El diseño del APR-1400 comenzó en 1992 y recibió la certificación del Instituto Coreano de Seguridad Nuclear en mayo de 2002. [3] La solicitud de certificación de diseño se presentó a la Comisión Reguladora Nuclear de los EE. UU. (NRC) en diciembre de 2014 y en marzo de 2015, fue aceptada para revisión técnica para determinar si el diseño del reactor cumple con los requisitos básicos de seguridad de los EE. UU. [4]
En octubre de 2017, la organización European Utility Requirements (EUR) aprobó cambios en el diseño APR-1400 para refrigeración de emergencia, lo que permite que el diseño se construya en países fuera de Europa con certificación EUR. [5]
En septiembre de 2018, la NRC emitió su informe final de evaluación de seguridad [6] y la aprobación del diseño estándar [7], en el que se determinó que el diseño era técnicamente aceptable y válido por 15 años. En abril de 2019, la NRC aprobó una norma para certificar el diseño estándar APR-1400. [8] [9]
En septiembre de 2018, la Comisión Reguladora Nuclear de los EE. UU. otorgó la aprobación del diseño estándar APR-1400 y, en septiembre de 2019, recibió un certificado de diseño válido por 15 años. [10]
En 2022, Westinghouse Electric Company , que había adquirido Combustion Engineering en 2000, presentó una demanda en un tribunal federal de Estados Unidos contra KHNP y Kepco alegando que el APR-1400 fue copiado del reactor System 80. Esto tuvo el efecto indirecto de que el gobierno de Estados Unidos rechazó una solicitud de permiso necesario para exportar el APR-1400 a un tercer país mientras se resuelve el caso. [11]
Los primeros reactores comerciales APR-1400 en Shin Kori fueron aprobados en septiembre de 2007, [12] y la construcción comenzó en octubre de 2008 (Unidad 3) y agosto de 2009 (Unidad 4). [3] [13] [14] Inicialmente, se programó que Shin Kori-3 comenzara a operar a fines de 2013, pero los cronogramas para las Unidades 3 y 4 se retrasaron aproximadamente un año para reemplazar el cableado de control relacionado con la seguridad, que no había superado algunas pruebas. [15] Se esperaba que la construcción de dos unidades APR-1400 más en Shin Kori , Corea (Unidades 5 y 6) comenzara en 2014, [16] pero a diciembre de 2016 los planes no se habían finalizado. [17]
La construcción de dos nuevos APR-1400, las Unidades 1 y 2 de Shin Hanul , comenzó en mayo de 2012 (Unidad 1) [18] y junio de 2013 (Unidad 2), [19] y se espera que la Unidad 1 esté terminada en abril de 2017. [19] Se aprobaron dos APR-1400 más en Shin Hanul en 2014, y su construcción comenzará en 2017. [20]
Después de la elección del presidente Moon Jae-in en mayo de 2017, Korea Hydro & Nuclear Power (KHNP) suspendió el trabajo de diseño en Shin Hanul-3 y -4, [21] y el trabajo de construcción se suspendió en Shin Kori-5 y -6 en julio de 2017 por un período de tres meses mientras un comité designado por el gobierno se reunía para discutir la futura política de energía nuclear del país. [22] El presidente Moon había firmado un acuerdo en marzo de 2017 pidiendo la eliminación gradual de la energía nuclear mientras hacía campaña para presidente. [21] En octubre de 2017, el comité recomendó proceder con la construcción de Shin Kori-5 y -6. [23] El presidente Moon anunció que apoyaba la decisión del comité, pero agregó que no se permitiría ninguna nueva construcción, [24] arrojando dudas sobre el destino de Shin Hanul-3 y -4.
