thumb|right|230px|Estructura del núcleo del Reactor reproductor experimental I en Idaho, 1951. Un reactor reproductor (en inglés: Breeder Reactor) es un reactor nuclear que genera más material fisible en el combustible que el que consume. Estos reactores inicialmente (entre la década de 1940 y la de 1960) fueron considerados de gran atractivo debido a su superior economía de combustible: un reactor normal consume menos del 1% del uranio natural que inicia el ciclo del combustible, mientras que un 'reproductor' puede quemar hasta el 100% (menos las pérdidas por reprocesamiento), también genera menos cantidad de desechos para las mismas cantidades de energía.OECD: "Uranium 2005: Resources, Production and Demand" Los reproductores pueden ser diseñados para usar torio, que es más abundante que el uranio. Actualmente, existe renovado interés en ambos diseños de reproductores debido al incremento en el precio del uranio natural.
El material fisible es producido por la irradiación de neutrones de material fértil, particularmente uranio-238 y torio-232. Esto sucede en alguna extensión en la mayor parte de los reactores. Hacia el final de su vida, un elemento de combustible de uranio (que no sea un combustible de óxidos mezclados o MOX, solo uranio) en un reactor de agua a presión está produciendo más energía del plutonio creado que del uranio-235 restante. En un reactor reproductor, los materiales fértiles son proporcionados deliberadamente, en el combustible y/o en una cubierta reproductora que rodea al núcleo. Históricamente, una máquina diseñada específicamente para crear más combustible que el que consume es llamada un reproductor.
Proporción de reproducción Una medida del desempeño del reactor es la proporción de reproducción (la cifra promedio de átomos fisibles creados por evento de fisión). Históricamente, la atención se ha enfocado en reactores con bajas proporciones de reproducción, desde la 1,01 para la central nuclear de ShippingportAdams, R. (1995). Light Water Breeder Reactor, Atomic Energy Insights 1.Kasten, P.R. (1998) Review of the Radkowsky Thorium Reactor Concept. (PDF) Science & Global Security 7, 237–269. funcionado con torio como combustible y refrigerado con agua ligera convencional hasta la de 1,2 para el BN-350 ruso, un reactor refrigerado por metal líquido.Fast Breeder Reactors, Department of Physics & Astronomy, Georgia State University. Retrieved 16 October 2007. Los modelos teóricos de reproductores con refrigerante de sodio líquido fluyendo a través de tuberías al interior de los elementos del combustible (construcción del tipo "tubo al interior de la carcasa") muestra que son posibles proporciones de reproducción de al menos 1,8.Hiraoka, T., Sako, K., Takano, H., Ishii, T. and Sato, M. (1991). A high-breeding fast reactor with fission product gas purge/tube-in-shell metallic fuel assemblies. Nuclear Technology 93, 305–329. Las proporciones de reproducción de los reactores comerciales no reproductores son inferiores a 1; sin embargo, las tendencias de la industria están empujando las proporciones de reproducción constantemente hacia el alza, haciendo de la distinción entre ambos tipos de reactores indistinguible.Matthews, B. (1996). Division Director Discusses Plutonium Future part 1. The Actinide Research Quarterly Spring, 6–7.
Reproducción versus quemado Todos los reactores comerciales reproducen combustible, pero ellos tienen bajas (aunque aún significativas) proporciones de reproducción cuando se les compara a las máquinas que son tradicionalmente consideradas reproductoras. En años recientes, la industria de la energía comercial ha estado enfatizando combustibles de alto quemado, que duran más en el núcleo del reactor. Cuando el quemado se incrementa, un porcentaje más alto de la potencia total es debida a la reproducción de combustible en el reactor. Con un quemado de 30 gigawatt-días por tonelada métrica de uranio (GWd/MTU), aproximadamente el 30 por ciento de la energía total proviene del plutonio reproducido. Con 40 GWd/MTU, esto se incrementa a aproximadamente 40 por ciento. Esto corresponde a una proporción de reproducción de aproximadamente 0,4 a 0,65. Consecuentemente, este efecto extiende el ciclo de vida para tales combustibles, algunas veces, a cerca del doble de lo que sería en otras condiciones. El combustible MOX tiene un efecto de reproducción más pequeño que el combustible de U-235 y así es más difícil y ligeramente menos económico usarlo debido a su caída más rápida en reactividad a través del ciclo de vida.
Esto es de interés debido principalmente a que los reactores de las siguientes generaciones tales como el Reactor europeo presurizado, AP1000 y ESBWR están diseñados para alcanzar altos quemados.Diseño nuclear Esto se traduce directamente en proporciones de reproducción más altos. Los actuales reactor de potencia comerciales han alcanzado proporciones de aproximadamente 0,55 y los diseños de la siguiente generación de reactores como el AP1000 y el EPR deberían tener proporciones de reproducción de entre 0,7 y 0,8, lo que significa que ellos producen entre un 70% y un 80% del combustible que ellos consumen, mejorando su economía del combustible en 15 puntos porcentuales cuando se les compara a los actuales rectores de alto quemado.
La reproducción de combustible fisible es una característica común en los reactores, pero los reactores comerciales no se optimizan para esta característica que es denominada como un quemado mejorado. Hasta un tercio de la toda la electricidad producida en el actual inventario de reactores estadounidenses proviene de combustible reproducido, y la industria está trabajando fuertemente para incrementar ese porcentaje a medida que pasa el tiempo.
