Un reactor de agua a presión ( PWR ) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera . Las PWR constituyen la gran mayoría de las centrales nucleares del mundo (con notables excepciones como el Reino Unido, Japón y Canadá). En un PWR, el refrigerante primario ( agua ) se bombea a alta presión al núcleo del reactor donde se calienta gracias a la energía liberada por la fisión de los átomos. El agua calentada a alta presión luego fluye hacia un generador de vapor , donde transfiere su energía térmica al agua a menor presión de un sistema secundario donde se genera vapor. Luego, el vapor impulsa turbinas que hacen girar un generador eléctrico. A diferencia de un reactor de agua en ebullición (BWR), la presión en el circuito de refrigerante primario evita que el agua hierva dentro del reactor. Todos los reactores de agua ligera utilizan agua corriente como refrigerante y moderador de neutrones . La mayoría utiliza entre dos y cuatro generadores de vapor montados verticalmente; Los reactores VVER utilizan generadores de vapor horizontales.
Los PWR se diseñaron originalmente para servir como propulsión marina nuclear para submarinos nucleares y se utilizaron en el diseño original de la segunda planta de energía comercial en la central atómica de Shippingport .
Los PWR que actualmente operan en los Estados Unidos se consideran reactores de Generación II . Los reactores VVER de Rusia son similares a los PWR estadounidenses, pero el VVER-1200 no se considera Generación II (ver más abajo). Francia opera muchas PWR para generar la mayor parte de su electricidad.
Varios cientos de PWR se utilizan para la propulsión marina en portaaviones , submarinos nucleares y rompehielos . En los EE. UU., fueron diseñados originalmente en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge para su uso como planta de energía submarina nuclear con una planta de energía submarina en pleno funcionamiento ubicada en el Laboratorio Nacional de Idaho . El trabajo de seguimiento fue realizado por el Laboratorio de Energía Atómica Westinghouse Bettis . [1] La primera planta de energía nuclear puramente comercial en la central atómica de Shippingport fue diseñada originalmente como un reactor de agua a presión (aunque la primera planta de energía conectada a la red fue en Obninsk , URSS), [2] ante la insistencia del almirante Hyman G. Rickover que una planta comercial viable no incluiría ninguno de los "locos ciclos termodinámicos que todos los demás quieren construir". [3]
El Programa de Energía Nuclear del Ejército de los Estados Unidos operó reactores de agua a presión de 1954 a 1974. La estación de generación nuclear de Three Mile Island operó inicialmente dos plantas de reactores de agua a presión, TMI-1 y TMI-2. [4] La fusión parcial de TMI-2 en 1979 esencialmente puso fin al crecimiento de la nueva construcción de centrales nucleares en los Estados Unidos durante dos décadas. [5] La unidad Watts Bar 2 (un PWR de 4 bucles Westinghouse) entró en funcionamiento en 2016, convirtiéndose en el primer reactor nuclear nuevo en los Estados Unidos desde 1996. [6]
El reactor de agua a presión tiene varios diseños evolutivos de reactores de Generación III nuevos : AP1000 , VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 y EPR . Los primeros reactores AP1000 y EPR se conectaron a la red eléctrica de China en 2018. [7] En 2020, NuScale Power se convirtió en la primera empresa estadounidense en recibir la aprobación regulatoria de la Comisión Reguladora Nuclear para un pequeño reactor modular [8] con una versión modificada. Diseño de potencia. [9] También en 2020, el Energy Impact Center presentó el proyecto OPEN100 , que publicó planos de código abierto para la construcción de una central nuclear eléctrica de 100 MW con un diseño PWR. [10]
