El reactor de agua ligera ( LWR ) es un tipo de reactor de neutrones térmicos que utiliza agua normal, en lugar de agua pesada , como refrigerante y moderador de neutrones ; además, se utiliza una forma sólida de elementos fisionables como combustible. Los reactores de neutrones térmicos son el tipo más común de reactor nuclear , y los reactores de agua ligera son el tipo más común de reactor de neutrones térmicos.
Hay tres variedades de reactores de agua ligera: el reactor de agua a presión (PWR), el reactor de agua en ebullición (BWR) y (la mayoría de los diseños de) el reactor de agua supercrítica (SCWR).
Tras los descubrimientos de la fisión , la moderación y la posibilidad teórica de una reacción nuclear en cadena , los primeros resultados experimentales demostraron rápidamente que el uranio natural sólo podía experimentar una reacción en cadena sostenida utilizando grafito o agua pesada como moderador. Mientras los primeros reactores del mundo ( CP-1 , X10 , etc.) alcanzaban con éxito la criticidad , el enriquecimiento del uranio comenzó a evolucionar desde el concepto teórico hasta las aplicaciones prácticas para cumplir el objetivo del Proyecto Manhattan : construir un explosivo nuclear .
En mayo de 1944, los primeros gramos de uranio enriquecido jamás producidos alcanzaron la criticidad en el reactor de baja potencia (LOPO) de Los Álamos , que se utilizó para estimar la masa crítica de U235 para producir la bomba atómica. [1] El LOPO no puede considerarse el primer reactor de agua ligera porque su combustible no era un compuesto de uranio sólido revestido con material resistente a la corrosión, sino que estaba compuesto de sal de sulfato de uranilo disuelta en agua. [2] Sin embargo, es el primer reactor homogéneo acuoso y el primer reactor que utiliza uranio enriquecido como combustible y agua ordinaria como moderador. [1]
Al final de la guerra , siguiendo una idea de Alvin Weinberg , los elementos combustibles de uranio natural se dispusieron en una red en agua ordinaria en la parte superior del reactor X10 para evaluar el factor de multiplicación de neutrones. [3] El propósito de este experimento fue determinar la viabilidad de un reactor nuclear que utilizara agua ligera como moderador y refrigerante, y uranio sólido revestido como combustible. Los resultados mostraron que, con un uranio ligeramente enriquecido, se podía alcanzar la criticidad. [4] Este experimento fue el primer paso práctico hacia el reactor de agua ligera.
Después de la Segunda Guerra Mundial y con la disponibilidad de uranio enriquecido, se hicieron factibles nuevos conceptos de reactores. En 1946, Eugene Wigner y Alvin Weinberg propusieron y desarrollaron el concepto de un reactor que utilizara uranio enriquecido como combustible y agua ligera como moderador y refrigerante. [3] Este concepto fue propuesto para un reactor cuyo propósito era probar el comportamiento de los materiales bajo el flujo de neutrones . Este reactor, el Material Testing Reactor (MTR) , fue construido en Idaho en el INL y alcanzó la criticidad el 31 de marzo de 1952. [5] Para el diseño de este reactor, fueron necesarios experimentos, por lo que se construyó una maqueta del MTR en el ORNL , para evaluar las prestaciones hidráulicas del circuito primario y luego probar sus características neutrónicas. Esta maqueta del MTR, posteriormente llamada Low Intensity Test Reactor (LITR), alcanzó la criticidad el 4 de febrero de 1950 [6] y fue el primer reactor de agua ligera del mundo. [7]
Inmediatamente después del final de la Segunda Guerra Mundial, la Armada de los Estados Unidos inició un programa bajo la dirección del capitán (más tarde almirante) Hyman Rickover , con el objetivo de lograr propulsión nuclear para barcos. Desarrolló los primeros reactores de agua a presión a principios de la década de 1950, y condujo al despliegue exitoso del primer submarino nuclear, el USS Nautilus (SSN-571) .
