Reactor de agua a presión

La central nuclear de Vogtle en Estados Unidos.

Una animación de una central eléctrica PWR con torres de refrigeración.

Un reactor de agua a presión ( PWR ) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera . Los PWR son el tipo más común de reactor de energía nuclear , que representa casi el 70% de la flota mundial de reactores comerciales . ^{[ 1 ]} Algunos países, como Canadá y (históricamente) el Reino Unido, han dependido en gran medida de otros diseños ( reactores de agua pesada a presión CANDU y reactores refrigerados por gas, respectivamente), mientras que otros, incluidos Japón e India, operan una combinación de PWR y otros tipos de reactores (en particular, reactores de agua en ebullición y reactores de agua pesada a presión ).

En un reactor de agua a presión ( PWR), el agua se utiliza tanto como moderador de neutrones como fluido refrigerante para el núcleo del reactor. En el núcleo, el agua se calienta por la energía liberada por la fisión de los átomos contenidos en el combustible. El uso de alta presión (alrededor de 155 bar : 2250 psi) garantiza que el agua permanezca en estado líquido. El agua caliente fluye luego a un generador de vapor , donde transfiere su energía térmica al agua de un ciclo secundario mantenido a menor presión, lo que permite su vaporización. El vapor resultante impulsa turbinas de vapor conectadas a un generador eléctrico . Un reactor de agua en ebullición (BWR), por el contrario, no mantiene una presión tan alta en el ciclo primario y el agua se vaporiza dentro del recipiente de presión del reactor antes de ser enviada a la turbina. La mayoría de los diseños de PWR utilizan de dos a seis generadores de vapor, cada uno asociado a un circuito de refrigeración.

Los reactores de agua a presión (PWR) fueron diseñados originalmente para servir como sistema de propulsión nuclear marina para submarinos nucleares y se utilizaron en el diseño original de la segunda central eléctrica comercial en la central nuclear de Shippingport .

Los reactores PWR se utilizan en Estados Unidos, Francia, Rusia, China, Corea del Sur y otros países. La mayoría son reactores de Generación II ; también existen diseños más recientes de Generación III , como el AP1000 , el Hualong One , el APR-1400 y el VVER-1000 . Otros diseños de reactores de Generación III+ son el AP1000, el VVER-1200 , el CAP-1400 y el EPR . Los primeros reactores AP1000 y EPR se conectaron a la red eléctrica en China en 2018. ^{[ 2 ]}

El desarrollo de reactores de agua a presión comenzó en 1946 con la puesta en marcha del Programa de Propulsión Nuclear Naval de los Estados Unidos en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en Tennessee para desarrollar propulsión nuclear para submarinos. La primera central eléctrica submarina totalmente operativa se ubicó en el Laboratorio Nacional de Idaho . El trabajo posterior fue realizado por el Laboratorio de Energía Atómica Westinghouse Bettis . ^{[ 3 ]} La primera central eléctrica nuclear puramente comercial en la Central Nuclear de Shippingport fue diseñada originalmente como un reactor de agua a presión (aunque la primera central eléctrica conectada a la red estaba en Obninsk , URSS), ^{[ 4 ]} por insistencia del Almirante Hyman G. Rickover de que una planta comercial viable no incluiría ninguno de los "ciclos termodinámicos locos que todos los demás quieren construir". ^{[ 5 ]}

El Programa de Energía Nuclear del Ejército de los Estados Unidos operó reactores de agua a presión desde 1954 hasta 1974. La central nuclear de Three Mile Island operó inicialmente dos plantas de reactores de agua a presión, TMI-1 y TMI-2. ^{[ 6 ]} La fusión parcial de TMI-2 en 1979 puso fin al crecimiento de la construcción de nuevas centrales nucleares en los Estados Unidos durante dos décadas. ^{[ 7 ]} La unidad 2 de Watts Bar (un reactor de agua a presión de cuatro bucles de Westinghouse) entró en funcionamiento en 2016, convirtiéndose en el primer reactor nuclear nuevo en los Estados Unidos desde 1996. ^{[ 8 ]}

