Un reactor de agua en ebullición ( BWR ) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera utilizado para la generación de 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 BWR y un PWR es que en un BWR, el núcleo del reactor calienta agua, que se convierte en vapor y luego impulsa una turbina de vapor. En un PWR, el núcleo del reactor calienta agua, que no hierve. Esta agua caliente luego 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 los años cincuenta. El principal fabricante actual es GE Hitachi Nuclear Energy , especializado 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 nuevamente en agua líquida. Luego, esta agua regresa al núcleo del reactor, completando el circuito. El agua de refrigeración se mantiene a aproximadamente 75 atm (7,6 MPa , 1000-1100 psi ) para que hierva en el núcleo a aproximadamente 285 °C (550 °F). En comparación, no se permite una ebullición significativa en un reactor de agua a presión (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 al núcleo del reactor estaba entre 10 −4 y 10 −7 (es decir, un accidente con daños al núcleo cada 10.000 a 10.000.000 de años del reactor). [1]
El vapor que sale de la turbina fluye hacia los condensadores ubicados debajo de las turbinas de baja presión, donde el vapor se enfría y se devuelve al estado líquido (condensado). Luego, el condensado se bombea a través de calentadores de agua de alimentación que elevan su temperatura utilizando vapor de extracción de varias etapas de la turbina. El agua de alimentación de los calentadores de agua de alimentación ingresa a la vasija de presión del reactor (RPV) a través de boquillas en lo alto de la vasija, 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 a la región del bajante o anillo 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 la región del anillo o bajante, 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 (cabeza hidráulica). El agua ahora hace un giro de 180 grados y sube a través de la placa inferior del núcleo hacia el núcleo nuclear, donde los elementos combustibles 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 central típico 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 huecos promedio del núcleo es una fracción significativamente mayor (~40%). Este tipo de valores se pueden encontrar en las Especificaciones Técnicas, el Informe Final de Análisis de Seguridad o el Informe de Límites Operativos Básicos disponibles públicamente de cada planta.
El calentamiento del núcleo crea un cabezal térmico que ayuda a las bombas de recirculación a recircular el agua dentro de la RPV. Un BWR puede diseñarse sin bombas de recirculación y depender completamente del cabezal térmico para recircular el agua dentro del RPV. Sin embargo, el cabezal 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 varía fácilmente simplemente aumentando o disminuyendo el flujo de recirculación forzada a través de las bombas de recirculación.
El fluido de dos fases (agua y vapor) sobre el núcleo ingresa al área del elevador, 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 ascendente se encuentra el separador de humedad. Al hacer girar el flujo de dos fases en los separadores ciclónicos, el vapor se separa y sube hacia el secador de vapor, mientras que el agua permanece detrás y fluye horizontalmente hacia la región anular o bajante. En la región del bajante o anillo, se combina con el flujo de agua de alimentación y el ciclo se repite.
El vapor saturado que se eleva por encima del separador se seca mediante una estructura de secador en forma de V. El vapor "húmedo" recorre un camino tortuoso donde las gotas de agua se ralentizan y se dirigen hacia la región del anillo o bajante. Luego, el vapor "seco" sale del RPV a través de cuatro líneas de vapor principales y va a la turbina.
La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: insertando o retirando barras de control (palas de control) y cambiando el flujo de agua a través del núcleo del reactor .
