reactor de agua hirviendo

El vapor que sale de la turbina fluye hacia condensadores ubicados debajo de las turbinas de baja presión, donde se enfría y vuelve a su estado líquido (condensado). El condensado se bombea a través de calentadores de agua de alimentación que elevan su temperatura mediante vapor extraído de las distintas etapas de la turbina. El agua de alimentación proveniente de los calentadores ingresa al recipiente de presión del reactor (RPV) a través de boquillas situadas 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 entra moviéndose hacia abajo, mezclándose 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 fluye ahora por la región del "conducto descendente" o "anillo" (véase el diagrama), que está separada del núcleo por una cubierta alta. A continuación, el agua pasa por bombas de chorro o bombas de recirculación internas que proporcionan potencia de bombeo adicional (presión hidráulica). El agua ahora da un giro de 180 grados y asciende a través de la placa inferior del núcleo hacia el núcleo nuclear, donde los elementos combustibles la calientan. 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 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 principales de cada planta, que están disponibles públicamente.

El calentamiento del núcleo crea una presión térmica que ayuda a las bombas de recirculación a recircular el agua dentro del recipiente de presión del reactor (RPV). Un reactor de agua en ebullición (BWR) puede diseñarse sin bombas de recirculación y depender completamente de la presión térmica para recircular el agua dentro del RPV. Sin embargo, la presión de recirculación forzada generada por 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 aumentando o disminuyendo el caudal de recirculación forzada a través de las bombas de recirculación.

El fluido bifásico (agua y vapor) situado sobre el núcleo entra en la zona ascendente, que es la región superior contenida dentro de la carcasa. La altura de esta región puede incrementarse para aumentar la altura de bombeo de la recirculación térmica natural. En la parte superior de la zona ascendente se encuentra el separador de humedad. Mediante la formación de remolinos en el flujo bifásico dentro de los separadores ciclónicos, el vapor se separa y asciende hacia el secador de vapor, mientras que el agua permanece atrás y fluye horizontalmente hacia el conducto descendente o la región anular. En el conducto descendente o la región anular, se mezcla con el flujo de agua de alimentación y el ciclo se repite.

El vapor saturado que asciende por encima del separador se seca mediante una estructura de secado en forma de chevrón. El vapor húmedo recorre un trayecto sinuoso donde las gotas de agua se ralentizan y se dirigen hacia el conducto descendente o la región anular. El vapor seco sale entonces del recipiente de presión del reactor a través de cuatro conductos principales y se dirige a la turbina.

La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: insertando o retirando barras de control (álabes de control) y modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor .

El posicionamiento (retirada o inserción) de las barras de control es el método habitual para controlar la potencia al arrancar un reactor BWR. Al retirar las barras de control, la absorción de neutrones disminuye en el material de control y aumenta en el combustible, por lo que la potencia del reactor aumenta. Al insertar 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 de los reactores PWR, en un BWR las barras de control ( placas de carburo de boro ) se insertan desde abajo para lograr 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 reduce la eficiencia de la moderación de neutrones y la probabilidad de fisión. 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 mediante el flujo de agua (véase más adelante). ^{[ 2 ]} Algunos de los primeros BWR y los diseños propuestos de ESBWR (Economic Simplified BWR fabricado por General Electric Hitachi) utilizan únicamente 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 desde aproximadamente el 30% hasta el 100% de la potencia del reactor. Cuando se opera en la llamada "línea de barras del 100%", la potencia puede variar desde aproximadamente el 30% hasta el 100% de la potencia nominal cambiando el flujo del sistema de recirculación del reactor mediante la variación de 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 BWR se controla mediante la turbina principal o las válvulas de derivación de vapor principales. A diferencia de un PWR, donde la demanda de vapor de la turbina la ajustan manualmente los operadores, en un BWR, las válvulas de la turbina y las válvulas de derivación se modulan para mantener la presión del reactor en un punto de ajuste. Bajo este modo de control, la potencia de salida de la turbina se ajusta automáticamente a los cambios de potencia del reactor. Cuando la turbina está fuera de servicio o se detiene, las válvulas de derivación/descarga de vapor principales se abren para dirigir el vapor directamente al condensador. Estas válvulas de derivación se modulan 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 se sigue generando vapor.