El combustible nuclear en la vasija de presión del reactor participa en una reacción en cadena de fisión controlada , que produce calor, calentando el agua en el circuito de refrigerante primario por conducción térmica a través de la envoltura de combustible. [11] [12] El refrigerante primario caliente se bombea a un intercambiador de calor llamado generador de vapor , donde fluye a través de varios miles de tubos pequeños. [13] El calor se transfiere a través de las paredes de estos tubos al refrigerante secundario de menor presión ubicado en el lado de la carcasa del intercambiador, donde el refrigerante secundario se evapora en vapor presurizado. Esta transferencia de calor se logra sin mezclar los dos fluidos para evitar que el refrigerante secundario se vuelva radiactivo. [11] [ verificación fallida ] Algunas disposiciones comunes de generadores de vapor son tubos en U o intercambiadores de calor de un solo paso. [ cita necesaria ]
En una central nuclear, el vapor presurizado se alimenta a través de una turbina de vapor que acciona un generador eléctrico conectado a la red eléctrica para su transmisión. Después de pasar por la turbina, el refrigerante secundario (mezcla de agua y vapor) se enfría y se condensa en un condensador . El condensador convierte el vapor en líquido para que pueda bombearse de regreso al generador de vapor y mantiene un vacío en la salida de la turbina para maximizar la caída de presión a través de la turbina y, por lo tanto, la energía extraída del vapor. Antes de introducirlo en el generador de vapor, el vapor condensado (denominado agua de alimentación) a veces se precalienta para minimizar el choque térmico. [14]
El vapor generado tiene otros usos además de la generación de energía. En los buques y submarinos nucleares, el vapor se alimenta a través de una turbina de vapor conectada a un conjunto de engranajes reductores de velocidad a un eje utilizado para la propulsión . La acción mecánica directa por expansión del vapor se puede utilizar para una catapulta de avión propulsada por vapor o aplicaciones similares. En algunos países se utiliza la calefacción urbana mediante vapor y la calefacción directa se aplica a aplicaciones internas de la planta. [ cita necesaria ]
Dos cosas son características del reactor de agua a presión (PWR) en comparación con otros tipos de reactores: la separación del circuito de refrigerante del sistema de vapor y la presión dentro del circuito de refrigerante primario. En un PWR, hay dos circuitos de refrigerante separados (primario y secundario), ambos llenos de agua desmineralizada/desionizada. Por el contrario, un reactor de agua en ebullición tiene sólo un circuito de refrigeración, mientras que diseños más exóticos, como los reactores reproductores, utilizan sustancias distintas del agua como refrigerante y moderador (por ejemplo, sodio en estado líquido como refrigerante o grafito como moderador). La presión en el circuito de refrigerante primario suele ser de 15 a 16 megapascales (150 a 160 bar ), que es notablemente más alta que en otros reactores nucleares , y casi el doble que la de un reactor de agua en ebullición (BWR). Como efecto de esto, sólo se produce una ebullición localizada y el vapor se recondensará rápidamente en el fluido a granel. Por el contrario, en un reactor de agua en ebullición, el refrigerante primario está diseñado para hervir. [15]
Se utiliza agua ligera como refrigerante principal en un PWR. El agua entra por la parte inferior del núcleo del reactor a aproximadamente 548 K (275 °C; 527 °F) y se calienta a medida que fluye hacia arriba a través del núcleo del reactor hasta una temperatura de aproximadamente 588 K (315 °C; 599 °F). El agua permanece líquida a pesar de la alta temperatura debido a la alta presión en el circuito de refrigerante primario, generalmente alrededor de 155 bar (15,5 MPa 153 atm , 2250 psi ). El agua en un PWR no puede exceder una temperatura de 647 K (374 °C; 705 °F) o una presión de 22.064 MPa (3200 psi o 218 atm), porque esos son el punto crítico del agua. [16] Los reactores de agua supercrítica son (a partir de 2022) solo un concepto propuesto en el que el refrigerante nunca abandonaría el estado supercrítico . Sin embargo, como esto requiere presiones incluso más altas que un PWR y puede causar problemas de corrosión, hasta ahora no se ha construido ningún reactor de este tipo.
