Un reactor de agua en ebullición ( BWR ) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera que se utiliza para generar energía eléctrica. Es el segundo tipo más común de reactor nuclear generador de electricidad después del reactor de agua a presión (PWR), que también es un tipo de reactor nuclear de agua ligera.
La principal diferencia entre un reactor de agua de barril y un reactor de agua a presión es que en el primero, el núcleo del reactor calienta el agua, que se convierte en vapor y luego impulsa una turbina de vapor. En el segundo, el núcleo del reactor calienta el agua, que no hierve. Esta agua caliente intercambia calor con un sistema de menor presión, que convierte el agua en vapor que impulsa la turbina.
El BWR fue desarrollado por el Laboratorio Nacional Argonne y General Electric (GE) a mediados de la década de 1950. El principal fabricante actual es GE Hitachi Nuclear Energy , que se especializa en el diseño y construcción de este tipo de reactores.
Un reactor de agua en ebullición utiliza agua desmineralizada como refrigerante y moderador de neutrones . El calor se produce por fisión nuclear en el núcleo del reactor, y esto hace que el agua de refrigeración hierva, produciendo vapor. El vapor se utiliza directamente para impulsar una turbina , después de lo cual se enfría en un condensador y se convierte de nuevo en agua líquida. Esta agua luego se devuelve al núcleo del reactor, completando el circuito. El agua de refrigeración se mantiene a aproximadamente 75 atm (7,6 MPa , 1000–1100 psi ) de modo que hierve en el núcleo a aproximadamente 285 °C (550 °F). En comparación, no se permite una ebullición significativa en un reactor de agua presurizada (PWR) debido a la alta presión mantenida en su circuito primario, aproximadamente 158 atm (16 MPa, 2300 psi). Se estimó que la frecuencia de daños en el núcleo del reactor estaba entre 10 −4 y 10 −7 (es decir, un accidente con daño en el núcleo cada 10 000 a 10 000 000 años de reactor). [1]
El vapor que sale de la turbina fluye hacia los condensadores ubicados debajo de las turbinas de baja presión, donde se enfría y se devuelve al estado líquido (condensado). Luego, el condensado se bombea a través de calentadores de agua de alimentación que aumentan su temperatura utilizando vapor de extracción de varias etapas de la turbina. El agua de alimentación de los calentadores de agua de alimentación ingresa al recipiente de presión del reactor (RPV) a través de boquillas en la parte superior del recipiente, muy por encima de la parte superior de los conjuntos de combustible nuclear (estos conjuntos de combustible nuclear constituyen el "núcleo") pero por debajo del nivel del agua.
El agua de alimentación ingresa en el tubo descendente o región anular y se combina con el agua que sale de los separadores de humedad. El agua de alimentación subenfría el agua saturada de los separadores de humedad. Esta agua ahora fluye hacia abajo por el tubo descendente o región anular, que está separada del núcleo por una cubierta alta. Luego, el agua pasa por bombas de chorro o bombas de recirculación interna que proporcionan potencia de bombeo adicional (carga hidráulica). El agua ahora hace un giro de 180 grados y se mueve hacia arriba a través de la placa del núcleo inferior hacia el núcleo nuclear, donde los elementos de combustible calientan el agua. El agua que sale de los canales de combustible en la guía superior está saturada con una calidad de vapor de aproximadamente el 15 %. El flujo típico del núcleo puede ser de 45 000 000 kg/h (100 000 000 lb/h) con un flujo de vapor de 6 500 000 kg/h (14 500 000 lb/h). Sin embargo, la fracción de vacío promedio del núcleo es una fracción significativamente más alta (~40 %). Este tipo de valores se pueden encontrar en las Especificaciones Técnicas disponibles públicamente de cada planta, en el Informe Final de Análisis de Seguridad o en el Informe de Límites Operativos del Núcleo.
El calentamiento del núcleo crea una carga térmica que ayuda a las bombas de recirculación a recircular el agua dentro del reactor de recirculación. Se puede diseñar un reactor de recirculación de agua de mar sin bombas de recirculación y depender completamente de la carga térmica para recircular el agua dentro del reactor de recirculación. Sin embargo, la carga de recirculación forzada de las bombas de recirculación es muy útil para controlar la potencia y permite alcanzar niveles de potencia más altos que de otro modo no serían posibles. El nivel de potencia térmica se puede variar fácilmente simplemente aumentando o disminuyendo el flujo de recirculación forzada a través de las bombas de recirculación.
