Avances en Reactores de Energía Nuclear: Funcionamiento, Ventajas y Perspectivas Futuras

1. Introducción

El panorama energético global se encuentra en una encrucijada crítica, impulsado por una demanda de energía en constante crecimiento, particularmente en las economías en desarrollo ¹, y la necesidad imperativa de una descarbonización profunda para mitigar los efectos del cambio climático.² En este contexto, la energía nuclear, que ya proporciona una fracción significativa de la electricidad baja en carbono a nivel mundial (aproximadamente el 9% del total global ⁴ y más de una cuarta parte de toda la electricidad baja en carbono ³), está siendo reevaluada como un componente esencial de la transición energética. La flota actual de reactores nucleares, compuesta predominantemente por diseños de Generación II y III ⁵, ha demostrado ser una fuente fiable de energía base libre de emisiones. Sin embargo, enfrenta desafíos considerables relacionados con los altos costes de capital, los largos periodos de construcción, la percepción pública y la gestión a largo plazo de los residuos radiactivos ⁸, lo que limita su expansión al ritmo requerido.

La necesidad de superar estas limitaciones y de contar con fuentes de energía firmes, limpias y flexibles capaces de complementar la creciente penetración de energías renovables intermitentes como la solar y la eólica ⁹ está impulsando una nueva ola de innovación en el sector nuclear. Esta innovación se materializa principalmente en tres frentes tecnológicos: los Reactores Modulares Pequeños (SMRs), los Reactores de Generación IV (Gen IV) y la Fusión Nuclear. Estos enfoques avanzados buscan no solo mejorar la economía y la seguridad, sino también ofrecer nuevas funcionalidades, como la producción de calor industrial o hidrógeno limpio, y abordar de manera más eficaz la cuestión de los residuos nucleares.¹ La reevaluación del papel de la energía nuclear no es, por tanto, una mera cuestión de avance tecnológico, sino una respuesta estratégica a la doble presión de satisfacer la demanda energética y cumplir con objetivos climáticos cada vez más estrictos. A medida que las energías renovables crecen, su intermitencia inherente crea una necesidad crítica de fuentes de energía firmes y bajas en carbono para garantizar la estabilidad de la red.¹³ La energía nuclear tradicional (Gen II/III) cumple este rol ³, pero sus barreras económicas y de despliegue ⁸ han limitado su expansión. En consecuencia, la innovación hacia reactores avanzados (SMR, Gen IV) surge como una necesidad estratégica para que la energía nuclear pueda desempeñar un papel ampliado y viable en el futuro energético descarbonizado. Este informe tiene como objetivo analizar en profundidad estas tecnologías nucleares avanzadas, detallando sus principios de funcionamiento, comparándolas con los reactores convencionales en operación y evaluando sus perspectivas de desarrollo, comercialización y su impacto potencial en el futuro del sector energético y la lucha contra el cambio climático.

2. Reactores Nucleares Tradicionales (Generación II/III)

Los reactores nucleares que constituyen la columna vertebral de la flota mundial actual se denominan comúnmente «tradicionales» y pertenecen principalmente a las Generaciones II y III/III+.⁵ De los aproximadamente 440-450 reactores de potencia operativos en el mundo, la inmensa mayoría se encuadra en estas categorías.⁴ Dentro de este grupo, los diseños más extendidos son los Reactores de Agua a Presión (PWR, por sus siglas en inglés Pressurized Water Reactor) y los Reactores de Agua en Ebullición (BWR, Boiling Water Reactor). Ambos utilizan agua ligera (agua común, H₂O) tanto como moderador para ralentizar los neutrones como refrigerante para extraer el calor del núcleo, por lo que se agrupan bajo la denominación de Reactores de Agua Ligera (LWR, Light Water Reactor).⁷ Aunque existen otros tipos de reactores tradicionales como los CANDU (PHWR, Pressurized Heavy Water Reactor), que usan agua pesada como moderador y refrigerante y pueden operar con uranio natural ⁵, y los reactores moderados por grafito como los AGR (Reino Unido) o RBMK (Rusia) ⁵, los LWR representan la tecnología dominante a nivel global.⁷

El funcionamiento básico de los reactores LWR (PWR y BWR) se basa en la fisión controlada de núcleos de uranio. Utilizan como combustible uranio ligeramente enriquecido en el isótopo fisible U-235 (generalmente por debajo del 5%), conformado en pastillas cerámicas de dióxido de uranio (UO₂) que se apilan dentro de largas varillas metálicas (normalmente de aleación de circonio, Zircaloy), las cuales se agrupan en conjuntos denominados elementos combustibles.⁷ El agua ligera actúa como moderador, ralentizando los neutrones rápidos emitidos en la fisión hasta energías térmicas, lo que incrementa drásticamente la probabilidad de que induzcan nuevas fisiones en otros núcleos de U-235, manteniendo así la reacción en cadena.⁷ Esta misma agua ligera circula a través del núcleo del reactor, actuando como refrigerante al extraer el calor generado por las fisiones. En los PWR, el agua del circuito primario se mantiene a muy alta presión (unas 150 veces la presión atmosférica) para evitar que hierva, alcanzando temperaturas de unos 325°C. Este agua caliente transfiere su calor en los generadores de vapor a un circuito secundario de agua a menor presión, que sí hierve para producir el vapor que moverá la turbina.⁷ En cambio, en los BWR, el agua hierve directamente dentro de la vasija del reactor a una presión menor (unas 75 atmósferas) y temperatura de unos 285°C. El vapor generado se separa del agua y se envía directamente a la turbina.⁷ El control de la reacción se logra mediante barras de control fabricadas con materiales que absorben neutrones (como cadmio, boro o hafnio), que se insertan o retiran del núcleo para modular la potencia o detener la reacción.¹⁹ Los PWR suelen usar también boro disuelto en el refrigerante primario como método de control adicional, mientras que los BWR pueden variar el flujo de agua para modificar la moderación.²⁰ Finalmente, todo el sistema del reactor está alojado dentro de una robusta estructura de contención, usualmente de hormigón y acero, diseñada para prevenir la liberación de radiactividad al exterior en caso de accidente y proteger al reactor de eventos externos.¹⁹

Dentro de los reactores tradicionales, se distingue entre la Generación II, que engloba la mayoría de los reactores comerciales construidos entre los años 70 y 90, y las Generaciones III y III+, que representan diseños evolutivos más avanzados.⁵ Los reactores de Generación II, con una vida útil de diseño original de unos 40 años (aunque muchas se están extendiendo), tienen una probabilidad estimada de daño grave al núcleo (Core Damage Frequency, CDF) del orden de 10⁻⁴ a 10⁻⁵ eventos por reactor y año.⁶ Los reactores de Generación III/III+, cuyos primeros ejemplos operan desde 1996 en Japón ¹⁷ y que constituyen la mayoría de los reactores actualmente en construcción ⁵, incorporan mejoras significativas basadas en la experiencia operativa. Estos diseños son generalmente más simples y robustos, con una vida útil extendida a 60 años o más.⁶ Presentan una mayor eficiencia en el uso del combustible, alcanzando quemados (energía extraída por unidad de masa de combustible) de hasta 60.000 MWd/t, el doble que la Gen II.⁶ Crucialmente, incorporan sistemas de seguridad pasiva mejorados, que dependen menos de la intervención activa o de fuentes de energía externas, y ofrecen periodos de gracia más largos (típicamente 72 horas) durante los cuales el reactor puede mantenerse seguro sin intervención humana tras una parada.⁷ Esto contribuye a una probabilidad de daño al núcleo significativamente menor, con objetivos de CDF del orden de 10⁻⁶ o incluso inferiores.⁶ Además, suelen contar con edificios de contención reforzados (ej. doble pared) y mayor resistencia a impactos externos, como los de aeronaves.⁶ Ejemplos notables de reactores Gen III/III+ incluyen el AP1000 (Westinghouse), el EPR (Framatome/Areva), el ABWR (GE-Hitachi), el APR-1400 (KHNP) y el VVER-1200 (Rosatom).⁵

La predominancia histórica de los reactores de agua ligera (PWR/BWR) sobre otros diseños tradicionales como los GCR (refrigerados por gas) o los PHWR (agua pesada) no se debe necesariamente a una superioridad técnica absoluta en todos los aspectos, sino a una combinación de factores históricos y de consolidación industrial. El desarrollo inicial de los PWR estuvo fuertemente influenciado por los programas de propulsión naval militar en Estados Unidos ¹⁵, lo que les confirió una ventaja temprana en términos de desarrollo, estandarización y experiencia operativa. La industria nuclear occidental se consolidó en gran medida alrededor de esta tecnología, creando extensas cadenas de suministro, formando personal y estableciendo marcos regulatorios específicos para los LWR.⁷ Esta trayectoria generó una inercia tecnológica que dificultó la penetración a gran escala de otras tecnologías, aunque algunas como los CANDU (PHWR) ofrecían ventajas particulares como el uso de uranio natural.¹⁵

Las mejoras introducidas en los reactores de Generación III/III+ pueden entenderse como una respuesta evolutiva de la industria para abordar las principales críticas y debilidades percibidas en los reactores de Generación II, especialmente tras accidentes como Three Mile Island y Chernobyl. Las mejoras en seguridad pasiva ⁷, la extensión de la vida útil ⁶, el aumento de la eficiencia del combustible (mayor quemado) ⁶ y los esfuerzos hacia una mayor estandarización y modularidad en la construcción ⁶ buscan directamente reforzar la viabilidad económica y la aceptación pública de la tecnología nuclear establecida. Sin embargo, estos reactores siguen siendo fundamentalmente LWR ⁷, operando bajo los mismos principios básicos. Por ello, la Generación III/III+ representa una optimización significativa de la tecnología existente, un paso necesario para mantener la energía nuclear como opción viable mientras se desarrollan las alternativas más disruptivas que representan los SMRs no-LWR y los reactores de Generación IV.