La presión en el circuito primario se mantiene mediante un presurizador, un recipiente separado que está conectado al circuito primario y parcialmente lleno con agua que se calienta hasta la temperatura de saturación (punto de ebullición) para obtener la presión deseada mediante calentadores eléctricos sumergidos. Para lograr una presión de 155 bares (15,5 MPa), la temperatura del presurizador se mantiene a 345 °C (653 °F), lo que da un margen de subenfriamiento (la diferencia entre la temperatura del presurizador y la temperatura más alta en el núcleo del reactor) de 30 ºC (54 ºF). Como 345 °C es el punto de ebullición del agua a 155 bar, el agua líquida está al borde de un cambio de fase. Los transitorios térmicos en el sistema de refrigeración del reactor dan como resultado grandes oscilaciones en el volumen de líquido/vapor del presurizador, y el volumen total del presurizador está diseñado para absorber estos transitorios sin descubrir los calentadores ni vaciar el presurizador. Los transitorios de presión en el sistema de refrigerante primario se manifiestan como transitorios de temperatura en el presurizador y se controlan mediante el uso de calentadores automáticos y rociadores de agua, que aumentan y disminuyen la temperatura del presurizador, respectivamente. [17]
El refrigerante se bombea por el circuito primario mediante potentes bombas. [18] Estas bombas tienen una velocidad de ~100.000 galones de refrigerante por minuto. Después de captar calor a medida que pasa a través del núcleo del reactor, el refrigerante primario transfiere calor en un generador de vapor al agua en un circuito secundario de menor presión, evaporando el refrigerante secundario a vapor saturado; en la mayoría de los diseños, 6,2 MPa (60 atm, 900 psia ). , 275 °C (530 °F) — para uso en la turbina de vapor. Luego, el refrigerante primario enfriado regresa a la vasija del reactor para calentarse nuevamente.
Los reactores de agua a presión, como todos los diseños de reactores térmicos , requieren que los neutrones de fisión rápida se desaceleren (un proceso llamado moderación o termalización) para interactuar con el combustible nuclear y mantener la reacción en cadena. En los PWR, el agua refrigerante se utiliza como moderador al permitir que los neutrones sufran múltiples colisiones con átomos de hidrógeno ligeros en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta "moderación" de neutrones ocurrirá con mayor frecuencia cuando el agua sea más densa (se producirán más colisiones). El uso de agua como moderador es una importante característica de seguridad de los PWR, ya que un aumento de la temperatura puede hacer que el agua se expanda, creando mayores "espacios" entre las moléculas de agua y reduciendo la probabilidad de termalización, reduciendo así el grado en que los neutrones se ralentizan y, por tanto, reducen 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 reactividad de temperatura negativa , hace que los reactores PWR sean muy estables. Este proceso se conoce como "autorregulación", es decir, cuanto más se calienta el refrigerante, menos reactiva se vuelve la planta, apagándose ligeramente para compensar y viceversa. De este modo, la planta se controla a sí misma alrededor de una temperatura determinada determinada por la posición de las barras de control.
Por el contrario, el diseño del reactor soviético RBMK utilizado en Chernobyl, que utiliza grafito en lugar de agua como moderador y agua hirviendo como refrigerante, tiene un gran coeficiente de reactividad térmica positiva. Esto significa que la reactividad y la generación de calor aumentan cuando aumentan las temperaturas del refrigerante y del combustible, lo que hace que el diseño del RBMK sea menos estable que los reactores de agua presurizada a altas temperaturas de funcionamiento. Además de su propiedad de ralentizar los neutrones cuando actúa como moderador, el agua también tiene la propiedad de absorber neutrones, aunque en menor grado. Cuando aumenta la temperatura del agua refrigerante, aumenta la ebullición, lo que crea huecos. Por lo tanto, hay menos agua para absorber los neutrones térmicos que ya han sido frenados por el moderador de grafito, lo que provoca un aumento de la reactividad. Esta propiedad se llama coeficiente de reactividad de vacío , y en un reactor RBMK como Chernobyl, el coeficiente de vacío es positivo y bastante grande, lo que hace muy difícil regular cuándo la reacción comienza a descontrolarse. Los reactores RBMK también tienen un diseño defectuoso de las barras de control en el que, durante las paradas rápidas, las puntas de las barras para mejorar la reacción del grafito desplazarían el agua en el fondo del reactor y aumentarían localmente la reactividad allí. Esto se denomina "efecto scram positivo", que es exclusivo del diseño defectuoso de las barras de control RBMK. Estos defectos de diseño, además de los errores del operador que llevaron el reactor al límite, generalmente se consideran las causas del desastre de Chernobyl . [19]
El diseño del reactor canadiense de agua pesada CANDU tiene un ligero coeficiente de vacío positivo; estos reactores mitigan este problema con una serie de sistemas de seguridad pasiva avanzados incorporados que no se encuentran en el diseño soviético RBMK. No podría producirse ninguna criticidad en un reactor CANDU o en cualquier otro reactor de agua pesada cuando se suministra al reactor agua ligera ordinaria como refrigerante de emergencia. Dependiendo del quemado , será necesario agregar ácido bórico u otro veneno de neutrones al refrigerante de emergencia para evitar un accidente de criticidad .