El fluido bifásico (agua y vapor) que se encuentra sobre el núcleo ingresa al área del tubo ascendente, que es la región superior contenida dentro de la cubierta. La altura de esta región se puede aumentar para aumentar la altura de bombeo de recirculación natural térmica. En la parte superior del área del tubo ascendente se encuentra el separador de humedad. Al hacer girar el flujo bifásico en los separadores ciclónicos, el vapor se separa y asciende hacia el secador de vapor mientras que el agua permanece atrás y fluye horizontalmente hacia la región del tubo descendente o del anillo. En la región del tubo descendente o del anillo, se combina con el flujo de agua de alimentación y el ciclo se repite.
El vapor saturado que sube por encima del separador se seca mediante una estructura de secador en forma de chevron. El vapor "húmedo" pasa por un camino tortuoso donde las gotas de agua se desaceleran y se dirigen hacia la región del tubo descendente o del anillo. El vapor "seco" luego sale de la RPV a través de cuatro líneas de vapor principales y se dirige a la turbina.
La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: insertando o retirando barras de control (cuchillas de control) y modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor .
La colocación (retirada o inserción) de las barras de control es el método normal para controlar la potencia al poner en marcha un reactor de agua de barril (BWR). A medida que se retiran las barras de control, la absorción de neutrones disminuye en el material de control y aumenta en el combustible, por lo que aumenta la potencia del reactor. A medida que se insertan las barras de control, la absorción de neutrones aumenta en el material de control y disminuye en el combustible, por lo que la potencia del reactor disminuye. A diferencia del reactor de agua de barril (PWR), en un reactor de agua de barril las barras de control ( placas de carburo de boro ) se insertan desde abajo para proporcionar una distribución más homogénea de la potencia: en la parte superior la densidad del agua es menor debido a la formación de vapor, lo que hace que la moderación de neutrones sea menos eficiente y la probabilidad de fisión menor. En funcionamiento normal, las barras de control solo se utilizan para mantener una distribución homogénea de la potencia en el reactor y para compensar el consumo de combustible, mientras que la potencia se controla a través del flujo de agua (véase más abajo). [2] Algunos de los primeros diseños de BWR y los ESBWR (BWR económico simplificado fabricado por General Electric Hitachi) propuestos utilizan solo circulación natural con posicionamiento de barras de control para controlar la potencia de cero a 100% porque no tienen sistemas de recirculación del reactor.
Cambiar (aumentar o disminuir) el flujo de agua a través del núcleo es el método normal y conveniente para controlar la potencia de aproximadamente el 30% al 100% de la potencia del reactor. Cuando se opera en la llamada "línea de barras al 100%", la potencia se puede variar de aproximadamente el 30% al 100% de la potencia nominal cambiando el flujo del sistema de recirculación del reactor variando la velocidad de las bombas de recirculación o modulando las válvulas de control de flujo. A medida que aumenta el flujo de agua a través del núcleo, las burbujas de vapor ("vacíos") se eliminan más rápidamente del núcleo, la cantidad de agua líquida en el núcleo aumenta, la moderación de neutrones aumenta, más neutrones se ralentizan para ser absorbidos por el combustible y la potencia del reactor aumenta. A medida que disminuye el flujo de agua a través del núcleo, los vacíos de vapor permanecen más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua líquida en el núcleo disminuye, la moderación de neutrones disminuye, menos neutrones se ralentizan lo suficiente para ser absorbidos por el combustible y la potencia del reactor disminuye. [3] Por lo tanto, el BWR tiene un coeficiente de vacío negativo .
La presión del reactor en un reactor de agua de reactor (BWR) está controlada por la turbina principal o las válvulas de derivación de vapor principales. A diferencia de un reactor de agua de reactor (PWR), donde la demanda de vapor de la turbina la establecen manualmente los operadores, en un reactor de agua de reactor, las válvulas de la turbina se modulan para mantener la presión del reactor en un punto de ajuste. En este modo de control, la salida de la turbina seguirá automáticamente los cambios de potencia del reactor. Cuando la turbina está fuera de servicio o se desconecta, las válvulas de derivación/descarga de vapor principales se abrirán para dirigir el vapor directamente al condensador. Estas válvulas de derivación se modularán de forma automática o manual según sea necesario para mantener la presión del reactor y controlar las tasas de calentamiento y enfriamiento del reactor mientras la vaporización aún está en curso.