La Unión Soviética desarrolló de forma independiente una versión del reactor de agua a presión a finales de los años 50, con el nombre de VVER . Si bien su funcionamiento es muy similar al de los reactores estadounidenses, también presenta ciertas diferencias de diseño con respecto a los reactores de agua a presión occidentales.
El investigador Samuel Untermyer II dirigió el esfuerzo para desarrollar el BWR en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores de Estados Unidos (ahora Laboratorio Nacional de Idaho ) en una serie de pruebas llamadas experimentos BORAX .
PIUS, acrónimo de Process Inherent Ultimate Safety (Seguridad máxima inherente al proceso ), fue un diseño sueco diseñado por ASEA-ATOM. Se trata de un concepto para un sistema de reactor de agua ligera. [8] Junto con el reactor SECURE, [9] se basaba en medidas pasivas, que no requerían acciones del operador ni suministros de energía externos, para proporcionar un funcionamiento seguro. Nunca se construyeron unidades.
En 2020, el Centro de Impacto Energético anunció la publicación de un diseño de ingeniería de código abierto de un reactor de agua presurizada capaz de producir 300 MWth/100 MWe de energía llamado OPEN100 . [10]
La familia de reactores nucleares conocidos como reactores de agua ligera (LWR), enfriados y moderados utilizando agua ordinaria, tienden a ser más simples y más baratos de construir que otros tipos de reactores nucleares [ cita requerida ] ; debido a estos factores, constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares civiles y reactores de propulsión naval en servicio en todo el mundo a partir de 2009. Los LWR se pueden subdividir en tres categorías: reactores de agua a presión (PWR), reactores de agua en ebullición (BWR) y reactores de agua supercrítica ( SCWR ). El SCWR sigue siendo hipotético a partir de 2009; es un diseño de Generación IV que todavía es un reactor de agua ligera, pero solo está parcialmente moderado por agua ligera y exhibe ciertas características de un reactor de neutrones rápidos .
Los líderes en experiencia nacional con reactores PWR, que ofrecen reactores para exportación, son los Estados Unidos (que ofrece el AP1000 , un diseño de Westinghouse , pasivamente seguro , así como varios PWR más pequeños, modulares y pasivamente seguros, como el Babcock & Wilcox MPower y el NuScale MASLWR), la Federación Rusa (que ofrece tanto el VVER-1000 como el VVER-1200 para exportación), la República de Francia (que ofrece el AREVA EPR para exportación) y Japón (que ofrece el Mitsubishi Advanced Pressurized Water Reactor para exportación); además, se observa que tanto la República Popular China como la República de Corea están ascendiendo rápidamente a la primera fila de las naciones constructoras de PWR, con los chinos involucrados en un programa masivo de expansión de energía nuclear, y los coreanos actualmente diseñando y construyendo su segunda generación de diseños autóctonos. Los líderes en experiencia nacional con BWR, ofreciendo reactores para exportación, son Estados Unidos y Japón, con la alianza de General Electric (de los EE. UU.) e Hitachi (de Japón), que ofrecen tanto el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR) como el reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR) para construcción y exportación; además, Toshiba ofrece una variante ABWR para construcción en Japón también. Alemania Occidental también fue alguna vez un jugador importante con BWR. Los otros tipos de reactores nucleares en uso para la generación de energía son el reactor moderado por agua pesada , construido por Canadá ( CANDU ) y la República de la India (AHWR), el reactor avanzado refrigerado por gas (AGCR), construido por el Reino Unido, el reactor refrigerado por metal líquido (LMFBR), construido por la Federación Rusa, la República de Francia y Japón, y el reactor moderado por grafito, refrigerado por agua (RBMK o LWGR), que se encuentra exclusivamente dentro de la Federación Rusa y los antiguos estados soviéticos.