A partir de abril de 2020, Shin-Kori 1 y 2 [25] y Shin-Hanul 1 están operativos mientras que Shin-Hanul 2 se está cargando con combustible. [26]
Emiratos Árabes Unidos
En diciembre de 2009, un consorcio liderado por KEPCO obtuvo el contrato para construir cuatro reactores APR-1400 en Barakah , Emiratos Árabes Unidos. [27] La construcción de la Unidad 1 de Barakah comenzó en julio de 2012, [28] La Unidad 2 comenzó a construirse en mayo de 2013, [29] La Unidad 3 comenzó a construirse en septiembre de 2014 [30] y la Unidad 4 comenzó a construirse en septiembre de 2015. [31] [32] El Bloque 1 comenzó a producir energía el 1 de agosto de 2020 y entró en operación comercial el 6 de abril de 2021. [33] [34] Se llevaron a cabo varios proyectos de investigación en la Universidad Khalifa para garantizar el funcionamiento seguro de la central nuclear APR1400. [35] [36] [37] [38] El 5 de septiembre de 2024, el cuarto y último reactor comenzó la producción comercial.
Reino Unido
NuGeneration (NuGen) se formó como una empresa conjunta entre Engie , Iberdrola y Scottish and Southern Energy (SSE) para desarrollar la central nuclear de Moorside en Cumbria ; los planes iniciales preveían tres unidades Westinghouse AP1000 . SSE fue comprada por Engie e Iberdrola en 2011, y la participación de Iberdrola, a su vez, fue comprada por Toshiba en 2013. Tras la quiebra de la filial de Toshiba, Westinghouse Electric Corporation , en marzo de 2017, Engie se retiró de NuGen en julio, dejando a Toshiba como único propietario de NuGen. En diciembre de 2017, NuGen anunció que KEPCO fue nombrado el postor preferido para adquirir NuGen de Toshiba; los tres reactores AP1000 iban a ser reemplazados por dos unidades APR-1400. [39] En julio de 2018, se canceló el estatus de postor preferente de Kepco, en respuesta a dificultades para financiar el desarrollo. [40]
Polonia
En octubre de 2022, las empresas de servicios públicos polacas PGE y ZE PAK anunciaron un acuerdo con KHNP para construir una serie de reactores APR-1400 cerca de la planta de carbón de ZE PAK en Pątnów . [41]
Resumen
Notas
^ ab Retraso por problema de cableado fraudulento [15]
^ Pruebas hidrostáticas en frío finalizadas en noviembre de 2015. Pruebas funcionales en caliente finalizadas en abril de 2016. [46]
^ Las pruebas hidrostáticas en frío se completaron en noviembre de 2016; las pruebas funcionales en caliente están programadas para mayo-septiembre de 2017. [48]
^ Las pruebas hidrostáticas en frío se completaron el 16 de febrero de 2016. [52] La construcción inicial se completó el 5 de mayo de 2017 y las pruebas restantes están pendientes de la licencia de operación que permita la carga de combustible. [53]
^ Principales componentes del RCS instalados en el verano de 2017. [58]
Diseño
El APR-1400 es un reactor avanzado de agua ligera evolutivo que se basa en el diseño anterior OPR-1000 . En las condiciones de Corea, el reactor produjo 1455 MW de potencia eléctrica bruta con una capacidad de potencia térmica de 3983 MW (4000 MW nominales). [61]
El diseño se desarrolló para cumplir con 43 requisitos de diseño, [62] siendo los principales avances la evolución en capacidad, el aumento de la vida útil y la mejora de la seguridad. Las mejoras de diseño también se centran en cumplir con los objetivos económicos y los requisitos de licencia. En comparación con el OPR-1000, las características clave son:
Potencia eléctrica neta: 1400 MW (incremento del 40%)
Vida útil del diseño: 60 años (aumento del 50%)
Base de diseño sísmico: 0,3 g (aumento del 50 %)
Frecuencia de daño al núcleo: menos de 10 −5 /año (disminución de 10x)
Conjuntos de combustible básico: 241 (aumento del 36%)
Se incorporaron varios otros cambios, como el paso a un sistema de control completamente digital y la implementación de nuevos sistemas en el Sistema de Inyección de Seguridad (SIT).
