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VVER

El reactor energético agua-agua ( WWER ), [1] o VVER (del ruso : водо-водяной энергетический реактор ; se transcribe como vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor ; reactor de energía agua-agua ) es una serie de diseños de reactores de agua a presión desarrollados originalmente en la Unión Soviética , y ahora Rusia , por OKB Gidropress . [2] La idea de un reactor de este tipo fue propuesta en el Instituto Kurchatov por Savely Moiseevich Feinberg . Los VVER se desarrollaron originalmente antes de la década de 1970 y se han actualizado continuamente. Como resultado, el nombre VVER se asocia con una amplia variedad de diseños de reactores que abarcan desde reactores de generación I hasta diseños de reactores modernos de generación III+ . La potencia de salida oscila entre 70 y 1300 MWe , con diseños de hasta 1700 MWe en desarrollo. [3] [4] El primer prototipo VVER-210 se construyó en la central nuclear de Novovoronezh .

Las centrales eléctricas VVER se han instalado principalmente en Rusia, pero también en Ucrania, Bielorrusia, Armenia, China, la República Checa, Finlandia, Hungría, Eslovaquia, Bulgaria, India e Irán. Los países que planean introducir reactores VVER incluyen Bangladesh, Egipto, Jordania y Turquía. Alemania cerró sus reactores VVER en 1989-90 [5] y canceló los que estaban en construcción.

Historia

Los primeros VVER se construyeron antes de 1970. El modelo VVER-440 V230 fue el diseño más común y entregó 440 MW de energía eléctrica. El V230 emplea seis circuitos de refrigerante primarios, cada uno con un generador de vapor horizontal . Una versión modificada del VVER-440, modelo V213, fue producto de los primeros estándares de seguridad nuclear adoptados por los diseñadores soviéticos. Este modelo incluye sistemas adicionales de refrigeración del núcleo de emergencia y de agua de alimentación auxiliar , así como sistemas mejorados de localización de accidentes. [6]

El VVER-1000 más grande se desarrolló después de 1975 y es un sistema de cuatro circuitos alojado en una estructura de tipo contención con un sistema de supresión de vapor rociado ( Sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo ). Se han elaborado diseños de reactores VVER para incorporar sistemas de control automático, seguridad pasiva y contención asociados a los reactores occidentales de generación III .

El VVER-1200 es la versión que se ofrece actualmente para la construcción, siendo una evolución del VVER-1000 con una potencia de salida aumentada a aproximadamente 1200 MWe (bruta) y que proporciona características de seguridad pasiva adicionales. [7]

En 2012, Rosatom declaró que en el futuro tenía intención de certificar el VVER ante las autoridades reguladoras británicas y estadounidenses, aunque era poco probable que solicitara una licencia británica antes de 2015. [8] [9]

La construcción de la primera unidad VVER-1300 (VVER-TOI) de 1300 MWE se inició en 2018. [4]

Diseño

Un WWER-1000 (o VVER-1000 como transliteración directa del ruso ВВЭР-1000), un reactor de energía nuclear ruso de 1000 MWe de tipo PWR.
1: accionamientos de las barras de control
2: cubierta del reactor [10] o cabeza de la vasija [11]
3: vasija de presión del reactor
4: boquillas de entrada y salida
5: cilindro o cubierta del núcleo
del reactor 6: núcleo del reactor
7: barras de combustible
La disposición de los conjuntos combustibles hexagonales en comparación con un diseño de Westinghouse PWR. Tenga en cuenta que hay 163 ensamblajes en esta disposición hexagonal y 193 en la disposición Westinghouse.

La abreviatura rusa VVER significa "reactor de energía agua-agua" (es decir, reactor de energía moderado por agua refrigerado por agua). El diseño es un tipo de reactor de agua a presión (PWR). Las principales características distintivas del VVER [3] en comparación con otros PWR son:

Sala del reactor VVER-440 de la central nuclear de Mochovce

Las barras de combustible del reactor se sumergen completamente en agua mantenida a una presión de (12,5 / 15,7 / 16,2 ) MPa (1812/2277/2349 psi), respectivamente, para que no hierva a la temperatura normal (220 a más de 320 °C). [428 a >608°F]) temperaturas de funcionamiento. El agua en el reactor sirve como refrigerante y moderador, lo cual es una característica de seguridad importante . Si falla la circulación del refrigerante, el efecto de moderación de neutrones del agua disminuye debido al aumento de calor que crea burbujas de vapor que no moderan los neutrones, reduciendo así la intensidad de la reacción y compensando la pérdida de enfriamiento , una condición conocida como coeficiente de vacío negativo . Las versiones posteriores de los reactores están encerradas en enormes recipientes a presión de acero. El combustible es dióxido de uranio (UO 2 ) poco enriquecido (aprox. 2,4–4,4% 235 U ) o equivalente prensado en pastillas y ensamblado en barras de combustible.