Posicionar (retirar o insertar) las barras de control es el método normal para controlar la potencia al arrancar un 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 PWR, en un BWR las barras de control ( placas de carburo de boro ) se insertan desde abajo para dar 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 los neutrones se moderen. menos eficiente y la probabilidad de fisión menor. En funcionamiento normal, las barras de control sólo se utilizan para mantener una distribución homogénea de la energía en el reactor y compensar el consumo de combustible, mientras que la energía se controla a través del flujo de agua (ver más abajo). [2] Algunos de los primeros BWR y los diseños propuestos ESBWR (BWR económico simplificado fabricado por General Electric Hitachi) utilizan solo circulación natural con posicionamiento de la barra de control para controlar la energía 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 desde aproximadamente el 30% al 100% de la potencia del reactor. Cuando se opera en la llamada "línea de varillas al 100%", la potencia se puede variar desde 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 ("huecos") 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 huecos de vapor permanecen por más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua líquida en el núcleo disminuye, la moderación de neutrones disminuye, menos neutrones se desaceleran lo suficiente como 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 BWR está controlada por la turbina principal o las válvulas de derivación de vapor principales. A diferencia de un PWR, donde los operadores establecen manualmente la demanda de vapor de la turbina, en un BWR las válvulas de la turbina se modularán para mantener la presión del reactor en un punto de ajuste. Bajo este modo de control, la salida de la turbina seguirá automáticamente los cambios de potencia del reactor. Cuando la turbina está fuera de línea o se dispara, las válvulas principales de derivación/descarga de vapor se abrirán para dirigir el vapor directamente al condensador. Estas válvulas de derivación modularán automática o manualmente 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 progreso.
El nivel de agua del reactor está controlado por el sistema principal de agua de alimentación. Desde aproximadamente el 0,5 % de potencia hasta el 100 % de 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 actual de agua en el reactor, así como la cantidad de agua que entra y la cantidad de vapor que sale del reactor. Al utilizar la inyección de agua y los caudales de vapor, el sistema de control del agua de alimentación puede anticipar rápidamente las desviaciones del nivel del agua y responder para mantener el nivel del agua dentro de unas pocas pulgadas del punto de ajuste. Si una de las dos bombas de agua de alimentación falla durante la operación, el sistema de agua de alimentación ordenará al sistema de recirculación que reduzca rápidamente el flujo del núcleo, reduciendo efectivamente la potencia del reactor del 100% al 50% en unos pocos segundos. A este nivel de potencia, una sola bomba de agua de alimentación puede mantener el nivel del agua central. Si se pierde toda el agua de alimentación, el reactor se parará y se utilizará el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo para restaurar el nivel de agua del reactor.
El vapor producido en el núcleo del reactor pasa a través de separadores de vapor y placas secadoras encima del núcleo y luego directamente a la turbina , que forma 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 blindada durante el funcionamiento normal y debe proporcionarse 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 debidos al diseño más simple y a la mayor eficiencia térmica de un BWR en comparación con un PWR. La mayor parte de la radiactividad en el agua tiene una 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 BWR emplean una turbina de alta presión diseñada para manejar vapor saturado y múltiples 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 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 alta presión de la turbina. Si bien los recalentadores extraen vapor de la turbina, el resultado neto es que mejoran la eficiencia termodinámica de la planta.
Un conjunto combustible BWR moderno comprende de 74 a 100 barras de combustible , y hay hasta aproximadamente 800 conjuntos en el núcleo de un reactor , que contienen hasta aproximadamente 140 toneladas cortas de uranio poco enriquecido . El número de conjuntos combustibles 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 la construcción y la puesta en servicio .
Un BWR es similar a un reactor de agua a presión (PWR) en el sentido de que el reactor continuará produciendo calor incluso después de que las reacciones de fisión hayan cesado, lo que podría hacer posible un incidente de daño al núcleo. Este calor se produce por la desintegración radiactiva de productos y materiales de fisión que han sido activados por absorción de neutrones . Los BWR contienen múltiples sistemas de seguridad para enfriar el núcleo después de un apagado de emergencia.
Las barras de combustible del reactor se reemplazan ocasionalmente trasladándolas desde la vasija de presión del reactor a la piscina de combustible gastado. Un ciclo de combustible típico dura entre 18 y 24 meses, y aproximadamente un tercio de los conjuntos combustibles se reemplazan durante una parada de reabastecimiento de combustible. Los conjuntos combustibles restantes se trasladan a nuevas ubicaciones centrales para maximizar la eficiencia y la energía producida en el siguiente ciclo de combustible.
