El reactor tubular Carolinas-Virginia (CVTR), también conocido como central nuclear Parr , fue un reactor nuclear de agua pesada presurizado experimental en Parr, Carolina del Sur , en el condado de Fairfield . Fue construido y operado por Carolinas Virginia Nuclear Power Associates. El CVTR era un pequeño reactor de prueba, capaz de generar 17 megavatios de electricidad. Se puso en servicio oficialmente en diciembre de 1963 y dejó de funcionar en enero de 1967.
Los reactores que utilizan agua pesada como moderador tienen una serie de ventajas debido a su mejor economía de neutrones . Esto les permite funcionar con combustibles que no funcionan en los reactores de agua ligera convencionales . El CVTR, por ejemplo, utiliza un enriquecimiento ligero , entre el 1,5 y el 2%, en comparación con el 3 al 5% de los diseños convencionales. Esto significa que los costos de combustible son más bajos, y la contrapartida son mayores costos de capital debido a la necesidad de comprar agua pesada.
En términos conceptuales, el CVTR es muy similar al diseño del reactor CANDU que Atomic Energy of Canada Limited estaba desarrollando en la misma época. Los dos diseños difieren en algunos detalles de diseño y en que el CANDU puede funcionar con uranio natural . El CVTR es similar en la mayoría de los aspectos y tiene aproximadamente el mismo tamaño y potencia que el prototipo CANDU de 22 MWe que entró en servicio en 1962.
Los reactores de agua ligera convencionales se parecen a una central eléctrica alimentada con carbón en cuanto a su diseño general, ya que se utiliza una caldera para producir vapor que luego impulsa una turbina de vapor para producir electricidad. La caldera es la única diferencia significativa. En una planta de carbón, esta normalmente consiste en un sistema para quemar el carbón mientras el agua circula a través de la caldera en una serie de tubos. El agua se mantiene bajo presión para aumentar su punto de ebullición , lo que hace que las turbinas sean más eficientes.
En el caso de una planta nuclear, la caldera se reemplaza por el reactor, que es más complejo que una caldera de carbón por varias razones. Por un lado, el agua no solo actúa como fluido refrigerante, sino también como moderador de neutrones , lo que significa que su control es vital para el funcionamiento del sistema en su conjunto. Además, el agua tiende a absorber radiactividad del funcionamiento del reactor, lo que genera problemas de seguridad y gastos generales de mantenimiento. Por último, el vapor y el agua líquida tienen diferentes cualidades moderadoras, por lo que la mayoría de los diseños de agua ligera (pero no todos) mantienen el agua por debajo del punto de ebullición y utilizan un generador de vapor para alimentar las turbinas.
La principal ventaja del concepto de diseño con agua ligera es que es simple y similar a los sistemas existentes en muchos aspectos. Sin embargo, tiene una desventaja importante: el agua elimina neutrones , lo que reduce la economía de neutrones general del reactor . Este efecto es lo suficientemente fuerte como para que no haya suficientes neutrones de la energía adecuada para mantener la reacción en cadena en el combustible de uranio natural . Esto requiere que estos diseños utilicen uranio enriquecido para compensar este efecto, lo que aumenta el precio del combustible.
El uso de uranio natural en un reactor ofrecería la ventaja de reducir los costes de combustible y mejorar la disponibilidad, ya que el suministro no depende del ciclo de enriquecimiento. Esto también ofrece cierta protección contra la proliferación nuclear . Para ello, el reactor necesita utilizar algún otro tipo de moderador que mejore la economía de neutrones. Se han sugerido varios moderadores de este tipo, entre ellos el dióxido de carbono , como en el reactor avanzado refrigerado por gas del Reino Unido , metales líquidos como el sodio o el plomo , como en varios reactores reproductores , y agua pesada .