Los PWR están diseñados para mantenerse en un estado poco moderado, lo que significa que hay espacio para un mayor volumen o densidad de agua para aumentar aún más la moderación, porque si la moderación estuviera cerca de la saturación, entonces una reducción en la densidad del moderador/refrigerante podría reducir significativamente la absorción de neutrones mientras reduciendo la moderación sólo ligeramente, haciendo que el coeficiente de nulidad sea positivo. Además, el agua ligera es en realidad un moderador de neutrones algo más fuerte que el agua pesada, aunque la absorción de neutrones del agua pesada es mucho menor. Debido a estos dos hechos, los reactores de agua ligera tienen un volumen de moderador relativamente pequeño y, por tanto, tienen núcleos compactos. Un diseño de próxima generación, el reactor de agua supercrítica , es aún menos moderado. Un espectro de energía de neutrones menos moderado empeora la relación captura/fisión para 235 U y especialmente para 239 Pu, lo que significa que más núcleos fisibles no logran fisionarse por absorción de neutrones y en su lugar capturan el neutrón para convertirse en un isótopo no fisionable más pesado, desperdiciando uno o más neutrones y acumulación creciente de actínidos transuránicos pesados, algunos de los cuales tienen vidas medias largas.
Después del enriquecimiento, el dióxido de uranio ( UO
2) el polvo se cuece en un horno de sinterización de alta temperatura para crear bolitas cerámicas duras de dióxido de uranio enriquecido. Luego, los gránulos cilíndricos se recubren con una aleación de metal de circonio resistente a la corrosión, Zircaloy , que se rellena con helio para ayudar a la conducción del calor y detectar fugas. Se elige Zircaloy por sus propiedades mecánicas y su sección transversal de baja absorción. [20] Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos combustibles, llamados haces de combustible, que luego se utilizan para construir el núcleo del reactor. Un PWR típico tiene conjuntos combustibles de 200 a 300 barras cada uno, y un reactor grande tendría entre 150 y 250 conjuntos combustibles con 80 a 100 toneladas de uranio en total. Generalmente, los haces de combustible constan de barras de combustible agrupadas de 14 × 14 a 17 × 17. Un PWR produce del orden de 900 a 1600 MW e . Los haces de combustible PWR tienen unos 4 metros de longitud. [21]
El reabastecimiento de combustible para la mayoría de los PWR comerciales tiene un ciclo de 18 a 24 meses. Aproximadamente un tercio del núcleo se reemplaza en cada reabastecimiento de combustible, aunque algunos esquemas de reabastecimiento de combustible más modernos pueden reducir el tiempo de repostaje a unos pocos días y permitir que el repostaje se realice con una periodicidad más corta. [22]
En los PWR, la potencia del reactor puede considerarse como la siguiente a la demanda de vapor (turbina) debido a la retroalimentación de reactividad del cambio de temperatura causado por el aumento o la disminución del flujo de vapor. (Ver: Coeficiente de temperatura negativo ). Las barras de control de boro y cadmio se utilizan para mantener la temperatura del sistema primario en el punto deseado. Para disminuir la potencia, el operador cierra las válvulas de entrada de la turbina. Esto daría como resultado que se extraiga menos vapor de los generadores de vapor. Esto da como resultado que el circuito primario aumente de temperatura. La temperatura más alta hace que la densidad del agua refrigerante del reactor primario disminuya, lo que permite velocidades de neutrones más altas, por lo tanto, menos fisión y menor producción de energía. Esta disminución de potencia eventualmente dará como resultado que la temperatura del sistema primario regrese a su valor de estado estable anterior. El operador puede controlar la temperatura de funcionamiento en estado estable mediante la adición de ácido bórico y/o el movimiento de las barras de control.