Centro
El núcleo del reactor del APR-1400 consta de 241 conjuntos de combustible, 93 conjuntos de elementos de control y 61 conjuntos de instrumentación en el núcleo. Cada conjunto de combustible tiene 236 barras de combustible en una matriz de 16 x 16 (parte del espacio está ocupado por tubos guía para elementos de control) que contienen dióxido de uranio (enriquecimiento promedio de 2,6 w/o), [38] [37] [36] [35] que es capaz de producir una densidad de potencia volumétrica promedio de 100,9 W/cm^3. Hasta el 30% del núcleo también se puede cargar con combustible de óxido mixto con modificaciones menores. El núcleo está diseñado para un ciclo operativo de 18 meses con un quemado de descarga de hasta 60.000 MWD/MTU, con un margen térmico del 10%. [3] Para los conjuntos de elementos de control, se utilizan 76 varillas de pellets de carburo de boro en las barras de control de resistencia completa, mientras que se utilizan 17 Inconel -625 en las barras de control de resistencia de la pieza.
Primario
Al igual que el OPR-1000 y los diseños CE anteriores, el APR-1400 tiene dos circuitos de refrigerante del reactor. En cada circuito, el refrigerante primario calentado sale del recipiente de presión del reactor (RPV) a través de una pata caliente, pasando por un generador de vapor (SG), regresando al recipiente del reactor a través de dos patas frías, cada una equipada con una bomba de refrigerante del reactor (RCP). [62] En el circuito 2, hay un presurizador (PZR) en la pata caliente, donde se mantiene una burbuja de vapor durante la operación. Los circuitos están dispuestos simétricamente, por lo que las patas calientes están diametralmente opuestas en la circunferencia del RPV. Debido a que los generadores de vapor están elevados en relación con el RPV, la convección natural hará circular el refrigerante del reactor en caso de mal funcionamiento del RCP. El presurizador está equipado con una válvula de alivio operada por piloto que no solo protege contra la sobrepresión del sistema de refrigerante del reactor, sino que también permite la despresurización manual en caso de una pérdida total de agua de alimentación.
Secundario
Cada generador de vapor tiene 13.102 tubos de Inconel 690; este material mejora la resistencia al agrietamiento por corrosión bajo tensión en comparación con el Inconel 600 utilizado en diseños anteriores. [3] Al igual que el diseño System 80+ de última evolución, el diseño del generador de vapor incorpora un economizador de agua de alimentación integral, que precalienta el agua de alimentación antes de introducirla en el SG. En comparación con el diseño OPR-1000, el generador de vapor cuenta con un inventario de agua de alimentación secundaria más grande, lo que extiende el tiempo de secado y brinda más tiempo para la intervención manual del operador, en caso de ser necesario. El margen de obstrucción de los tubos de diseño es del 10%, lo que significa que la unidad puede funcionar a plena potencia con hasta el 10% de los tubos del SG tapados. Cada una de las dos líneas de vapor principales del generador de vapor contiene cinco válvulas de seguridad, una válvula de alivio de vapor principal y una válvula de aislamiento .
APR+
El APR-1400 ha sido desarrollado aún más hasta convertirse en el diseño APR+, que recibió su certificación de tipo oficial el 14 de agosto de 2014 después de siete años de desarrollo. [63] El diseño del reactor presenta una seguridad mejorada y, entre otras cosas, "una frecuencia de daño al núcleo un orden de magnitud inferior a la calculada para el diseño APR1400 al que reemplaza". [64] El núcleo APR+ utiliza 257 conjuntos de combustible (16 más que el APR-1400) para aumentar la producción a 1550 MW de electricidad bruta. [61] Ciertas características de seguridad, como los generadores de respaldo, se han incrementado de dos a cuatro sistemas independientes y redundantes. [65] También se espera que el diseño del reactor tenga un tiempo de construcción más corto de 36 meses frente a los 52 meses del APR1400. [63] La planta de energía nuclear de Cheonji es la primera planta planificada con este diseño. [66]
Véase también
Wikimedia Commons alberga una categoría multimedia sobre APR-1400 .
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Enlaces externos
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Activo (número de unidades)
En construcción [número de unidades]