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 ^{[ 9 ]} con un diseño PWR modificado. ^{[ 10 ]} También en 2020, el Energy Impact Center presentó el proyecto OPEN100 , que publicó planos de código abierto para la construcción de una central _eléctrica nuclear de 100 MW con un diseño PWR. ^{[ 11 ]}

El combustible nuclear en el recipiente 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 del revestimiento del combustible. ^{[ 12 ] [ 13 ]} 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. ^{[ 14 ]} 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 a vapor presurizado. Esta transferencia de calor se realiza sin mezclar los dos fluidos para evitar que el refrigerante secundario se vuelva radiactivo. ^{[ 12 ]} Algunas configuraciones comunes de generadores de vapor son tubos en U o intercambiadores de calor de paso único.

En una central nuclear, el vapor a presión se alimenta a través de una turbina de vapor que acciona un generador eléctrico conectado a la red eléctrica para su transmisión. Tras pasar por la turbina, el refrigerante secundario (mezcla de agua y vapor) se enfría y condensa en un condensador . El condensador convierte el vapor en líquido para que pueda ser bombeado de nuevo al generador de vapor y mantiene un vacío a 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 ser alimentado al generador de vapor, el vapor condensado (denominado agua de alimentación) a veces se precalienta para minimizar el choque térmico. ^{[ 15 ]}

El vapor generado tiene otros usos además de la generación de energía. En buques y submarinos nucleares, el vapor se alimenta mediante una turbina de vapor conectada a un conjunto de engranajes reductores de velocidad que accionan un eje para la propulsión . La acción mecánica directa mediante la expansión del vapor puede utilizarse para catapultas de aeronaves propulsadas por vapor o aplicaciones similares. En algunos países se utiliza la calefacción urbana mediante vapor, y la calefacción directa se aplica en instalaciones industriales.

Dos características de los reactores de agua a presión, en comparación con otros tipos de reactores, son: la separación del circuito de refrigerante del sistema de vapor y la presión dentro del circuito primario de refrigerante. En un reactor de agua a presión (PWR), existen dos circuitos de refrigerante (primario y secundario), ambos llenos de agua desmineralizada/desionizada. Un reactor de agua en ebullición, por el contrario, tiene un solo circuito de refrigerante, 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 primario de refrigerante suele ser de 15 a 16 megapascales (150 a 160 bar ) , considerablemente superior a la de otros reactores nucleares y casi el doble que la de un reactor de agua en ebullición. Como consecuencia, solo se produce ebullición localizada y el vapor se recondensa rápidamente en el fluido principal. Por el contrario, en un reactor de agua en ebullición, el refrigerante primario está diseñado para hervir. ^{[ 16 ]} 

Los reactores de agua a presión (PWR), al igual que todos los reactores térmicos , requieren que los neutrones de fisión rápidos se ralenticen (un proceso denominado moderación o termalización) para que interactúen con el combustible nuclear y mantengan la reacción en cadena. En los PWR, el agua de refrigeración actúa como moderador , permitiendo que los neutrones colisionen repetidamente con los átomos ligeros de hidrógeno presentes en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta moderación de neutrones se produce con mayor frecuencia cuando el agua es más densa (lo que conlleva un mayor número de colisiones). El uso del agua como moderador es una importante medida de seguridad en los PWR, ya que un aumento de la temperatura puede provocar la expansión del agua, creando mayores espacios entre las moléculas de agua y reduciendo la probabilidad de termalización; por consiguiente, disminuye la ralentización de los neutrones y, por ende, la reactividad del reactor. En consecuencia, si la reactividad aumenta más allá de lo normal, la menor moderación de neutrones ralentizará la reacción en cadena, generando menos calor. Esta propiedad, conocida como coeficiente de temperatura negativo de la reactividad, confiere estabilidad a los reactores PWR. Este proceso se denomina «autorregulación»; es decir, cuanto más se calienta el refrigerante, menos reactivo se vuelve el sistema, apagándose ligeramente para compensar, y viceversa. De este modo, el sistema se autorregula en torno a una temperatura determinada por la posición de las varillas de control.