El ajuste de la reactividad para mantener el 100% de potencia a medida que se quema el combustible en la mayoría de los PWR comerciales se logra normalmente variando la concentración de ácido bórico disuelto en el refrigerante del reactor primario. El boro absorbe fácilmente neutrones y, por lo tanto, aumentar o disminuir su concentración en el refrigerante del reactor afectará en consecuencia la actividad de los neutrones. Se requiere un sistema de control completo que involucra bombas de alta presión (generalmente llamado sistema de carga y bajada) para eliminar el agua del circuito primario de alta presión y reinyectar el agua nuevamente con diferentes concentraciones de ácido bórico. Las barras de control del reactor, insertadas a través de la cabeza de la vasija del reactor directamente en los haces de combustible, se mueven por las siguientes razones: para poner en marcha el reactor, para detener las reacciones nucleares primarias en el reactor, para adaptarse a transitorios de corta duración, como cambios para cargar en la turbina,
Las barras de control también se pueden utilizar para compensar el inventario de veneno nuclear y el agotamiento del combustible nuclear . Sin embargo, estos efectos generalmente se solucionan alterando la concentración de ácido bórico del refrigerante primario.
Por el contrario, los BWR no tienen boro en el refrigerante del reactor y controlan la potencia del reactor ajustando el caudal del refrigerante del reactor.
Los reactores PWR son muy estables debido a su tendencia a producir menos energía a medida que aumentan las temperaturas; esto hace que el reactor sea más fácil de operar desde el punto de vista de la estabilidad.
El circuito del ciclo de la turbina PWR está separado del circuito primario, por lo que el agua del circuito secundario no está contaminada por materiales radiactivos.
Los PWR pueden activar pasivamente el reactor en caso de que se pierda la energía externa para detener inmediatamente la reacción nuclear primaria. Las barras de control están sujetas por electroimanes y caen por gravedad cuando se pierde corriente; la inserción completa detiene de forma segura la reacción nuclear primaria.
La tecnología PWR es favorecida por las naciones que buscan desarrollar una armada nuclear; Los reactores compactos encajan bien en submarinos nucleares y otros buques nucleares.
Los PWR son el tipo de reactor más utilizado a nivel mundial, lo que permite una amplia gama de proveedores de nuevas plantas y piezas para plantas existentes. Debido a su larga experiencia en su funcionamiento, son lo más parecido a una tecnología madura que existe en energía nuclear.
Los PWR, según el tipo, pueden alimentarse con combustible MOX y/o combustible Remix ruso (que tiene un menor239
Pu y superior235
contenido de U que el combustible "normal" U/Pu MOX), lo que permite un ciclo de combustible nuclear (parcialmente) cerrado .
El agua es un refrigerante no tóxico, transparente y químicamente no reactivo (en comparación con, por ejemplo, NaK ), que es líquido a temperatura ambiente, lo que facilita la inspección visual y el mantenimiento. También es fácil y barato de obtener, a diferencia del agua pesada o incluso del grafito nuclear .
En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural , los PWR pueden alcanzar un quemado relativamente alto . Un PWR típico cambiará entre un cuarto y un tercio de su carga de combustible cada 18 a 24 meses y tendrá mantenimiento e inspección, que requieren el apagado del reactor, programados para esta ventana. Si bien se consume más mineral de uranio por unidad de electricidad producida que en un reactor alimentado con uranio natural, la cantidad de combustible gastado es menor y el resto es uranio empobrecido cuyo peligro radiológico es menor que el del uranio natural.
El agua refrigerante debe estar altamente presurizada para permanecer líquida a altas temperaturas. Esto requiere tuberías de alta resistencia y un recipiente a presión pesado y, por lo tanto, aumenta los costos de construcción. La presión más alta puede aumentar las consecuencias de un accidente por pérdida de refrigerante . [23] La vasija de presión del reactor está fabricada de acero dúctil pero, a medida que la planta está en funcionamiento, el flujo de neutrones del reactor hace que este acero se vuelva menos dúctil. Con el tiempo, la ductilidad del acero alcanzará los límites determinados por las normas aplicables para calderas y recipientes a presión, y el recipiente a presión deberá repararse o reemplazarse. Esto puede no ser práctico ni económico y, por tanto, determina la vida útil de la planta.
