Reactor de agua ligera - Light-water reactor
El reactor de agua ligera ( LWR ) es un tipo de reactor de neutrones térmicos que utiliza agua normal, en lugar de agua pesada , como refrigerante y moderador de neutrones ; además, como combustible se utiliza una forma sólida de elementos fisionables. Los reactores de neutrones térmicos son el tipo más común de reactor nuclear y los reactores de agua ligera son el tipo más común de reactor de neutrones térmicos.
Hay tres variedades de reactores de agua ligera: el reactor de agua a presión (PWR), el reactor de agua en ebullición (BWR) y (la mayoría de los diseños de) el reactor de agua supercrítica (SCWR).
Historia
Conceptos y experimentos tempranos
Después de los descubrimientos de la fisión , la moderación y la posibilidad teórica de una reacción en cadena nuclear , los primeros resultados experimentales mostraron rápidamente que el uranio natural solo podía sufrir una reacción en cadena sostenida utilizando grafito o agua pesada como moderador. Mientras los primeros reactores del mundo ( CP-1 , X10 , etc.) alcanzaban con éxito la criticidad , el enriquecimiento de uranio comenzó a desarrollarse desde un concepto teórico hasta aplicaciones prácticas para cumplir el objetivo del Proyecto Manhattan , construir un explosivo nuclear .
En mayo de 1944, los primeros gramos de uranio enriquecido jamás producidos alcanzaron la criticidad en el reactor de baja potencia (LOPO) de Los Alamos , que se utilizó para estimar la masa crítica de U235 para producir la bomba atómica. LOPO no puede considerarse como el primer reactor de agua ligera porque su combustible no era un compuesto de uranio sólido revestido con material resistente a la corrosión, sino que estaba compuesto de sal de uranil sulfato disuelta en agua. Sin embargo, es el primer reactor acuoso homogéneo y el primer reactor que utiliza uranio enriquecido como combustible y agua corriente como moderador.
Al final de la guerra , siguiendo una idea de Alvin Weinberg , los elementos combustibles de uranio natural se dispusieron en una red en agua ordinaria en la parte superior del reactor X10 para evaluar el factor de multiplicación de neutrones. El propósito de este experimento fue determinar la viabilidad de un reactor nuclear utilizando agua ligera como moderador y refrigerante, y uranio sólido revestido como combustible. Los resultados mostraron que, con un uranio ligeramente enriquecido, se podría alcanzar la criticidad. Este experimento fue el primer paso práctico hacia el reactor de agua ligera.
Después de la Segunda Guerra Mundial y con la disponibilidad de uranio enriquecido, se hicieron factibles nuevos conceptos de reactores. En 1946, Eugene Wigner y Alvin Weinberg propusieron y desarrollaron el concepto de un reactor que utiliza uranio enriquecido como combustible y agua ligera como moderador y refrigerante. Este concepto fue propuesto para un reactor cuyo propósito era probar el comportamiento de materiales bajo flujo de neutrones . Este reactor, el Material Testing Reactor (MTR) , fue construido en Idaho en INL y alcanzó la criticidad el 31 de marzo de 1952. Para el diseño de este reactor fueron necesarios experimentos, por lo que se construyó una maqueta del MTR en ORNL , para evaluar las prestaciones hidráulicas del circuito primario y luego probar sus características neutrónicas. Esta maqueta de MTR, más tarde llamada Reactor de Prueba de Baja Intensidad (LITR), alcanzó la criticidad el 4 de febrero de 1950 y fue el primer reactor de agua ligera del mundo.
Reactores de agua a presión
Inmediatamente después del final de la Segunda Guerra Mundial, la Armada de los Estados Unidos inició un programa bajo la dirección del Capitán (más tarde Almirante) Hyman Rickover , con el objetivo de propulsión nuclear para barcos. Desarrolló los primeros reactores de agua a presión a principios de la década de 1950 y condujo al despliegue exitoso del primer submarino nuclear, el USS Nautilus (SSN-571) .
La Unión Soviética desarrolló de forma independiente una versión del PWR a fines de la década de 1950, bajo el nombre de VVER . Aunque funcionalmente es muy similar al esfuerzo estadounidense, también tiene ciertas distinciones de diseño de los PWR occidentales.
Reactor de agua hirviendo
El investigador Samuel Untermyer II dirigió el esfuerzo para desarrollar el BWR en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores de EE. UU. (Ahora el Laboratorio Nacional de Idaho ) en una serie de pruebas llamadas experimentos BORAX .