El nivel de agua del reactor se controla mediante el sistema principal de agua de alimentación. Desde aproximadamente el 0,5 % de la potencia hasta el 100 % de la potencia, el agua de alimentación controlará automáticamente el nivel de agua en el reactor. En condiciones de baja potencia, el controlador de agua de alimentación actúa como un control PID simple al observar el nivel de agua del reactor. En condiciones de alta potencia, el controlador cambia a un modo de control de "tres elementos", donde el controlador observa el nivel de agua actual en el reactor, así como la cantidad de agua que ingresa y la cantidad de vapor que sale del reactor. Al utilizar los índices de inyección de agua y de flujo de vapor, el sistema de control de agua de alimentación puede anticipar rápidamente las desviaciones del nivel de agua y responder para mantener el nivel de agua a unos pocos centímetros del punto de ajuste. Si una de las dos bombas de agua de alimentación falla durante el funcionamiento, el sistema de agua de alimentación ordenará al sistema de recirculación que reduzca rápidamente el flujo del núcleo, lo que reduce efectivamente la potencia del reactor del 100 % al 50 % en unos pocos segundos. En este nivel de potencia, una sola bomba de agua de alimentación puede mantener el nivel de agua del núcleo. Si se pierde toda el agua de alimentación, el reactor se parará y se utiliza el Sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo para restablecer el nivel de agua del reactor.
El vapor producido en el núcleo del reactor pasa a través de separadores de vapor y placas de secado por encima del núcleo y luego directamente a la turbina , que es parte del circuito del reactor. Debido a que el agua alrededor del núcleo de un reactor siempre está contaminada con trazas de radionucleidos debido a la captura de neutrones del agua, la turbina debe estar protegida durante el funcionamiento normal y se debe proporcionar protección radiológica durante el mantenimiento. El aumento de los costos relacionados con la operación y el mantenimiento de un BWR tiende a equilibrar los ahorros debido al diseño más simple y la mayor eficiencia térmica de un BWR en comparación con un PWR. La mayor parte de la radiactividad en el agua es de vida muy corta (principalmente N-16, con una vida media de 7 segundos ), por lo que se puede ingresar a la sala de turbinas poco después de que se apague el reactor.
Las turbinas de vapor de los reactores BWR emplean una turbina de alta presión diseñada para manejar vapor saturado y varias turbinas de baja presión. La turbina de alta presión recibe vapor directamente del reactor. El escape de la turbina de alta presión pasa a través de un recalentador de vapor que sobrecalienta el vapor a más de 400 grados F (204,4 grados Celsius) para que lo utilicen las turbinas de baja presión. El escape de las turbinas de baja presión se envía al condensador principal. Los recalentadores de vapor toman parte del vapor de la turbina y lo utilizan como fuente de calor para recalentar lo que sale del escape de la turbina de alta presión. Si bien los recalentadores extraen vapor de la turbina, el resultado neto es que mejoran la eficiencia termodinámica de la planta.
Un conjunto de combustible de un reactor BWR moderno consta de entre 74 y 100 barras de combustible y hay aproximadamente hasta 800 conjuntos en el núcleo de un reactor , que contienen aproximadamente 140 toneladas cortas de uranio poco enriquecido . La cantidad de conjuntos de combustible en un reactor específico se basa en consideraciones de la potencia de salida deseada del reactor, el tamaño del núcleo del reactor y la densidad de potencia del reactor.
Un reactor moderno tiene muchos sistemas de seguridad que están diseñados con una filosofía de defensa en profundidad , que es una filosofía de diseño que se integra durante toda la construcción y la puesta en servicio .
Un reactor de agua a presión ( BWR) es similar a un reactor de agua a presión (PWR) en el sentido de que el reactor seguirá produciendo calor incluso después de que se hayan detenido las reacciones de fisión, lo que podría provocar un incidente que dañe el núcleo. Este calor se produce por la desintegración radiactiva de los productos de fisión y los materiales que se han activado por absorción de neutrones . Los BWR contienen múltiples sistemas de seguridad para enfriar el núcleo después de un apagado de emergencia.
En ocasiones, las barras de combustible del reactor se reemplazan trasladándolas desde la vasija de presión del reactor hasta la piscina de combustible gastado. Un ciclo de combustible típico dura entre 18 y 24 meses, y aproximadamente un tercio de los conjuntos de combustible se reemplazan durante una parada de recarga. Los conjuntos de combustible restantes se trasladan a nuevas ubicaciones centrales para maximizar la eficiencia y la energía producida en el siguiente ciclo de combustible.