Debido a que están calientes tanto radiactiva como térmicamente, esto se hace mediante grúas y bajo el agua. Por esta razón, en las instalaciones típicas las piscinas de almacenamiento de combustible gastado se encuentran encima del reactor. Están protegidos por agua varias veces su altura y almacenados en conjuntos rígidos en los que se controla su geometría para evitar su criticidad. En el desastre nuclear de Fukushima Daiichi esto se volvió problemático 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 el vapor a temperaturas superiores a 1500 K (1230 °C) para producir hidrógeno, [ 4] [5] que puede encenderse con el oxígeno del aire. . Normalmente, las barras de combustible se mantienen suficientemente frías en el reactor y en las piscinas de combustible gastado para que esto no sea motivo de preocupación, y el revestimiento permanece intacto durante toda la vida útil de la barra.
El concepto BWR se desarrolló un poco más tarde que el concepto PWR. El desarrollo del BWR 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 la energía nuclear en Estados Unidos estuvo a cargo de los tres servicios militares. La Armada, al ver la posibilidad de convertir submarinos en vehículos submarinos de tiempo completo y barcos que pudieran navegar alrededor del mundo sin repostar combustible, envió a su ingeniero, el Capitán Hyman Rickover, para ejecutar su programa de energía nuclear. Rickover optó por el PWR para la Armada, ya que los primeros investigadores en el campo de la energía nuclear temían que la producción directa de vapor dentro de un reactor causara inestabilidad, mientras sabían que el uso de agua a presión definitivamente funcionaría como medio de transferencia de calor. Esta preocupación llevó a que el primer esfuerzo de investigación de los EE. UU. en energía nuclear se dedicara al PWR, que era muy adecuado para buques de guerra (submarinos, especialmente), ya que el espacio era escaso y los PWR podían fabricarse lo suficientemente compactos y de alta potencia para caben en dichos recipientes.
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 del 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 , investigador del Laboratorio Nacional Argonne , propuso y supervisó una serie de experimentos: los experimentos BORAX , para ver si un reactor de agua en ebullición sería factible para su uso en la producción de energía. Descubrió que, después de someter sus reactores a pruebas bastante arduas, demostraba los principios de seguridad del BWR. [6]
Tras esta serie de pruebas, GE se involucró y colaboró con el Laboratorio Nacional Argonne [7] para llevar esta tecnología al mercado. Se llevaron a cabo pruebas a mayor escala a finales de la década de 1950, principios y mediados de la de 1960, que solo utilizaron parcialmente vapor del sistema de caldera nuclear (primario) generado directamente 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 fue eliminado 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 (utilizado para apagar el vapor en caso de un transitorio que requiera apagar el vapor), así como el pozo seco, la eliminación del intercambiador de calor, el secador de vapor, la distintiva distribución general 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. (Los BWR/4, BWR/5 y BWR/6 son los tipos más comunes en servicio hoy en día). La gran mayoría de los BWR en servicio en todo el mundo pertenecen a una de estas fases de diseño.
Las variantes de contención se construyeron 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). Ver Listado de reactores de agua en ebullición .
Un diseño más nuevo de BWR se conoce como reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR). El ABWR se desarrolló a finales de los años 1980 y principios de los 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 ( 1.350 MWe por reactor) y una probabilidad significativamente menor de sufrir daños en el núcleo. Lo más significativo 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 acontecimiento impulsado por el éxito del ABWR en Japón es 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 del BWR.
Paralelamente al desarrollo del ABWR, General Electric también desarrolló un concepto diferente, conocido como reactor simplificado de agua en ebullición (SBWR). Este reactor eléctrico más pequeño de 600 megavatios se destacó por su incorporación, por primera vez en un reactor de agua ligera [ cita necesaria ] , 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 mantenerlo dentro de los márgenes de seguridad, fue diseñado para volver a un estado seguro únicamente mediante la acción de fuerzas naturales si una contingencia relacionada con la seguridad desarrollada.