De estos, el agua pesada tiene la principal ventaja de que es fácil de trabajar. La desventaja es que es cara y un recurso limitado. Esto llevó al concepto de reactor tubular presurizado , donde la sección presurizada del sistema contiene solo el refrigerante suficiente para enfriar el reactor, mientras que el resto del moderador se coloca a su alrededor en un recipiente sin presión. En el caso de un evento de pérdida de refrigerante, solo se perdería el agua en el sistema presurizado. [2]
El diseño de la CVTR comenzó alrededor de 1955. La CVTR tenía una potencia térmica de unos 65 MW th y una potencia eléctrica bruta de 19 MW. [1] La División de Energía Atómica de Westinghouse fue responsable del diseño de los sistemas nucleares [3] mientras que Stone and Webster Engineering diseñó el resto de la planta. [4]
El reactor estaba formado por 36 tubos verticales en forma de U en un tanque moderador de 3 metros de diámetro y 4,9 metros de alto. Cada pata del tubo en forma de U contenía un conjunto de combustible formado por 19 barras de combustible . [3] El reactor utilizaba uranio enriquecido ; 12 de los tubos contenían combustible enriquecido al 1,5 % de U-235 y 24 tubos contenían combustible enriquecido al 2 % de U-235. [2]
Durante el funcionamiento a potencia, el agua pesada circulaba mediante bombas primarias a través de los tubos en U que contenían los conjuntos de combustible que calentaban el agua. El agua calentada luego fluía a través de un generador de vapor con tubo en U invertido donde el calor se transfería al agua ligera del lado secundario que se convertía en vapor . El vapor fluía a un sobrecalentador alimentado con aceite que aumentaba la calidad del vapor antes de que este entrara en la turbina que hacía girar el generador eléctrico . Después de pasar por el generador de vapor, el agua del circuito primario se bombeaba de vuelta al reactor mediante las bombas primarias para repetir el ciclo. El agua pesada del circuito primario se presurizaba para garantizar que permaneciera líquida y no se convirtiera en vapor en ningún punto del circuito. [2]
Los tubos de presión en forma de U que contenían el combustible estaban aislados térmicamente del conjunto de combustible caliente mediante dos tubos deflectores térmicos circulares alrededor del conjunto de combustible. Esto permitía que los tubos de presión funcionaran a bajas temperaturas, esencialmente las del tanque moderador, que se mantenía a unos 155 grados F y cerca de la presión atmosférica. El tanque moderador contenía agua pesada que moderaba el proceso de fisión durante el funcionamiento del reactor. [2]
El diseño de contención del CVTR era un concepto nuevo en ese momento; el diseño general se convirtió más tarde en el diseño predominante para los reactores de agua a presión en los Estados Unidos. Diseñado por Stone and Webster Engineering, el diseño se centró en no permitir ninguna fuga de gases o materiales radiactivos después de un accidente. El diseño de contención presentaba una base de hormigón plana, paredes cilíndricas y una cúpula hemisférica, todas construidas de hormigón armado . Todo el interior del edificio de contención estaba revestido con una capa hermética de placas de acero soldadas de 1/2" o 1/4" de espesor, según la ubicación. Desde el piso del sótano hasta la superficie interior de la parte superior de la cúpula medía 114'-2". Las paredes verticales tenían un espesor de 2'-0", la estructura cilíndrica tenía un diámetro interior de 58'-0", y la cúpula tenía un radio interior ligeramente mayor de 29'-4". [4] [5]
El reactor y las instalaciones estaban ubicados en Parr, Carolina del Sur, justo al noreste de la represa hidroeléctrica existente del embalse Parr , al otro lado del río Broad , en un alto acantilado que domina la central eléctrica de la represa. [2]
El sitio para el CVTR fue aprobado por el Comité Asesor sobre Salvaguardias de Reactores de la Comisión de Energía Atómica en enero de 1959. [4] La construcción comenzó el 1 de enero de 1960. [1] [2]
El CVRT fue el primer reactor de energía de agua pesada de EE. UU. [3]
CVTR fue operada por Virginia Nuclear Power Associates de Carolina del Sur, que era un consorcio de las siguientes empresas de servicios públicos: Carolina Power & Light Company , Duke Power Company , South Carolina Electric & Gas Company (SCE&G) y Virginia Electric and Power Company.
El reactor entró en estado crítico por primera vez el 30 de marzo de 1963. [3] El CVTR funcionó con éxito entre 1963 y 1967. Se cerró después de completarse el programa de pruebas planificado. [2] Personal :
Harry Ferguson, gerente general (inicial); Mayhue Bell (posteriormente) Walt Selkinghouse, superintendente de planta Paul Barton, supervisor de operaciones Supervisores de turno: James Wright; Pete Beament; Stan Nabow; J. Ed Smith Ingenieros nucleares de turno: Sam McManus; Doug Simpson; Larry E. Smith; Joseph M. "Mack" McGough Físico de la salud: Lionel Lewis Supervisor de construcción: Bill Thomas Supervisor de ingeniería: Shep Waggoner
Tras el desmantelamiento del CVTR, la instalación se utilizó para realizar pruebas a gran escala con el fin de proporcionar información experimental sobre la respuesta de las estructuras de contención a eventos severos. A fines de la década de 1960, se realizaron tres pruebas en las que se liberaron repentinamente grandes volúmenes de vapor de la planta de energía a carbón cercana en el confinamiento del CVTR y se midió la respuesta de la planta. Los resultados de estos experimentos se utilizaron posteriormente para el desarrollo y validación de códigos de modelos informáticos. [5]
El CVTR ha sido desmantelado y se le ha retirado la licencia. No queda combustible en el lugar. [2] En el otoño de 2009, se completó la demolición y el sitio volvió a ser un terreno verde .
La central nuclear Virgil C. Summer, de mucho mayor tamaño y actualmente operativa , se construyó en la década de 1970 y comenzó a funcionar en 1984, aproximadamente a tres millas al norte del CVTR.
{{cite web}}: Falta o está vacío |title=( ayuda ){{cite web}}: CS1 maint: copia archivada como título ( enlace )Reactores de agua pesada: estado actual y desarrollo previsto; Serie de informes técnicos n.º 407. Organismo Internacional de Energía Atómica; Viena, 2002.
Medios relacionados con el reactor tubular Carolinas-Virginia en Wikimedia Commons