3. Reactores Modulares Pequeños (SMRs): La Nueva Escala de la Energía Nuclear

Una de las líneas de innovación más dinámicas en el sector nuclear actual es el desarrollo de Reactores Modulares Pequeños (SMRs). Estos se definen generalmente como reactores nucleares con una capacidad de generación eléctrica igual o inferior a 300 megavatios eléctricos (MWe) por módulo ⁵, aunque la categoría también incluye microreactores con potencias muy inferiores, del orden de 1 a 20 MWe.⁹ El concepto clave que los define, más allá de su tamaño, es la modularidad: sus principales componentes, o incluso el reactor completo, están diseñados para ser fabricados en serie en instalaciones industriales (fábricas) y luego transportados al emplazamiento final para su ensamblaje e instalación.⁵ Este enfoque permite la escalabilidad, ya que se pueden instalar módulos adicionales progresivamente para ajustar la capacidad de generación a la demanda energética.⁵ El concepto de reactores nucleares pequeños no es nuevo, ya que se basa en décadas de experiencia con reactores compactos utilizados para la propulsión naval (submarinos, portaaviones, rompehielos).²⁴

Tecnológicamente, los SMRs abarcan una amplia diversidad de diseños. Muchos son versiones simplificadas y optimizadas de tecnologías probadas de reactores de agua ligera (LWR), principalmente PWR.⁵ Sin embargo, un número creciente de diseños, a menudo denominados Reactores Modulares Avanzados (AMRs, Advanced Modular Reactors), se basan en tecnologías de Generación IV, utilizando refrigerantes como metales líquidos (sodio, plomo), sales fundidas o gases (helio), y operando a menudo a temperaturas más elevadas.⁹ Un denominador común en la mayoría de los diseños SMR es un fuerte énfasis en la seguridad inherente y pasiva. Aprovechan principios físicos fundamentales como la gravedad, la convección natural o la conducción térmica para garantizar el apagado seguro del reactor y la eliminación del calor residual en caso de anomalía, sin necesidad de intervención humana activa ni de fuentes de energía externas.¹ Por ejemplo, el diseño de NuScale sumerge los módulos del reactor en una gran piscina de agua subterránea que actúa como disipador de calor pasivo indefinido.⁵ En cuanto al ciclo de combustible, algunos SMRs están diseñados para operar durante periodos mucho más largos entre recargas (de 3 a 7 años, o incluso diseños «sellados» para operar 30 años o más sin repostar ²⁶), lo que reduce la necesidad de manipulación de combustible nuclear en el emplazamiento. Pueden utilizar uranio de bajo enriquecimiento (LEU, <5% U-235), similar a los reactores actuales, o uranio de alto ensayo y bajo enriquecimiento (HALEU, entre 5% y 20% U-235) ¹⁴, que permite diseños más compactos y/o ciclos de combustible más largos. Algunos diseños avanzados (AMRs) exploran también el uso de torio o la capacidad de quemar residuos de reactores existentes.⁹

Las ventajas potenciales de los SMRs son múltiples y abordan muchas de las barreras que enfrenta la energía nuclear tradicional. En el plano económico, la fabricación en serie y modular promete reducir significativamente los costes de capital por unidad (una vez alcanzada la producción en volumen) y acortar drásticamente los tiempos de construcción.¹ La menor inversión inicial requerida por módulo reduce el riesgo financiero para los inversores y las empresas eléctricas.¹ La flexibilidad de emplazamiento es otra ventaja clave: su menor tamaño físico, menores necesidades de agua de refrigeración (algunos diseños pueden usar refrigeración por aire) y potencia ajustable los hacen adecuados para una gama mucho más amplia de ubicaciones, incluyendo redes eléctricas pequeñas o aisladas, zonas remotas, emplazamientos industriales o para reemplazar antiguas centrales de combustibles fósiles, aprovechando a menudo la infraestructura existente.⁵ En términos de seguridad y licenciamiento, los diseños simplificados y el fuerte énfasis en características pasivas e inherentes mejoran el perfil de seguridad.¹ Algunos diseños prevén la instalación subterránea, lo que aumenta la protección contra amenazas externas.⁵ La estandarización del diseño resultante de la fabricación en fábrica podría, en teoría, simplificar y acelerar los procesos de licenciamiento regulatorio.¹ Finalmente, los SMRs ofrecen una mayor flexibilidad operativa. Muchos están diseñados para poder ajustar su potencia de forma más eficiente que los grandes reactores (seguimiento de carga), lo que los hace ideales para complementar la generación variable de las fuentes renovables.¹ Además, muchos diseños pueden realizar cogeneración, suministrando no solo electricidad sino también calor para usos industriales, calefacción urbana, desalación de agua o producción de hidrógeno.¹

El desarrollo de SMRs está en plena efervescencia, con más de 80 diseños diferentes en diversas etapas de desarrollo en unos 18 países.²⁴ Los primeros SMRs ya están en operación comercial: la central nuclear flotante rusa Akademik Lomonosov, operativa desde mayo de 2020, utiliza dos reactores KLT-40S de 35 MWe cada uno (un diseño tipo PWR).⁵ En China, el reactor HTR-PM, aunque a veces clasificado como Gen IV, es un SMR de alta temperatura que también ha iniciado operación comercial.⁹ Varios otros diseños están en fases avanzadas de licenciamiento o planificación para despliegue:

• NuScale VOYGR (PWR): Este diseño estadounidense fue el primero en obtener la certificación de diseño estándar de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC) de EE.UU..³⁸ Consiste en módulos individuales de 77 MWe (evolucionado desde versiones anteriores de 50/60 MWe ⁵) que integran reactor, generador de vapor y presurizador en una única vasija, la cual se sumerge en una gran piscina subterránea de agua que actúa como sistema de refrigeración pasiva.⁵ A pesar de la cancelación del primer proyecto comercial previsto (UAMPS CFPP en Idaho), la tecnología sigue siendo una referencia.
• GE Hitachi BWRX-300 (BWR): Un SMR de 300 MWe basado en la tecnología probada del reactor ESBWR de GE Hitachi.⁵ Está siendo considerado para múltiples proyectos en Canadá (Darlington) ³⁹, Estados Unidos, Polonia, Estonia y otros países. Se encuentra actualmente en procesos de licenciamiento pre-aplicación o revisión de diseño por parte de varios reguladores nacionales.⁹
• Rolls-Royce SMR (PWR): Un diseño británico de 470 MWe, que supera el límite superior habitual de 300 MWe para SMRs, pero comparte el enfoque modular. Es un diseño PWR de tres lazos. Actualmente está sometido al proceso de Evaluación Genérica de Diseño (GDA) en el Reino Unido.⁹
• Otros diseños notables en desarrollo avanzado incluyen el CAREM argentino (PWR) ⁵, el SMART surcoreano (PWR) ⁵ y el VBER-300 ruso (PWR).⁵ Se espera que el despliegue comercial de varios de estos diseños SMR ocurra en la próxima década.⁹ La Unión Europea, por ejemplo, ha lanzado una Alianza Industrial Europea de SMR con el objetivo de tener los primeros proyectos operativos a principios de la década de 2030.²⁴

El atractivo de los SMRs reside no solo en sus características técnicas, sino en el potencial cambio de paradigma que representan para la industria nuclear. La modularidad y la fabricación en fábrica podrían transformar el modelo de negocio, alejándolo de los megaproyectos únicos, a menudo plagados de incertidumbres de costes y plazos ⁶, hacia un enfoque más industrializado y seriado.⁵ Este modelo podría atraer a nuevos actores industriales y financieros, facilitar la estandarización regulatoria a nivel internacional y, en última instancia, hacer que el despliegue de nueva capacidad nuclear sea más ágil, predecible y financieramente manejable ¹, similar a otras industrias manufactureras.

No obstante, a pesar de las promesas teóricas sobre reducción de costes y tiempos de construcción, la demostración real de la competitividad económica de los SMRs, especialmente para los primeros proyectos de cada diseño (First-Of-A-Kind, FOAK), sigue siendo un desafío crucial. Los costes iniciales tienden a ser elevados debido a la curva de aprendizaje, la necesidad de establecer nuevas cadenas de suministro y los procesos de licenciamiento pioneros.¹⁴ Además, la gran diversidad actual de diseños SMR (más de 80 ²⁴, utilizando múltiples tecnologías ⁹) presenta una tensión. Si bien fomenta la innovación, también corre el riesgo de fragmentar el mercado y las cadenas de suministro ²⁷, dificultando la estandarización y la producción en volumen necesarias para alcanzar las economías de escala prometidas. El éxito comercial de los SMRs dependerá, en gran medida, de la capacidad de la industria para consolidarse alrededor de un número manejable de diseños viables, superar los costes FOAK y establecer cadenas de suministro eficientes y robustas.