El nivel de agua del reactor se controla mediante el sistema principal de alimentación de agua. Desde aproximadamente el 0,5 % hasta el 100 % de potencia, el sistema de alimentación de agua controla automáticamente el nivel de agua en el reactor. En condiciones de baja potencia, el controlador de alimentación de agua actúa como un control PID simple, monitorizando 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 considera 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. Mediante el uso de los caudales de inyección de agua y vapor, el sistema de control de alimentación de agua puede anticipar rápidamente las desviaciones del nivel de agua y responder para mantenerlo dentro de unos pocos centímetros del punto de ajuste. Si una de las dos bombas de alimentación de agua falla durante el funcionamiento, el sistema de alimentación de agua ordenará al sistema de recirculación que reduzca rápidamente el flujo del núcleo, reduciendo efectivamente la potencia del reactor del 100 % al 50 % en pocos segundos. A este nivel de potencia, una sola bomba de alimentación de agua puede mantener el nivel de agua del núcleo. Si se pierde toda el agua de alimentación, el reactor se detendrá repentinamente y se utilizará el Sistema de Refrigeración 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 desecantes situadas sobre el núcleo, y luego directamente a la turbina , que forma parte del circuito del reactor. Dado que el agua que rodea el núcleo de un reactor siempre está contaminada con trazas de radionúclidos debido a la captura de neutrones del agua, la turbina debe estar blindada durante el funcionamiento normal y se debe proporcionar protección radiológica durante el mantenimiento. El mayor coste relacionado con la operación y el mantenimiento de un reactor de agua en ebullición (BWR) tiende a compensar el ahorro derivado de su diseño más simple y su mayor eficiencia térmica en comparación con un reactor de agua a presión (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 acceder a la sala de turbinas poco después de apagar 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. Parte del vapor de escape de la turbina de alta presión se envía a los recalentadores separadores de humedad (MSR) y otra parte a los calentadores de agua de alimentación. Este recalentador separador de humedad utiliza un conjunto de deflectores para eliminar la humedad arrastrada del vapor. El vapor se sobrecalienta a más de 204,4 °C (400 °F) para que lo utilicen las turbinas de baja presión. El vapor de escape de las turbinas de baja presión se envía al condensador principal. Los recalentadores separadores de humedad toman parte del vapor de la turbina de alta presión y parte del vapor del reactor, y lo utilizan como fuente de calor para recalentar el vapor que sale de la turbina de alta presión. Si bien los recalentadores extraen vapor de la turbina y del reactor, el resultado final es que mejoran la eficiencia termodinámica de la planta.

Un conjunto de combustible moderno para un reactor BWR consta de entre 74 y 100 barras de combustible , y el núcleo del reactor puede contener hasta aproximadamente 800 conjuntos , con capacidad para almacenar hasta aproximadamente 140 toneladas cortas de uranio poco enriquecido . El número de conjuntos de combustible en un reactor específico se basa en la potencia de salida deseada, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia del reactor.

Para ser considerados seguros, los reactores nucleares deben cumplir en todo momento con las funciones fundamentales de seguridad nuclear:

1. Control de la reactividad
2. Eliminación del calor del combustible
3. Confinamiento de materiales radiactivos, protección contra la radiación y control de las liberaciones radiactivas planificadas, así como limitación de las liberaciones accidentales.