Aunque las capacidades de generación de electricidad son comparables entre todos estos tipos de reactores, debido a las características antes mencionadas y la amplia experiencia con las operaciones del LWR, se lo favorece en la gran mayoría de las nuevas plantas de energía nuclear. Además, los reactores de agua ligera constituyen la gran mayoría de los reactores que impulsan los buques navales de propulsión nuclear . Cuatro de las cinco grandes potencias con capacidad de propulsión naval nuclear utilizan exclusivamente reactores de agua ligera: la Marina Real Británica , la Armada del Ejército Popular de Liberación de China , la Marina Nacional Francesa y la Armada de los Estados Unidos . Solo la Armada de la Federación Rusa ha utilizado un puñado relativo de reactores refrigerados por metal líquido en buques de producción, específicamente el submarino de clase Alfa , que utilizó eutéctico de plomo-bismuto como moderador y refrigerante del reactor, pero la gran mayoría de los barcos y buques rusos de propulsión nuclear utilizan exclusivamente reactores de agua ligera. La razón del uso casi exclusivo de LWR a bordo de buques navales nucleares es el nivel de seguridad inherente incorporado a este tipo de reactores. Dado que en estos reactores se utiliza agua ligera como refrigerante y moderador de neutrones, si uno de ellos sufre daños debido a una acción militar que comprometan la integridad del núcleo del reactor, la liberación resultante del moderador de agua ligera actuará para detener la reacción nuclear y apagar el reactor. Esta capacidad se conoce como coeficiente de reactividad de vacío negativo .
Datos del Organismo Internacional de Energía Atómica en 2009: [11]
El reactor de agua ligera produce calor mediante fisión nuclear controlada . El núcleo del reactor nuclear es la parte de un reactor nuclear donde tienen lugar las reacciones nucleares. Consiste principalmente en combustible nuclear y elementos de control . Las barras de combustible nuclear, delgadas como un lápiz, cada una de unos 3,7 m de largo, están agrupadas por cientos en haces llamados conjuntos de combustible. Dentro de cada barra de combustible, se apilan de extremo a extremo pastillas de uranio , o más comúnmente óxido de uranio . Los elementos de control, llamados barras de control, están llenos de pastillas de sustancias como hafnio o cadmio que capturan fácilmente neutrones. Cuando las barras de control se bajan al núcleo, absorben neutrones, que por lo tanto no pueden participar en la reacción en cadena . Por el contrario, cuando las barras de control se levantan, más neutrones golpean los núcleos fisionables de uranio-235 o plutonio-239 en las barras de combustible cercanas, y la reacción en cadena se intensifica. Todo esto está encerrado en un recipiente a presión de acero lleno de agua , llamado recipiente del reactor .
En el reactor de agua hirviente , el calor generado por la fisión convierte el agua en vapor, que impulsa directamente las turbinas generadoras de energía. Pero en el reactor de agua presurizada , el calor generado por la fisión se transfiere a un circuito secundario a través de un intercambiador de calor. El vapor se produce en el circuito secundario, y el circuito secundario impulsa las turbinas generadoras de energía. En ambos casos, después de fluir a través de las turbinas, el vapor se convierte nuevamente en agua en el condensador. [12]
El agua necesaria para enfriar el condensador se obtiene de un río o del océano cercano y luego se bombea de nuevo al río o al océano, en estado templado. El calor también se puede disipar a través de una torre de refrigeración hacia la atmósfera. Estados Unidos utiliza reactores LWR para la producción de energía eléctrica, en comparación con los reactores de agua pesada utilizados en Canadá. [13]
Las barras de control se combinan normalmente en conjuntos de barras de control (normalmente 20 barras para un conjunto de reactor de agua a presión comercial) y se insertan en tubos guía dentro de un elemento de combustible. Una barra de control se retira o se inserta en el núcleo central de un reactor nuclear para controlar la cantidad de neutrones que dividirán más átomos de uranio. Esto, a su vez, afecta la potencia térmica del reactor, la cantidad de vapor generado y, por lo tanto, la electricidad producida. Las barras de control se retiran parcialmente del núcleo para permitir que se produzca una reacción en cadena . La cantidad de barras de control insertadas y la distancia a la que se insertan se pueden variar para controlar la reactividad del reactor.