Por ejemplo, si el reactor se calentara demasiado, se activaría un sistema que liberaría absorbentes de neutrones solubles (generalmente una solución de materiales borados o una solución de bórax ), o materiales que dificultan en gran medida una reacción en cadena al absorber neutrones, en el reactor. núcleo del reactor. El tanque que contiene los absorbentes de neutrones solubles estaría ubicado encima del reactor, y la solución de absorción, una vez activado el sistema, fluiría hacia el núcleo a través de la fuerza de gravedad y detendría casi por completo la reacción. Otro ejemplo fue el sistema de condensador de aislamiento, que se basaba en el principio de agua caliente/vapor ascendente para llevar 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 fue la omisión de bombas de recirculación dentro del núcleo; estas bombas se utilizaron en otros diseños de BWR para mantener el agua de refrigeración en movimiento; eran costosos, difíciles de reparar y ocasionalmente podían fallar; Para mejorar la confiabilidad, el ABWR incorporó no menos de 10 de estas bombas de recirculación, de modo que incluso si varias fallaran, un número suficiente permanecería en servicio para que no fuera necesaria una parada no programada, y las bombas pudieran repararse durante la siguiente corte de combustible. En cambio, los diseñadores del reactor de agua en ebullición simplificado utilizaron análisis térmico para diseñar el núcleo del reactor de modo que la circulación natural (el agua fría cae, el agua caliente sube) llevaría 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, sólo sería necesario rellenar periódicamente los tanques de agua de refrigeración ubicados completamente fuera del reactor, aislados del sistema de refrigeración y diseñados para eliminar el calor residual del reactor mediante evaporación. Se presentó el reactor de agua en ebullición simplificado [ ¿cuándo? ] a la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos , sin embargo, fue retirado [ ¿cuándo? ] antes de la aprobación; aun así, el concepto siguió intrigando a los diseñadores de General Electric y sirvió como base para desarrollos futuros. [ cita necesaria ]
Durante un período que comenzó a finales de la década de 1990, los ingenieros de GE propusieron combinar las características del diseño avanzado del reactor de agua en ebullición con las características de seguridad distintivas del diseño simplificado del reactor de agua en ebullición, además de ampliar el diseño resultante a un tamaño mayor de 1.600 MWe . (4.500 MWt). Este diseño de reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR) se presentó a la Comisión Reguladora Nuclear de 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, se ha anunciado que este diseño tiene una probabilidad de daño al núcleo de sólo 3 × 10 −8 eventos de daño al núcleo por año de reactor. [ cita necesaria ] Es decir, sería necesario que hubiera 3 millones de ESBWR en funcionamiento antes de que se esperara un solo evento que dañe el núcleo durante sus 100 años de vida útil. Los diseños anteriores del BWR, el BWR/4, tenían probabilidades de daño al núcleo de hasta 1×10 −5 eventos de daño al núcleo por año de reactor. [11] Este CDP extraordinariamente bajo para el ESBWR supera con creces a los demás grandes LWR del mercado.