Durante el funcionamiento normal del reactor, un buen diseño, construcción y prácticas operativas garantizan el cumplimiento de las funciones de seguridad. Además, deben instalarse sistemas de seguridad específicos para asegurar que se mantenga el cumplimiento de dichas funciones en caso de desviaciones de las condiciones normales. Los sistemas de seguridad de un reactor moderno se diseñan según una filosofía de defensa en profundidad , un enfoque de diseño integrado durante la construcción y puesta en marcha de la planta. Para minimizar los riesgos de fallos en las funciones de seguridad, un reactor de agua en ebullición (BWR) utiliza sistemas de seguridad redundantes, que se basan en diferentes mecanismos de acción y están separados espacialmente.

Tras la parada de emergencia de la reacción de fisión, se sigue generando calor en el interior de los reactores nucleares debido a la desintegración radiactiva de los productos de fisión y de los materiales activados por la absorción de neutrones . El calor residual del núcleo de un reactor es del orden de varias decenas de megavatios (dependiendo de la potencia y la duración de su funcionamiento), suficiente para provocar daños importantes e incluso la fusión del núcleo. Para prevenir estos casos, se han implementado sistemas de seguridad, agrupados bajo el nombre de sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS, por sus siglas en inglés), que disipan el calor mediante la inyección de agua de refrigeración.

Las barras de combustible del reactor se reemplazan ocasionalmente trasladándolas desde el recipiente de presión del reactor a la piscina de combustible gastado. Un ciclo de combustible típico dura entre 12 y 24 meses, y durante una parada para recarga se reemplaza entre un tercio y un quinto de los conjuntos de combustible. Los conjuntos de combustible restantes se reubican en nuevas posiciones del núcleo para maximizar la eficiencia y la potencia producida en el siguiente ciclo de combustible.

Debido a que son calientes tanto radiactiva como térmicamente, esto se hace mediante grúas y bajo el agua. Por esta razón, las piscinas de almacenamiento de combustible gastado se encuentran sobre el reactor en las instalaciones típicas. Están protegidas por agua varias veces su altura y almacenadas en conjuntos rígidos en los que se controla su geometría para evitar la criticidad. En el desastre nuclear de Fukushima Daiichi esto se volvió problemático porque se perdió agua (al calentarse por el combustible gastado) de una o más piscinas de combustible gastado y el terremoto pudo 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 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 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 en ebullición (BWR) se desarrolló un poco más tarde que el de reactor de agua a presión (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 energía nuclear en Estados Unidos fue liderada por las tres ramas de las fuerzas armadas. La Armada, vislumbrando la posibilidad de convertir submarinos en vehículos subacuáticos permanentes y buques capaces de navegar alrededor del mundo sin repostar, designó al capitán Hyman Rickover para dirigir su programa de energía nuclear. Rickover optó por el reactor de agua a presión (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 que sabían que el uso de agua a presión funcionaría eficazmente como medio de transferencia de calor. Esta preocupación llevó a que el primer esfuerzo de investigación de Estados Unidos en energía nuclear se centrara en el PWR, que resultaba muy adecuado para buques de guerra (especialmente submarinos), dado que el espacio era limitado y los PWR podían fabricarse de forma compacta y con la potencia suficiente para adaptarse a dichos buques.

Pero otros investigadores querían investigar si la supuesta inestabilidad causada por el agua hirviendo en el núcleo de un reactor realmente provocaría inestabilidad. Durante el desarrollo inicial del reactor, un pequeño grupo de ingenieros aumentó accidentalmente el nivel de potencia de un reactor experimental hasta tal punto que el agua hirvió rápidamente. Esto provocó la parada del reactor, lo que demostró su útil propiedad de auto-regulación en situaciones de emergencia. En particular, Samuel Untermyer II , investigador del Laboratorio Nacional Argonne , propuso y supervisó una serie de experimentos —los experimentos BORAX— para comprobar la viabilidad de un reactor de agua hirviendo para la producción de energía. Tras someter sus reactores a pruebas bastante rigurosas, descubrió que sí lo era, lo que demostró los principios de seguridad del BWR. ^{[ 6 ]}

