con capacidad de entre 300 a 400 MW y una opcion de una gran planta monolitica de 1 200 MW El termino bateria se refiere al nucleo de fabrica de larga vida y sin ninguna estructura para la conversion de energia electroquimica El combustible es uranio fertil basado en metal o un metal o nitruro y en transuranicos El LFR es refrigerado por conveccion natural con una temperatura de salida del reactor del refrigerante de 550 C posiblemente alcanzando hasta 800 C con materiales avanzados La temperatura mas alta permite la produccion de hidrogeno por procesos termoquimicos Ventajas y desventajas EditarEn relacion a la actual tecnologia de plantas de energia nuclear los beneficios reivindicados para los reactores de cuarta generacion incluyen Desechos nucleares que duran unos pocos siglos en vez de milenios 3 100 300 veces mas de rendimiento de energia para la misma cantidad de combustible nuclear 4 La habilidad de consumir los desechos nucleares existentes para la produccion de electricidad Mejorada seguridad de operacionUna desventaja de cualquier nueva tecnologia de reactores son los incrementados riesgos de seguridad iniciales ya que los operadores tendran poca experiencia con el nuevo diseno El ingeniero nuclear David Lochbaum ha explicado que casi todos los accidentes nucleares serios han ocurrido con lo que ese momento era la tecnologia mas reciente El argumenta que el problema con los nuevos reactores y accidentes tiene dos partes surgen escenarios que son imposibles de planificar en las simulaciones y los humanos cometen errores 5 Como un director de un laboratorio de investigaciones estadounidense dijo la fabricacion construccion operacion y mantenimiento de nuevos reactores encararan una fuerte curva de aprendizaje las tecnologias avanzadas aumentaran el riesgo de accidentes y errores La tecnologia puede ser probada pero las personas no 5 Otro conjunto de desventajas esta relacionado al riesgo de usar sodio metalico como refrigerante En el caso de una ruptura el sodio reacciona explosivamente con el agua Reparar las rupturas puede ser muy peligroso ya que el gas noble argon tambien es utilizado para prevenir la oxidacion del sodio El argon es un asfixiante asi que los trabajadores pueden estar expuestos a este riesgo adicional Este es un problema pertinente como puede ser testificado por los eventos en el Reactor Reproductor Rapido Prototipo en Tsuruga Japon 6 Paises participantes Editar Argentina http www cnea gov ar Canada Canada http www aecl ca China China http www caea gov cn n602669 n2231600 n2272156 n2272415 167948 html Archivado el 20 de marzo de 2011 en Wayback Machine Union Europea https web archive org web 20121001052333 http www euronuclear org 1 information generation IV htm Francia http www cea fr Japon Japon https web archive org web 20110322191613 http www jaea go jp english Corea del Sur Corea del Sur https web archive org web 20111122233641 http www mest go kr index html Korean only web site Rusia Rusia 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Nuclear Energy Systems GIF 002 00 Archivado desde el original el 3 de agosto de 2012 Strategies to Address Global Warming 4th Generation Nuclear Power a b Benjamin K Sovacool A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia Journal of Contemporary Asia Vol 40 No 3 August 2010 p 381 Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake Commissariat a l Energie Atomique Future nuclear systems Archivado desde el original el 3 de marzo de 2009 Consultado el 13 de septiembre de 2012 Enlaces externos EditarEsta obra contiene una traduccion derivada de Generation IV reactor de Wikipedia en ingles concretamente de esta version publicada por sus editores bajo la Licencia de documentacion libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribucion CompartirIgual 3 0 Unported Article from Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen IV reactors Generation IV International Forum GIF U S Department of Energy Office of Nuclear Energy Science and Technology Gen IV presentation Ciencia o Ficcion Hay futuro para lo nuclear Nov 2007 Una publicacion del Instituto Ecologico austriaco acerca de los reactores de Generacion IV y los de fusion en ingles Datos Q55475603Obtenido de https es wikipedia org w index php title Reactor nuclear de IV generacion amp oldid 127242790, wikipedia, wiki, leyendo, leer, libro, biblioteca,

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