La reactividad se controla mediante barras de control que se pueden insertar en el reactor desde arriba. Estas varillas están hechas de un material absorbente de neutrones y, dependiendo de la profundidad de inserción, dificultan la reacción en cadena . Si hay una emergencia, se puede realizar una parada del reactor insertando completamente las barras de control en el núcleo.

Circuitos de refrigeración primarios

Disposición de los cuatro circuitos de refrigeración primarios y el presurizador de un VVER-1000.
Construcción de una vasija de reactor VVER-1000 en Atommash .

Como se indicó anteriormente, el agua de los circuitos primarios se mantiene a una presión elevada constante para evitar su ebullición. Dado que el agua transfiere todo el calor del núcleo y se irradia, la integridad de este circuito es crucial. Se pueden distinguir cuatro componentes principales:

  1. Recipiente del reactor: el agua fluye a través de los conjuntos combustibles que se calientan mediante la reacción nuclear en cadena.
  2. Compensador de volumen (presurizador): para mantener el agua bajo una presión constante pero controlada, el compensador de volumen regula la presión controlando el equilibrio entre el vapor saturado y el agua mediante calefacción eléctrica y válvulas de alivio.
  3. Generador de vapor: en el generador de vapor, el calor del agua refrigerante primaria se utiliza para hervir el agua del circuito secundario.
  4. Bomba: la bomba asegura la correcta circulación del agua por el circuito.

Para garantizar la refrigeración continua del núcleo del reactor en situaciones de emergencia, la refrigeración primaria está diseñada de forma redundante .

Circuito secundario y salida eléctrica.

El circuito secundario también consta de diferentes subsistemas:

  1. Generador de vapor: se hierve agua secundaria tomando calor del circuito primario. Antes de entrar en la turbina, el agua restante se separa del vapor para que el vapor esté seco.
  2. Turbina: el vapor en expansión impulsa una turbina, que se conecta a un generador eléctrico. La turbina está dividida en secciones de alta y baja presión. Para aumentar la eficiencia, el vapor se recalienta entre estas secciones. Los reactores del tipo VVER-1000 entregan 1 GW de potencia eléctrica.
  3. Condensador: el vapor se enfría y se deja condensar, liberando el calor residual a un circuito de refrigeración.
  4. Desaireador: elimina los gases del refrigerante.
  5. Bomba: las bombas de circulación son accionadas cada una por su propia pequeña turbina de vapor.

Para aumentar la eficiencia del proceso, el vapor de la turbina se toma para recalentar el refrigerante en el circuito secundario antes del desaireador y del generador de vapor. Se supone que el agua en este circuito no es radiactiva.

Circuito terciario de refrigeración y calefacción urbana

El circuito de refrigeración terciario es un circuito abierto que desvía agua de un depósito exterior, como un lago o un río. Las torres de refrigeración por evaporación, los estanques de refrigeración o los estanques transfieren el calor residual del circuito de generación al medio ambiente.

En la mayoría de las VVER, este calor también se puede utilizar para calefacción residencial e industrial. Ejemplos operativos de tales sistemas son la central nuclear de Bohunice ( Eslovaquia ), que suministra calor a las ciudades de Trnava [12] (a 12 kilómetros [7,5 millas] de distancia), Leopoldov (a 9,5 kilómetros [5,9 millas] de distancia) y Hlohovec (a 13 kilómetros [8,1 millas] de distancia). ] de distancia), y la central nuclear de Temelín ( República Checa ) que suministra calor a Týn nad Vltavou a 5 kilómetros de distancia. Está previsto suministrar calor desde la central nuclear de Dukovany a Brno (la segunda ciudad más grande de la República Checa), cubriendo dos tercios de sus necesidades de calor. [13]

Barreras de seguridad

Las dos unidades VVER-440 en Loviisa , Finlandia , tienen edificios de contención que cumplen con los estándares de seguridad occidentales.