Tras esta serie de pruebas, GE se involucró y colaboró ​​con el Laboratorio Nacional Argonne ^{[ 7 ]} para comercializar esta tecnología. Se realizaron pruebas a mayor escala a finales de la década de 1950 y principios/mediados de la década de 1960, en las que solo se utilizó parcialmente el vapor generado directamente (primario) del sistema de caldera nuclear para alimentar la turbina, e se incorporaron intercambiadores de calor para la generación de vapor secundario que impulsara partes separadas de las turbinas. La bibliografía no indica el motivo de esta práctica, pero se eliminó en los modelos de producción del BWR.

Esquema de sección transversal de un contenedor típico BWR Mark I

Pozo seco y pozo húmedo en construcción de la Unidad 1 de Browns Ferry , un reactor BWR/4 que utiliza el sistema de contención Mark I. En primer plano se observa la tapa del pozo seco o recipiente de contención primaria (PCV).

La primera generación de reactores de agua en ebullición de producción vio el desarrollo gradual de las características únicas y distintivas del BWR: el toroide (utilizado para enfriar el vapor en caso de un transitorio que requiera el enfriamiento del vapor), así como el pozo seco, la eliminación del intercambiador de calor, el secador de vapor, la disposición general distintiva 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.

• Reactor de agua en ebullición de primera generación: BWR/1 con sistema de contención Mark I.
• Reactores de agua en ebullición de segunda generación: BWR/2, BWR/3 y algunos BWR/4 con contención Mark I. Otros BWR/4 y BWR/5 con contención Mark II.
• BWR de tercera generación: BWR/6 con contención Mark-III.

Se construyeron variantes de contención utilizando hormigón o acero para la Contención Primaria, el Pozo Seco y el Pozo Húmedo en diversas combinaciones. ^{[ 8 ]}

Además de los diseños de GE, existían otros de ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba y KWU (Kraftwerk Union). Véase la lista de reactores de agua en ebullición .

Un diseño más reciente de reactor de agua en ebullición (BWR) se conoce como reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR). El ABWR se desarrolló a finales de la década de 1980 y principios de la de 1990, y se ha perfeccionado hasta la actualidad. El ABWR incorpora tecnologías avanzadas en su diseño, incluyendo control informático, automatización de la planta, extracción, movimiento e inserción de barras de control, bombeo interno y seguridad nuclear para ofrecer mejoras con respecto a la serie original de reactores BWR de producción, con una alta potencia de salida (1350  MWe por reactor) y una probabilidad significativamente menor de daños en el núcleo. Lo más importante es que el ABWR fue un diseño completamente estandarizado, apto para la producción en serie. ^{[ 9 ]}

El reactor ABWR fue aprobado por la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos para su producción como diseño estandarizado a principios de la década de 1990. Posteriormente, se construyeron cuatro reactores ABWR en Japón. Otros proyectos fueron abandonados.

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, destacó por incorporar —por primera vez en un reactor de agua ligera— principios de diseño de " seguridad pasiva ". El concepto de seguridad pasiva implica 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 en caso de una contingencia relacionada con la seguridad.

Por ejemplo, si el reactor se calentaba demasiado, activaría un sistema que liberaría 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 estaría ubicado sobre el reactor, y la solución de absorción, una vez activado el sistema, fluiría hacia el núcleo por la fuerza de la gravedad y detendría la reacción casi por completo. Otro ejemplo fue el sistema de condensador de aislamiento , que se basaba en el principio de que el agua/vapor caliente ascendía para llevar refrigerante caliente a grandes intercambiadores de calor ubicados sobre el 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 usaban en otros diseños de BWR para mantener el agua de refrigeración en movimiento; eran caras, difíciles de alcanzar para reparar y podían fallar ocasionalmente; Para mejorar la fiabilidad, el reactor ABWR incorporó no menos de 10 de estas bombas de recirculación, de modo que, incluso si varias fallaban, un número suficiente permanecería operativo para evitar una parada no programada y permitiría reparar las bombas durante la siguiente parada para recarga de combustible. En cambio, los diseñadores del reactor de agua en ebullición simplificado utilizaron análisis térmicos para diseñar el núcleo del reactor de manera que la circulación natural (el agua fría desciende y el agua caliente asciende) llevara el agua al centro del núcleo para su ebullición.