Tabla 1: Resumen de Características y Estado de SMRs Clave (Selección)

Fuentes:.⁵

4. Reactores de Generación IV: Hacia la Sostenibilidad y Eficiencia

Paralelamente al desarrollo de los SMRs, la comunidad nuclear internacional ha estado trabajando durante más de dos décadas en una nueva generación de reactores, conocidos como Generación IV (Gen IV). Esta iniciativa, coordinada principalmente por el Foro Internacional de Generación IV (GIF), establecido en 2001 con la participación de 13 países y Euratom ¹², busca desarrollar sistemas nucleares que representen un salto cualitativo respecto a las generaciones anteriores. Los objetivos tecnológicos del GIF son ambiciosos y se agrupan en cuatro áreas principales ¹²:

• Sostenibilidad: Mejorar drásticamente la utilización de los recursos de uranio (y potencialmente torio) mediante ciclos de combustible cerrados y reactores reproductores (breeders), y minimizar la cantidad y la toxicidad a largo plazo de los residuos nucleares, especialmente los actínidos de vida larga, reduciendo así la carga para las generaciones futuras.⁵
• Economía: Lograr una ventaja clara en el coste del ciclo de vida completo (LCOE) en comparación con otras fuentes de energía y presentar un riesgo financiero comparable al de otros grandes proyectos energéticos.¹²
• Seguridad y Fiabilidad: Alcanzar niveles de seguridad y fiabilidad operativa excepcionales, con una probabilidad muy baja de daño al núcleo del reactor y, idealmente, eliminar la necesidad de planes de evacuación de emergencia fuera del emplazamiento de la central.⁵
• Resistencia a la Proliferación y Protección Física: Diseñar sistemas que sean intrínsecamente menos atractivos y más difíciles de usar para la desviación de materiales nucleares con fines armamentísticos, y que ofrezcan una mayor protección física contra actos de terrorismo.¹

Para alcanzar estos objetivos, el GIF seleccionó seis tecnologías de reactores consideradas las más prometedoras para la investigación y el desarrollo.⁵ Estos diseños abarcan una amplia gama de enfoques tecnológicos, incluyendo reactores de espectro neutrónico rápido y térmico, ciclos de combustible abiertos y cerrados, diversos refrigerantes (sodio, plomo, gas, agua supercrítica, sales fundidas) y un amplio espectro de tamaños, desde muy pequeños hasta muy grandes. Una característica común a muchos de ellos es la capacidad de operar a temperaturas significativamente más altas que los reactores LWR tradicionales, lo que abre la puerta a una mayor eficiencia termodinámica y a nuevas aplicaciones industriales.¹²

A continuación, se describen los principios operativos, características clave y ventajas de cada uno de los seis diseños Gen IV:

• SFR (Reactor Rápido Refrigerado por Sodio): Estos reactores utilizan neutrones rápidos (no moderados) y sodio líquido como refrigerante.⁵ El sodio tiene excelentes propiedades de transferencia de calor, lo que permite altas densidades de potencia y operación a baja presión (casi atmosférica), una ventaja de seguridad. Sin embargo, el sodio reacciona violentamente con el aire y el agua, requiriendo sistemas herméticos.⁵ Se basan en una considerable experiencia operativa acumulada en varios países.⁴⁷ El combustible suele ser una mezcla de óxidos de uranio y plutonio (MOX) o combustible metálico. Están diseñados para operar en un ciclo de combustible cerrado, reprocesando el combustible gastado para reciclar el plutonio y otros actínidos, lo que permite «quemar» residuos de larga vida y potencialmente «reproducir» más combustible fisible del que consumen (breeder).⁵ Operan a temperaturas de salida de 500-550°C ⁵, logrando buena eficiencia térmica. El diseño Natrium, desarrollado por TerraPower y GE-Hitachi, es un ejemplo que combina un SFR con un sistema de almacenamiento de energía térmica en sales fundidas, permitiendo flexibilizar la entrega de electricidad a la red.⁵
• LFR (Reactor Rápido Refrigerado por Plomo): También son reactores de neutrones rápidos, pero utilizan plomo fundido o una aleación eutéctica de plomo-bismuto como refrigerante.⁵ El plomo tiene un punto de ebullición muy alto y es químicamente inerte con el aire y el agua, lo que elimina los riesgos asociados al sodio y mejora la seguridad inherente. Permite la operación a presión atmosférica y facilita la refrigeración por convección natural, incluso para la evacuación del calor residual.⁵ Pueden utilizar combustible metálico o de nitruro, y están diseñados para ciclos de combustible cerrados con reciclaje de actínidos, pudiendo operar como quemadores de residuos o como reactores reproductores, incluso utilizando torio.⁵ Las temperaturas de salida típicas son de 480-550°C, con potencial para alcanzar 800°C con materiales avanzados, lo que permitiría la producción de hidrógeno.⁶ Se prevé una gran flexibilidad de tamaño, desde pequeñas unidades tipo «batería» de larga duración (15-20 años) hasta grandes plantas centralizadas.⁴⁷
• GFR (Reactor Rápido Refrigerado por Gas): Este diseño combina un espectro de neutrones rápidos con un refrigerante gaseoso, generalmente helio, operando a muy alta temperatura.⁵ Busca aprovechar las ventajas de los reactores rápidos (ciclo cerrado, gestión de actínidos, reproducción) con las de los reactores de alta temperatura (alta eficiencia, calor de proceso). Utilizarían un ciclo de combustible cerrado con reprocesamiento in situ o centralizado para reciclar todos los actínidos. El combustible sería cerámico (carburos o nitruros de U-Pu) para soportar las altas temperaturas (salida a 850°C) y el ambiente de neutrones rápidos.⁵ La alta temperatura permite una alta eficiencia térmica (usando un ciclo Brayton directo con turbina de gas) y aplicaciones como la producción de hidrógeno.⁵ El principal desafío es el desarrollo de materiales y combustibles capaces de soportar las condiciones extremas del núcleo.⁴⁷
• VHTR (Reactor de Muy Alta Temperatura): A diferencia de los anteriores, es un reactor de neutrones térmicos, moderado por grafito y refrigerado por helio.⁵ Su característica distintiva es la temperatura de salida extremadamente alta, entre 900°C y 1000°C.⁵ Utiliza un combustible robusto basado en partículas TRISO (Tristructural-Isotropic), donde microesferas de combustible (UCO o UO₂) están encapsuladas en múltiples capas de carbono y carburo de silicio, proporcionando una contención muy resistente para los productos de fisión incluso a altas temperaturas. Estas partículas se integran en elementos combustibles de grafito, ya sea en forma de bloques prismáticos o de esferas («pebble bed»).⁵ El combustible inicial es uranio de bajo enriquecimiento (LEU, <20%) en un ciclo abierto (sin reprocesamiento), aunque se contempla la posibilidad de usar plutonio o torio.⁵ La principal aplicación es la cogeneración de electricidad y calor de proceso a muy alta temperatura, especialmente para la producción eficiente de hidrógeno mediante ciclos termoquímicos.⁵
• SCWR (Reactor Refrigerado por Agua Supercrítica): Este concepto utiliza agua ligera (o pesada) como fluido de trabajo, pero operando a presiones y temperaturas por encima de su punto crítico termodinámico (22.1 MPa, 374°C).⁵ En estas condiciones, no hay distinción entre agua líquida y vapor. El agua supercrítica caliente (típicamente a 25 MPa y 510-625°C de temperatura de salida) actúa directamente como refrigerante y como fluido que mueve la turbina, eliminando la necesidad de generadores de vapor (como en los PWR) o de separadores/secadores de vapor (como en los BWR).⁵ Esto simplifica el diseño de la planta y permite alcanzar eficiencias térmicas más altas que los LWR actuales, del orden del 44-45%.⁵ El diseño del núcleo puede optimizarse para un espectro de neutrones térmico (requiriendo moderador) o rápido (permitiendo ciclo cerrado y quemado de actínidos).⁶
• MSR (Reactor de Sales Fundidas): Los MSR utilizan sales de fluoruro (u ocasionalmente cloruro) fundidas como refrigerante primario, operando a baja presión y altas temperaturas.⁵ Existen dos grandes familias: aquellos donde el combustible nuclear (uranio, plutonio, torio) está disuelto directamente en la sal refrigerante, circulando por el núcleo (a menudo con un moderador de grafito, resultando en un espectro epitérmico o térmico, o sin moderador para un espectro rápido – MSFR); y aquellos donde el combustible es sólido (similar al VHTR, con partículas TRISO en matriz de grafito) y la sal fundida actúa únicamente como refrigerante (ej. AHTR – Advanced High Temperature Reactor).⁵ Los MSR de combustible líquido ofrecen ventajas únicas: permiten el procesamiento químico continuo o por lotes de la sal para eliminar los productos de fisión (que actúan como venenos neutrónicos) y reintroducir material fisible o fértil, logrando quemados muy altos (>50%) y un ciclo de combustible cerrado muy eficiente con reciclaje completo de actínidos.⁴⁸ Tienen un fuerte coeficiente de temperatura negativo y la posibilidad de drenar pasivamente el combustible a tanques de almacenamiento seguros en caso de emergencia, lo que confiere una alta seguridad inherente.⁵ Operan a temperaturas de salida de 700-800°C (o incluso 1000°C en AHTR), permitiendo alta eficiencia y producción de hidrógeno.⁶ El ciclo de Torio es particularmente atractivo para los MSR.⁵ Los principales desafíos son la corrosión de materiales por las sales calientes y radiactivas, y el desarrollo y control del sistema de procesamiento químico.⁴⁸

En cuanto al estado de desarrollo, la Gen IV está pasando de la fase conceptual a la construcción y operación de prototipos y demostradores. El hito más significativo hasta la fecha es la entrada en operación comercial del HTR-PM chino (tipo VHTR) a finales de 2023.⁹ Rusia y China también lideran en reactores rápidos: Rusia opera los SFR BN-600 y BN-800 ⁵¹ y está construyendo el LFR BREST-OD-300 como parte de su proyecto Proryv para demostrar un ciclo de combustible cerrado in situ (la instalación de fabricación de combustible MNUP ya está en operación piloto).⁵¹ China está construyendo dos grandes SFR, los CFR-600.⁵¹ India sigue avanzando en la construcción de su PFBR (SFR).⁵¹ En Estados Unidos, el proyecto Natrium (SFR con almacenamiento térmico) ⁵ está en fase de diseño avanzado con apoyo del DOE. China también ha anunciado planes ambiciosos para construir un prototipo de MSR basado en torio para 2029.⁴⁰ A pesar de estos avances, el despliegue comercial generalizado de la mayoría de las tecnologías Gen IV no se espera antes de las décadas de 2030 o 2040.⁶

Un aspecto notable es la creciente convergencia entre los conceptos de Gen IV y los SMRs. Muchos de los diseños Gen IV, especialmente los LFR, MSR y VHTR, se están desarrollando inherentemente en formatos modulares o pequeños.¹² Esto permite combinar las ventajas de rendimiento avanzado de la Gen IV (sostenibilidad, eficiencia, seguridad a altas temperaturas) con los beneficios de la modularidad (menor coste inicial, flexibilidad de emplazamiento, fabricación en fábrica). El término AMR (Advanced Modular Reactor) ²⁴ refleja esta tendencia. Proyectos como el HTR-PM chino o el Natrium estadounidense son ejemplos de esta hibridación. Por lo tanto, es probable que una parte significativa de la futura flota nuclear avanzada consista en reactores que sean simultáneamente SMR y Gen IV, aprovechando las sinergias entre ambos enfoques.

