miniatura|upright=1.5|Diagrama de um reator rápido refrigerado a sódio (SFR) do tipo piscina
Um reator rápido refrigerado a sódio (conhecido pela sigla em inglês SFR, de sodium-cooled fast reactor) é um reator de nêutrons rápidos refrigerado por sódio metálico líquido. Esse modelo oferece diversas vantagens em relação aos reatores de água leve (LWRs), incluindo elevada eficiência térmica e alta densidade de potência. O espectro de nêutrons rápidos permite que os SFRs destruam actinídeos e subprodutos transurânicos presentes no combustível irradiado dos LWRs, reduzindo expressivamente o volume e a meia-vida do rejeito radioativo. A principal desvantagem reside na reatividade química do sódio, que demanda precauções rigorosas de engenharia para prevenir e extinguir incêndios.
Um SFR utiliza sódio metálico líquido para extrair calor do núcleo do reator. O baixo ponto de fusão e o elevado ponto de ebulição do sódio permitem que o reator opere em altas temperaturas enquanto se mantém sob pressão atmosférica. A eliminação de circuitos de refrigeração pressurizados afasta virtualmente o risco de um acidente por perda de refrigerante, ao mesmo tempo em que a operação em temperaturas mais elevadas proporciona melhor eficiência térmica do que a obtida em reatores convencionais de água leve. Existem duas abordagens estruturais principais no projeto de reatores rápidos refrigerados a sódio: nos reatores do tipo piscina (pool-type), o permutador intermediário de calor encontra-se imerso dentro do vaso principal do reator, ao passo que nos reatores do tipo laço (loop-type), ele fica posicionado fora da cuba primária.
Por operarem com nêutrons rápidos, os reatores rápidos refrigerados a sódio exigem combustível nuclear com grau de enriquecimento superior ao necessário para atingir a criticalidade em reatores térmicos convencionais. Alguns projetos de SFR são reatores regeneradores (breeders) capazes de gerar mais plutônio físsil do que aquele que consomem na fissão. Contudo, preocupações geopolíticas relativas aos riscos de proliferação nuclear do ciclo de combustível de plutônio têm constituído um obstáculo histórico à implantação disseminada de reatores rápidos.
O primeiro SFR e o primeiro reator nuclear da história a gerar eletricidade foi o Experimental Breeder Reactor I (EBR-I), que atingiu a criticalidade em 1950. Após o êxito do EBR-I, diversos reatores experimentais adicionais refrigerados a sódio foram construídos no Reino Unido, no Japão e na França, além de protótipos de maior escala nos Estados Unidos. Mais de vinte reatores SFR operaram globalmente desde 1950. Instalações comerciais operam desde 1963 com a entrada em serviço do Fermi 1, e diversas centrais comerciais encontram-se em construção ou desenvolvimento, incluindo unidades do CFR-600 na China e os reatores Natrium e Aurora nos Estados Unidos.
História O conceito de um reator de nêutrons rápidos refrigerado por metal líquido foi demonstrado pela primeira vez no Laboratório Nacional de Los Alamos com a construção do reator Clementine em 1946. O primeiro reator nuclear a gerar energia elétrica no planeta foi o Experimental Breeder Reactor I (EBR-I), que alcançou a criticalidade em 1950. O EBR-I era um reator rápido de 0,2 MWe refrigerado por uma liga de sódio-potássio líquida, demonstrando na prática o princípio da regeneração nuclear de combustível (breeding) e estabelecendo o sódio como o refrigerante de referência para sistemas rápidos. O reator sofreu um derretimento parcial do núcleo em 1955, exigindo a extração e substituição completa dos elementos combustíveis.