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 misma; por lo tanto, solo requeriría el rellenado periódico de 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. El reactor de agua en ebullición simplificado se presentó a la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos ; sin embargo, se retiró antes de su aprobación. Aun así, el concepto siguió siendo interesante para los diseñadores de General Electric y sirvió de base para futuros desarrollos.

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 1600 MWe (4500 MWth). Este diseño de reactor de agua en ebullición simplificado económico (ESBWR) se presentó a la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. para su aprobación en abril de 2005, y la certificación del diseño fue otorgada por la NRC en septiembre de 2014. ^{[ 10 ]}  

Según se informa, este diseño se ha anunciado con una probabilidad de daño en el núcleo de tan solo 3 × 10⁻⁸ ^eventos de daño en el núcleo por año de reactor. Es decir, se necesitarían 3 millones de ESBWR en funcionamiento para que se esperara un solo evento de daño en el núcleo durante sus 100 años de vida útil. Los diseños anteriores del BWR, el BWR/4, tenían probabilidades de daño en el núcleo de hasta 1 × 10⁻⁵ ^eventos de daño en el núcleo por año de reactor. ^{[ 11 ]} Esta probabilidad de daño en el núcleo extraordinariamente baja para el ESBWR supera con creces la de otros grandes LWR en el mercado.

• El recipiente del reactor y sus componentes asociados operan a una presión sustancialmente menor, de aproximadamente 70-75 bares (1020-1090 psi), en comparación con los aproximadamente 155 bares (2250 psi) de un reactor PWR.  
• Un recipiente a presión está sometido a una irradiación significativamente menor en comparación con un reactor de agua a presión (PWR), por lo que no se vuelve tan frágil con el paso del tiempo.
• Funciona a una temperatura más baja del combustible nuclear, debido principalmente a la transferencia de calor por el calor latente de vaporización , a diferencia del calor sensible en los reactores de agua a presión (PWR).
• Menos componentes metálicos de gran tamaño y en general, debido a la ausencia de generadores de vapor y un recipiente presurizador, así como de las bombas del circuito primario asociadas. (Los reactores BWR más antiguos tienen circuitos de recirculación externos, pero incluso esta tubería se elimina en los reactores BWR modernos, como el ABWR ). Esto también simplifica la operación de los reactores BWR.
• Menor riesgo (probabilidad) de que una rotura provoque pérdida de refrigerante en comparación con un reactor de agua presurizada (PWR), y menor riesgo de daños en el núcleo en caso de que se produzca dicha rotura. Esto se debe a que tiene menos tuberías, menos tuberías de gran diámetro, menos soldaduras y no tiene tubos en el generador de vapor.
• Las evaluaciones de la NRC sobre los potenciales de falla limitantes indican que, si ocurriera una falla de este tipo, el reactor BWR promedio tendría menos probabilidades de sufrir daños en el núcleo que el reactor PWR promedio debido a la robustez y redundancia del Sistema de Refrigeración de Núcleo de Emergencia (ECCS) .
• La medición del nivel de agua en el recipiente a presión es la misma tanto para el funcionamiento normal como para el de emergencia, lo que permite una evaluación sencilla e intuitiva de las condiciones de emergencia.
• Puede funcionar a niveles más bajos de densidad de potencia del núcleo utilizando circulación natural sin flujo forzado.
• Un reactor BWR puede diseñarse para funcionar utilizando únicamente circulación natural, eliminando así las bombas de recirculación. (El nuevo diseño ESBWR utiliza circulación natural).