Reactor PIUS
PIUS, que significa Process Inherent Ultimate Safety , fue un diseño sueco diseñado por ASEA-ATOM. Es un concepto para un sistema de reactor de agua ligera. Junto con el reactor SECURE, se basó en medidas pasivas, que no requirieron acciones del operador ni suministros de energía externos, para brindar un funcionamiento seguro. Nunca se construyeron unidades.
Abierto100
En 2020, el Energy Impact Center anunció la publicación de un diseño de ingeniería de código abierto de un reactor de agua a presión capaz de producir 300 MWth / 100 MWe de energía llamado Open100.
Visión general
La familia de reactores nucleares conocidos como reactores de agua ligera (LWR), enfriados y moderados con agua corriente, tienden a ser más simples y más baratos de construir que otros tipos de reactores nucleares; Debido a estos factores, constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares civiles y reactores de propulsión naval en servicio en todo el mundo en 2009. Los LWR se pueden subdividir en tres categorías: reactores de agua a presión (PWR), reactores de agua en ebullición (BWR), y reactores de agua supercrítica ( SCWR ). El SCWR sigue siendo hipotético a partir de 2009; es un diseño de la generación IV que sigue siendo un reactor de agua ligera, pero solo está parcialmente moderado por agua ligera y presenta ciertas características de un reactor de neutrones rápidos .
Los líderes en experiencia nacional con PWR, que ofrecen reactores para la exportación, son los Estados Unidos (que ofrece el AP1000 pasivamente seguro , un diseño Westinghouse , así como varios PWR más pequeños, modulares y pasivamente seguros, como Babcock & Wilcox MPower , y la NuScale MASLWR), la Federación de Rusia (que ofrece tanto el VVER-1000 y VVER-1200 para la exportación), la República de Francia (que ofrece el AREVA EPR para la exportación), y Japón (que ofrece el Mitsubishi reactor de agua avanzada presurizado para la exportación) ; Además, se observa que tanto la República Popular de China como la República de Corea también están ascendiendo rápidamente a la primera fila de naciones constructoras de PWR, con los chinos comprometidos en un programa masivo de expansión de la energía nuclear, y los coreanos actualmente diseñando y construyendo su segunda generación de diseños indígenas. Los líderes en experiencia nacional con BWR, que ofrecen reactores para exportación, son los Estados Unidos y Japón, con la alianza de General Electric (de los EE. UU.) E Hitachi (de Japón), que ofrecen tanto el Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) como el Reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR) para construcción y exportación; Además, Toshiba también ofrece una variante ABWR para la construcción en Japón. Alemania Occidental también fue una vez un jugador importante con los BWR. Los otros tipos de reactor nuclear en uso para la generación de energía son el reactor moderado de agua pesada , construido por Canadá ( CANDU ) y la República de la India (AHWR), el reactor avanzado enfriado por gas (AGCR), construido por el Reino Unido, el líquido reactor refrigerado por metal (LMFBR), construido por la Federación de Rusia, la República de Francia y Japón, y el reactor refrigerado por agua moderado por grafito (RBMK o LWGR), que se encuentran exclusivamente en la Federación de Rusia y los antiguos estados soviéticos.
Si bien las capacidades de generación de electricidad son comparables entre todos estos tipos de reactores, debido a las características antes mencionadas, y la amplia experiencia con las operaciones del LWR, se ve favorecida en la gran mayoría de las nuevas centrales nucleares. Además, los reactores de agua ligera constituyen la gran mayoría de los reactores que alimentan a los buques de propulsión nuclear . Cuatro de las cinco grandes potencias con capacidad de propulsión naval nuclear utilizan exclusivamente reactores de agua ligera: la Marina Real Británica , la Armada del Ejército Popular de Liberación de China , la Marina Nacional Francesa y la Armada de los Estados Unidos . Solo la Armada de la Federación de Rusia ha utilizado un puñado relativo de reactores refrigerados por metal líquido en los buques de producción, específicamente el submarino de la clase Alfa , que utilizaba eutéctico de plomo-bismuto como moderador y refrigerante del reactor, pero la gran mayoría de los barcos rusos de propulsión nuclear y los barcos utilizan exclusivamente reactores de agua ligera. La razón del uso casi exclusivo de LWR a bordo de buques de guerra nuclear es el nivel de seguridad inherente integrado en este tipo de reactores. 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 compromete la integridad del núcleo del reactor, la liberación resultante del moderador de agua ligera actuará. para detener la reacción nuclear y apagar el reactor. Esta capacidad se conoce como coeficiente de reactividad vacío negativo .