Na sequência do pioneirismo do EBR-I, novos reatores rápidos experimentais refrigerados a sódio foram erguidos. A Autoridade de Energia Atômica do Reino Unido construiu o Reator Rápido de Dounreay (DFR), crítico em 1962, enquanto a Comissão de Energia Atômica dos Estados Unidos (AEC) construiu um protótipo de maior potência de 20 MWe, o Experimental Breeder Reactor II (EBR-II). O EBR-II é considerado o reator rápido norte-americano de maior sucesso técnico, comprovando a viabilidade de uma central comercial SFR integrada. O DFR britânico, o reator experimental francês Rapsodie e o reator japonês Jōyō serviram como instalações piloto para usinas de porte industrial subsequentes.
SFRs comerciais miniatura|O reator Fermi 1, o primeiro reator rápido refrigerado a sódio comercial do mundo
O primeiro reator rápido refrigerado a sódio comercial — e o primeiro reator regenerador de potência comercial — foi a central de 66 MWe Fermi 1, construída em 1963 no âmbito do Programa de Demonstração de Reatores de Potência dos EUA. Seu projeto derivava dos conceitos do EBR-I e vivenciou um derretimento parcial de combustível análogo em 1966. O Fermi 1 permaneceu paralisado para reconstrução até 1970, operando de forma intermitente até seu desligamento definitivo em 1972.
Durante a década de 1960, a AEC dos EUA lançou um programa estratégico ambicioso para construir reatores reprodutores rápidos refrigerados por metal líquido, elevado em 1969 à condição de programa energético prioritário da nação. Esse esforço culminou no Projeto do Reator Regenerador de Clinch River (CRBRP), planejado para edificar uma central SFR de demonstração de 300 MWe. O projeto sofreu graves atrasos operacionais e tornou-se alvo de intensas controvérsias políticas e orçamentárias sobre o destino da energia nuclear nos Estados Unidos, sendo formalmente cancelado pelo Congresso em 1983, o que encerrou as pesquisas norte-americanas de reatores regeneradores em grande escala.
Com o cancelamento do CRBRP, as pesquisas norte-americanas foram redirecionadas para o conceito do Reator Rápido Integral (IFR, de Integral Fast Reactor), uma central SFR dotada de segurança passiva intrínseca que previa o reprocessamento nuclear pirometalúrgico do combustível na própria usina, fechando o ciclo do combustível nuclear. O EBR-II foi utilizado para validar as características de segurança intrínseca do IFR, demonstrando com pleno êxito a dissipação passiva do calor residual de decaimento por convecção natural no refrigerante de sódio, mesmo com o desligamento forçado das bombas de circulação. Não obstante, o programa IFR foi encerrado em 1994 pela administração Clinton antes que a usina de demonstração fosse erguida, culminando também na desativação final do EBR-II.
A França construiu o reator SFR de demonstração Phénix em 1973 e a central comercial de grande escala Superphénix em 1985. Com 1.242 MWe, o Superphénix tornou-se o maior SFR já edificado na história. Enfrentou problemas de engenharia e forte resistência sociopolítica, sendo desativado permanentemente em 1998 por determinação governamental. Seu fechamento reorientou o programa nuclear francês quase com exclusividade para os reatores convencionais de água pressurizada. A Alemanha Ocidental construiu o reator regenerador rápido de 327 MW SNR-300 em 1985; todavia, diante de forte oposição política e protestos populares, a usina nunca recebeu combustível nem atingiu a criticalidade, sendo formalmente cancelada em 1991.
O Japão realizou volumosos investimentos em reatores regeneradores rápidos refrigerados a sódio a partir do fim dos anos 1960 com o propósito de atenuar sua dependência quase total da importação de insumos energéticos fósseis. Àquela época, projetava-se uma rápida escassez mundial de reservas de urânio natural, tornando os reatores regeneradores indispensáveis para multiplicar o aproveitamento do combustível. Contudo, essa escassez global de minério de urânio nunca se materializou, e o programa japonês persistiu como uma das poucas iniciativas que continuaram ativas a despeito da abundância de urânio no mercado internacional. O reator experimental Jōyō teve as obras iniciadas em 1970 e começou a operar em 1977.
