El reactor de agua supercrítica ( SCWR ) es un concepto de reactor de Generación IV , [1] diseñado como un reactor de agua ligera (LWR) que opera a presión supercrítica (es decir, superior a 22,1 megapascales [3210 psi]). El término crítico en este contexto se refiere al punto crítico del agua, y no debe confundirse con el concepto de criticidad del reactor nuclear.
El agua calentada en el núcleo del reactor se convierte en un fluido supercrítico por encima de la temperatura crítica de 374 °C (705 °F), pasando de un fluido más parecido al agua líquida a un fluido más parecido al vapor saturado (que puede usarse en una turbina de vapor ). , sin pasar por la distinta transición de fase de ebullición .
Por el contrario, los bien establecidos reactores de agua a presión (PWR) tienen un circuito de enfriamiento primario de agua líquida a una presión subcrítica, transportando calor desde el núcleo del reactor a un circuito de enfriamiento secundario, donde el vapor para impulsar las turbinas se produce en una caldera. (llamado generador de vapor ). Los reactores de agua en ebullición (BWR) operan a presiones aún más bajas, y el proceso de ebullición para generar vapor ocurre en el núcleo del reactor.
El generador de vapor supercrítico es una tecnología probada.
El desarrollo de sistemas SCWR se considera un avance prometedor para las centrales nucleares debido a su alta eficiencia térmica (~45 % frente a ~33 % para los LWR actuales) y su diseño más simple. En 2012, el concepto estaba siendo investigado por 32 organizaciones en 13 países. [2]
Los reactores refrigerados por vapor sobrecalentado que funcionan a presión subcrítica se experimentaron tanto en la Unión Soviética como en los Estados Unidos ya en las décadas de 1950 y 1960, como la central nuclear de Beloyarsk , Pathfinder y Bonus del programa Operación Sunrise de GE . Estos no son SCWR. Los SCWR se desarrollaron a partir de la década de 1990. [3] Se están desarrollando tanto un SCWR de tipo LWR con una vasija de presión de reactor como un SCWR de tipo CANDU con tubos de presión.
Un libro de 2010 incluye métodos de análisis y diseño conceptual, como diseño del núcleo, sistema de planta, dinámica y control de la planta, arranque y estabilidad de la planta, seguridad, diseño de reactores rápidos , etc. [4]
Un documento de 2013 vio la finalización de una prueba de circuito de combustible prototípica en 2015. [5] Se completó una prueba de calificación de combustible en 2014. [6]
Un libro de 2014 analizó el diseño conceptual de un reactor de espectro térmico (Super LWR) y un reactor rápido (Super FR) y resultados experimentales de hidráulica térmica, materiales e interacciones material-refrigerante. [7]
El SCWR opera a presión supercrítica. El refrigerante de salida del reactor es agua supercrítica . El agua ligera se utiliza como moderador de neutrones y refrigerante. Por encima del punto crítico, el vapor y el líquido adquieren la misma densidad y son indistinguibles, eliminando la necesidad de presurizadores y generadores de vapor ( PWR ), o bombas de chorro /recirculación, separadores de vapor y secadores ( BWR ). Además, al evitar la ebullición, SCWR no genera vacíos caóticos (burbujas) con menor densidad y efecto moderador. En un LWR, esto puede afectar la transferencia de calor y el flujo de agua, y la retroalimentación puede hacer que la potencia del reactor sea más difícil de predecir y controlar. Se necesita un cálculo neutrónico y termohidráulico acoplado para predecir la distribución de energía. La simplificación de SCWR debería reducir los costos de construcción y mejorar la confiabilidad y la seguridad.
Un SCWR tipo LWR adopta varillas de agua con aislamiento térmico y un SCWR tipo CANDU mantiene moderador de agua en un tanque de Calandria. El núcleo del reactor rápido LWR tipo SCWR adopta una red estrecha de barras de combustible como LWR de alta conversión. El SCWR de espectro de neutrones rápidos tiene la ventaja de una mayor densidad de potencia, pero necesita combustible de óxidos mixtos de plutonio y uranio que estará disponible durante el reprocesamiento.
Los SCWR probablemente tendrían barras de control insertadas en la parte superior, como se hace en los PWR.