• Los reactores BWR no utilizan ácido bórico para controlar la combustión de la fisión y así evitar la producción de tritio (contaminación de las turbinas), ^{[ 2 ]} lo que reduce la posibilidad de corrosión dentro del recipiente del reactor y las tuberías. (En los reactores PWR, la corrosión por ácido bórico debe controlarse cuidadosamente; se ha demostrado que puede producirse corrosión en la cabeza del recipiente del reactor si esta no recibe el mantenimiento adecuado. Véase Davis-Besse . Dado que los reactores BWR no utilizan ácido bórico, estas contingencias se eliminan).
• El control de potencia mediante la reducción de la densidad del moderador (burbujas de vapor en el agua) en lugar de mediante la adición de absorbedores de neutrones (ácido bórico en PWR) conduce a la generación de U-238 por neutrones rápidos, produciendo Pu-239 fisionable. ^{[ 2 ]}
  • Este efecto se amplifica en los reactores de agua en ebullición de moderación reducida , lo que da como resultado un reactor de agua ligera con una mejor utilización del combustible y una reducción de los residuos radiactivos de larga duración, más característicos de los reactores reproductores de sodio.
• Los reactores BWR generalmente cuentan con redundancia N -2 en sus principales sistemas de seguridad, que normalmente constan de cuatro conjuntos de componentes. Esto significa que, por lo general, pueden fallar hasta dos de los cuatro componentes de un sistema de seguridad y este seguirá funcionando si se le requiere.
• Debido a su único proveedor principal (GE/Hitachi), la flota actual de BWR tiene diseños predecibles y uniformes que, si bien no están completamente estandarizados, generalmente son muy similares entre sí. Los diseños ABWR/ESBWR están completamente estandarizados. La falta de estandarización sigue siendo un problema con los PWR, ya que, al menos en Estados Unidos, hay tres familias de diseño representadas en la flota actual de PWR (Combustion Engineering, Westinghouse y Babcock & Wilcox), y dentro de estas familias, hay diseños bastante divergentes. Aun así, algunos países podrían alcanzar un alto nivel de estandarización con los PWR, como Francia .
  • Se están introduciendo familias adicionales de reactores PWR. Por ejemplo, el APWR de Mitsubishi, el US- EPR de Areva y el AP1000 / AP600 de Westinghouse añadirán diversidad y complejidad a un grupo ya diverso, y posiblemente lleven a los clientes que buscan estabilidad y previsibilidad a buscar otros diseños, como el BWR.
• Los reactores BWR están sobrerrepresentados en las importaciones cuando el país importador no posee una armada nuclear (los reactores PWR son preferidos por los estados con armada nuclear debido a su diseño compacto y de alta potencia, utilizado en buques de propulsión nuclear; dado que los reactores navales generalmente no se exportan, se fomenta el desarrollo de habilidades nacionales en el diseño, la construcción y la operación de reactores PWR). Esto puede deberse a que los reactores BWR son ideales para usos pacíficos como la generación de energía, la calefacción industrial/urbana y la desalinización , debido a su bajo costo, simplicidad y enfoque en la seguridad, lo cual conlleva un mayor tamaño y una eficiencia térmica ligeramente menor.
  • Suecia está estandarizada principalmente en reactores BWR.
  • Los dos reactores de México son reactores de agua en ebullición (BWR).
  • Japón experimentó tanto con reactores de agua a presión (PWR) como con reactores de agua en ebullición (BWR), pero la mayoría de las construcciones recientes han sido de BWR, específicamente de reactores de agua en ebullición (ABWR).
  • En el concurso abierto de la CEGB a principios de la década de 1960 para un diseño estándar para reactores de potencia de segunda generación del Reino Unido, el PWR ni siquiera llegó a la ronda final, que fue un enfrentamiento entre el BWR (preferido por su diseño fácil de entender, así como por ser predecible y "aburrido") y el AGR , un diseño exclusivamente británico; el diseño autóctono ganó, posiblemente por méritos técnicos, posiblemente debido a la proximidad de unas elecciones generales. En la década de 1980, la CEGB construyó un PWR, Sizewell B.