Sin embargo, la realización del pleno potencial de los reactores Gen IV, especialmente aquellos diseñados para ciclos de combustible cerrados (SFR, LFR, GFR, MSR), presenta un desafío sistémico que va más allá del propio reactor. La sostenibilidad y la gestión óptima de residuos prometidas por estos ciclos requieren el desarrollo, licenciamiento y operación paralela de instalaciones avanzadas de reprocesamiento (para separar actínidos y productos de fisión del combustible gastado) y refabricación de combustible.⁵ Tecnologías como el piroprocesamiento son a menudo consideradas para estos fines, especialmente para reactores rápidos. El proyecto ruso BREST-OD-300, que integra el reactor con instalaciones de ciclo de combustible en el mismo emplazamiento ⁵¹, y los MSR de combustible líquido con procesamiento online ⁴⁸, ilustran esta necesidad de integración. Estas instalaciones del ciclo de combustible son complejas y costosas por derecho propio, y plantean desafíos adicionales en términos de regulación, seguridad, protección física y salvaguardias contra la proliferación.⁴³ Por lo tanto, el despliegue a gran escala de reactores Gen IV con ciclo cerrado depende críticamente del éxito en el desarrollo e integración de todo el ecosistema tecnológico asociado, un reto considerablemente mayor que la simple construcción del reactor.

Tabla 2: Comparativa de los Seis Diseños de Reactores de Generación IV (GIF)

Fuentes:.⁵

5. Fusión Nuclear: La Promesa Energética a Largo Plazo

La fusión nuclear representa el horizonte último en la búsqueda de una fuente de energía limpia, segura y prácticamente ilimitada. A diferencia de la fisión (utilizada en todos los reactores nucleares actuales), que consiste en dividir núcleos atómicos pesados, la fusión busca unir núcleos atómicos ligeros, como los isótopos del hidrógeno Deuterio (D) y Tritio (T), para formar un núcleo más pesado (helio) liberando una enorme cantidad de energía en el proceso, de forma análoga a como lo hacen el Sol y las estrellas.¹⁹ Sin embargo, replicar este proceso en la Tierra de forma controlada y sostenida es uno de los mayores desafíos científicos y tecnológicos jamás abordados. Requiere alcanzar y mantener temperaturas extremadamente altas, del orden de 150 millones de grados Celsius (diez veces la temperatura del núcleo solar), para que los núcleos atómicos tengan suficiente energía cinética para superar su repulsión electrostática mutua y puedan fusionarse. Además, es necesario confinar este plasma (gas ionizado a altísima temperatura) durante un tiempo suficiente y con una densidad adecuada para que se produzcan suficientes reacciones de fusión como para generar más energía de la que se invierte en calentar y confinar el plasma (lo que se conoce como «ignición» o ganancia neta de energía, Q>1).¹⁹

Se han explorado principalmente dos enfoques para lograr el confinamiento del plasma:

• Confinamiento Magnético: Utiliza potentes campos magnéticos para contener el plasma caliente y eléctricamente cargado, evitando que toque las paredes del reactor. El diseño más estudiado y desarrollado es el Tokamak, un dispositivo con forma toroidal (donut) donde una combinación de campos magnéticos poloidales y toroidales confina el plasma.¹⁹ El proyecto ITER se basa en este diseño, al igual que otros grandes experimentos como JET (Europa) y JT-60SA (Japón).⁵⁸ Otro diseño de confinamiento magnético es el Stellarator, que utiliza bobinas magnéticas de forma más compleja para lograr el confinamiento sin necesidad de inducir una gran corriente eléctrica en el plasma como en el Tokamak.¹⁹
• Confinamiento Inercial: Utiliza haces de láser de muy alta energía o haces de partículas para comprimir e implosionar rápidamente una pequeña cápsula que contiene el combustible de deuterio y tritio, alcanzando las condiciones de fusión durante un instante muy breve.¹⁹ Los principales exponentes de esta línea son la National Ignition Facility (NIF) en Estados Unidos y el Laser Mégajoule (LMJ) en Francia.¹⁹ Recientemente, NIF ha logrado experimentos puntuales con ganancia neta de energía (Q>1). Un enfoque híbrido, denominado Magneto-Inercial, como el que persigue la empresa Helion Energy, combina campos magnéticos para pre-confinar el plasma con una compresión rápida para alcanzar las condiciones de fusión.⁶⁰

El mayor esfuerzo internacional en fusión por confinamiento magnético es el proyecto ITER (Reactor Termonuclear Experimental Internacional), actualmente en construcción en Cadarache, al sur de Francia.⁵⁷ ITER es una colaboración científica y tecnológica sin precedentes entre 35 países/entidades (la Unión Europea, China, India, Japón, Corea del Sur, Rusia y Estados Unidos) ⁵⁷, con la UE como anfitrión aportando aproximadamente el 45% del coste.⁵⁷ Su objetivo principal no es generar electricidad comercialmente, sino demostrar la viabilidad científica y tecnológica de la fusión a gran escala, logrando una ganancia de energía de fusión Q ≥ 10 (producir 500 MW de potencia de fusión a partir de 50 MW de potencia inyectada para calentar el plasma) y probar tecnologías clave (como los imanes superconductores, el manejo remoto, los sistemas de extracción de calor y el ciclo del tritio) que serán necesarias para las futuras plantas de energía de fusión (denominadas DEMO).⁵⁷ ITER será, con diferencia, el Tokamak más grande jamás construido, con un volumen de plasma de 840 m³.⁵⁷ Sin embargo, el proyecto ha enfrentado enormes desafíos técnicos, logísticos y de gestión, resultando en múltiples y significativos retrasos y sobrecostes. El cronograma original preveía completar la construcción hacia 2016 y obtener el primer plasma (una fase inicial de operación con hidrógeno o helio para probar los sistemas) entre 2020 y 2025.⁵⁷ El plan revisado en 2016 pospuso el primer plasma a 2025 y la operación con deuterio-tritio (la fase final de alta potencia) a 2035.⁵⁹ Sin embargo, anuncios recientes (2024) indican un nuevo retraso sustancial: el objetivo del primer plasma ha sido abandonado en favor de iniciar directamente una fase de operaciones de investigación más completa hacia 2034, y la operación con D-T se pospone ahora hasta 2039.⁵⁷ Las causas aducidas incluyen el impacto de la pandemia de COVID-19 en las cadenas de suministro y la mano de obra, problemas técnicos con componentes críticos (como defectos en los escudos térmicos de la vasija de vacío), la enorme complejidad del ensamblaje de precisión de piezas gigantescas fabricadas en diferentes partes del mundo, y un optimismo excesivo en la planificación inicial.⁵⁷ Estos retrasos conllevan también importantes implicaciones presupuestarias: el coste total del proyecto, estimado inicialmente en unos 10.000 millones de dólares, ya había escalado a cifras del orden de 20.000-25.000 millones de euros/dólares, y el nuevo plan de referencia añade un sobrecoste estimado de otros 5.000 millones de euros / 5.200 millones de dólares.⁵⁵

En paralelo al esfuerzo masivo y a largo plazo de ITER, ha surgido en la última década un vibrante ecosistema de empresas privadas de fusión. Impulsadas por miles de millones de dólares de inversión de capital riesgo y de grandes corporaciones tecnológicas ⁵⁶, estas compañías (más de 45 en todo el mundo ⁵⁶) buscan acelerar el camino hacia la comercialización de la energía de fusión, a menudo utilizando enfoques tecnológicos alternativos o más ágiles que el Tokamak gigante de ITER. Muchas de ellas tienen objetivos muy ambiciosos, apuntando a demostrar la producción neta de electricidad e incluso a conectar las primeras unidades comerciales a la red en la década de 2030.⁵⁶ Entre las más destacadas se encuentran:

• Commonwealth Fusion Systems (CFS): Una spin-off del MIT que desarrolla un Tokamak compacto utilizando imanes superconductores de alta temperatura (HTS), que permiten campos magnéticos más intensos en volúmenes más pequeños. Ha recaudado una financiación significativa y tiene acuerdos con empresas energéticas como Eni y Dominion Energy para desarrollar plantas comerciales.⁵⁶
• Helion Energy: Utiliza un enfoque de fusión magneto-inercial pulsada. Cuenta con inversores de alto perfil como Sam Altman (OpenAI) y Peter Thiel. Ha firmado un acuerdo pionero de compra de energía (PPA) con Microsoft, comprometiéndose a suministrar 50 MW de electricidad generada por fusión para 2028, un objetivo extremadamente ambicioso y el primero de su tipo.⁵⁶
• TAE Technologies: Persigue un diseño basado en la configuración de campo invertido (FRC) y tiene como objetivo a largo plazo utilizar combustibles aneutrónicos (que producen menos neutrones, como protón-boro 11), lo que simplificaría los problemas de materiales y residuos. Su objetivo es tener una planta comercial (Da Vinci) a principios de la década de 2030.⁶⁰
• General Fusion: Desarrolla un enfoque de Fusión por Blanco Magnetizado (MTF), que combina elementos de confinamiento magnético e inercial. Cuenta con el apoyo de empresas como Cenovus Energy.⁵⁶

