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VVER

El reactor energético agua-agua ( WWER ), [1] o VVER (del ruso : водо-водяной энергетический реактор ; transliterado como vodo-vodyanoi enyergeticheskiy reaktor ; reactor de potencia agua-agua ) es una serie de diseños de reactores de agua presurizada 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. Fueron uno de los reactores iniciales desarrollados por la URSS , el otro fue el infame RBMK . 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 varía de 70 a 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 .

Se han instalado centrales eléctricas VVER en Rusia, Ucrania, Bielorrusia, Armenia, China, la República Checa, Finlandia, Hungría, Eslovaquia, Bulgaria, India e Irán. Entre los países que tienen previsto introducir reactores VVER se encuentran Bangladesh, Egipto, Jordania y Turquía. Alemania cerró sus reactores VVER en 1989-90 [5] y canceló los que estaban en construcción.

Historia

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

El reactor VVER-1000, de mayor tamaño, 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 por aspersión ( Sistema de enfriamiento de núcleo de emergencia ). Los diseños de reactores VVER se han elaborado para incorporar control automático, seguridad pasiva y sistemas de contención asociados con los reactores occidentales de generación III .

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

En 2012, Rosatom declaró que en el futuro tenía la 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

WWER-1000 (o VVER-1000 como transliteración directa del ruso ВВЭР-1000), un reactor nuclear ruso de 1000 MWe de tipo PWR.
1: accionamientos de las barras de control
2: tapa del reactor [10] o cabezal de la vasija [11]
3: vasija de presión del reactor
4: toberas de entrada y salida
5: barril del núcleo del reactor o cubierta del núcleo
6: núcleo del reactor
7: barras de combustible
Disposición de los conjuntos de combustible hexagonales en comparación con un diseño de reactor de agua a presión Westinghouse. Nótese que hay 163 conjuntos 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 refrigerado por agua y moderado 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 están completamente sumergidas en agua mantenida a (12,5 / 15,7 / 16,2 ) MPa (1812/2277/2349 psi) de presión respectivamente para que no hierva a las temperaturas de operación normales (220 a más de 320 °C [428 a >608 °F]). El agua en el reactor sirve tanto como refrigerante como moderador, lo que es una característica de seguridad importante . Si falla la circulación del refrigerante, el efecto moderador 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 recipientes de presión de reactor de acero masivos. El combustible es dióxido de uranio (UO 2 ) poco enriquecido (aproximadamente 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 barras están hechas de un material que absorbe los neutrones y, según la profundidad de inserción, impiden la reacción en cadena . En caso de emergencia, se puede apagar el reactor insertando completamente las barras de control en el núcleo.

Circuitos de refrigeración primarios

Disposición de los cuatro circuitos de refrigeración primarios y del presurizador de un VVER-1000
Construcción de un recipiente para el reactor VVER-1000 en Atommash .

Como se ha indicado anteriormente, el agua de los circuitos primarios se mantiene a una presión elevada y 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. Vaso 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 calentamiento eléctrico y válvulas de alivio.
  3. Generador de vapor: en el generador de vapor, el calor del agua refrigerante primaria se aprovecha para hervir el agua en el circuito secundario.
  4. Bomba: la bomba asegura la correcta circulación del agua a través del circuito.

Para garantizar el enfriamiento continuo del núcleo del reactor en situaciones de emergencia, el enfriamiento primario está diseñado con redundancia .

Circuito secundario y salida eléctrica

El circuito secundario también consta de diferentes subsistemas:

  1. Generador de vapor: se hierve el agua secundaria tomando calor del circuito primario. Antes de entrar en la turbina el agua restante se separa del vapor para que el vapor quede seco.
  2. Turbina: el vapor en expansión hace funcionar 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 suministran 1 GW de potencia eléctrica.
  3. Condensador: el vapor se enfría y se deja condensar, arrojando 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 utiliza para recalentar el refrigerante en el circuito secundario, antes del desgasificador y del generador de vapor. El agua de este circuito no debe ser radiactiva.

Circuito de refrigeración terciario y calefacción urbana

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

En la mayoría de los sistemas 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 de distancia), Leopoldov (a 9,5 kilómetros de distancia) y Hlohovec (a 13 kilómetros de distancia), y la central nuclear de Temelín ( República Checa ), que suministra calor a Týn nad Vltavou, a 5 kilómetros de distancia. Se han hecho planes para 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 de cerámica sinterizada de óxido de uranio proporciona una barrera resistente al calor y a la alta presión.
  2. Pared del recipiente de presión del reactor: una enorme carcasa de acero recubre herméticamente todo el conjunto de combustible y el refrigerante primario .
  3. Edificio del reactor: un edificio de contención de hormigón que encierra todo el primer circuito y es lo suficientemente fuerte como para resistir el aumento de presión que causaría una ruptura en el primer circuito.

En comparación con los reactores RBMK (el tipo implicado en el desastre de Chernóbil ), 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 reactores de agua a presión. No tiene el riesgo de mayor reactividad y grandes transitorios de potencia de los RBMK moderados por grafito en caso de un accidente por pérdida de refrigerante. Los reactores RBMK también se construyeron sin estructuras de contención por razones de costo debido a su tamaño; el núcleo del VVER es considerablemente más pequeño. [14]

Versiones

VVER-440

Una de las primeras versiones del modelo VVER, la VVER-440, presentó ciertos problemas con el diseño de su edificio de contención . Como los modelos V-230 y anteriores no fueron construidos desde el principio para resistir una gran rotura de tubería crítica para el diseño, el fabricante agregó con el modelo más nuevo V-213 una llamada torre de condensador de burbujas , que, con su volumen adicional y una serie de capas de agua, tiene como objetivo suprimir las fuerzas del vapor que 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 se vieron obligados por los políticos de la Unión Europea a cerrarlas de forma permanente. 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 del VVER-1000 en 2009, unidad 5 de Kozloduy

Cuando se construyó por primera vez, el diseño VVER estaba previsto para estar operativo durante 35 años. Después de eso, se consideró necesario realizar una revisión importante a mitad de su vida útil que incluyera un reemplazo completo de partes críticas como los canales de combustible y de barras de control. [15] Dado que los reactores RBMK especificaban un programa de reemplazo importante a los 35 años, los diseñadores decidieron originalmente 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 una extensión de la vida útil hasta 50 años con el reemplazo de equipos. Los nuevos VVER se identificarán con la vida útil extendida.