• Los reactores BWR requieren cálculos más complejos para gestionar el consumo de combustible nuclear durante su funcionamiento debido al flujo de fluido bifásico (agua y vapor) en la parte superior del núcleo. Esto también exige una mayor instrumentación en el núcleo del reactor.
• El recipiente de presión del reactor es más grande que el de un reactor PWR de potencia similar, con un coste correspondientemente mayor, en particular para los modelos más antiguos que todavía utilizan un generador de vapor principal y las tuberías asociadas.
• Contaminación de la turbina por productos de activación de corta duración . Esto implica que se requiere blindaje y control de acceso alrededor de la turbina de vapor durante las operaciones normales debido a los niveles de radiación generados por el vapor que ingresa directamente desde el núcleo del reactor. Esta es una preocupación relativamente menor, ya que la mayor parte del flujo de radiación se debe al Nitrógeno-16 (activación del oxígeno en el agua), que tiene una vida media de 7,1 segundos, lo que permite ingresar a la cámara de la turbina a los pocos minutos de la parada. La amplia experiencia demuestra que el mantenimiento durante la parada de la turbina, el condensado y los componentes de agua de alimentación de un reactor BWR se puede realizar esencialmente como en una planta de combustibles fósiles.
• Aunque se considera que los BWR actuales ^{[ 1 ]} tienen menos probabilidades de sufrir daños en el núcleo por la falla limitante de "1 en 100.000 reactores-año" que la flota actual de PWR (debido a la mayor robustez y redundancia del ECCS), se han planteado preocupaciones sobre la capacidad de contención de presión de la contención Mark I tal como se construyó, sin modificar, ya que esta podría ser insuficiente para contener las presiones generadas por una falla limitante combinada con una falla completa del ECCS que resulta en daños extremadamente graves en el núcleo. En este escenario de doble falla, considerado extremadamente improbable antes de los accidentes nucleares de Fukushima I , una contención Mark I sin modificar puede permitir que se produzca cierto grado de liberación radiactiva. Se supone que esto se mitiga mediante la modificación de la contención Mark I; es decir, la adición de un sistema de chimenea de desgasificación que, si la presión de la contención supera los puntos de ajuste críticos, debería permitir la descarga ordenada de los gases presurizantes después de que los gases pasen a través de filtros de carbón activado diseñados para atrapar radionúclidos. ^{[ 12 ]}

• En los diseños actuales de reactores BWR, las barras de control se insertan desde abajo. Existen dos fuentes de energía hidráulica disponibles que pueden impulsar las barras de control hacia el núcleo en condiciones de emergencia. Cada barra de control dispone de un acumulador hidráulico de alta presión específico y también de la presión dentro del recipiente de presión del reactor. Tanto el acumulador específico (uno por barra) como la presión del reactor son capaces de insertar completamente cada barra. La mayoría de los demás tipos de reactores utilizan barras de control de entrada superior que se mantienen en la posición retraída mediante electroimanes, lo que provoca que caigan al reactor por gravedad en caso de pérdida de energía. Esta ventaja se ve parcialmente compensada por el hecho de que las fuerzas hidráulicas proporcionan fuerzas de inserción de barras mucho mayores que la gravedad, y, en consecuencia, las barras de control de los reactores BWR tienen muchas menos probabilidades de atascarse en una posición parcialmente insertada debido a daños en los canales de las barras de control en caso de un daño en el núcleo. Las barras de control de entrada inferior también permiten la recarga de combustible sin necesidad de extraer las barras de control ni los sistemas de accionamiento, así como la prueba de los sistemas de barras de control con el recipiente de presión abierto durante la recarga.