En contraste, el diseño del reactor soviético RBMK utilizado en Chernóbil, Ucrania, que emplea grafito en lugar de agua como moderador y agua hirviendo como refrigerante, presenta un elevado coeficiente de reactividad térmica positivo. Esto significa que la reactividad y la generación de calor aumentan al incrementarse las temperaturas del refrigerante y del combustible, lo que hace que el diseño RBMK sea menos estable que los reactores de agua a presión a altas temperaturas de operación. Además de su propiedad de ralentizar los neutrones al actuar como moderador, el agua también tiene la propiedad de absorberlos, aunque en menor medida. Al aumentar la temperatura del agua refrigerante, aumenta la ebullición, lo que crea vacíos. Por lo tanto, hay menos agua para absorber los neutrones térmicos que ya han sido ralentizados por el moderador de grafito, lo que provoca un aumento de la reactividad. Esta propiedad se denomina coeficiente de reactividad por vacío , y en un reactor RBMK como el de Chernóbil, este coeficiente es positivo y bastante elevado, lo que dificulta enormemente su regulación cuando la reacción comienza a descontrolarse. Los reactores RBMK también presentan un diseño defectuoso en las barras de control, en el que, durante las paradas de emergencia rápidas , las puntas de grafito de las barras, que mejoran la reactividad, desplazan el agua en el fondo del reactor e incrementan localmente la reactividad en esa zona. Este fenómeno se conoce como el "efecto de parada de emergencia positiva", exclusivo del diseño defectuoso de las barras de control de los reactores RBMK. Estos fallos de diseño, sumados a los errores del operador que llevaron el reactor al límite, se consideran generalmente las causas del desastre de Chernóbil . ^{[ 20 ]}

El diseño del reactor de agua pesada CANDU canadiense presenta un coeficiente de vacío ligeramente positivo. Estos reactores mitigan este problema mediante una serie de sistemas de seguridad pasiva avanzados integrados, ausentes en el diseño soviético RBMK. No se produciría criticidad en un reactor CANDU ni en ningún otro reactor de agua pesada si se le suministra agua ligera ordinaria como refrigerante de emergencia. Dependiendo del grado de quemado , sería necesario añadir ácido bórico u otro veneno neutrónico al refrigerante de emergencia para evitar un accidente de criticidad .

Los reactores PWR están diseñados para mantenerse en un estado submoderado, lo que significa que hay margen para aumentar el volumen o la densidad del agua y así incrementar aún más la moderación. Si la moderación estuviera cerca de la saturación, una reducción en la densidad del moderador/refrigerante podría disminuir significativamente la absorción de neutrones, reduciendo la moderación solo ligeramente, lo que resultaría en un coeficiente de vacío positivo. Además, el agua ligera es en realidad un moderador de neutrones algo más potente que el agua pesada, aunque la absorción de neutrones de esta última es mucho menor. Debido a estos dos factores, los reactores de agua ligera tienen un volumen de moderador relativamente pequeño y, por lo tanto, núcleos compactos. Un diseño de próxima generación, el reactor de agua supercrítica , está aún menos moderado. Un espectro de energía de neutrones menos moderado empeora la relación de captura/fisión para ^{el 235U} y, especialmente, para ^{el 239Pu} , lo que significa que más núcleos fisionables no se fisionan al absorber neutrones y, en cambio, capturan el neutrón para convertirse en un isótopo no fisionable más pesado, desperdiciando uno o más neutrones y aumentando la acumulación de actínidos transuránicos pesados, algunos de los cuales tienen vidas medias largas.