Como están calientes tanto radioactivamente como térmicamente, esto se hace mediante grúas y bajo el agua. Por esta razón, las piscinas de almacenamiento de combustible gastado están por encima del reactor en las instalaciones típicas. Están protegidas por agua varias veces su altura y almacenadas en matrices rígidas en las que su geometría está controlada para evitar la criticidad. En el desastre nuclear de Fukushima Daiichi esto se convirtió en un problema porque se perdió agua (al ser calentada por el combustible gastado) de una o más piscinas de combustible gastado y el terremoto podría haber alterado la geometría. El hecho de que el revestimiento de las barras de combustible sea una aleación de circonio también fue problemático, ya que este elemento puede reaccionar con vapor a temperaturas superiores a 1.500 K (1.230 °C) para producir hidrógeno, [4] [5] que puede encenderse con el oxígeno del aire. Normalmente, las barras de combustible se mantienen lo suficientemente frías en el reactor y las piscinas de combustible gastado como para que esto no sea un problema, y el revestimiento permanece intacto durante la vida útil de la barra.
El concepto de reactor de agua a presión (BWR) se desarrolló un poco más tarde que el de reactor de agua a presión. El desarrollo del reactor de agua a presión comenzó a principios de la década de 1950 y fue una colaboración entre General Electric (GE) y varios laboratorios nacionales de Estados Unidos.
La investigación sobre energía nuclear en Estados Unidos estuvo a cargo de los tres servicios militares. La Marina, al ver la posibilidad de convertir submarinos en vehículos submarinos de tiempo completo y barcos que pudieran dar la vuelta al mundo sin repostar, envió a su hombre de ingeniería, el capitán Hyman Rickover, para que dirigiera su programa de energía nuclear. Rickover se decidió por la vía PWR para la Marina, ya que los primeros investigadores en el campo de la energía nuclear temían que la producción directa de vapor dentro de un reactor causaría inestabilidad, mientras que sabían que el uso de agua presurizada funcionaría definitivamente como medio de transferencia de calor. Esta preocupación llevó a que el primer esfuerzo de investigación de Estados Unidos en energía nuclear se dedicara a los PWR, que eran muy adecuados para los buques de guerra (submarinos, especialmente), ya que el espacio era escaso y los PWR podían hacerse compactos y con la potencia suficiente para caber en tales buques.
Pero otros investigadores querían investigar si la supuesta inestabilidad causada por el agua hirviendo en el núcleo de un reactor realmente causaría inestabilidad. Durante el desarrollo inicial de un reactor, un pequeño grupo de ingenieros aumentó accidentalmente el nivel de potencia del reactor en un reactor experimental hasta tal punto que el agua hirvió rápidamente. Esto apagó el reactor, lo que indica la útil propiedad de automoderación en circunstancias de emergencia. En particular, Samuel Untermyer II , un investigador del Laboratorio Nacional de Argonne , propuso y supervisó una serie de experimentos: los experimentos BORAX , para ver si un reactor de agua hirviendo sería factible para su uso en la producción de energía. Descubrió que estaba, después de someter sus reactores a pruebas bastante extenuantes, demostrando los principios de seguridad del BWR. [6]
Tras esta serie de pruebas, GE se involucró y colaboró con el Laboratorio Nacional de Argonne [7] para llevar esta tecnología al mercado. A fines de la década de 1950 y principios y mediados de la de 1960 se llevaron a cabo pruebas a mayor escala que solo utilizaban parcialmente vapor generado directamente (primario) del sistema de caldera nuclear para alimentar la turbina e incorporaron intercambiadores de calor para la generación de vapor secundario para impulsar partes separadas de las turbinas. La literatura no indica por qué fue así, pero se eliminó en los modelos de producción del BWR.
La primera generación de reactores de agua en ebullición de producción vio el desarrollo incremental de las características únicas y distintivas del BWR: el toro (usado para apagar el vapor en caso de un transitorio que requiera la extinción del vapor), así como el pozo seco, la eliminación del intercambiador de calor, el secador de vapor, el diseño general distintivo del edificio del reactor y la estandarización de los sistemas de control y seguridad del reactor. La primera serie de BWR de producción, General Electric ( GE ), evolucionó a través de 6 fases de diseño iterativas, cada una denominada BWR/1 a BWR/6. (BWR/4s, BWR/5s y BWR/6s son los tipos más comunes en servicio hoy en día.) La gran mayoría de BWR en servicio en todo el mundo pertenecen a una de estas fases de diseño.