La puesta en marcha del reactor ( criticidad ) se logra retirando las barras de control del núcleo para elevar la reactividad del núcleo a un nivel en el que sea evidente que la reacción nuclear en cadena es autosostenida. Esto se conoce como "volverse crítico". La extracción de la barra 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 varillas se realiza mediante sistemas de control de accionamiento de las varillas. Los BWR más nuevos, como el ABWR y el ESBWR , así como todos los BWR alemanes y suecos, utilizan el sistema Fine Motion Control Rod Drive, que permite controlar múltiples varillas con movimientos muy suaves. Esto permite al operador del reactor aumentar uniformemente la reactividad del núcleo hasta que el reactor sea crítico. Los diseños de BWR más antiguos utilizan un sistema de control manual, que generalmente se limita a controlar una o cuatro barras de control a la vez, y sólo 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, lo que podría calentar los elementos combustibles hasta el punto de que fallar (derretir, encender, debilitar, etc.). Como resultado, GE desarrolló un conjunto de reglas en 1977 llamado BPWS (Secuencia de retiro de posición bancada) que ayuda a minimizar el efecto de cualquier movimiento de la barra de control y previene daños al combustible en caso de un accidente por 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 B se extraen completamente en una secuencia definida para crear un patrón de " tablero de ajedrez ". A continuación, el grupo contrario (B o A) es arrastrado en una secuencia definida a las posiciones 02, luego 04, 08, 16 y finalmente hacia afuera (48). Siguiendo una secuencia de arranque compatible con BPWS, el sistema de control manual se puede usar para elevar de manera uniforme y segura todo el núcleo a un nivel crítico y evitar que las barras de combustible excedan la liberación de energía de 280 cal/gm durante cualquier evento postulado que podría dañar potencialmente el combustible. [13]
Se realiza un seguimiento de varias cantidades calculadas/medidas mientras se opera un BWR:
MFLCPR, FLLHGR y APLHGR deben mantenerse por debajo de 1,0 durante el funcionamiento normal; Se han implementado controles administrativos para asegurar cierto margen de error y margen de seguridad para estos límites autorizados . Las simulaciones por computadora típicas dividen el núcleo del reactor en 24 a 25 planos axiales ; Se realiza un seguimiento de las cantidades relevantes (márgenes, quemado, potencia, historial de vacíos ) para cada "nodo" en el núcleo del reactor (764 conjuntos combustibles x 25 nodos/conjunto = 19100 cálculos nodales/cantidad).
Específicamente, MFLCPR representa qué tan cerca está el paquete de combustible líder de "secarse" (o "salir de la ebullición nucleada" para un PWR). La ebullición de transición es la región transitoria inestable donde la ebullición nucleada tiende a la ebullición de película . Una gota de agua que baila sobre una sartén caliente es un ejemplo de película hirviendo. Durante la ebullición de la película, 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 nuevamente el equilibrio de transferencia de calor 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 (mediante convección y transferencia de calor por radiación). El combustible nuclear podría resultar dañado por la ebullición de la película; esto provocaría que la envoltura de combustible se sobrecalentara y fallara.
MFLCPR se monitorea con una correlación empírica formulada por proveedores de combustible BWR (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 combustible y presión del reactor estarán dentro o fuera de la región de ebullición de transición para un diseño de combustible particular. En esencia, los proveedores fabrican un modelo del conjunto combustible pero lo alimentan con calentadores resistivos. Estos conjuntos combustibles simulados se colocan en un banco de pruebas donde se toman puntos de datos sobre potencias, flujos y presiones específicos. Los datos experimentales se aplican de forma conservadora al combustible BWR para garantizar que la transición a la ebullición de película no se produzca durante el funcionamiento normal o transitorio. El límite de licencia típico SLMCPR/MCPRSL (Límite de seguridad MCPR) para un núcleo BWR se fundamenta en un cálculo que demuestra que el 99,9% de las barras de combustible en un núcleo BWR no entrarán en la transición a ebullición de película durante el funcionamiento normal o en sucesos operativos previstos. [14] Dado que el BWR es agua hirviendo y el vapor no transfiere calor tan bien como el agua líquida, el MFLCPR generalmente ocurre en la parte superior de un conjunto combustible, donde el volumen de vapor es el más alto.
FLLHGR (FDLRX, MFLPD) es un límite a la potencia de las barras de combustible en el núcleo del reactor. Para el combustible nuevo, este límite suele ser de alrededor de 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 exceda el punto de fusión del material combustible ( óxidos de uranio / gadolinio ) en caso de que se produzca el peor transitorio/parada posible de la planta que se prevé que ocurra. Para ilustrar la respuesta del LHGR en transitorio imaginemos el cierre rápido de las válvulas que admiten vapor a las turbinas a máxima potencia. Esto provoca el cese inmediato del flujo de vapor y un aumento inmediato de la presión del BWR. Este aumento de presión enfría eficazmente el refrigerante del reactor de forma instantánea; los huecos (vapor) colapsan y se convierten 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 interrumpe mediante la inserción automática de las barras de control. Entonces, 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 energía que es terminada por el sistema de protección del reactor. Si un pin de combustible estuviera funcionando a 13,0 kW/pie antes del transitorio, el colapso del vacío haría que su potencia aumentara. El límite FLLHGR existe para garantizar que la barra de combustible de mayor potencia no se derrita si su potencia aumenta rápidamente después de un transitorio de presurización. Cumplir con el límite LHGR impide que el combustible se derrita en un transitorio de presurización.