Combustible

Después del enriquecimiento, el dióxido de uranio ( UO₂ ) El polvo se cuece en un horno de sinterizaciónde alta temperaturapara crear pastillas cerámicas duras de dióxido de uranio enriquecido. Las pastillas cilíndricas se recubren con una aleación de metal de circonio resistente a la corrosión,Zircaloy, y se rellenan con helio para facilitar la conducción del calor y detectar fugas. Se elige Zircaloy por sus propiedades mecánicas y su baja sección transversal de absorción. ^{[ 21 ]} Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos de combustible, llamados haces de combustible, que luego se utilizan para construir el núcleo del reactor. Un PWR típico tiene conjuntos de combustible de 200 a 300 barras cada uno, y un reactor grande tendría entre 150 y 250 de estos conjuntos con entre 80 y 100 toneladas de uranio en total. Generalmente, los haces de combustible constan de barras de combustible agrupadas de 14 × 14 a 17 × 17. Un reactor PWR produce entre 900 y 1600 MW_e. Los haces de combustible de un reactor PWR tienen aproximadamente 4 metros de longitud. ^{[ 22 ]}

La recarga de combustible para la mayoría de los reactores PWR comerciales se realiza en ciclos de 18 a 24 meses. Aproximadamente un tercio del núcleo se reemplaza en cada recarga, aunque algunos esquemas de recarga más modernos pueden reducir el tiempo de recarga a unos pocos días y permitir que la recarga se realice con una periodicidad más corta. ^{[ 23 ]}

Los reactores PWR son muy estables debido a su tendencia a producir menos energía a medida que aumentan las temperaturas; esto facilita el funcionamiento del reactor 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 se contamina con materiales radiactivos.

Los reactores PWR pueden detener pasivamente la reacción nuclear primaria en caso de pérdida de energía externa. Las barras de control se mantienen en su lugar mediante electroimanes y caen por gravedad al interrumpirse la corriente; su inserción completa detiene la reacción nuclear primaria de forma segura.

La tecnología PWR es la preferida por las naciones que buscan desarrollar una armada nuclear; los reactores compactos se adaptan bien a los submarinos nucleares y otros buques nucleares.

Los reactores PWR son el tipo de reactor más utilizado a nivel mundial, lo que permite una amplia gama de proveedores de nuevas centrales y de piezas para las existentes. Gracias a la dilatada experiencia en su funcionamiento, representan la tecnología más madura en energía nuclear.

Los reactores PWR, según el tipo, pueden alimentarse con combustible MOX y/o el combustible Russian Remix (que tiene un ^{239 más bajo).}Pu y un ^{235 más alto}contenido de U que el combustible MOX U/Pu "regular") lo que permite un ciclo de combustible nuclear (parcialmente) cerrado .

El agua es un refrigerante no tóxico, transparente y químicamente inerte (en comparación con, por ejemplo, el NaK ) que se encuentra en estado líquido a temperatura ambiente, lo que facilita la inspección visual y el mantenimiento. Además, es fácil y económico de obtener, a diferencia del agua pesada o incluso del grafito nuclear .

En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural , los reactores de agua presurizada (PWR) pueden alcanzar un grado de quemado relativamente alto . Un PWR típico renueva entre un cuarto y un tercio de su combustible cada 18 a 24 meses, y durante este período se programan tareas de mantenimiento e inspección que requieren el apagado del reactor. 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 riesgo radiológico es menor que el del uranio natural.

El agua de refrigeración debe estar altamente presurizada para permanecer líquida a altas temperaturas. Esto requiere tuberías de alta resistencia y un recipiente a presión pesado, lo que aumenta los costos de construcción. La mayor presión puede agravar las consecuencias de un accidente por pérdida de refrigerante . ^{[ 24 ]} El recipiente a presión del reactor está fabricado con acero dúctil, pero, a medida que la planta opera, el flujo de neutrones del reactor provoca que este acero pierda ductilidad. Con el tiempo, la ductilidad del acero alcanzará los límites establecidos por las normas aplicables para calderas y recipientes a presión, y el recipiente a presión deberá repararse o reemplazarse. Esto podría no ser práctico ni económico, y por lo 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 incrementa el costo de capital y la complejidad de una central eléctrica 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 provocar la circulación de productos de corrosión radiactivos en el circuito de refrigeración primario. Esto no solo 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 provocó una corrosión severa en los mecanismos de accionamiento de las barras de control cuando la solución de ácido bórico se filtró a través del sello entre el mecanismo y el sistema primario. ^{[ 25 ] [ 26 ]}