También se necesitan componentes adicionales de alta presión, como bombas de refrigerante del reactor, presurizadores y generadores de vapor. Esto también aumenta el costo de capital y la complejidad de una planta de energía PWR.
El refrigerante de agua a alta temperatura con ácido bórico disuelto es corrosivo para el acero al carbono (pero no para el acero inoxidable ); esto puede hacer que circulen productos de corrosión radiactiva en el circuito de refrigerante primario. Esto no sólo limita la vida útil del reactor, sino que los sistemas que filtran los productos de corrosión y ajustan la concentración de ácido bórico aumentan significativamente el costo total del reactor y la exposición a la radiación. En un caso, esto resultó en una corrosión severa en los mecanismos de accionamiento de la varilla de control cuando la solución de ácido bórico se filtró a través del sello entre el mecanismo mismo y el sistema primario. [24] [25]
Debido a la necesidad de cargar con boro el circuito de refrigeración primario de un reactor de agua a presión, la producción indeseable de tritio secundario radiactivo en el agua es más de 25 veces mayor que en los reactores de agua en ebullición de potencia similar, debido a la ausencia en estos últimos del elemento moderador de neutrones en su circuito de refrigerante. El tritio se crea mediante la absorción de un neutrón rápido en el núcleo de un átomo de boro-10 que posteriormente se divide en un átomo de litio-7 y tritio. Los reactores de agua a presión emiten anualmente varios cientos de curios de tritio al medio ambiente como parte de su funcionamiento normal. [26]
El uranio natural tiene sólo un 0,7% de uranio-235, el isótopo necesario para los reactores térmicos. Esto hace necesario enriquecer el combustible de uranio, lo que aumenta significativamente los costes de producción de combustible. En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural, se genera menos energía por unidad de mineral de uranio, aunque se puede lograr un mayor quemado. El reprocesamiento nuclear puede "estirar" el suministro de combustible tanto de los reactores de uranio natural como de los de uranio enriquecido, pero prácticamente sólo se practica en los reactores de agua ligera que funcionan con combustible ligeramente enriquecido, ya que el combustible gastado procedente, por ejemplo, de los reactores CANDU tiene un contenido muy bajo de material fisionable.
Debido a que el agua actúa como moderador de neutrones, no es posible construir un reactor de neutrones rápidos con un diseño PWR. Sin embargo, un reactor de agua de moderación reducida puede lograr una proporción de reproducción mayor que la unidad, aunque este diseño de reactor tiene sus propias desventajas. [27]
El combustible gastado de un PWR suele tener un mayor contenido de material fisible que el uranio natural. Sin reprocesamiento nuclear , este material fisionable no se puede utilizar como combustible en un PWR. Sin embargo, se puede utilizar en un CANDU con un reprocesamiento mínimo en un proceso llamado "DUPIC": uso directo de combustible PWR gastado en CANDU. [28]
La eficiencia térmica , si bien es mejor que la de los reactores de agua en ebullición , no puede alcanzar los valores de los reactores con temperaturas de funcionamiento más altas, como los enfriados con gases a alta temperatura, metales líquidos o sales fundidas. De manera similar, el calor de proceso extraído de un PWR no es adecuado para la mayoría de las aplicaciones industriales, ya que requieren temperaturas superiores a 400 °C (752 °F).
La radiólisis y ciertos escenarios de accidentes que involucran interacciones entre el vapor caliente y el revestimiento de circonio pueden producir hidrógeno a partir del agua de enfriamiento, lo que conduce a explosiones de hidrógeno como un posible escenario de accidente. Durante el accidente nuclear de Fukushima, una explosión de hidrógeno que dañó el edificio de contención fue una preocupación importante. Algunos reactores contienen recombinadores catalíticos que permiten que el hidrógeno reaccione con el oxígeno ambiental de forma no explosiva. [ cita necesaria ]
En 1954, en la entonces cerrada ciudad de Obninsk, en el Instituto de Física e Ingeniería Energética (FEI o IPPE), comenzó a funcionar el primer generador de electricidad de propulsión nuclear del mundo.