Una característica típica del diseño de los reactores nucleares son las barreras de seguridad en capas que impiden el escape de material radiactivo. Los reactores VVER tienen tres capas:

  1. Barras de combustible: el revestimiento hermético de aleación de circonio (Zircaloy) alrededor de las pastillas de combustible cerámico sinterizado de óxido de uranio proporciona una barrera resistente al calor y la alta presión.
  2. Pared de la vasija de presión del reactor: una enorme carcasa de acero encierra herméticamente todo el conjunto combustible y el refrigerante primario .
  3. Edificio del reactor: un edificio de contención de hormigón que recubre todo el primer circuito es lo suficientemente fuerte como para resistir el aumento de presión que causaría una brecha en el primer circuito.

En comparación con los reactores RBMK (el tipo involucrado en el desastre de Chernobyl ), el VVER utiliza un diseño inherentemente más seguro porque el refrigerante también es el moderador y, por la naturaleza de su diseño, tiene un coeficiente de vacío negativo como todos los PWR. No tiene el riesgo de mayor reactividad y grandes transitorios de potencia del RBMK moderado por grafito en caso de un accidente por pérdida de refrigerante. Los reactores RBMK también se construyeron sin estructuras de contención por motivos de coste debido a su tamaño; el núcleo VVER es considerablemente más pequeño. [14]

Versiones

VVER-440

Una de las primeras versiones del tipo VVER, el VVER-440 manifestó ciertos problemas con el diseño de su edificio de contención . Como sucedió al principio con los modelos V-230 y anteriores que no estaban construidos para resistir las grandes roturas de tuberías de base de diseño, el fabricante añadió con el modelo más nuevo V-213 una torre de condensador llamada Bubble , que, con su volumen adicional y una número de capas de agua – tiene como objetivo suprimir las fuerzas del vapor que se escapa rápidamente sin que se produzca una fuga de contención. Como consecuencia, todos los países miembros con plantas de diseño VVER-440 V-230 y anteriores fueron obligados por los políticos de la Unión Europea a cerrarlas permanentemente. Debido a esto, la central nuclear de Bohunice tuvo que cerrar dos reactores y la central nuclear de Kozloduy tuvo que cerrar cuatro. Mientras que en el caso de la central nuclear de Greifswald , el organismo regulador alemán ya había tomado la misma decisión tras la caída del muro de Berlín .

VVER-1000

Sala de control de un VVER-1000 en 2009, Unidad 5 de Kozloduy

Cuando se construyó por primera vez, el diseño del VVER estaba previsto que estuviera operativo durante 35 años. Después de eso, se consideró necesaria una revisión importante de mediana edad que incluía un reemplazo completo de piezas críticas, como el combustible y los canales de las barras de control. [15] Dado que los reactores RBMK especificaron un importante programa de reemplazo a los 35 años, los diseñadores originalmente decidieron que esto también debía suceder en el tipo VVER, aunque tienen un diseño más robusto que el tipo RBMK. La mayoría de las plantas VVER de Rusia están alcanzando y superando la marca de los 35 años. Estudios de diseño más recientes han permitido prolongar la vida útil hasta 50 años con la sustitución del equipo. Los nuevos VVER llevarán el nombre de vida útil extendida.

En 2010, el VVER-1000 más antiguo, en Novovoronezh , se cerró para modernizarlo y extender su vida operativa por 20 años más; el primero en experimentar tal extensión de vida operativa. Los trabajos incluyen la modernización de los sistemas de gestión, protección y emergencia, y la mejora de los sistemas de seguridad y protección radiológica. [dieciséis]

En 2018, Rosatom anunció que había desarrollado una técnica de recocido térmico para las vasijas de presión de los reactores que mejora los daños por radiación y prolonga la vida útil entre 15 y 30 años. Esto se demostró en la unidad 1 de la central nuclear de Balakovo . [17]

VVER-1200

El VVER-1200 (o NPP-2006 o AES-2006) [7] es una evolución del VVER-1000 que se ofrece para uso nacional y de exportación. [18] [19] El diseño del reactor se ha perfeccionado para optimizar la eficiencia del combustible. Las especificaciones incluyen un costo de construcción nocturno de $1200 por kW , un tiempo de construcción planificado de 54 meses, una vida útil de diseño de 60 años con un factor de capacidad del 90 % y que requiere aproximadamente un 35 % menos de personal operativo que el VVER-1000. El VVER-1200 tiene una eficiencia térmica bruta y neta del 37,5% y 34,8%. El VVER 1200 producirá 1.198 MWe de potencia. [20] [21]

Las dos primeras unidades se han construido en la central nuclear II de Leningrado y en la central nuclear II de Novovoronezh . Están previstos y en construcción más reactores con un VVER-1200/491 [22] como el diseño Leningrad-II ( centrales nucleares de Kaliningrado y Nizhny Novgorod ). El tipo VVER-1200/392M [23] instalado en la central nuclear de Novovoronezh-II también ha sido seleccionado para las centrales nucleares de Seversk, Zentral y Urales del Sur. Se desarrolló una versión estándar como VVER-1200/513 y se basó en el diseño VVER-TOI (VVER-1300/510).