Debido a la necesidad de cargar el circuito de refrigeración primaria de un reactor de agua a presión con boro, la producción secundaria de tritio radiactivo no deseado en el agua es más de 25 veces mayor que en los reactores de agua en ebullición de potencia similar, debido a la ausencia del elemento moderador de neutrones en el circuito de refrigeración de estos últimos. El tritio se crea por 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 un átomo de tritio. Los reactores de agua a presión emiten anualmente varios cientos de curies de tritio al medio ambiente como parte de su funcionamiento normal. ^{[ 27 ]}

El uranio natural contiene solo 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 costos de producción. En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural, se genera menos energía por unidad de mineral de uranio, aunque se puede alcanzar un mayor grado de quemado. El reprocesamiento nuclear puede prolongar la vida útil del combustible tanto de los reactores de uranio natural como de los de uranio enriquecido, pero prácticamente solo se practica en reactores de agua ligera que funcionan con combustible ligeramente enriquecido, ya que el combustible gastado de, por ejemplo, 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 con moderación reducida puede alcanzar una relación de reproducción mayor que la unidad, aunque este diseño de reactor tiene sus propias desventajas. ^{[ 28 ]}

La eficiencia térmica , si bien es mejor que la de los reactores de agua en ebullición , no alcanza los valores de los reactores con temperaturas de funcionamiento más elevadas, como los enfriados con gases a alta temperatura, metales líquidos o sales fundidas. Del mismo modo, el calor residual extraído de un reactor de agua presurizada (PWR) no es adecuado para la mayoría de las aplicaciones industriales, ya que estas requieren temperaturas superiores a 400 °C (752 °F) .  

La radiólisis y ciertos escenarios de accidentes que implican interacciones entre vapor caliente y revestimiento de zircal pueden generar hidrógeno a partir del agua de refrigeración, lo que puede provocar explosiones de hidrógeno . Durante el accidente nuclear de Fukushima, una explosión de hidrógeno que dañara el edificio de contención fue una gran preocupación, aunque los reactores de la central eran BWR ( reactores de agua en ebullición), que, debido al vapor en la parte superior del recipiente de presión, conllevan un mayor riesgo de que esto ocurra. Algunos reactores contienen recombinadores catalíticos que permiten que el hidrógeno reaccione con el oxígeno ambiental de forma no explosiva.

• Areva EPR
• reactor de agua hirviendo
• Hualong One chino (o HPR1000)
• SNPTC chino CAP-1400
• IPWR-900 de la India
• Reactor de potencia avanzado KEPCO 1400 (APR-1400)
• Lista de reactores PWR
• Sistemas de seguridad nuclear
• Rosatom VVER-1200 (o AES-2006)
• Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000)

• Duderstadt, James J .; Hamilton, Louis J. (1976). Análisis de reactores nucleares . Wiley. ISBN 978-0471223634.
• Glasstone, Samuel; Sesonske, Alexander (1994). Ingeniería de reactores nucleares . Chapman and Hall. ISBN 978-0412985218.
• Jacquemain, Didier (2015). Accidentes por fusión del núcleo de reactores de energía nuclear (PDF) . Instituto de radioprotección y seguridad nuclear . pag.  12.ISBN​ 978-2-7598-1835-8.
• Mosey, David (1990). Accidentes en reactores nucleares . Publicaciones especiales de Ingeniería Nuclear Internacional. págs. 92–94 . ISBN  978-0408061988.
• Riznic, Jovica (2017). Generadores de vapor para centrales nucleares . Woodhead Publishing. doi : 10.1016/B978-0-08-100894-2.00001-7 . ISBN 9780081008942.
• Tong, LS (1988). Principios de mejora del diseño para reactores de agua ligera . Hemisphere. ISBN 978-0891164166.

• Ciencia e ingeniería nuclear en MIT OpenCourseWare .
• Archivo de documentos en el sitio web de la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos.
• Principios de funcionamiento de un reactor de agua a presión (vídeo de YouTube).
• Consumo de combustible de un reactor de agua a presión .