Se construyeron variantes de contención utilizando hormigón o acero para la contención primaria, el pozo seco y el pozo húmedo en varias combinaciones. [8]
Además de los diseños de GE, hubo otros de ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba y KWU (Kraftwerk Union). Véase Lista de reactores de agua en ebullición .
Un diseño más reciente de BWR se conoce como reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR). El ABWR se desarrolló a fines de la década de 1980 y principios de la de 1990, y se ha mejorado aún más hasta la actualidad. El ABWR incorpora tecnologías avanzadas en el diseño, incluido el control por computadora, la automatización de la planta, la extracción, el movimiento y la inserción de barras de control, el bombeo en el núcleo y la seguridad nuclear para ofrecer mejoras con respecto a la serie original de BWR de producción, con una alta potencia de salida (1350 MWe por reactor) y una probabilidad significativamente menor de daño al núcleo. Lo más importante es que el ABWR era un diseño completamente estandarizado, que podía fabricarse para la producción en serie. [9]
El ABWR fue aprobado por la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos para su producción como diseño estandarizado a principios de los años 1990. Posteriormente, se construyeron numerosos ABWR en Japón. Un avance impulsado por el éxito del ABWR en Japón fue que la división de energía nuclear de General Electric se fusionó con la división de energía nuclear de Hitachi Corporation, formando GE Hitachi Nuclear Energy , que ahora es el principal desarrollador mundial del diseño BWR.
Paralelamente al desarrollo del ABWR, General Electric también desarrolló un concepto diferente, conocido como reactor de agua en ebullición simplificado (SBWR). Este reactor eléctrico más pequeño, de 600 megavatios, se destacó por la incorporación, por primera vez en un reactor de agua ligera [ cita requerida ], de principios de diseño de " seguridad pasiva ". El concepto de seguridad pasiva significa que el reactor, en lugar de requerir la intervención de sistemas activos, como bombas de inyección de emergencia, para mantener el reactor dentro de los márgenes de seguridad, fue diseñado para volver a un estado seguro únicamente mediante la operación de fuerzas naturales si se desarrollaba una contingencia relacionada con la seguridad.
Por ejemplo, si el reactor se calentaba demasiado, se activaba un sistema que liberaba absorbentes de neutrones solubles (generalmente una solución de materiales borados o una solución de bórax ), o materiales que obstaculizan en gran medida una reacción en cadena al absorber neutrones, en el núcleo del reactor. El tanque que contenía los absorbentes de neutrones solubles se ubicaba encima del reactor y la solución de absorción, una vez que se activaba el sistema, fluía hacia el núcleo por la fuerza de la gravedad y detenía casi por completo la reacción. Otro ejemplo era el sistema de condensador de aislamiento, que se basaba en el principio de agua caliente/vapor que ascendía para llevar el refrigerante caliente a grandes intercambiadores de calor ubicados encima del reactor en tanques de agua muy profundos, logrando así la eliminación del calor residual. Otro ejemplo más era la omisión de bombas de recirculación dentro del núcleo; estas bombas se usaban en otros diseños de BWR para mantener el agua de refrigeración en movimiento; eran caras, difíciles de alcanzar para reparar y ocasionalmente podían fallar; Para mejorar la fiabilidad, el ABWR incorporó no menos de 10 de estas bombas de recirculación, de modo que, incluso si varias fallaban, un número suficiente seguiría funcionando para que no fuera necesario un apagado no programado y las bombas pudieran repararse durante la siguiente parada de reabastecimiento. En cambio, los diseñadores del reactor de agua en ebullición simplificado utilizaron el análisis térmico para diseñar el núcleo del reactor de modo que la circulación natural (el agua fría cae, el agua caliente sube) llevara el agua al centro del núcleo para hervirla.