En 2010, el reactor más antiguo de la central nuclear VVER-1000, en Novovoronezh , fue puesto fuera de servicio para su modernización, con el fin de prolongar su vida útil en 20 años más; fue el primero en ser sometido a una prolongación de su vida útil de este tipo. Los trabajos incluyen la modernización de los sistemas de gestión, protección y emergencia, así como la mejora de los sistemas de seguridad y protección radiológica. [16]

En 2018, Rosatom anunció que había desarrollado una técnica de recocido térmico para los recipientes a presión de los reactores que mejora el daño por radiación y extiende la vida útil entre 15 y 30 años. Esto se había demostrado 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 doméstico y de exportación. [18] [19] El diseño del reactor se ha perfeccionado para optimizar la eficiencia del combustible. Las especificaciones incluyen un coste de construcción de 1.200 dólares por kW en una noche , un tiempo de construcción planificado de 54 meses y 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 del 34,8%. El VVER 1200 producirá 1.198 MWe de energía.

El VVER-1200 tiene una vida útil de diseño de 60 años con posibilidad de extensión a 20 años. [20] [21]

Las dos primeras unidades se han construido en la Central Nuclear de Leningrado II y la Central Nuclear de Novovoronezh II . Se han planificado y están en construcción más reactores con un tipo VVER-1200/491 [22] como el de Leningrado-II (centrales nucleares de Kaliningrado y Nizhni Nóvgorod ). 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 llamada VVER-1200/513 y se basa 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 proporcionara un préstamo de 10 mil millones de dólares para cubrir los costos del proyecto. [24] Se está licitando un AES-2006 para la planta de energía nuclear de Hanhikivi en Finlandia. [25] El contrato de suministro de la planta se firmó en 2013, pero finalizó en 2022 principalmente debido a la invasión rusa de Ucrania. [26]

Entre 2015 y 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 el hormigón para la base de la isla nuclear de la primera de las dos unidades VVER-1200/523 en la central nuclear de Rooppur, en Bangladesh . La central eléctrica será una central nuclear de 2,4 GWe en Bangladesh. Está previsto que las dos unidades, que generan 2,4 GWe, entren en funcionamiento en 2023 y 2024. [28]

El 7 de marzo de 2019, China National Nuclear Corporation y Atomstroyexport firmaron el contrato detallado para la construcción de cuatro VVER-1200 , dos en cada una de las centrales nucleares de Tianwan y Xudabao . La construcción comenzará en mayo de 2021 y se espera que la operación comercial de todas las unidades comience 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 de 12 meses anterior. [30] El VVER-1200 está diseñado para poder variar la potencia entre el 100% y el 40% para el seguimiento de la carga diaria, lo que se probó en 2024. [31]

Características 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, incluye una máquina de reabastecimiento de combustible mejorada y los sistemas de control computarizados del reactor. También están protegidos en el mismo edificio los sistemas de emergencia, incluido un sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo, un suministro de energía diésel de emergencia y un suministro de agua de alimentación de emergencia.

En la versión AES-92 del VVER-1000 utilizado en la central nuclear de Kudankulam (India), se ha añadido un sistema pasivo de eliminación de calor a los sistemas activos existentes . Este sistema se ha conservado para el nuevo VVER-1200 y los diseños futuros. El sistema se basa en un sistema de refrigeración y tanques de agua construidos sobre la cúpula de contención. [32] Los sistemas pasivos se encargan de todas las funciones de seguridad durante 24 horas y de la seguridad del núcleo durante 72 horas. [7]

Otros nuevos sistemas de seguridad incluyen protección contra accidentes aéreos, recombinadores de hidrógeno y un colector de núcleo para contener el núcleo del reactor fundido en caso de un accidente grave. [19] [24] [33] El colector de núcleo se desplegará en la planta de energía nuclear de Rooppur y la planta de energía nuclear de El Dabaa . [34] [35]

VVER-TOI

El VVER-TOI es un desarrollo del VVER-1200. Su objetivo es el desarrollo de un proyecto de información y desarrollo optimizado y avanzado típico de una unidad de potencia de nueva generación III+ basada en la tecnología VVER, que cumpla una serie de parámetros orientados a objetivos utilizando tecnologías de información y gestión modernas. [36]

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 . [39] [4]

En junio de 2019, el VVER-TOI recibió la certificación de cumplimiento de los requisitos de servicios públicos europeos (con ciertas reservas) para plantas de energía nuclear. [4]

Se está construyendo una versión mejorada del AES-2006 con estándares TOI, el VVER-1200/513, en la planta de energía nuclear de Akkuyu en Turquía. [40]

Versiones futuras

Se han realizado varios diseños para futuras versiones del VVER: [41]

Centrales eléctricas

Especificaciones técnicas

Clasificación

Véase también

Notas

  1. ^ Otras fuentes - 34,8.

Referencias

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