Generalmente, también existen otros medios para controlar la reactividad. En el diseño PWR, se agrega un absorbedor de neutrones soluble, generalmente ácido bórico , al refrigerante del reactor, lo que permite la extracción completa de las barras de control durante el funcionamiento estacionario, lo que garantiza una distribución uniforme de la potencia y el flujo en todo el núcleo. Los operadores del diseño BWR utilizan el flujo de refrigerante a través del núcleo para controlar la reactividad al variar la velocidad de las bombas de recirculación del reactor. Un aumento en el flujo de refrigerante a través del núcleo mejora la eliminación de burbujas de vapor, lo que aumenta la densidad del refrigerante/moderador con el resultado de una disminución de la potencia.
El reactor de agua ligera también utiliza agua corriente para mantenerlo refrigerado. La fuente de refrigeración, agua ligera, circula más allá del núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se aleja del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de refrigeración que está físicamente separado del agua que se hervirá para producir vapor presurizado para las turbinas , como el reactor de agua presurizada. Pero en algunos reactores, el agua para las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor, por ejemplo, el reactor de agua hirviendo.
Muchos otros reactores también están refrigerados por agua ligera, en particular el RBMK y algunos reactores militares de producción de plutonio . Estos no se consideran reactores de agua ligera, ya que están moderados por grafito y, como resultado, sus características nucleares son muy diferentes. Aunque el caudal de refrigerante en los reactores de agua ligera comerciales es constante, no lo es en los reactores nucleares utilizados en los buques de la Armada de los Estados Unidos .
El uso de agua corriente hace necesario enriquecer en cierta medida el combustible de uranio antes de que se pueda mantener la criticidad necesaria del reactor. El reactor de agua ligera utiliza como combustible uranio 235 , enriquecido aproximadamente al 3 por ciento. Aunque éste es su principal combustible, los átomos de uranio 238 también contribuyen al proceso de fisión al convertirse en plutonio 239 , del cual aproximadamente la mitad se consume en el reactor. Los reactores de agua ligera suelen reabastecerse cada 12 a 18 meses, momento en el que se reemplaza aproximadamente el 25 por ciento del combustible.
El UF6 enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio que luego se procesa en forma de pellets. Luego, los pellets se cuecen en un horno de sinterización de alta temperatura para crear pellets cerámicos duros de uranio enriquecido . Luego, los pellets cilíndricos se someten a un proceso de molienda para lograr un tamaño de pellet uniforme. El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para tratar de eliminar la humedad en el combustible cerámico que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno. Los pellets se apilan, de acuerdo con las especificaciones de diseño de cada núcleo nuclear, en tubos de aleación metálica resistente a la corrosión . Los tubos se sellan para contener los pellets de combustible: estos tubos se denominan barras de combustible.
Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos de combustible especiales que luego se utilizan para construir el núcleo de combustible nuclear de un reactor de potencia. El metal utilizado para los tubos depende del diseño del reactor: en el pasado se utilizaba acero inoxidable , pero la mayoría de los reactores ahora utilizan una aleación de circonio . En los tipos más comunes de reactores, los tubos se ensamblan en haces con distancias precisas entre ellos. A estos haces se les asigna un número de identificación único, que permite rastrearlos desde su fabricación hasta su uso y eliminación.
El combustible del reactor de agua presurizada consiste en barras cilíndricas colocadas en haces. Se forma una cerámica de óxido de uranio en pellets y se inserta en tubos de aleación de circonio que se agrupan. Los tubos de aleación de circonio tienen aproximadamente 1 cm de diámetro y el espacio entre las vainas de combustible se llena con gas helio para mejorar la conducción del calor del combustible a las vainas. Hay aproximadamente entre 179 y 264 barras de combustible por haz de combustible y se cargan aproximadamente entre 121 y 193 haces de combustible en el núcleo del reactor . Generalmente, los haces de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14x14 a 17x17. Los haces de combustible de PWR tienen aproximadamente 4 metros de longitud. Los tubos de aleación de circonio se presurizan con helio para tratar de minimizar la interacción entre las vainas y los pellets, lo que puede provocar fallas en las barras de combustible durante períodos prolongados.
