El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) o AHWR-300 es el último diseño indio de un reactor nuclear de próxima generación que quema torio en su núcleo de combustible . Está previsto que forme la tercera etapa del plan de tres etapas del ciclo del combustible de la India . [1] Se suponía que esta fase del plan del ciclo del combustible se construiría a partir de un prototipo de 300 MWe en 2016. [2]
KAMINI es el primer reactor experimental del mundo basado en torio . Está refrigerado y moderado por agua ligera, alimentado con uranio -233 metálico producido por el ciclo de combustible de torio aprovechado por el reactor vecino FBTR y produce 30 KW de energía térmica a plena potencia. [3]
El Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC) ha creado una gran infraestructura para facilitar el diseño y desarrollo de estos reactores avanzados de agua pesada . Los aspectos que se incluirán van desde tecnologías de materiales, componentes críticos, física del reactor y análisis de seguridad. [4] Se han creado varias instalaciones para experimentar con estos reactores. El AHWR es un reactor de agua pesada de tipo tubo de presión. El Gobierno de la India , Departamento de Energía Atómica (DAE), está financiando completamente el desarrollo futuro, el desarrollo actual y el diseño del reactor avanzado de agua pesada. La nueva versión de los reactores avanzados de agua pesada estará equipada con requisitos de seguridad más generales. La India es la base de estos reactores debido a las grandes reservas de torio de la India ; por lo tanto, está más preparada para el uso y funcionamiento continuos del AHWR. [5]
El torio es tres veces más abundante en la corteza terrestre que el uranio, aunque menos abundante en términos de viabilidad económica para extraer reservas probadas, y la India posee las mayores reservas probadas de cualquier país. [6] Una gran cantidad de torio también está contenida en los relaves de las minas que extraen elementos de tierras raras de la monacita , que generalmente contiene tanto elementos de tierras raras como torio. Mientras la demanda de torio siga siendo baja, estos relaves presentan un problema químico (el torio es un metal pesado tóxico ) y, en menor medida, radiológico que se resolvería al menos en parte mediante el uso de torio en plantas de energía nuclear. A diferencia del uranio , que en realidad contiene un 0,72% de material fisionable, el torio es un metal pesado tóxico.235
El material U , el torio, está compuesto casi exclusivamente de fértiles232
Lo que puede transmutarse en fisible233U utilizando neutrones térmicos . Esto permite utilizar una proporción mucho mayor del material original sin necesidad de reactores reproductores rápidos y al mismo tiempo producir órdenes de magnitud menos de actínidos menores . Sin embargo, como el torio en sí no es fisible, primero debe "criarse" para obtener un material fisible, que luego puede usarse en el mismo reactor que "crió" el material fisible.233
U o separado químicamente para su uso en un reactor "quemador" separado.
El diseño propuesto del AHWR es el de un reactor nuclear moderado por agua pesada que será la próxima generación del tipo PHWR . Se está desarrollando en el Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC), en Mumbai, India, y tiene como objetivo cumplir con los objetivos de utilizar ciclos de combustible de torio para la generación de energía comercial. El AHWR es un reactor de tipo tubo de presión vertical enfriado por ebullición de agua ligera bajo circulación natural. Una característica única de este diseño es un gran tanque de agua en la parte superior del recipiente de contención primario, llamado piscina de agua impulsada por gravedad (GDWP). Este depósito está diseñado para realizar varias funciones de seguridad pasiva .
El diseño general del AHWR es utilizar grandes cantidades de torio y el ciclo del torio . El AHWR es muy parecido al del reactor de agua pesada presurizada (PHWR), en el sentido de que comparten similitudes en el concepto de los tubos de presión y los tubos de calandria, pero la orientación de los tubos en el AHWR es vertical , a diferencia de la del PHWR. El núcleo del AHWR tiene 3,5 m de largo y tiene 513 ubicaciones de red en un paso cuadrado de 225 mm. El núcleo está dividido radialmente en tres regiones de quemado. El quemado disminuye a medida que se mueve hacia la superficie externa del núcleo. El combustible está ocupado por 452 ubicaciones de red y las 37 ubicaciones restantes están ocupadas por el sistema de apagado-1. Este consta de 37 barras de apagado, 24 ubicaciones son para dispositivos de control reactivo que constan de 8 barras de absorción, 8 barras de calce y 8 barras de regulación. Al hervir agua ligera a una presión de 7 MPa , se elimina el calor. El objetivo principal de este modelo es obtener la potencia total y una distribución de potencia espacial aproximada dentro del núcleo con un cierto grado de precisión. [7]
El diseño del reactor incorpora tecnologías avanzadas, junto con varias características positivas probadas de los reactores de agua pesada presurizados (PHWR) indios. Estas características incluyen un diseño de tipo tubo de presión, moderador de baja presión, reabastecimiento de combustible en funcionamiento, diversos sistemas de apagado de acción rápida y disponibilidad de un gran disipador de calor de baja temperatura alrededor del núcleo del reactor. El AHWR incorpora varias características de seguridad pasiva. Estas incluyen: eliminación de calor del núcleo mediante circulación natural; inyección directa de agua del sistema de refrigeración del núcleo de emergencia (ECCS) en el combustible; y la disponibilidad de un gran inventario de agua borada en una piscina de agua impulsada por gravedad (GDWP) superior para facilitar el mantenimiento de la eliminación del calor de desintegración del núcleo. La inyección del sistema de refrigeración del núcleo de emergencia (ECCS) y la refrigeración de contención pueden actuar ( SCRAM ) sin invocar ningún sistema activo ni la acción del operador.