El arranque del reactor ( criticidad ) se logra retirando las barras de control del núcleo para elevar su reactividad a un nivel donde se evidencia que la reacción nuclear en cadena se mantiene por sí sola. Esto se conoce como "alcanzar la criticidad". La retirada de las barras de control se realiza lentamente para monitorear cuidadosamente las condiciones del núcleo a medida que el reactor se aproxima a la criticidad. Cuando se observa que el reactor alcanza un estado ligeramente supercrítico, es decir, que su potencia aumenta por sí sola, se declara que el reactor es crítico.

El movimiento de las barras se realiza mediante sistemas de control de accionamiento de barras. Los reactores BWR más modernos, como el ABWR y el ESBWR , así como todos los reactores BWR alemanes y suecos, utilizan el sistema de accionamiento de barras Fine Motion Control, que permite controlar múltiples barras con movimientos muy suaves. Esto permite al operador del reactor aumentar uniformemente la reactividad del núcleo hasta que el reactor alcance la criticidad. Los diseños de reactores 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 solo a través de una serie de posiciones con muescas y intervalos fijos entre ellas. Debido a las limitaciones del sistema de control manual, durante el arranque es posible que el núcleo se encuentre 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 fallen (fundirse, encenderse, debilitarse, etc.). Como resultado, GE desarrolló en 1977 un conjunto de reglas llamado BPWS (Secuencia de Retirada en Posición Invertida) que ayuda a minimizar el efecto de cualquier movimiento de una sola barra de control y a prevenir daños en el combustible en caso de un accidente por caída de una barra de control. El BPWS divide las barras de control en cuatro grupos: A1, A2, B1 y B2. A continuación, se extraen completamente todas las barras de control A o todas las del grupo B en una secuencia definida para crear un patrón de " tablero de ajedrez ". Después, el grupo opuesto (B o A) se extrae en una secuencia definida hasta las posiciones 02, luego 04, 08, 16 y, finalmente, hasta la posición final (48). Siguiendo una secuencia de arranque compatible con el BPWS, el sistema de control manual puede utilizarse para elevar de forma uniforme y segura todo el núcleo hasta la posición crítica, evitando que las barras de combustible superen los 280 cal/g de liberación de energía durante cualquier evento hipotético que pudiera dañar el combustible. ^{[ 13 ]}

Durante el funcionamiento de un reactor BWR se realiza un seguimiento de varias cantidades calculadas/medidas:

• Relación de potencia crítica limitante de fracción máxima, o MFLCPR;
• Tasa de generación de calor lineal que limita la fracción, o FLLHGR;
• Tasa promedio de generación de calor lineal planar, o APLHGR;
• Recomendación provisional de gestión operativa de preacondicionamiento, o PCIOMR;

Los valores de MFLCPR, FLLHGR y APLHGR deben mantenerse por debajo de 1,0 durante el funcionamiento normal; existen controles administrativos para garantizar cierto margen de error y margen de seguridad respecto a estos límites autorizados . Las simulaciones informáticas típicas dividen el núcleo del reactor en 24-25 planos axiales ; se realiza un seguimiento de las cantidades relevantes (márgenes, grado de 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).

Entre los reactores BWR experimentales y otros reactores no comerciales se incluyen:

• experimentos con bórax
• EBWR (Reactor Experimental de Agua en Ebullición)
• SL-1 (destruido en un accidente en 1961)

• Reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR)
• Reactor de agua en ebullición simplificado y económico (ESBWR)
• Areva Kerena (Basada en el Siemens SWR 1000, Siemens vendió su negocio nuclear a Areva)
• Toshiba ABWR (No relacionado con GE-Hitachi ABWR, basado en el diseño BWR 90+ de Asea (ahora parte de ABB). ABB abandonó el negocio nuclear y el diseño ahora pertenece a Toshiba a través de una serie de fusiones y desinversiones en el sector nuclear. Asea→ABB→Westinghouse→Toshiba)