A pesar del creciente optimismo y los avances tanto en el sector público como en el privado, la fusión nuclear comercial sigue siendo una perspectiva a largo plazo. ITER, aunque retrasado, sigue siendo fundamental para validar la física y la ingeniería a la escala requerida para una planta de energía.⁶⁶ El siguiente paso lógico, la construcción de una planta de demostración (DEMO) que realmente inyecte electricidad a la red de forma continua y económica, no se espera antes de 2050, incluso en escenarios optimistas.⁶¹ Las empresas privadas, aunque ágiles, se enfrentan a los mismos desafíos fundamentales de física de plasmas, ciencia de materiales, ingeniería de sistemas complejos y economía a escala. Por lo tanto, aunque la fusión promete ser una solución energética revolucionaria, su contribución significativa a la matriz energética y a la mitigación del cambio climático se vislumbra, siendo realistas, para la segunda mitad del siglo XXI.¹⁹

La dinámica actual entre el proyecto público ITER y las iniciativas privadas es compleja. Los retrasos y sobrecostes de ITER ⁵⁷, inherentes a un megaproyecto internacional de esta envergadura, crean una ventana de oportunidad y una sensación de urgencia que impulsa al sector privado.⁵⁶ Estas empresas, a menudo con estructuras más ágiles y enfoques tecnológicos potencialmente disruptivos, buscan demostrar la viabilidad comercial en plazos más cortos. Sin embargo, su éxito no está garantizado. Dependen en gran medida del conocimiento científico fundamental acumulado durante décadas de investigación pública, incluyendo los resultados que eventualmente genere ITER. Además, se enfrentan a los mismos formidables desafíos técnicos y de escalabilidad. Ninguna empresa privada ha demostrado aún una ganancia neta de energía sostenida en condiciones relevantes para una planta de energía, ni ha presentado un camino claro hacia la competitividad económica. Por tanto, existe una relación simbiótica y competitiva: el sector privado intenta acelerar la innovación y la comercialización, pero el progreso fundamental a gran escala sigue dependiendo en parte de la investigación pública como la de ITER. El futuro de la fusión probablemente requerirá avances en ambos frentes.

A pesar de los recientes hitos científicos, como los experimentos de NIF que lograron Q>1 momentáneamente, es crucial mantener una perspectiva temporal realista. La fusión nuclear sigue siendo una tecnología en fase de investigación y desarrollo intensivo. Incluso si se logra la ignición sostenida en ITER o en un dispositivo privado en la próxima década, la transición de ese hito científico a la operación fiable y económica de centrales eléctricas comerciales requerirá probablemente varias décadas adicionales. Hay que superar enormes desafíos de ingeniería (materiales que resistan flujos de neutrones intensos, sistemas eficientes de extracción de calor, producción y manejo de tritio in situ, mantenimiento remoto de componentes altamente radiactivos).⁵⁸ Además, será necesario desarrollar y establecer marcos regulatorios específicos para la fusión, construir cadenas de suministro completamente nuevas y demostrar la viabilidad económica frente a otras fuentes de energía limpias que seguirán abaratándose.⁵⁶ Por todo ello, aunque la promesa de la fusión es inmensa, no debe considerarse una solución a corto o medio plazo para la crisis climática o las necesidades energéticas inmediatas. Su impacto real, si se materializa, se producirá en la segunda mitad de este siglo.

Tabla 3: Resumen del Estado de la Investigación en Fusión (Selección)

Fuentes: ¹⁹–⁶⁴-.⁶¹

6. Análisis Comparativo: Reactores Avanzados vs. Tradicionales

La evaluación del potencial de los reactores nucleares avanzados requiere una comparación detallada con los reactores tradicionales (principalmente Generación II/III+ LWR) a través de múltiples criterios clave.

Seguridad (Inherente/Pasiva, CDF):

Los reactores tradicionales basan su seguridad principalmente en sistemas activos redundantes (bombas, válvulas, generadores diésel) que requieren energía eléctrica y señales de actuación para funcionar, complementados con algunas características pasivas.17 Los diseños de Generación III/III+ han mejorado significativamente la seguridad incorporando más sistemas pasivos (como la refrigeración por gravedad o convección natural para ciertas funciones) y aumentando los márgenes de seguridad.7 La frecuencia de daño al núcleo (CDF) objetivo para los reactores Gen II operativos en EE.UU. es de 1×10⁻⁴ por reactor-año, aunque la mayoría opera en torno a 5×10⁻⁵.17 Los reactores Gen III/III+ apuntan a CDFs mucho menores, del orden de 1×10⁻⁶ o incluso inferiores 6, acercándose o cumpliendo el objetivo de seguridad de la IAEA para futuras plantas (1×10⁻⁵).17

Los reactores avanzados (SMRs y Gen IV) ponen un énfasis mucho mayor en la seguridad inherente (características físicas del diseño que tienden a auto-limitar o detener la reacción en caso de desviación) y en los sistemas de seguridad pasivos que dependen de leyes físicas fundamentales (gravedad, convección, conducción) y no requieren intervención externa ni fuentes de energía para actuar.1 Ejemplos incluyen los coeficientes de reactividad fuertemente negativos de algunos diseños, la refrigeración por convección natural en LFRs 47 o SMRs como NuScale 5, o el drenaje pasivo por gravedad del combustible líquido en MSRs.48 El objetivo explícito de la Generación IV es alcanzar un nivel de seguridad tal que se elimine la necesidad de planes de evacuación de emergencia fuera del emplazamiento.6 Aunque las cifras de CDF para diseños avanzados aún son estimaciones, se espera que sean significativamente inferiores a las de los reactores actuales, gracias a este enfoque en la seguridad intrínseca.

Eficiencia y Rendimiento (Térmica, Quemado):

La eficiencia térmica de los reactores LWR tradicionales (la proporción de calor generado que se convierte en electricidad) está limitada por la temperatura del vapor y suele situarse entre el 32% y el 37%, alcanzando el 38% en los diseños PWR más recientes.17 El quemado del combustible (la cantidad de energía extraída por tonelada de combustible antes de ser descargado) es de unos 30 GWd/t en reactores Gen II, mejorando a unos 60 GWd/t en Gen III/III+.6

Los reactores avanzados ofrecen mejoras sustanciales en ambos aspectos. Los SMRs basados en LWR tienen eficiencias similares a sus homólogos grandes (~33-35%), pero los diseños avanzados (AMRs) y los reactores Gen IV, al operar a temperaturas mucho más altas, pueden alcanzar eficiencias térmicas significativamente mayores: SCWR (~44-45%) 5, SFR (~40-42%) 6, LFR (~42-44%) 6, MSR (~44% o más) 6, y GFR/VHTR (potencialmente hasta el 50% con ciclos de turbina de gas).6 Además, los reactores rápidos (SFR, LFR, GFR, MSR-Fast) con ciclo de combustible cerrado pueden lograr quemados mucho más altos (>100-150 GWd/t) 5 y una utilización del recurso de uranio hasta 100 veces más eficiente que los LWR, al poder convertir el uranio-238 (no fisible, >99% del uranio natural) en plutonio fisible y consumirlo.12 Los MSR de combustible líquido también pueden alcanzar quemados muy elevados (>50%) al procesar continuamente el combustible.49

Gestión de Residuos Nucleares (Cantidad, Tipo, Vida Media):

Los reactores LWR operando en un ciclo de combustible abierto (el estándar actual en la mayoría de los países) generan combustible nuclear gastado que contiene una mezcla de productos de fisión (altamente radiactivos pero con vidas medias relativamente cortas, del orden de cientos de años) y actínidos menores y plutonio (elementos pesados generados por captura neutrónica, con vidas medias muy largas, de miles a millones de años). Estos actínidos dominan la radiotoxicidad a largo plazo del residuo y requieren aislamiento geológico profundo durante periodos extremadamente largos.43

Una de las mayores promesas de los reactores avanzados, en particular los reactores rápidos (SFR, LFR, GFR, MSR-Fast), es su capacidad para operar en un ciclo de combustible cerrado. En este ciclo, el combustible gastado se reprocesa para separar los actínidos (plutonio, americio, neptunio, curio) del uranio y los productos de fisión. Los actínidos recuperados se incorporan a nuevo combustible y se reintroducen en el reactor rápido, donde pueden ser fisionados («quemados») por los neutrones de alta energía, transmutándolos en productos de fisión de vida más corta.5 Este proceso tiene el potencial de reducir drásticamente el volumen y, sobre todo, la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares finales que requieren disposición geológica, acortando el periodo de aislamiento necesario a unos pocos cientos o miles de años en lugar de cientos de miles.48 Los MSR de combustible líquido ofrecen una vía similar al permitir la extracción continua de productos de fisión mientras se retienen los actínidos en el circuito hasta que fisionan.48 El impacto de los SMRs en los residuos depende de su tecnología: los SMR-LWR generan residuos similares a los grandes LWR, mientras que los AMRs pueden incorporar las ventajas de los reactores rápidos o MSRs. Los diseños sellados de larga vida simplifican la gestión in situ pero concentran el residuo al final de la vida útil.26

Costes de Construcción y Operación (LCOE, Modularidad):

Los reactores nucleares grandes tradicionales se caracterizan por costes de capital iniciales muy elevados (representando más del 60% del coste nivelado de la electricidad – LCOE 71), largos periodos de construcción (una media de 10 años para los reactores iniciados en 2023 2) y una historia de sobrecostes y retrasos significativos.2 El LCOE proyectado para nuevas plantas grandes (Nth-of-a-kind, NOAK, a partir de 2025) varía considerablemente según el país y la tasa de descuento utilizada, pero se sitúa generalmente en el rango de 40-60 $/MWh con una tasa de descuento baja (3%) y entre 70-150 $/MWh con tasas más altas (10%).71 La operación a largo plazo (LTO) de plantas existentes amortizadas es mucho más económica, con LCOE en torno a 30-40 $/MWh.72

Los reactores avanzados buscan mejorar la economía nuclear. Los SMRs apuestan por reducir el coste de capital inicial por unidad y acortar los tiempos de construcción mediante la modularidad y la fabricación en serie en fábrica.1 El objetivo es alcanzar economías de escala en la producción, logrando costes competitivos para las unidades «Nth-of-a-kind».14 Además, el menor tamaño y coste por módulo reduce el riesgo financiero global del proyecto.1 También se espera una reducción de los costes de personal operativo debido a la mayor automatización y seguridad pasiva.1 Los reactores Gen IV tienen objetivos económicos ambiciosos 12, pero los costes reales de los prototipos y las primeras unidades comerciales son aún inciertos y probablemente serán altos. La simplificación inherente a algunos diseños (como los SCWR sin generadores de vapor, o los MSR/LFR operando a baja presión) podría contribuir a reducir costes.5 Sin embargo, la complejidad añadida de los ciclos de combustible cerrados (reprocesamiento, refabricación) podría contrarrestar parte de estos ahorros. Actualmente, faltan datos robustos sobre el LCOE de SMRs y Gen IV comerciales. Los análisis de la AIE y la NEA 74 sugieren que los costes proyectados para nueva nuclear (principalmente grandes reactores) son cada vez más competitivos, especialmente si se considera el valor de la energía firme y baja en carbono en sistemas con alta penetración de renovables.