- Los LWR que se ofrecen actualmente incluyen los siguientes
Estadísticas de LWR
Datos del Organismo Internacional de Energía Atómica en 2009:
| Reactores en funcionamiento. | 359 |
| Reactores en construcción. | 27 |
| Número de países con LWR. | 27 |
| Capacidad de generación ( gigavatios ). | 328,4 |
Diseño de reactores
El reactor de agua ligera produce calor mediante fisión nuclear controlada . El núcleo del reactor nuclear es la parte de un reactor nuclear donde tienen lugar las reacciones nucleares. Consiste principalmente en combustible nuclear y elementos de control . Las barras de combustible nuclear delgadas como un lápiz, cada una de aproximadamente 12 pies (3,7 m) de largo, están agrupadas por cientos en haces llamados conjuntos de combustible. Dentro de cada barra de combustible, los gránulos de uranio , o más comúnmente óxido de uranio , se apilan uno al lado del otro. Los elementos de control, llamados barras de control, están llenos de bolitas de sustancias como hafnio o cadmio que capturan neutrones con facilidad. Cuando las barras de control se bajan al núcleo, absorben neutrones, que por lo tanto no pueden participar en la reacción en cadena . Por el contrario, cuando las barras de control se apartan del camino, más neutrones golpean los núcleos fisibles de uranio-235 o plutonio-239 en las barras de combustible cercanas, y la reacción en cadena se intensifica. Todo esto está encerrado en un recipiente a presión de acero lleno de agua , llamado recipiente del reactor .
En el reactor de agua hirviendo , el calor generado por la fisión convierte el agua en vapor, que impulsa directamente las turbinas generadoras de energía. Pero en el reactor de agua a presión , el calor generado por la fisión se transfiere a un circuito secundario a través de un intercambiador de calor. El vapor se produce en el circuito secundario y el circuito secundario impulsa las turbinas generadoras de energía. En cualquier caso, después de fluir a través de las turbinas, el vapor vuelve a convertirse en agua en el condensador.
Diagrama animado de un reactor de agua hirviendo.
Diagrama animado de un reactor de agua a presión
El agua necesaria para enfriar el condensador se toma de un río u océano cercano. Luego se bombea de regreso al río o al océano, en condiciones de calentamiento. El calor también se puede disipar a la atmósfera a través de una torre de refrigeración. Estados Unidos utiliza reactores LWR para la producción de energía eléctrica, en comparación con los reactores de agua pesada utilizados en Canadá.
Control
Las barras de control generalmente se combinan en conjuntos de barras de control, generalmente 20 barras para un conjunto de reactor de agua presurizada comercial, y se insertan en tubos guía dentro de un elemento combustible. Se extrae una barra de control o se inserta en el núcleo central de un reactor nuclear para controlar el número de neutrones que dividirán más átomos de uranio. Esto, a su vez, afecta la potencia térmica del reactor, la cantidad de vapor generado y, por tanto, la electricidad producida. Las barras de control se retiran parcialmente del núcleo para permitir que ocurra una reacción en cadena . El número de barras de control insertadas y la distancia a la que se insertan se pueden variar para controlar la reactividad del reactor.
Por lo general, también existen otros medios para controlar la reactividad. En el diseño PWR , se agrega un absorbedor de neutrones soluble, generalmente ácido bórico , al refrigerante del reactor, lo que permite la extracción completa de las barras de control durante la operación de energía estacionaria, lo que garantiza una distribución uniforme de energía y flujo en todo el núcleo. Los operadores del diseño BWR utilizan el flujo de refrigerante a través del núcleo para controlar la reactividad variando la velocidad de las bombas de recirculación del reactor. Un aumento en el flujo de refrigerante a través del núcleo mejora la eliminación de burbujas de vapor, aumentando así la densidad del refrigerante / moderador con el resultado de aumentar la potencia.
Refrigerante
El reactor de agua ligera también utiliza agua corriente para mantener el reactor refrigerado. La fuente de enfriamiento, agua ligera, pasa por el núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se saca del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de enfriamiento que está físicamente separado del agua que será hervida para producir vapor a presión para las turbinas , como el reactor de agua a presión. Pero en algunos reactores, el agua para las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor, por ejemplo, el reactor de agua hirviendo.
Muchos otros reactores también están refrigerados por agua ligera, en particular el RBMK y algunos reactores militares de producción de plutonio . Estos no se consideran LWR, ya que están moderados por el grafito y, como resultado, sus características nucleares son muy diferentes. Aunque el caudal de refrigerante en los PWR comerciales es constante, no lo es en los reactores nucleares utilizados en los barcos de la Armada de los EE . UU .