APLHGR, al ser 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 ocurra una falla del combustible durante un LBLOCA (pérdida de gran ruptura). Accidente de falta de refrigerante: una ruptura masiva de una tubería que provoca una pérdida catastrófica de presión de refrigerante dentro del reactor, considerado el "accidente base de diseño" más amenazador en la evaluación probabilística de riesgos y en la seguridad nuclear tecnológica y física ), que se prevé que conduzca a la exposición temporal de el 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 permanece descubierto durante demasiado tiempo, puede producirse una falla del combustible; A los efectos del diseño, se supone que la falla del combustible ocurre cuando la temperatura del combustible descubierto alcanza una temperatura crítica (1100 °C, 2200 °F). Los diseños de BWR 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 sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia . El ECCS está diseñado para inundar rápidamente la vasija de presión del reactor, rociar agua sobre el propio núcleo y, en este caso, enfriar suficientemente el combustible del reactor. Sin embargo, como cualquier sistema, el ECCS tiene límites, en este caso, a su capacidad de enfriamiento, y existe la posibilidad de que se pueda diseñar un combustible que produzca tanto calor de desintegración que el ECCS se vería abrumado y no podría enfriarlo exitosamente.
Para evitar que esto suceda, es necesario que el calor de desintegración almacenado en los conjuntos combustibles en un momento dado no abrume al ECCS. Como tal, los ingenieros de GE desarrollaron la medida de generación de calor de descomposición conocida como LHGR y, a partir de esta medida, se deriva APLHGR. Se monitorea el APLHGR para garantizar que el reactor no funcione a un nivel de potencia promedio que anule los sistemas de contención primaria. Cuando un núcleo repostado obtiene licencia para operar, el proveedor/licenciatario de combustible simula eventos con modelos informáticos. Su enfoque consiste en simular los peores casos 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 prevenir daños al revestimiento debido a la interacción entre el pellet y el revestimiento. Durante el primer calentamiento nuclear, las pastillas de combustible nuclear pueden agrietarse. Los bordes dentados del pellet pueden rozar e interactuar con la pared de revestimiento interior. Durante los aumentos de potencia en la pastilla de combustible, el material cerámico del combustible se expande más rápido que el revestimiento de combustible y los bordes dentados de la pastilla de combustible comienzan a presionar el revestimiento, causando potencialmente una perforación. Para evitar que esto ocurriera, se tomaron dos acciones correctivas. La primera es la inclusión de una fina capa de barrera contra las paredes internas del revestimiento del combustible que son resistentes a la perforación debido a las interacciones entre los pellets y el segundo es un conjunto de reglas creadas bajo el PCIOMR.
Las reglas del PCIOMR requieren un "acondicionamiento" inicial del combustible nuevo. Esto significa que, para el primer calentamiento nuclear de cada elemento 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 de PCIOMR también limitan el cambio máximo de potencia local (en kW/ft*hr), evitan tirar de las barras de control por debajo de las puntas de las barras de control adyacentes y requieren que las secuencias de las barras de control se analicen con el software de modelado de núcleos para evitar interacciones entre los pellets. El análisis PCIOMR analiza los picos de energía locales y los transitorios de xenón que podrían ser causados por cambios de posición de la barra de control o cambios rápidos de energía para garantizar que las tarifas de energía local nunca excedan las clasificaciones máximas.
Para obtener una lista de BWR operativos y fuera de servicio, consulte Lista de BWR .
Los BWR experimentales y otros no comerciales incluyen:
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