El resultado final de las características de seguridad pasiva del SBWR sería un reactor que no requeriría intervención humana en caso de una contingencia de seguridad importante durante al menos 48 horas después de la contingencia de seguridad; por lo tanto, solo requeriría el rellenado periódico de los tanques de agua de enfriamiento ubicados completamente fuera del reactor, aislados del sistema de enfriamiento y diseñados para eliminar el calor residual del reactor a través de la evaporación. El reactor de agua hirviente simplificado fue presentado [ ¿cuándo? ] a la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos , sin embargo, fue retirado [ ¿cuándo? ] antes de su aprobación; aun así, el concepto siguió intrigando a los diseñadores de General Electric y sirvió como base para desarrollos futuros. [ cita requerida ]
Durante un período que comenzó a fines de la década de 1990, los ingenieros de GE propusieron combinar las características del diseño avanzado de reactor de agua en ebullición con las características de seguridad distintivas del diseño simplificado de reactor de agua en ebullición, junto con ampliar el diseño resultante a un tamaño mayor de 1600 MWe (4500 MWth). Este diseño de reactor de agua en ebullición simplificado y económico (ESBWR) se presentó a la Comisión Reguladora Nuclear de los EE. UU. para su aprobación en abril de 2005, y la NRC otorgó la certificación de diseño en septiembre de 2014. [10]
Según se informa, este diseño se ha publicitado como una probabilidad de daño al núcleo de solo 3×10 −8 eventos de daño al núcleo por reactor-año. [ cita requerida ] Es decir, se necesitarían 3 millones de ESBWR en funcionamiento antes de que se esperara un solo evento de daño al núcleo durante sus 100 años de vida útil. Los diseños anteriores del BWR, el BWR/4, tenían probabilidades de daño al núcleo tan altas como 1×10 −5 eventos de daño al núcleo por reactor-año. [11] Este CDP extraordinariamente bajo para el ESBWR supera con creces al de otros LWR grandes del mercado.
El arranque del reactor ( criticidad ) se logra retirando las barras de control del núcleo para aumentar la reactividad del núcleo a un nivel en el que sea evidente que la reacción en cadena nuclear es autosostenible. Esto se conoce como "entrar en estado crítico". La retirada de las barras de control se realiza lentamente, para monitorear cuidadosamente las condiciones del núcleo a medida que el reactor se acerca a la criticidad. Cuando se observa que el reactor se vuelve ligeramente supercrítico, es decir, la potencia del reactor aumenta por sí sola, el reactor se declara crítico.
El movimiento de las barras se realiza mediante sistemas de control de accionamiento de las barras. Los reactores de agua de reacción más nuevos, como el ABWR y el ESBWR, así como todos los reactores de agua de reacción alemanes y suecos, utilizan el sistema de accionamiento de barras de control de movimiento fino, que permite controlar varias barras con movimientos muy suaves. Esto permite que el operador del reactor aumente de manera uniforme la reactividad del núcleo hasta que el reactor se encuentre en estado crítico. Los diseños de reactores de agua de reacción más antiguos utilizan un sistema de control manual, que normalmente se limita a controlar una o cuatro barras de control a la vez, y solo a través de una serie de posiciones con muescas con intervalos fijos entre estas posiciones. Debido a las limitaciones del sistema de control manual, es posible que durante el arranque el núcleo se coloque en una condición en la que el movimiento de una sola barra de control pueda causar un gran cambio de reactividad no lineal, que podría calentar los elementos combustibles hasta el punto de que fallen (se derritan, se enciendan, se debiliten, etc.). Como resultado, GE desarrolló un conjunto de reglas en 1977 llamado BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence) que ayudan a minimizar el efecto de cualquier movimiento de una sola barra de control y previenen daños al combustible en el caso de un accidente de caída de la barra de control. BPWS separa las barras de control en cuatro grupos, A1, A2, B1 y B2. Luego, todas las barras de control A o las barras de control B se extraen completamente en una secuencia definida para crear un patrón de " tablero de ajedrez ". A continuación, el grupo opuesto (B o A) se extrae en una secuencia definida a las posiciones 02, luego 04, 08, 16 y finalmente completamente (48). Al seguir una secuencia de arranque compatible con BPWS, el sistema de control manual se puede utilizar para elevar de manera uniforme y segura todo el núcleo a la posición crítica y evitar que las barras de combustible excedan la liberación de energía de 280 cal/g durante cualquier evento postulado que podría dañar potencialmente el combustible. [13]
Durante el funcionamiento de un BWR se realiza un seguimiento de varias cantidades calculadas/medidas:
MFLCPR, FLLHGR y APLHGR deben mantenerse por debajo de 1,0 durante el funcionamiento normal; existen controles administrativos para garantizar un margen de error y un margen de seguridad en estos límites autorizados . Las simulaciones informáticas típicas dividen el núcleo del reactor en 24-25 planos axiales ; se realiza un seguimiento de las cantidades pertinentes (márgenes, quemado, potencia, historial de vacíos ) para cada "nodo" en el núcleo del reactor (764 conjuntos de combustible x 25 nodos/conjunto = 19100 cálculos nodales/cantidad).