El diseño físico del reactor está ajustado para maximizar el uso de combustible basado en torio, logrando un coeficiente de vacío ligeramente negativo . El cumplimiento de estos requisitos ha sido posible mediante el uso de PuO 2 -ThO 2 MOX y ThO 2 - 233 UO 2 MOX en diferentes pines del mismo grupo de combustible, y el uso de un moderador heterogéneo que consiste en carbono amorfo (en los haces de combustible) y agua pesada en una proporción de volumen del 80-20%. La configuración del núcleo se presta a una flexibilidad considerable y son posibles varias soluciones factibles, incluidas las que no requieren el uso de reflectores basados en carbono amorfo, sin ningún cambio en la estructura del reactor.
El reactor AHWR está diseñado para funcionar con un ciclo de combustible nuclear cerrado , ya que esto reducirá la radiotoxicidad. Por ello, el reactor AHWR tiene opciones de combustible alternativas, dado que cuenta con diversos ciclos de combustible. Puede realizar ciclos de combustible de tipo cerrado y de tipo de un solo paso. El aspecto general del reactor AHWR está preparado para un alto grado de combustión con combustible basado en torio (BARC, 2013). El torio reciclado que se recupera del reactor se devuelve y el plutonio se almacena para su uso posterior en un reactor reproductor rápido . [4]
El combustible para el reactor AHWR se fabricaría en la Instalación de Fabricación de Combustible Avanzado , que está bajo la dirección del Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC) de Tarapur. La AFFF está trabajando actualmente [¿ cuándo? ] en la producción de barras de combustible para reactores PFBR. La AFFF ha estado asociada a la fabricación de barras de combustible para otros fines de investigación en el pasado. La AFFF es la única instalación de producción de combustible nuclear en el mundo que ha trabajado con uranio, plutonio y torio. [ cita requerida ]
El Gobierno de la India anunció en 2013 que construiría un reactor AHWR de 300 MWe cuya ubicación aún se decidiría. [9] En 2017, el diseño estaba en las etapas finales de validación. [10]
EspañolEn el pasado, las fusiones nucleares, como la de Chernóbil y la de Fukushima, han hecho que la mejora de la construcción y el mantenimiento de las instalaciones sea crucial. Estos accidentes se produjeron en reactores de uranio-235 y en las deficientes estructuras de las instalaciones en las que se encontraban. Desde entonces, la Asociación Internacional Atómica Nuclear ha reforzado los protocolos en las instalaciones nucleares para evitar que vuelvan a producirse accidentes como este. Una de las principales medidas de seguridad en caso de fusión es la contención de la radiactividad para que no escape del reactor. La Defensa en Profundidad es un método utilizado en las instalaciones nucleares para adquirir la práctica más eficaz de contención radiactiva. La AWHR ha adquirido el proceso de Defensa en Profundidad que se utiliza en los reactores y adopta las disposiciones y el equipo necesarios para retener la radiactividad dentro del núcleo.
El método de Defensa en Profundidad establece procedimientos que se deben seguir para reducir los incidentes de error humano y mal funcionamiento de las máquinas. [4] Los procedimientos son los siguientes:
El AWHR es una innovación en materia de seguridad de las energías renovables, ya que limitará el uso de uranio-235 fisible a la producción de uranio-233 fisible a partir del fértil torio-232. Se dice que la extracción de energía nuclear del torio, el elemento número 90, tiene más energía que el petróleo, el carbón y el uranio del mundo juntos. El AHWR tiene características de seguridad que lo distinguen de los reactores nucleares de agua ligera convencionales. Algunas de estas características consisten en: fuertes sistemas de seguridad, reducción del calor del núcleo mediante un sistema de refrigeración integrado, múltiples sistemas de apagado y un procedimiento a prueba de fallos que consiste en un veneno que apaga el sistema en caso de un fallo técnico (FBR). [4] La amenaza potencial que los científicos intentan evitar en los reactores es la acumulación de calor porque la energía nuclear aumenta cuando reacciona con altas temperaturas, altas presiones y reacciones químicas. El AHWR tiene características que ayudan a reducir la probabilidad de que esto ocurra a través de: coeficientes de reactividad negativos, baja densidad de potencia, bajo exceso de reactividad en el núcleo y una selección adecuada de los atributos del material incorporado. [11]
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