En los reactores de agua en ebullición, el combustible es similar al combustible de los reactores de agua en ebullición, excepto que los haces están "enlatados", es decir, hay un tubo delgado que rodea cada haz. Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones de densidad locales afecten la neutrónica y la termohidráulica del núcleo nuclear a escala global. En los haces de combustible de los reactores de agua en ebullición modernos, hay 91, 92 o 96 barras de combustible por conjunto, según el fabricante. Un rango de entre 368 conjuntos para el reactor de agua en ebullición más pequeño y 800 conjuntos para el reactor de agua en ebullición más grande de Estados Unidos forma el núcleo del reactor. Cada barra de combustible de los reactores de agua en ebullición se rellena con helio a una presión de aproximadamente tres atmósferas (300 kPa).
Un moderador de neutrones es un medio que reduce la velocidad de los neutrones rápidos , convirtiéndolos así en neutrones térmicos capaces de sostener una reacción nuclear en cadena que involucra uranio-235. Un buen moderador de neutrones es un material lleno de átomos con núcleos ligeros que no absorben fácilmente los neutrones. Los neutrones chocan con los núcleos y rebotan. Después de suficientes impactos, la velocidad del neutrón será comparable a las velocidades térmicas de los núcleos; este neutrón se denomina entonces neutrón térmico.
El reactor de agua ligera utiliza agua ordinaria , también llamada agua ligera, como moderador de neutrones. El agua ligera absorbe demasiados neutrones para ser utilizada con uranio natural no enriquecido y, por lo tanto, el enriquecimiento de uranio o el reprocesamiento nuclear se vuelven necesarios para operar tales reactores, lo que aumenta los costos generales. Esto lo diferencia de un reactor de agua pesada , que utiliza agua pesada como moderador de neutrones. Si bien el agua ordinaria tiene algunas moléculas de agua pesada, no es suficiente para ser importante en la mayoría de las aplicaciones. En los reactores de agua presurizada, el agua refrigerante se utiliza como moderador al permitir que los neutrones experimenten múltiples colisiones con átomos de hidrógeno ligero en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta moderación de neutrones ocurrirá con mayor frecuencia cuando el agua sea más densa, porque ocurrirán más colisiones.
El uso de agua como moderador es una característica de seguridad importante de los reactores de agua a presión, ya que cualquier aumento de temperatura hace que el agua se expanda y se vuelva menos densa; por lo tanto, se reduce el grado en que los neutrones se ralentizan y, por lo tanto, se reduce la reactividad en el reactor. Por lo tanto, si la reactividad aumenta más allá de lo normal, la moderación reducida de los neutrones hará que la reacción en cadena se ralentice, produciendo menos calor. Esta propiedad, conocida como coeficiente de temperatura negativo de reactividad, hace que los reactores de agua a presión sean muy estables. En caso de un accidente por pérdida de refrigerante , el moderador también se pierde y la reacción de fisión activa se detiene. Aún se produce calor después de que se detiene la reacción en cadena a partir de los subproductos radiactivos de la fisión, aproximadamente al 5% de la potencia nominal. Este "calor de desintegración" continuará durante 1 a 3 años después del apagado, momento en el que el reactor finalmente alcanza el "apagado en frío completo". El calor de desintegración, aunque peligroso y lo suficientemente fuerte como para fundir el núcleo, no es tan intenso como una reacción de fisión activa. Durante el período posterior a la parada, el reactor necesita bombear agua de refrigeración para evitar que se sobrecaliente. Si la temperatura supera los 2200 °C, el agua de refrigeración se descompondrá en hidrógeno y oxígeno, lo que puede formar una mezcla (químicamente) explosiva. El calor de desintegración es un factor de riesgo importante en el historial de seguridad de los reactores de agua dulce.
... Posteriormente, respondiendo al interés de Weinberg, los elementos combustibles se dispusieron en redes en agua y se determinaron los factores de multiplicación. ...
... Estábamos muy nerviosos porque nunca antes se había producido un reactor alimentado con uranio enriquecido que alcanzara la fase crítica. ...