La temperatura dentro de un SCWR es más alta que la de los LWR . Aunque las plantas supercríticas de combustibles fósiles tienen mucha experiencia en los materiales, no incluyen la combinación de un ambiente de alta temperatura y una intensa radiación de neutrones . Los SCWR necesitan materiales centrales (especialmente revestimientos de combustible ) para resistir el medio ambiente. La I+D se centra en:
En los ciclos de refrigerante de un solo paso, como los SCWR y las centrales eléctricas supercríticas alimentadas con fósiles, todo el refrigerante del reactor se procesa a baja temperatura después de la condensación . Es una ventaja en el manejo de la química del agua y el agrietamiento por corrosión bajo tensión de materiales estructurales. En los LWR no es posible debido a la recirculación del refrigerante caliente del reactor. La I+D de materiales y química del agua debe realizarse teniendo en cuenta las características de una sola vez. [4]
Sin embargo, no es demasiado alto para un revestimiento de acero inoxidable. El análisis de seguridad del LWR tipo SCWR mostró que los criterios de seguridad se cumplen con márgenes en accidentes y transitorios anormales, incluida la pérdida total de flujo y la pérdida de refrigerante. [10] [4] [9] : 97, 104 No se produce ninguna rotura de doble extremo debido al ciclo de refrigerante de un solo paso. El núcleo se enfría mediante el flujo inducido ante la pérdida accidental de refrigerante. El inventario de agua en la cúpula superior de la vasija del reactor sirve como acumulador dentro de la vasija. El principio de seguridad del SCWR no es mantener el inventario de refrigerante, sino mantener el caudal de refrigerante central. [10] [4] Es más fácil de controlar que el nivel del agua en los accidentes. Hubo un error en la señal del nivel del agua en el accidente de Three Mile Island y los operadores cerraron el ECCS.
Sin embargo, en un diseño de tipo LWR, la pared interior de la vasija de presión del reactor se enfría mediante el refrigerante de entrada como PWR. Las boquillas de salida del refrigerante están equipadas con manguitos térmicos. Un diseño de tubo de presión, donde el núcleo se divide en tubos más pequeños para cada canal de combustible, tiene potencialmente menos problemas aquí, ya que los tubos de menor diámetro pueden ser mucho más delgados que los enormes recipientes a presión individuales, y el tubo se puede aislar por dentro con Aislamiento cerámico inerte para que pueda funcionar a baja temperatura (agua de calandria). [11]
Sin embargo, un diseño SCWR tipo LWR adopta barras de agua en los conjuntos combustibles como BWR. La densidad del refrigerante en las barras de agua se mantiene alta con un aislamiento térmico fino, no completamente aislado. La mayoría de los diseños de SCWR tipo CANDU utilizan una calandria interna donde parte del flujo de agua de alimentación se guía a través de tubos superiores a través del núcleo, que proporcionan moderación adicional (agua de alimentación) en esa región. Esto tiene la ventaja adicional de poder enfriar toda la pared del recipiente con agua de alimentación, pero da como resultado una disposición interna de calandria y plena compleja y materialmente exigente (alta temperatura, altas diferencias de temperatura, alta radiación). Un diseño de tubo de presión tiene las características de que la mayor parte del moderador está en la calandria a baja temperatura y presión, lo que reduce el efecto de densidad del refrigerante en la moderación, y el agua de calandria puede mantener fresco el tubo de presión real. [11]
Sin embargo, todo el refrigerante SCWR se limpia después de la condensación. Esta es una ventaja en el manejo de la química del agua y el agrietamiento por corrosión bajo tensión de materiales estructurales. No es posible en LWR donde circula refrigerante caliente.
Sin embargo, la inestabilidad se gestiona mediante la relación entre potencia y caudal de refrigerante como BWR. [12] El cambio de densidad del refrigerante es menor en los SCWR que en los BWR.
Sin embargo, es factible un núcleo de paso de flujo de refrigerante único. [7]
Sin embargo, los LWR se desarrollaron en la década de 1950 basándose en tecnologías de energía subcrítica alimentadas con fósiles. El éxito de los LWR se basa en esa experiencia. [4] Las centrales eléctricas supercríticas alimentadas con fósiles se desarrollaron después de la década de 1950. Componentes como válvulas, tuberías, turbinas, bombas de agua de alimentación y calentadores para funcionamiento a una presión de aceleración de la turbina de hasta 30 MPa (4400 psi) y una temperatura de hasta 630 °C (903 K; 1166 °F) están presentes para aplicaciones comerciales. [13] [4] Los SCWR son una evolución natural de los LWR. La competitividad de los LWR en el mercado eléctrico está siendo cuestionada en los EE. UU. debido al gas de esquisto de los resúmenes históricos de las proyecciones del costo nivelado de la electricidad (LCOE) de la Administración de Información Energética de los EE. UU. (EIA) (2010-2020) en Costo de la electricidad por fuente. . Los LWR son el diseño dominante con la mayor participación en la generación de energía nuclear y son la oferta actual para nuevas construcciones en el mundo. La dinámica de la innovación muestra que la innovación no proviene de las empresas con mayor participación de mercado. [14] Comparar SCWR y LWR no es relevante en términos de dinámica de innovación . Si el reactor modular pequeño (SMR) es competitivo, una versión SMR de SCWR aumentará su ventaja. [15]
Sin embargo, las cuñas químicas no se pueden utilizar en SCWR ni en BWR debido al coeficiente de vacío de refrigerante positivo. Los SCWR utilizan agua borada como cierre secundario similar a los BWR.
Sin embargo, el factor de capacidad de los LWR ya es alto en EE.UU., superior al 90%. Los SCWR tipo recipiente a presión no requieren reabastecimiento de combustible en línea.
