Tras el apagado de un reactor nuclear, el núcleo continúa generando calor residual debido a la desintegración nuclear de los productos de fisión creados durante su funcionamiento. En un reactor de agua en ebullición o de agua a presión (BWR o PWR), el sistema de eliminación de calor residual (sistema RHR) se utiliza para eliminar este calor residual y también cumple funciones de seguridad en caso de accidente. El sistema RHR también puede denominarse sistema de eliminación de calor residual o sistema de refrigeración de parada. [ 1 ]
Operaciones normales
Tras el apagado, la generación de calor en un reactor nuclear moderado por agua proviene de dos mecanismos: (1) la fisión causada por neutrones retardados y (2) la fisión de isótopos generados durante el funcionamiento normal anterior. Inicialmente, ambos mecanismos contribuyen al calentamiento casi por igual, sumando aproximadamente el 6 % de la potencia total del reactor, pero el primer componente se disipa rápidamente: su vida media es de aproximadamente 80 segundos. El segundo mecanismo se disipa mucho más lentamente y puede generar hasta el 1 % de la potencia nominal del reactor después de un día. [ 2 ] El sistema RHR se utiliza para eliminar el calor residual resultante del núcleo.
PWRs
El sistema de refrigeración del reactor (RCS) se enfría inicialmente desde las temperaturas operativas a través del lado secundario: se produce vapor (no radiactivo) en los generadores de vapor y se descarga al condensador principal o directamente a la atmósfera. Una vez que el reactor está lo suficientemente frío como para permitir una operación segura del RHR, el refrigerante del reactor se dirige a través de la bomba y el intercambiador de calor del RHR para reducir aún más la temperatura hasta alcanzar las condiciones de parada en frío. El intercambiador de calor del RHR se enfría mediante el sistema de agua de refrigeración de componentes (CCS), un circuito de refrigeración intermedio situado entre los sistemas radiactivos y el entorno exterior, para reducir la probabilidad de contaminación. [ 3 ]
BWR
El sistema RHR realiza la misma función de parada a baja temperatura en los reactores BWR que en los PWR. En la parada inicial del reactor, la temperatura del refrigerante se reduce primero mediante la descarga de vapor al condensador principal a través de las válvulas de derivación de la turbina. Cuando la presión del RCS es inferior a aproximadamente 50 psig, se utilizan la bomba y el intercambiador de calor del RHR para lograr la parada en frío. La principal diferencia con la configuración de los PWR es la ausencia de un sistema intermedio entre el refrigerante radiactivo del reactor y el entorno. [ 4 ] [ 5 ]
Función de seguridad (Operaciones en caso de accidente)
El sistema RHR también cumple una función de seguridad como ramal de baja presión del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS).
PWRs
El sistema RHR sirve como fuente de refrigeración de emergencia del núcleo a baja presión y alto caudal. Si se produce un accidente de pérdida de refrigerante ( LOCA ) por rotura importante, inyectará agua borada desde el tanque de almacenamiento de agua de recarga (RWST) en el núcleo para proporcionar refrigeración y absorber neutrones. Al agotarse el RWST, el sistema RHR se realinea para recircular el agua desde el sumidero de contención de vuelta al núcleo, enfriándola primero a través del intercambiador de calor RHR. [ 6 ] Si la pérdida de refrigerante se debe a una rotura pequeña, la presión del reactor puede permanecer demasiado alta para la inyección RHR; en este caso, durante la fase de inyección inicial desde el RWST, se utilizan en su lugar las ramas de alta y media presión del ECCS. Durante la fase de recirculación, el ECCS se alinea de manera que las bombas de alta y media presión tomen succión del sumidero de contención a través de la bomba y el intercambiador de calor RHR; esto garantiza la refrigeración del agua del sumidero y una altura de succión adecuada (NPSH) para las bombas de alta presión. [ 7 ]
BWR
El sistema RHR funciona como sistema de inyección de refrigerante a baja presión (LPCI). Durante un LOCA, las bombas RHR aspiran agua de la piscina de supresión y la hacen circular a través del intercambiador de calor RHR hacia los circuitos de recirculación de refrigerante, y de allí al núcleo. El circuito RHR también puede funcionar como rociador de contención para condensar el vapor y reducir la presión y la temperatura en la contención. [ 8 ] El modo LPCI puede operar incluso en fugas pequeñas o intermedias cuando la presión del reactor normalmente permanece alta, gracias al funcionamiento del sistema de despresurización automática (ADS), que reduce la presión del reactor hasta un punto en el que el LPCI puede inyectar agua de refrigeración. [ 9 ]
Véase también
Notas
- ↑ Manual de conceptos de reactores, pág. 4-28.
- ↑ Sistemas nucleares, págs. 64-65.
- ↑ Manual de conceptos de reactores, págs. 4-22 y 4-23.
- ↑ Manual de conceptos de reactores, págs. 3-10.
- ↑ Manual del curso de ingeniería de centrales eléctricas, págs. 1-8.
- ↑ Manual de conceptos de reactores, págs. 4-24 y 4-25.
- ↑ Manual de sistemas tecnológicos de Westinghouse, págs. 5.0-3, 5.0-4, 5.1-6
- ↑ Manual de conceptos de reactores, págs. 3-15 y 3-17.
- ↑ Manual del curso de ingeniería de centrales eléctricas, págs. 1-5.
Referencias
- Manual de conceptos de reactores, Parte 1 (PDF) , Comisión Reguladora Nuclear, 19/09/2002, archivado del original (PDF) el 28/02/2025.
- Todreas, Neil E.; Kazimi, Mujid S. (1993), Sistemas nucleares. 1: Fundamentos termohidráulicos / Neil E. Todreas; Mujid S. Kazimi (2.ª ed .), Nueva York: Taylor & Francis, ISBN 978-1-56032-051-7
- Manual del curso de ingeniería de centrales eléctricas, parte 1 (PDF) , Comisión Reguladora Nuclear, 19/09/2002, archivado del original (PDF) el 01/03/2017.
- Manual de sistemas tecnológicos de Westinghouse (PDF) , Chattanooga, TN: Comisión Reguladora Nuclear, julio de 2020
- reactores de agua ligera
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- Componentes de una central nuclear