En concreto, la MFLCPR representa lo cerca que está el haz de combustible principal de "secarse" (o "salirse de la ebullición nucleada" para un PWR). La ebullición de transición es la región transitoria inestable donde la ebullición nucleada tiende a la ebullición pelicular . Una gota de agua que baila sobre una sartén caliente es un ejemplo de ebullición pelicular. Durante la ebullición pelicular, un volumen de vapor aislante separa la superficie calentada del fluido refrigerante; esto hace que la temperatura de la superficie calentada aumente drásticamente para alcanzar una vez más la transferencia de calor de equilibrio con el fluido refrigerante. En otras palabras, el vapor semiaisla la superficie calentada y la temperatura de la superficie aumenta para permitir que el calor llegue al fluido refrigerante (a través de la convección y la transferencia de calor radiativa). El combustible nuclear podría dañarse por la ebullición pelicular; esto haría que el revestimiento del combustible se sobrecaliente y falle.
El MFLCPR se controla con una correlación empírica que formulan los proveedores de combustible para reactores de agua de desecho (GE, Westinghouse, AREVA-NP). Los proveedores tienen bancos de pruebas donde simulan el calor nuclear con calentamiento resistivo y determinan experimentalmente qué condiciones de flujo de refrigerante, potencia del conjunto de combustible y presión del reactor estarán dentro o fuera de la región de ebullición de transición para un diseño de combustible en particular. En esencia, los proveedores hacen un modelo del conjunto de combustible pero lo alimentan con calentadores resistivos. Estos conjuntos de combustible simulados se colocan en un banco de pruebas donde se toman puntos de datos a potencias, flujos y presiones específicos. Los datos experimentales se aplican de manera conservadora al combustible para reactores de agua de desecho para garantizar que la transición a la ebullición pelicular no ocurra durante el funcionamiento normal o transitorio. El límite de licencia típico SLMCPR/MCPRSL (límite de seguridad MCPR) para un núcleo de reactor de agua de desecho se sustenta en un cálculo que demuestra que el 99,9 % de las barras de combustible en un núcleo de reactor de agua de desecho no entrarán en la transición a la ebullición pelicular durante el funcionamiento normal o en situaciones operativas anticipadas. [14] Dado que el BWR es agua hirviendo y el vapor no transfiere calor tan bien como el agua líquida, la MFLCPR generalmente ocurre en la parte superior de un conjunto de combustible, donde el volumen de vapor es mayor.
El FLLHGR (FDLRX, MFLPD) es un límite de potencia de las barras de combustible en el núcleo del reactor. Para combustible nuevo, este límite suele rondar los 13 kW/pie (43 kW/m) de barra de combustible. Este límite garantiza que la temperatura central de las pastillas de combustible en las barras no supere el punto de fusión del material combustible ( óxidos de uranio / gadolinio ) en caso de que se produzca el peor transitorio/parada de emergencia de la planta previsto. Para ilustrar la respuesta del LHGR en el transitorio, imaginemos el cierre rápido de las válvulas que admiten vapor a las turbinas a plena potencia. Esto provoca el cese inmediato del flujo de vapor y un aumento inmediato de la presión del BWR. Este aumento de la presión subenfría eficazmente el refrigerante del reactor instantáneamente; los huecos (vapor) colapsan en agua sólida. Cuando los huecos colapsan en el reactor, se fomenta la reacción de fisión (más neutrones térmicos); la potencia aumenta drásticamente (120%) hasta que se termina con la inserción automática de las barras de control. Por lo tanto, cuando el reactor se aísla rápidamente de la turbina, la presión en el recipiente aumenta rápidamente, lo que colapsa el vapor de agua, lo que provoca una excursión de potencia que es terminada por el Sistema de Protección del Reactor. Si una varilla de combustible estaba operando a 13,0 kW/pie antes del transitorio, el colapso del vacío haría que su potencia aumentara. El límite FLLHGR está en su lugar para garantizar que la varilla de combustible de mayor potencia no se derrita si su potencia se incrementó rápidamente después de un transitorio de presurización. Respetar el límite LHGR evita la fusión del combustible en un transitorio de presurización.
