Estados Unidos [editar]
El 20 de diciembre de 1951, el reactor rápido EBR-I (Experimental Breeder Reactor-1) en el Laboratorio Idaho National Engineering and Environmental (INEEL) en Idaho Falls, Idaho, produjo suficiente energía para alimentar cuatro bombillas, y al día siguiente produjo suficiente energía como par alimentar todo el edificio del EBR-I. Esto fue un hito en el desarrollo de los reactores de energía nuclear.
La siguiente generacional experimental de “breeders” fue el EBR-II (Experimental Breeder Reactor-2), el cual entró en servicio para el INEEL en 1964 y funcionó hasta 1994. Fue diseñado para ser una planta nuclear "integral", equipada para el tratamiento en la propia ubicación del reciclado del combustible. Normalmente funcionó con una potencia de 20 megawatios de los 62,5 megawatios con que había sido diseñado como máximo, y proporcionó la mayoría de la calefacción y electricidad de las instalaciones cercanas.
El primer LMFBR comercial mundial, y el único que se construyó en los Estados Unidos, fue la Unidad 1 de 94 Mwe en la planta generación Enrico Fermi. Diseñado en un trabajo conjunto entre Dow Chemical y Detroit Edison como parte del consocio de la Atomic Power Development Association, se puso su primera piedra en Lagoona Beach, Michigan (cerca de Monroe, Michigan) en 1956. La planta entró en funcionamiento en 1963. Se cerró el 5 de octubre de 1966 debido a las altas temperaturas generadas por una pieza de zirconio que se aflojó y que estaba bloqueando los inyectores del sodio fundido de refrigeración. El daño de la fusión parcial de seis subensamblajes dentro del núcleo se localizó casualmente. (Este incidente fue la base para un libro de controversia del periodista de investigación John G. Fuller, titular We Almost Lost Detroit. “Casi perdimos Detroit) ). El bloqueo del zirconio fue eliminado en abril de 1968, y la planta estuvo en condiciones de volver a funcionar en mayo de 1970, pero un incendio del refrigerante de sodio demoró el rearranque hasta julio. Desde esa fecha siguió funcionando hasta agosto de 1972, cuando la renovación de su autorización de funcionamiento fue denegada.
El reactor “breeder” de Clinch River, defendido por Al Gore, fue anunciado en enero de 1972. La construcción se realizó a rachas, siendo una obra cooperativa del gobierno y comercial. La dotación para este proyecto fue cortada por el Congreso el 26 de octubre de 1983.
La instalación de pruebas de Fast Flux, cuya primera criticidad fue en 1980, no es un “breeder” sino un reactor rápido refrigerado por sodio. A fecha de 2005 está en suspenso.
Reino Unido
El programa de reactor rápido del Reino Unido fue dirigido en Dounreay, Escocia, desde 1957 hasta que el programa fue cancelado en 1994. Se construyeron tres reactores, dos de ellos reactores de energía rápidos de neutrones, y el tercero, DMTR, era un reactor de investigación regulado por agua pesada, se utilizó para probar materiales para el programa. Las instalaciones de fabricación y reprocesamiento de combustible para los dos reactores rápidos y para las pruebas el DMTR se construyeron en el mismo lugar.
El Dounreay Fast Reactor (DFR) alcanzó su primera criticidad en 1959. Utilizaba refrigerante NaK y generó 14MW de electricidad. A éste siguió el Prototype Fast Reactor (PFR) de 250 Mwe refrigerado por sodio en los años 70. PFR fue clausurado en 1994 cuando el gobierno británico retiró la mayor parte de la ayuda financiera para el desarrollo de la energía nuclear, y cuando tanto el DFR como el DMTR ya se encontraban clausurados.
Francia
El primer reactor rápido de Francia, el Rapsodie alcanzó su criticidad en 1967. Construido en Cadarache cerca de Aix-en-Provence, Rapsodie era un reactor de tipo “loop” con una producción térmica de 40MW y sin instalaciones de generación eléctrica, y se cerró en 1983.
A esto siguió el Phénix de 233 MWe, que se conectó a la red en 1973 y que aún se encuentra en funcionamiento, tanto como reactor de energía como, y más importante, centro de actividades para la destrucción de residuos nucleares por transmutación.
El Superphénix, de 1200 MWe, entró en servicio en 1984 y, con datos a 2006, sigue siendo el mayor FBR nunca construido. Se cerró en 1997 debido a sus altos costes de funcionamiento comparados con los de la flota francesa de PWR.
Alemania
Alemania ha construido dos FBRs, pero ambos fueron cerrados en 1991, sin que el mayor de ellos alcanzara nunca la criticidad. El KNK-II fue convertido a partir de un reactor térmico, KNK-I, el cual se había utilizado para estudiar la refrigeración por sodio. KNK-II alcanzó por primera vez la criticidad en 1977, y producía 20MWe.
La construcción del SNR-300 de 300MWe en Kalkar en Renania del Norte-Westfalia se completó en 1985, pero debido a las presiones políticas nunca funcionó. La planta se mantuvo en suspenso hasta que se tomó la decisión de su cierre en 1990, y desde entonces ha estado desautorizada.
URSS
La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, el primero refrigerado por mercurio y alimentado con metal de plutonio, y los siguientes refrigerados por sodio y alimentados con óxido de plutonio.
El BR-1 (1955) era térmico de 100w y fue seguido por el BR-2 de 100kW y, a continuación, el BR-5 de 5 MW.
El BOR-60 (primera criticidad en 1969) era de 60 MW, y su construcción se inició en 1965.
El reactor BN-350 (1973) fue el primer FBR soviético a gran escala. Construido en la Península de Mangushlak en Kazakstán a las orillas del mar Caspio, suministraba 130MW de electricidad más 80.000 toneladas diarias de agua potable desalinizada para la ciudad de Aktau. Su producción total se estimó que equivalía a 350MWe, de donde viene su denominación.
El reactor BN-600 (1986) tiene una potencia de 1470MWth / 600MWe.
En el momento de la descomposición de la Unión Soviética, existían planes para la construcción de plantas más grandes, BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk y BN-1600 (1600 MWe).
Japón
Japón ha construido un FBR, Monju, en Tsuruga, Prefectura de Fukui. Monju es un tipo de reactor “loop” refrigerado por sodio, y alimentado con MOX, con tres circuitos primarios, que produce 714 MWt / 280 MWe.
La construcción de Monju empezó en 1985 y alcanzó su criticidad en abril de 1994. Fue cerrado en diciembre de 1995 como consecuencia de un escape de sodio y un incendio en un circuito de refrigeración secundario; se espera vuelva a arrancar en el 2008.
, lo de 5 a 1 te diré de donde sale, lo saco de REE, hay un total de 15GW instalados en España y el año pasado produjeron un total de 28,774,000 MW/h si divide entre 24h y entre 365 días sale una potencia media de 3.3GW es decir que el ratio de aprovechamiento apenas llega a un 20% tal y como yo decía, 1 a 5, puede haber muchas horas de viento pero en cuantas de esas horas de viento el viento es suficientemente fuerte para hacer trabajar a los generadores al 100%, en fin revise sus datos porque en este punto están equivocados y usando como fuente REE y los GW de eólica instalados salen las cuentas claras, la central nuclear si esta funcionando siempre funciona al 100% ...