Flexibilidad Operativa y Aplicaciones Adicionales:

Los reactores LWR tradicionales fueron diseñados principalmente para operar en carga base, es decir, a potencia constante. Aunque técnicamente pueden ajustar su producción para seguir las fluctuaciones de la demanda (seguimiento de carga), esta operación puede ser ineficiente, inducir estrés termomecánico en los componentes y verse limitada por fenómenos como el envenenamiento por xenón.17 No obstante, existe experiencia operativa significativa en seguimiento de carga, por ejemplo, en Francia.13

Los reactores avanzados están diseñados con una mayor flexibilidad operativa en mente. Los SMRs, en particular, se consideran muy adecuados para complementar las energías renovables variables.1 Su menor tamaño y, en el caso de plantas multi-módulo, la capacidad de acoplar o desacoplar módulos individuales, permiten ajustar la potencia entregada a la red de forma más ágil.34 Además, la capacidad de cogeneración (producir calor además de electricidad) permite a los SMRs operar a potencia constante en el lado del reactor (evitando estrés) mientras se desvía el calor o la electricidad excedente a otros usos (producción de hidrógeno, desalación, calor industrial) cuando la demanda eléctrica es baja.34 Los reactores Gen IV, con sus temperaturas de operación mucho más elevadas, expanden enormemente el potencial de cogeneración más allá de la electricidad, abriendo la puerta a la descarbonización de sectores industriales que requieren calor de alta temperatura (química, cemento, acero) y a la producción eficiente de hidrógeno limpio mediante procesos termoquímicos o electrólisis de alta temperatura.1 Algunos diseños, como los MSR, también pueden ofrecer una respuesta rápida a los cambios de carga.48

Requisitos de Combustible y Riesgo de Proliferación:

Los reactores LWR tradicionales utilizan uranio de bajo enriquecimiento (LEU, <5% U-235).7 El combustible LEU fresco no es directamente utilizable para fabricar armas nucleares.43 Sin embargo, el combustible gastado contiene plutonio (~1%) y uranio residual (~1% U-235), que sí son materiales fisibles aptos para armas si se separan químicamente mediante reprocesamiento.43

Los reactores avanzados presentan un panorama más complejo. Los SMR-LWR utilizan LEU.31 Sin embargo, muchos SMRs avanzados y reactores Gen IV requieren o se benefician del uso de HALEU (uranio de alto ensayo y bajo enriquecimiento, enriquecido entre 5% y 20% U-235).14 El HALEU permite núcleos más compactos y/o ciclos de combustible más largos, pero su mayor enriquecimiento lo acerca más al umbral del uranio altamente enriquecido (HEU, >20%) considerado directamente utilizable en armas, lo que plantea mayores preocupaciones de proliferación si el material fresco fuera desviado. Los reactores rápidos pueden operar con plutonio (reciclado de LWRs o de su propio ciclo), con uranio natural o empobrecido (en modo reproductor), o con torio.5 El ciclo del torio, a menudo promocionado por su abundancia y supuesta resistencia a la proliferación, presenta sus propios riesgos. La irradiación de torio-232 produce uranio-233, que es un material fisible excelente para armas (masa crítica baja).53 Aunque la coproducción del isótopo U-232 (emisor gamma intenso) complica su manejo y lo hace «autoprotegido» hasta cierto punto, esta barrera no es insuperable. Más preocupante es la posibilidad de separar químicamente el precursor protactinio-233 (Pa-233) del combustible irradiado antes de que decaiga a U-233. Como el Pa-233 tiene una vida media de 27 días, esta separación puede producir U-233 isotópicamente muy puro, sin la contaminación de U-232, haciéndolo muy atractivo para la proliferación.53 Este riesgo es particularmente relevante para reactores con reprocesamiento online o frecuente, como algunos MSRs o reactores con combustible líquido o recarga continua.53 La IAEA ha reconocido explícitamente esta vía de proliferación asociada al torio.53

La resistencia a la proliferación es un objetivo explícito de la Gen IV.1 Se busca aumentar la resistencia intrínseca de los sistemas (haciendo la desviación o el mal uso más difíciles o menos atractivos) para depender menos de las salvaguardias institucionales (inspecciones, controles). Las estrategias incluyen evitar la separación de plutonio puro (manteniéndolo mezclado con otros actínidos o uranio), quemar los actínidos, diseñar combustibles con alto quemado que degraden la calidad isotópica del plutonio, o utilizar SMRs sellados de larga duración que minimicen el acceso al combustible.9 Sin embargo, es crucial reconocer que ningún sistema de fisión es completamente «a prueba» de proliferación.43 De hecho, la proliferación de reactores (especialmente SMRs en más países) y la adopción generalizada de ciclos de combustible cerrados con reprocesamiento podrían aumentar los desafíos globales para las salvaguardias y la seguridad física, al incrementar la cantidad y la distribución de materiales nucleares sensibles.26

Las ventajas ofrecidas por los reactores avanzados no deben verse de forma aislada, ya que a menudo están interconectadas, creando sinergias. Por ejemplo, la mayor eficiencia térmica lograda por las altas temperaturas de operación en muchos diseños Gen IV ⁵ no solo mejora directamente la rentabilidad económica (más electricidad generada por unidad de combustible o capital invertido), sino que también reduce la cantidad de calor residual vertido al medio ambiente, lo que puede disminuir el impacto ambiental y permitir el uso de sistemas de refrigeración más pequeños o incluso secos, ampliando las opciones de emplazamiento. De manera similar, la capacidad de los reactores rápidos para quemar actínidos de larga vida ⁵ no solo mejora la sostenibilidad del ciclo de combustible al reducir drásticamente la carga de los residuos a largo plazo ¹², sino que también puede ser un factor importante para mejorar la aceptación pública de la energía nuclear al abordar una de sus críticas más persistentes. Asimismo, el énfasis en la seguridad pasiva e inherente en SMRs y Gen IV ¹ no solo reduce el riesgo de accidentes, sino que también puede conducir a diseños de planta más simples, con menos sistemas activos complejos, lo que potencialmente reduce los costes de construcción y operación ¹ y facilita la obtención de licencias regulatorias. Por lo tanto, una evaluación completa del valor de los reactores avanzados debe considerar estas interrelaciones y los efectos multiplicadores que una mejora en un área puede tener sobre otras.

Al mismo tiempo, existe una tensión fundamental en el desarrollo de reactores avanzados, un «trilema» entre el nivel de avance y rendimiento, el tiempo necesario para su despliegue comercial y la certeza o competitividad de sus costes. Los diseños más revolucionarios, como los reactores Gen IV con ciclos de combustible cerrados complejos o los MSR con procesamiento químico online, son los que ofrecen el mayor potencial para transformar la sostenibilidad y eficiencia de la energía nuclear.⁵ Sin embargo, son precisamente estos diseños los que enfrentan los mayores desafíos técnicos (nuevos materiales, desarrollo de procesos químicos complejos, control de sistemas novedosos) ⁴⁷, los plazos de investigación, desarrollo y demostración más largos (despliegue comercial no antes de 2030-2040s) ⁶, y la mayor incertidumbre sobre sus costes finales. Por otro lado, los diseños más cercanos a la comercialización, como los SMRs basados en tecnología LWR probada (NuScale, BWRX-300) o los reactores Gen III+ grandes (AP1000, EPR), son de naturaleza más evolutiva.⁷ Aprovechan la experiencia operativa y las cadenas de suministro existentes, lo que permite un camino hacia el despliegue potencialmente más rápido y con costes más predecibles a corto plazo. No obstante, las mejoras que ofrecen en términos de eficiencia fundamental del ciclo de combustible o gestión de residuos son más modestas en comparación con las promesas de la Gen IV.⁶ Esta tensión sugiere que la estrategia óptima para el futuro de la energía nuclear podría implicar un enfoque por fases: desplegar a corto y medio plazo los diseños SMR-LWR y Gen III+ para ganar experiencia en construcción modular, reducir costes a través del aprendizaje y mantener la capacidad nuclear, mientras se continúa invirtiendo en la I+D a largo plazo necesaria para madurar las tecnologías Gen IV más transformadoras.

Tabla 4: Matriz Comparativa: Reactores Avanzados (SMR/Gen IV) vs. Tradicionales (Gen II/III+)

Fuentes: Síntesis de ¹–¹³–³²-.²

7. Perspectivas de Comercialización y Despliegue

El camino desde el diseño conceptual hasta la operación comercial de nuevos reactores nucleares es largo y complejo, involucrando hitos tecnológicos, regulatorios y económicos.