Tipos de reactores reproductores Se han propuesto dos tipos de reactores reproductores tradicionales: Reactor reproductor rápido (en inglés: Fast Breeder Reactor, FBR) — La superior economía de neutrones de un reactor de neutrones rápidos hace posible construir un reactor que, después de su carga inicial de combustible de plutonio, sólo requiere como materia prima uranio natural (o incluso empobrecido) como entrada para su ciclo de combustible. Este ciclo de combustible ha sido denominado economía del plutonio.
Reactor reproductor termal (en inglés: Thermal Breeder Reactor) — Las excelentes características de captura de neutrones del uranio-233 fisible hacen posible construir un reactor moderado que, después de su carga inicial de uranio enriquecido, plutonio o MOX, solo requiere de torio como entrada de su ciclo de combustible. El torio-232 produce uranio-233 después de la captura de neutrones y de decaimiento beta.
En adición a esto, existe algún interés en los así llamados reactores de moderación reducida,Yamashita, J., Kawamura, F. and Mochida, T. (2004). Next-generation Nuclear Reactor Systems for Future Energy. (PDF) Hitachi Review 53, 131–135. que son derivados a partir de los reactores convencionales y usan combustibles y refrigerantes convencionales, pero que están diseñados para ser razonablemente eficientes como reproductores. Tales diseños típicamente alcanzan proporciones de reproducción de entre 0,7 y 1,01 o incluso más alto.
Reprocesamiento La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce productos de la fisión que absorben los neutrones, y debido a esto es necesario realizar el reprocesamiento del combustible y de la camisa del reproductor si uno desea utilizar completamente su habilidad para reproducir más combustible del que consume. La técnica de reprocesamiento más común, la PUREX, es considerada una gran preocupación de proliferación debido a que tal tecnología de reprocesamiento puede ser usada para extraer plutonio de calidad para armas desde un reactor operado en un ciclo de reabastecimiento de combustible corto. Por esta razón, el ciclo de combustible cerrado del FBR es a menudo visto como una mayor preocupación de proliferación que el 'ciclo de combustible termal' de sólo un paso.
Sin embargo, a la fecha todos los programas de armas conocidos han usado reactores termales, por mucho más fáciles de construir, para producir plutonio, y existen algunos diseños tales como el del SSTAR que evitan los peligros de la proliferación al producir tanto bajas cantidades de plutonio a partir del U-238, como al producir tres tipos diferentes del isótopo del plutonio(Pu-239, Pu-240, y Pu-242) haciendo del plutonio reproducido imposible de usar para la fabricación de bombas atómicas.
Además, varios países están desarrollando métodos de reprocesamiento más resistentes a la proliferación que no separan al plutonio de los otros actínidos. Por ejemplo, el proceso pirometalúrgico cuando es usado para reprocesar combustible que proviene del reactor rápido integral deja grandes cantidades de actínidos radioactivos en el combustible del reactor. Al remover esos transuránicos en una planta de reprocesamiento convencional sería extremadamente difícil ya que muchos de los actínidos emiten una fuerte radiación neutrónica, que requiere que todo el manejo del material se haga en forma remota, previniendo así que el plutonio sea usado para bombas mientras que aún se es capaz de usarlo combustible para reactores.
Los reactores alimentados con torio pueden ser un riesgo de proliferación ligeramente más alto que los que usan uranio debido a que mientras que el Pu-239 muy a menudo fallará en fisionarse después de la captura neutrónica y producir Pu-240, el proceso correspondiente en el ciclo del torio es relativamente raro. El torio-232 se convierte en U-233, que casi siempre se fisionará exitosamente, lo que significa que existirá muy poco U-234 producido en la camisa de reproducción de torio/U-233 del reactor, y el U-233 puro resultante será comparativamente fácil de extraer y usar para armas. Sin embargo, por rutina ocurre el proceso opuesto (eliminación de neutrones), produciendo U-232, que tiene un fuerte emisor gamma, el Tl-208, en su cadena de decaimiento. Estos rayos gamma complican el manejo seguro de un arma y el diseño de su electrónica; esto explica porque el U-233 nunca ha sido investigado para el uso en armas nucleares más allá de demostraciones de prueba de concepto.
Tipos de reactores asociados Un diseño de reactor de neutrones rápidos, específicamente diseñados para resolver el tema del manejo de los desechos y del plutonio, era el Integral Fast Reactor (también conocido como un Reactor Reproductor Rápido Integral (en inglés: Integral Fast Breeder Reactor), aunque el reactor original no estaba diseñado para reproducir un exceso neto de material fisible).
Para resolver el problema del manejo de los desechos, el IFR tiene una unidad de reprocesamiento de combustible de electrodeposición en el mismo sitio que recicla el uranio y todos los transuránicos (no solo el plutonio) vía galvanoplastia, dejando solo los productos de la fisión de corta vida media en los desechos. Algunos de estos productos de fisión más tarde podrían ser separados para usos industriales o médicos y el resto enviado a un repositorio de desechos (donde ellos no tendrían que ser almacenados por un corto tiempo, por muchos órdenes de magnitud menores a los desechos que contienen transuránicos de larga vida media). Se considera que no sería posible desviar el combustible de este reactor para fabricar armas nucleares, ya que varios de los transuránicos experimentan espontáneamente fisión tan rápidamente que cualquier estructura se fundiría antes de que pudiera ser completada. El proyecto fue cancelado en el año 1994, a petición del entonces Secretario de Energía de Estados Unidos Hazel O'Leary.