Respaldada pelo funcionamento do Jōyō, a central de demonstração de 280 MWe da Usina Nuclear de Monju foi erguida entre 1986 e 1994. Em 1995, operando a 43% de potência durante testes de comissionamento, a quebra de uma bainha de termopar provocou o vazamento de sódio no laço secundário de refrigeração. A operadora estatal PNC (Corporação de Desenvolvimento de Combustíveis e Reatores de Potência) demorou mais de 90 minutos para desligar o reator. A demora dos operadores em desacelerar a unidade e esvaziar a tubulação secundária permitiu que mais de 640 kg de sódio quente vazassem para o ar e queimassem. O fogo não deixou feridos, mas danificou severamente a tubulação e demandou anos de reparos. Na sequência do sinistro, diretores da PNC tentaram encobrir a gravidade do incidente alterando relatórios e adulterando fitas de vídeo das equipes de socorro. A revelação da fraude gerou revolta nacional e desestruturou a confiança da opinião pública japonesa no programa nuclear regenerador.
Monju permaneceu paralisado até 2010 devido a reparos e a ações judiciais impetradas por entidades civis. Pouco após o reinício das operações e durante tarefas de reabastecimento, a máquina de manuseio de combustível caiu acidentalmente no interior do vaso do reator, permanecendo emperrada até o ano seguinte. O maquinário foi reparado, mas a Autoridade de Regulação Nuclear do Japão vetou o retorno operacional da usina em 2015, concluindo que a operadora não detinha competência para gerir as instalações com segurança. Monju teve sua desativação definitiva decretada em 2016, encerrando na prática o programa de reatores regeneradores do Japão.
miniatura|O reator BN-800 na Rússia, uma central SFR do tipo piscina em operação comercial bem-sucedida desde 2014
A União Soviética construiu múltiplos reatores rápidos a sódio na Central Nuclear de Beloyarsk, inaugurados com o BN-350. O BN-350 operou de 1972 a 1999, gerando tanto eletricidade quanto calor de processo para uma grande usina de dessalinização de água do mar no Mar Cáspio. Duas centrais SFR subsequentes, o BN-600 e o BN-800, entraram em operação comercial em 1980 e 2014, respectivamente, operando com índices elevados de produtividade. O reator BN-800 opera com fator de capacidade superior a 80%, queimando com sucesso estoques de plutônio excedente reciclado em formato de combustível de óxidos mistos (MOX).
A Índia, desprovida de grandes reservas próprias de minério de urânio, priorizou o ciclo regenerador no âmbito de seu programa nuclear civil de três estágios. O segundo estágio do plano prevê a operação de usinas comerciais SFR para transmutar tório fértil em urânio-233 físsil, além de gerar plutônio a partir do urânio-238. O Reator de Testes Rápido Regenerador (FBTR), baseado no projeto francês Rapsodie, opera de forma contínua em Kalpakkam desde 1985. Uma central de demonstração em escala industrial de 500 MWe, o Reator Reprodutor Rápido Protótipo (PFBR), teve as obras iniciadas em 2004 e atingiu a primeira criticalidade em abril de 2026.
Preocupações internacionais sobre a proliferação de armas nucleares, em particular quanto ao desvio de plutônio reprocessado, intensificaram-se na década de 1970 após o ensaio nuclear indiano da Operação Smiling Buddha em 1974. Nos Estados Unidos, a administração Carter decidiu abandonar o reprocessamento civil de combustível comercial em 1977. Essa política foi mantida e consolidada nos anos 1990 pelo governo Clinton, que desligou o reator de pesquisa Fast Flux Test Facility e paralisou o desenvolvimento de reatores rápidos no país.
Projetos recentes de SFR passaram a priorizar arquiteturas modulares e recursos avançados de segurança passiva. Na década de 1980, o Departamento de Energia dos EUA coordenou o programa ALMR (Reator Avançado de Metal Líquido), dando origem ao PRISM, concebido pela General Electric/Hitachi como um pequeno reator modular (SMR) rápido refrigerado a sódio, focado na fabricação seriada de fábrica para reduzir despesas de capital.
SFRs de quarta geração