Cronogramas Estimados:

Las estimaciones actuales sugieren cronogramas diferenciados para cada tipo de reactor avanzado. Para los SMRs, especialmente aquellos basados en tecnología LWR más madura, los primeros despliegues comerciales fuera de los casos pioneros de Rusia y China se esperan hacia finales de la década de 2020 y principios de la de 2030.9 Este cronograma depende críticamente del éxito de los proyectos demostradores o FOAK actualmente en licenciamiento o planificación, y de la capacidad de la industria para lograr las reducciones de costes prometidas a través de la curva de aprendizaje y la fabricación en serie. Para los reactores de Generación IV, aunque ya existen prototipos operativos o en construcción avanzada (como HTR-PM en China, BN-800 en Rusia, o los futuros CFR-600 y BREST-OD-300) 9, su despliegue comercial a una escala más amplia no se prevé antes de las décadas de 2030 o 2040 6, dada la necesidad de madurar las tecnologías, desarrollar las cadenas de suministro (incluyendo las del ciclo de combustible cerrado) y establecer los marcos regulatorios. En cuanto a la Fusión Nuclear, su comercialización sigue siendo una perspectiva a muy largo plazo. Incluso con los avances recientes y el impulso del sector privado, la generación de electricidad comercial a partir de la fusión no se espera de forma realista antes de 2050, y probablemente más tarde.19

Estado del Licenciamiento y Desafíos Regulatorios:

El licenciamiento de reactores con diseños novedosos es un paso crítico y a menudo prolongado. Los organismos reguladores nacionales (como la NRC en EE.UU., la CNSC en Canadá, la ONR en Reino Unido) están trabajando activamente para adaptar sus marcos y procesos a las características específicas de los SMRs y los reactores avanzados.38 Se están utilizando enfoques como las Revisiones de Diseño del Vendedor (VDR) en Canadá o la certificación de diseño estándar y las licencias combinadas (COL) en EE.UU. para evaluar los nuevos conceptos antes de la construcción.33 Sin embargo, persisten desafíos significativos. La falta de experiencia operativa y datos específicos para diseños radicalmente nuevos (especialmente los no-LWR) requiere un esfuerzo adicional en análisis de seguridad y validación. La armonización internacional de los requisitos regulatorios es deseable para facilitar el despliegue global de diseños SMR estandarizados, pero avanza lentamente. Además, el licenciamiento de las instalaciones asociadas al ciclo de combustible cerrado (reprocesamiento, fabricación de combustible MOX o HALEU) para reactores Gen IV presenta sus propias complejidades.27 Iniciativas legislativas como la Ley ADVANCE en EE.UU. buscan explícitamente agilizar los procesos de licenciamiento nuclear.2

Panorama de la Industria y Actores Clave:

El desarrollo de reactores avanzados es un esfuerzo global con diferentes enfoques regionales. China y Rusia parecen estar a la vanguardia en la construcción y operación de prototipos avanzados, tanto SMRs (Akademik Lomonosov, HTR-PM) como reactores rápidos (BN-600/800, CFR-600, BREST-OD-300) 9, demostrando una fuerte voluntad política y capacidad industrial. Estados Unidos, Canadá y el Reino Unido albergan un gran número de empresas desarrolladoras de SMRs y Gen IV, con un fuerte enfoque en el desarrollo tecnológico y los procesos de licenciamiento, apoyados por programas gubernamentales de financiación y colaboración.4 Francia, con su vasta experiencia nuclear, también participa activamente, especialmente a través de EDF y Framatome. Japón y Corea del Sur mantienen capacidades significativas en tecnología nuclear y participan en el desarrollo de reactores avanzados.4 India sigue una estrategia a largo plazo centrada en reactores rápidos y el ciclo del torio para aprovechar sus recursos domésticos.51 El panorama empresarial incluye tanto a los grandes conglomerados nucleares establecidos (GE-Hitachi, Westinghouse, Rosatom, CNNC, KHNP, Mitsubishi, Framatome) como a un número creciente de nuevas empresas y startups innovadoras (NuScale, TerraPower, X-energy, Kairos Power, Moltex Energy, etc.), especialmente en el ámbito de los SMRs y la fusión.5 La financiación proviene de una combinación de inversión pública significativa (programas como el Advanced Reactor Demonstration Program – ARDP del DOE en EE.UU. 39) y un creciente interés del capital privado, atraído por el potencial de mercado de estas nuevas tecnologías.14

El desarrollo y despliegue de reactores nucleares avanzados se está configurando como un nuevo escenario de competencia tecnológica y geopolítica. El liderazgo demostrado por China y Rusia en la construcción física de prototipos avanzados contrasta con el enfoque de los países occidentales, más centrado hasta ahora en la innovación de diseños y la navegación de complejos procesos regulatorios. Quien logre dominar el ciclo completo, desde el diseño y licenciamiento hasta la fabricación eficiente y el despliegue comercial exitoso, podría obtener ventajas económicas sustanciales a través de las exportaciones, así como una mayor influencia estratégica en la definición de los estándares globales de seguridad y operación nuclear y en la configuración de la seguridad energética futura.

Sin embargo, el principal cuello de botella para la comercialización masiva, especialmente para los SMRs y los primeros reactores Gen IV, reside en superar lo que se conoce como el «valle de la muerte» económico de los proyectos pioneros (FOAK). Aunque muchos diseños pueden estar técnicamente maduros a nivel conceptual, los costes y riesgos asociados a la construcción de las primeras unidades son intrínsecamente altos.¹⁴ Las empresas eléctricas y otros potenciales clientes muestran reticencia a asumir estos riesgos iniciales, dada la historia de sobrecostes en el sector nuclear.¹⁴ Para romper este ciclo, es fundamental generar un volumen inicial de pedidos comprometidos («order book») – el informe Liftoff del DOE sugiere de 5 a 10 SMRs Gen III+ para 2025 en EE.UU..¹⁴ Este impulso inicial es necesario para justificar las enormes inversiones requeridas en la industrialización del proceso: construcción de fábricas dedicadas, desarrollo de cadenas de suministro cualificadas y optimización de la logística.¹⁴ Solo a través de esta industrialización y la experiencia acumulada (la «curva de aprendizaje») se podrán alcanzar las reducciones de costes que hagan a estas tecnologías competitivas a largo plazo.¹⁴ Por lo tanto, el desafío inmediato no es tanto la invención tecnológica como la ejecución industrial y comercial. Superar la barrera de los costes y riesgos FOAK para generar la demanda inicial que ponga en marcha el ciclo virtuoso de la producción en serie es el reto crítico a corto plazo, y probablemente requerirá un fuerte apoyo y compromiso de los gobiernos a través de mecanismos como subsidios, garantías de préstamos, contratos de compra de energía a largo plazo o inversión directa.²

8. Impacto en el Futuro Energético y la Lucha Contra el Cambio Climático

La energía nuclear ya desempeña un papel significativo como fuente de electricidad baja en carbono ³, habiendo evitado la emisión de gigatoneladas de CO₂ a lo largo de las últimas décadas.³ De cara al futuro, los análisis de escenarios energéticos realizados por organismos como el Panel Intergubernamental sobre Cambio Climático (IPCC) y la Agencia Internacional de la Energía (IEA) señalan consistentemente que la energía nuclear, incluyendo los reactores avanzados, será un componente necesario, junto con una expansión masiva de las energías renovables y otras opciones bajas en carbono, para alcanzar los objetivos de cero emisiones netas de manera coste-efectiva.² La descarbonización completa del sistema eléctrico requerirá no solo energía limpia variable, sino también una cantidad sustancial de capacidad de generación firme y limpia (capaz de operar cuando las renovables no están disponibles). Las estimaciones para Estados Unidos, por ejemplo, indican una necesidad de entre 550 y 770 GW adicionales de capacidad firme limpia para 2050, y se proyecta que la energía nuclear avanzada podría cubrir una parte importante de esta brecha, con estimaciones que