El APLHGR, que es un promedio de la tasa de generación de calor lineal (LHGR), una medida del calor de desintegración presente en los haces de combustible, es un margen de seguridad asociado con la posibilidad de que se produzca una falla del combustible durante un LBLOCA (accidente de pérdida de refrigerante por rotura masiva, una rotura masiva de tuberías que provoca una pérdida catastrófica de la presión del refrigerante dentro del reactor, considerado el "accidente de base de diseño" más amenazante en la evaluación de riesgos probabilísticos y la seguridad nuclear ), que se prevé que conduzca a la exposición temporal del núcleo; este evento de secado del núcleo se denomina "descubrimiento" del núcleo, ya que el núcleo pierde su cubierta de refrigerante que elimina el calor, en el caso de un BWR, agua ligera. Si el núcleo está descubierto durante demasiado tiempo, puede producirse una falla del combustible; a los efectos del diseño, se supone que la falla del combustible se produce cuando la temperatura del combustible descubierto alcanza una temperatura crítica (1100 °C, 2200 °F). Los diseños de los reactores de agua de destilación incorporan sistemas de protección a prueba de fallos para enfriar rápidamente y proteger el combustible descubierto antes de que alcance esta temperatura; estos sistemas a prueba de fallos se conocen como el Sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo . El ECCS está diseñado para inundar rápidamente el recipiente de presión del reactor, rociar agua sobre el núcleo mismo y enfriar lo suficiente el combustible del reactor en este caso. Sin embargo, como cualquier sistema, el ECCS tiene límites, en este caso, en su capacidad de enfriamiento, y existe la posibilidad de que el combustible se pueda diseñar de manera que produzca tanto calor de desintegración que el ECCS se vería abrumado y no podría enfriarlo con éxito.
Para evitar que esto suceda, es necesario que el calor de desintegración almacenado en los conjuntos de combustible en un momento dado no sobrecargue el ECCS. Por ello, los ingenieros de GE desarrollaron la medida de generación de calor de desintegración conocida como LHGR, y de esta medida se deriva la APLHGR. La APLHGR se controla para garantizar que el reactor no funcione a un nivel de potencia promedio que anule los sistemas de contención primarios. Cuando se otorga una licencia para operar a un núcleo recargado, el proveedor o licenciatario del combustible simula los eventos con modelos informáticos. Su enfoque es simular los eventos del peor caso posible cuando el reactor se encuentra en su estado más vulnerable.
APLHGR se pronuncia comúnmente como "Apple Hugger" en la industria.
PCIOMR es un conjunto de reglas y límites para evitar daños en el revestimiento debido a la interacción entre el pellet y el revestimiento. Durante el primer calentamiento nuclear, los pellets de combustible nuclear pueden agrietarse. Los bordes dentados del pellet pueden rozar e interactuar con la pared interior del revestimiento. Durante los aumentos de potencia en el pellet de combustible, el material cerámico del combustible se expande más rápido que el revestimiento del combustible y los bordes dentados del pellet de combustible comienzan a presionar el revestimiento, lo que puede causar una perforación. Para evitar que esto ocurra, se tomaron dos medidas correctivas. La primera es la inclusión de una fina capa de barrera contra las paredes interiores del revestimiento del combustible que son resistentes a la perforación debido a las interacciones entre el pellet y el revestimiento, y la segunda es un conjunto de reglas creadas bajo PCIOMR.
Las reglas del PCIOMR requieren un "acondicionamiento" inicial del nuevo combustible. Esto significa que, para el primer calentamiento nuclear de cada elemento de combustible, la potencia del haz local debe aumentarse muy lentamente para evitar el agrietamiento de las pastillas de combustible y limitar las diferencias en las tasas de expansión térmica del combustible. Las reglas del PCIOMR también limitan el cambio máximo de potencia local (en kW/pie*h), evitan que las barras de control se desplacen por debajo de las puntas de las barras de control adyacentes y requieren que las secuencias de barras de control se analicen en comparación con el software de modelado del núcleo para evitar interacciones entre pastillas y revestimientos. El análisis del PCIOMR analiza los picos de potencia locales y los transitorios de xenón que podrían ser causados por cambios en la posición de las barras de control o cambios rápidos de potencia para garantizar que las tasas de potencia locales nunca excedan las tasas máximas.
Para obtener una lista de BWR operativos y fuera de servicio, consulte Lista de BWR .
Los reactores de agua de reacción (BWR) experimentales y otros reactores no comerciales incluyen:
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