Reactor de agua ligera
Mientras que los primeros reactores del mundo ( CP-1, X10, etc.) estaban llegando con éxito a la masa crítica, el enriquecimiento de uranio comenzó a desarrollarse desde el concepto teórico hasta las aplicaciones prácticas para poder cumplir con el objetivo del Proyecto Manhattan de construir un arma nuclear.
Los resultados mostraron que, con un uranio ligeramente enriquecido, se podía alcanzar la criticidad.
[4] Este experimento fue el primer paso práctico hacia el reactor de agua ligera.
Se utilizó como moderardor el grafito, agua liviana como refrigerante, uranio enrriquecido como combustible y como material estructural el acero inoxidable.
El investigador Samuel Untermyer II dirigió los esfuerzos para desarrollar el reactor de agua en ebullición (BWR, por sus siglas en inglés, Boiling Water Reactor) en la National Reactor Testing Station estadounidense (actualmente el Idaho National Laboratory) en una serie de pruebas denominadas experimentos BORAX.
PIUS, siglas en inglés de Process Inherent Ultimate Safety, es un diseño sueco ideado por ASEA-ATOM.
[9] Junto con el reactor SECURE,[10] se basaba en medidas pasivas, que no requerían acciones del operador ni suministros de energía externos, para proporcionar un funcionamiento seguro.
Los líderes en experiencia nacional de reactores PWR, que ofrecen reactores para la exportación, son Estados Unidos (que ofrece el AP1000 pasivamente seguro, un diseño de Westinghouse, así como varios PWR más pequeños, modulares y pasivamente seguros, como el Babcock & Wilcox MPower, y la NuScale MASLWR), la Federación Rusa (que ofrece tanto el VVER-1000 como el VVER-1200 para la exportación), la República de Francia (que ofrece el AREVA EPR para la exportación), y Japón (que ofrece el Mitsubishi.
e Hitachi (de Japón), que ofrecen tanto el Reactor Avanzado de Agua en Ebullición (ABWR) como el Reactor Económico Simplificado de Agua en Ebullición (ESBWR) para su construcción y exportación; Además, Toshiba ofrece una variante del ABWR para su construcción también en Japón.
Los otros tipos de reactores nucleares en uso para la generación de energía son el reactor moderado por agua pesada, construido por Canadá (CANDU) y la República de la India (AHWR), el reactor avanzado refrigerado por gas (AGCR), construido por el Reino Unido, el reactor refrigerado por metal líquido (LMFBR), construido por la Federación Rusa, la República de Francia y Japón, y el reactor moderado por grafito y refrigerado por agua (RBMK o LWGR), que se encuentra exclusivamente en la Federación Rusa y los antiguos estados soviéticos.
Dado que el agua ligera se utiliza como refrigerante y moderador de neutrones en estos reactores, si uno de estos reactores sufre daños debido a una acción militar, lo que lleva a un compromiso de la integridad del núcleo del reactor, la liberación resultante del moderador de agua ligera actuará para detener la reacción nuclear y apagar el reactor.
Los LWR que se ofrecen actualmente son los siguientes: Datos del Organismo Internacional de Energía Atómica en 2009:[12] El reactor de agua ligera produce calor por fisión nuclear controlada.
Está formado principalmente por combustible nuclear y elementos de control.
En ambos casos, tras pasar por las turbinas, el vapor vuelve a convertirse en agua en el condensador.
[13] El agua necesaria para refrigerar el condensador se extrae de un río u océano cercano.
La fuente de refrigeración, el agua ligera, circula por el núcleo del reactor para absorber el calor que genera.
Estos reactores no se consideran LWR, ya que están moderados por grafito y, en consecuencia, sus características nucleares son muy diferentes.
El reactor de agua ligera utiliza uranio 235 como combustible, enriquecido aproximadamente al 3 por ciento.
Aunque este es su principal combustible, los átomos de uranio 238 también contribuyen al proceso de fisión al convertirse en plutonio 239; aproximadamente la mitad del cual se consume en el reactor.
Luego, estos paquetes reciben un número de identificación único, que permite rastrearlos desde la fabricación hasta el uso y la eliminación.
En los reactores de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al combustible en reactores PWR excepto que los haces están "enlatados"; es decir, hay un tubo delgado que rodea cada haz.
Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones de densidad locales afecten la neutrónica y la hidráulica térmica del núcleo nuclear a escala global.
El agua ligera absorbe demasiados neutrones para ser utilizada con uranio natural no enriquecido, por lo que se hace necesario el enriquecimiento de uranio o el reprocesamiento nuclear para hacer funcionar este tipo de reactores, lo que aumenta los costes totales.
Durante el periodo posterior a la parada, el reactor necesita bombear agua de refrigeración o se sobrecalentará.
Si la temperatura supera los 2.200 °C, el agua de refrigeración se descompone en hidrógeno y oxígeno, que pueden formar una mezcla (químicamente) explosiva.