Obras citadas

1. ¿Por qué la energía nuclear? – Clean Air Task Force, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.catf.us/es/work/advanced-nuclear-energy/why-nuclear/
2. Nuclear Energy and Climate Change Mitigation – Congress.gov, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.congress.gov/crs_external_products/R/PDF/R48480/R48480.2.pdf
3. Nuclear Energy for a Net Zero World, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iaea.org/sites/default/files/21/10/nuclear-energy-for-a-net-zero-world.pdf
4. Nuclear Power in the World Today, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/nuclear-power-in-the-world-today
5. www.foronuclear.org, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.foronuclear.org/wp-content/uploads/2020/12/Monografia_Reactores_Avanzados-1.pdf
6. rEACTorES NUClEArES DE GENErACIóN IV – CEFA Digital, fecha de acceso: abril 15, 2025, http://www.cefadigital.edu.ar/bitstream/1847939/1620/1/TEC1000%202018%20Reactores%20nucleares%20de%20Generacion%20IV.pdf
7. Reactores nucleares refrigerados por agua | OIEA, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iaea.org/es/temas/reactores-refrigerados-por-agua
8. Reinvigorating Nuclear Energy: Modern Strategies and Global Benefits, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/reinvigorating-nuclear-energy-strategies
9. www.oecd-nea.org, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-10/small_modular_reactors_cop26_flyer.pdf
10. Advanced Nuclear Energy is a Key Climate Solution, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://nuclearinnovationalliance.org/sites/default/files/2023-05/Advanced%20Nuclear%20Energy%20is%20a%20Key%20Climate%20Solution.pdf
11. Nuclear’s role in a balanced clean energy future – Power Engineering International, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.powerengineeringint.com/nuclear/nuclears-role-in-a-balanced-clean-energy-future/
12. Generation IV Goals, Technologies and GIF R&D Roadmap | GIF Portal, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.gen-4.org/generation-iv-criteria-and-technologies
13. Advanced Nuclear Reactor Systems and Future Energy Market Needs, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2021-12/nea_7566_arfem.pdf
14. Advanced Nuclear – Pathways to Commercial Liftoff, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://liftoff.energy.gov/wp-content/uploads/2024/09/LIFTOFF_Advanced-Nuclear_Updated-2.6.25.pdf
15. Historia de la evolución técnica de los reactores nucleares de agua a presión – Gredos Principal, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://gredos.usal.es/bitstream/handle/10366/132371/Historia_de_la_evolucion_tecnica_de_los_.pdf
16. Historia de la evolución técnica de los reactores nucleares de agua a presión – Gredos Principal, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://gredos.usal.es/bitstream/handle/10366/132371/Historia_de_la_evolucion_tecnica_de_los_.pdf?sequence=1&isAllowed=y
17. Advanced Nuclear Power Reactors, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/advanced-nuclear-power-reactors
18. Reactores nucleares de potencia, tipos de reactores y de tecnología …, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iaea.org/es/temas/reactores-nucleares-de-potencia
19. Reactor nuclear – Wikipedia, la enciclopedia libre, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://es.wikipedia.org/wiki/Reactor_nuclear
20. Nuclear Power Reactors, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/nuclear-power-reactors
21. Central nuclear – Wikipedia, la enciclopedia libre, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://es.wikipedia.org/wiki/Central_nuclear
22. Mejoras en la actitud de los alumnos para el aprendizaje de la Física – Universidad Autónoma de Nuevo León, fecha de acceso: abril 15, 2025, http://eprints.uanl.mx/21225/1/1020158509.pdf
23. 1.1-1 1. generalidades sobre los bwr. 1.1 plantas nucleares de potencia, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://apps.cnsns.gob.mx/curso/1_genbwr_all.pdf
24. Small Modular Reactors explained – Energy – European Commission, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://energy.ec.europa.eu/topics/nuclear-energy/small-modular-reactors/small-modular-reactors-explained_en
25. What is SMR? The Ultimate Guide to Small Modular Reactors – CarbonCredits.com, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://carboncredits.com/the-ultimate-guide-to-small-modular-reactors/
26. Small modular reactor – Wikipedia, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Small_modular_reactor
27. Small Modular Reactors: An overview – ANSTO, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.ansto.gov.au/news/small-modular-reactors-an-overview
28. What are Small Modular Reactors (SMRs)? | IAEA, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iaea.org/newscenter/news/what-are-small-modular-reactors-smrs
29. Términos para describir las centrales nucleares avanzadas, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/p15629-PUB2071_web.pdf
30. Advanced Small Modular Reactors – Idaho National Laboratory, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://inl.gov/trending-topics/small-modular-reactors/
31. Benefits of Small Modular Reactors (SMRs) | Department of Energy, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.energy.gov/ne/benefits-small-modular-reactors-smrs
32. Small Modular Reactors (SMRs): A Beginner’s Guide – Last Energy, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.lastenergy.com/blog/small-modular-reactors-smrs-a-beginners-guide
33. Reactor nuclear avanzado de agua en ebullición – Wikipedia, la enciclopedia libre, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://es.wikipedia.org/wiki/Reactor_nuclear_avanzado_de_agua_en_ebullici%C3%B3n
34. Load following with Small Modular Reactors (SMR): A real options analysis – White Rose Research Online, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://eprints.whiterose.ac.uk/91139/1/Accpeted%20version.pdf
35. Review of the Requirements for Load Following of Small Modular Reactors – ResearchGate, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.researchgate.net/publication/363151616_Review_of_the_Requirements_for_Load_Following_of_Small_Modular_Reactors
36. The world’s first Generation IV nuclear power plant starts its commercial operation in China, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.foronuclear.org/en/updates/news/the-worlds-first-generation-iv-nuclear-power-plant-starts-its-commercial-operation-in-china/
37. The world’s first Generation IV fission nuclear reactor is in China – Rincón educativo, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://rinconeducativo.org/en/recursos-educativos/the-worlds-first-generation-iv-fission-nuclear-reactor-is-in-china/
38. Novelties in light-water SMR designs suitable for Sweden’s future electricity production needs: Report ANItA project A2, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.uu.se/download/18.5d0b8e8a194e0fb9ded417e7/1739871065755/Report%20ANItA%20project%20A2_250217.pdf
39. ADVANCED NUCLEAR REACTOR, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.nuclearinnovationalliance.org/sites/default/files/2022-07/ANRT-Company-Compendium.pdf
40. Generation IV reactor – Wikipedia, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_reactor
41. What are Generation IV reactors? – Rincón educativo, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://rinconeducativo.org/en/recursos-educativos/what-are-generation-iv-reactors/
42. Welcome to the Generation IV International Forum | GIF Portal, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.gen-4.org/
43. Proliferation Resistance and Physical Protection Position Paper – National Nuclear Laboratory, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://uknnl.com/wp-content/uploads/2019/01/prpp_position_paper_-_final.pdf
44. (PDF) Generation IV reactor – ResearchGate, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.researchgate.net/publication/384678838_Generation_IV_reactor
45. Progress in Technology of Innovative Reactors and SMRs – International Atomic Energy Agency, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://conferences.iaea.org/event/391/contributions/32268/attachments/16809/28350/2024-06-03-Gen-IV-IAEA-Kriventsev.pdf
46. Generation IV and SMR nuclear reactors as future energy sources – UPCommons, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://upcommons.upc.edu/bitstream/handle/2117/426969/GuillemNicolauCiborro_TFM.pdf?sequence=2
47. Generation IV Nuclear Reactors – World Nuclear Association, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors
48. Molten-salt reactor – Wikipedia, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Molten-salt_reactor
49. Molten Salt Reactors – World Nuclear Association, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/molten-salt-reactors
50. Assessment of the Current State of Knowledge on Storage and Transportation of Molten Salt Reactor Waste, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.nrc.gov/docs/ML2318/ML23188A168.pdf
51. Watching brief on advanced fuel cycles and alternative waste management technology, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.nwmo.ca/-/media/Reports-MASTER/Corporate-reports/Watching-brief/Watching-brief-on-advanced-fuel-cycles-and-alternative-waste-management-technology–2024-update.ashx?rev=eaad7689c39a4e89a5d43d1fbd8846f3&sc_lang=en
52. BREST-OD-300 fuel fabrication facility begins pilot operation – World Nuclear News, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.world-nuclear-news.org/articles/brest-od-300-fuel-fabrication-facility-begins-pilot-operation
53. Thorium and WMD proliferation risks – Nuclear-Free Campaign, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://nuclear.foe.org.au/thorium-and-wmd-proliferation-risks-2/
54. Thorium power has a protactinium problem – Bulletin of the Atomic Scientists, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://thebulletin.org/2018/08/thorium-power-has-a-protactinium-problem/
55. Continúa el camino hacia la energía de fusión – Alfa 60 – CSN, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.csn.es/-/continua-el-camino-hacia-la-energia-de-fusion
56. Fusion energy slowly moves to the forefront, a welcome change in a crazy week of trade wars and gloomy headlines | Econopolis, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.econopolis.be/en/blog/posts/2025/april/fusion-energy-slowly-moves-to-the-forefront-a-welcome-change-in-a-crazy-week-of-trade-wars-and-gloomy-headlines/
57. El mayor proyecto de fusión nuclear fracasa antes del primer encendido: ITER retrasa uno de sus hitos clave a 2033 – Xataka, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.xataka.com/energia/tormenta-iter-reactor-fusion-nuclear-grande-mundo-inviable-su-diseno-actual-se-ha-retrasado
58. ITER: el experimento de fusión más grande del mundo | OIEA, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iaea.org/es/energia-de-fusion/iter-el-experimento-de-fusion-mas-grande-del-mundo
59. ITER – Wikipedia, la enciclopedia libre, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://es.wikipedia.org/wiki/ITER
60. Top 3 Fusion Energy Players: Investments, Partnerships, and the Path to Commercialization, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.nuclearbusiness-platform.com/media/insights/top-3-fusion-energy-players-investments
61. Helion Energy is Building the World’s First Fusion Power Plant, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://energy-oil-gas.com/news/helion-energy-is-building-the-worlds-first-fusion-power-plant/
62. El proyecto de fusión nuclear ITER retrasa el inicio de operaciones hasta 2035, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://elperiodicodelaenergia.com/el-proyecto-de-fusion-nuclear-iter-retrasa-el-inicio-de-operaciones-hasta-2035/
63. ITER: decisivo avance en el megaproyecto de energía de fusión – Biotech Magazine & News, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://biotechmagazineandnews.com/iter-decisivo-avance-en-el-megaproyecto-de-energia-de-fusion/
64. Energía de fusión nuclear, investigaciones sobre la fusión, ITER …, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iaea.org/es/temas/fusion
65. ITER—An International Nuclear Fusion Research and Development Facility – CRS Products from the Library of Congress, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://crsreports.congress.gov/product/pdf/R/R48362
66. ITER postponed by a decade in €5bn overhaul – News – The Chemical Engineer, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.thechemicalengineer.com/news/iter-postponed-by-a-decade-in-5bn-overhaul/
67. ITER fusion project confirms more delays and €5B cost overrun | Science|Business, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://sciencebusiness.net/news/iter-fusion-project-confirms-more-delays-and-eu5b-cost-overrun
68. El mayor proyecto de fusión nuclear del mundo se desmorona – El Confidencial, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.elconfidencial.com/tecnologia/novaceno/2024-06-27/reactor-de-fusion-iter-nuevo-retraso-duda-viabilidad_3912350/
69. sciencebusiness.net, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://sciencebusiness.net/news/iter-fusion-project-confirms-more-delays-and-eu5b-cost-overrun#:~:text=The%20International%20Thermonuclear%20Experimental%20Reactor,to%20the%20scientific%20mega%2Dproject.
70. Efficiency analysis of nuclear power plants: A comprehensive review, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://wjarr.com/sites/default/files/WJARR-2023-1553.pdf
71. Economics of Nuclear Power, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/economic-aspects/economics-of-nuclear-power
72. Levelised Cost of Electricity Calculator – Nuclear Energy Agency (NEA), fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.oecd-nea.org/lcoe/
73. Levelised Cost of Electricity Calculator – Data Tools – IEA, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iea.org/data-and-statistics/data-tools/levelised-cost-of-electricity-calculator
74. Projected Costs of Generating Electricity 2020 – Analysis – IEA, fecha de acceso: abril 15, 2025, https://www.iea.org/reports/projected-costs-of-generating-electricity-2020