En julio de 2012 se acordó un contrato para construir dos AES-2006 en Bielorrusia en Ostrovets y para que Rusia otorgara un préstamo de 10 mil millones de dólares para cubrir los costos del proyecto. [24] Se está licitando un AES-2006 para la central nuclear de Hanhikivi en Finlandia. [25] El contrato de suministro de la planta se firmó en 2013, pero se rescindió en 2022 debido principalmente a la invasión rusa de Ucrania. [26]

De 2015 a 2017, Egipto y Rusia llegaron a un acuerdo para la construcción de cuatro unidades VVER-1200 en la central nuclear de El Dabaa . [27]

El 30 de noviembre de 2017, se vertió hormigón para la base de la isla nuclear de la primera de dos unidades VVER-1200/523 en la central nuclear de Rooppur en Bangladesh . La central será una central nuclear de 2,4 GWe en Bangladesh. Está previsto que las dos unidades que generan 2,4 GWe estén operativas en 2023 y 2024. [28]

El 7 de marzo de 2019, la Corporación Nuclear Nacional de China y Atomstroyexport firmaron el contrato detallado para la construcción de cuatro VVER-1200 , dos en la central nuclear de Tianwan y dos en la central nuclear de Xudabao . La construcción comenzará en mayo de 2021 y se espera la operación comercial de todas las unidades entre 2026 y 2028. [29]

A partir de 2020 se pondrá a prueba un ciclo de reabastecimiento de combustible de 18 meses, lo que dará como resultado un factor de utilización de la capacidad mejorado en comparación con el ciclo anterior de 12 meses. [30]

Caracteristicas de seguridad

La parte nuclear de la planta está alojada en un único edificio que actúa como contención y escudo antimisiles. Además del reactor y los generadores de vapor, esto incluye una máquina de reabastecimiento de combustible mejorada y sistemas informatizados de control del reactor. También están protegidos en el mismo edificio los sistemas de emergencia, incluido un sistema de refrigeración central de emergencia, un suministro de energía diésel de respaldo de emergencia y un suministro de agua de alimentación de respaldo.

Se añadió un sistema pasivo de eliminación de calor a los sistemas activos existentes en la versión AES-92 del VVER-1000 utilizado en la central nuclear de Kudankulam en la India. Esto se ha mantenido para el VVER-1200 más nuevo y diseños futuros. El sistema se basa en un sistema de refrigeración y tanques de agua construidos encima de la cúpula de contención. [31] Los sistemas pasivos se encargan de todas las funciones de seguridad durante 24 horas y de la seguridad central durante 72 horas. [7]

Otros sistemas de seguridad nuevos incluyen protección contra accidentes de aeronaves, recombinadores de hidrógeno y un receptor de núcleos para contener el núcleo fundido del reactor en caso de un accidente grave. [19] [24] [32] El receptor de núcleos se desplegará en la central nuclear de Rooppur y en la central nuclear de El Dabaa . [33] [34]

VVER-TOI

El VVER-TOI está desarrollado a partir del VVER-1200. Su objetivo es desarrollar un proyecto típico optimizado informativo-avanzado de una unidad de potencia III+ de nueva generación basada en la tecnología VVER, que cumple una serie de parámetros orientados a objetivos utilizando tecnologías modernas de información y gestión. [35]

Las principales mejoras del VVER-1200 son: [4]

La construcción de las dos primeras unidades VVER-TOI se inició en 2018 y 2019 en la Central Nuclear Kursk II . [36] [4]

En junio de 2019, el VVER-TOI obtuvo la certificación de cumplimiento de los requisitos de servicios públicos europeos (con ciertas reservas) para centrales nucleares. [4]

En la central nuclear de Akkuyu, en Turquía , se está construyendo una versión mejorada de AES-2006 con estándares TOI, el VVER-1200/513 . [37]

Versiones futuras

Se han realizado varios diseños para futuras versiones del VVER: [38]

Plantas de energía

Especificaciones técnicas

Clasificación

Ver también

Notas

  1. ^ Otras fuentes - 34,8.

Referencias

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