Combustible
El uso de agua corriente hace necesario realizar una cierta cantidad de enriquecimiento del combustible de uranio antes de que se pueda mantener la criticidad necesaria del reactor. El reactor de agua ligera utiliza uranio 235 como combustible, enriquecido a aproximadamente un 3 por ciento. Aunque este es su principal combustible, los átomos de uranio 238 también contribuyen al proceso de fisión convirtiéndose en plutonio 239 ; aproximadamente la mitad de los cuales se consume en el reactor. Los reactores de agua ligera generalmente se reabastecen cada 12 a 18 meses, momento en el que se reemplaza alrededor del 25 por ciento del combustible.
El UF 6 enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio que luego se procesa en forma de gránulos. Luego, los gránulos se cuecen en un horno de sinterización de alta temperatura para crear gránulos cerámicos duros de uranio enriquecido . A continuación, los gránulos cilíndricos se someten a un proceso de trituración para lograr un tamaño de gránulo uniforme. El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para tratar de eliminar la humedad del combustible cerámico que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno. Los gránulos se apilan, de acuerdo con las especificaciones de diseño de cada núcleo nuclear, en tubos de aleación de metal resistente a la corrosión . Los tubos están sellados para contener los gránulos de combustible: estos tubos se denominan barras de combustible.
Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos combustibles especiales que luego se utilizan para construir el núcleo de combustible nuclear de un reactor de potencia. El metal usado para los tubos depende del diseño del reactor; en el pasado se usaba acero inoxidable , pero la mayoría de los reactores ahora usan una aleación de circonio . Para los tipos más comunes de reactores, los tubos se ensamblan en haces con los tubos separados a distancias precisas. Luego, estos paquetes reciben un número de identificación único, que les permite ser rastreados desde la fabricación hasta el uso y hasta su eliminación.
El combustible del reactor de agua a presión consiste en barras cilíndricas colocadas en haces. Una cerámica de óxido de uranio se forma en gránulos y se inserta en tubos de aleación de circonio que se agrupan. Los tubos de aleación de circonio tienen aproximadamente 1 cm de diámetro y el espacio de la vaina de combustible se llena con gas helio para mejorar la conducción de calor desde el combustible al vaina. Hay alrededor de 179-264 barras de combustible por haz de combustible y se cargan alrededor de 121 a 193 haces de combustible en el núcleo del reactor . Generalmente, los haces de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14x14 a 17x17. Los haces de combustible PWR miden unos 4 metros de largo. Los tubos de aleación de circonio se presurizan con helio para tratar de minimizar la interacción del revestimiento de los gránulos, lo que puede provocar la falla de la barra de combustible durante períodos prolongados.
En los reactores de agua hirviendo, el combustible es similar al combustible PWR excepto que los haces están "enlatados"; es decir, hay un tubo delgado que rodea cada paquete. Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones de densidad local afecten a la neutrónica y la hidráulica térmica del núcleo nuclear a escala global. En los haces de combustible BWR modernos, hay 91, 92 o 96 barras de combustible por conjunto, según el fabricante. Un rango entre 368 ensamblajes para el más pequeño y 800 ensamblajes para el BWR de EE. UU. Más grande forma el núcleo del reactor. Cada barra de combustible BWR se vuelve a llenar con helio a una presión de aproximadamente tres atmósferas (300 kPa).
Moderador
Un moderador de neutrones es un medio que reduce la velocidad de los neutrones rápidos , convirtiéndolos así en neutrones térmicos capaces de sostener una reacción en cadena nuclear que involucra al uranio-235. Un buen moderador de neutrones es un material lleno de átomos con núcleos ligeros que no absorben neutrones fácilmente. Los neutrones golpean los núcleos y rebotan. Después de suficientes impactos, la velocidad del neutrón será comparable a las velocidades térmicas de los núcleos; este neutrón se denomina neutrón térmico.
El reactor de agua ligera utiliza agua corriente , también llamada agua ligera, como moderador de neutrones. El agua ligera absorbe demasiados neutrones para ser utilizados con uranio natural no enriquecido y, por lo tanto, el enriquecimiento de uranio o el reprocesamiento nuclear se vuelve necesario para operar tales reactores, lo que aumenta los costos generales. Esto lo diferencia de un reactor de agua pesada , que utiliza agua pesada como moderador de neutrones. Si bien el agua común tiene algunas moléculas de agua pesadas, no es suficiente para ser importante en la mayoría de las aplicaciones. En los reactores de agua a presión, el agua refrigerante se utiliza como moderador al permitir que los neutrones sufran múltiples colisiones con átomos de hidrógeno ligeros en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta moderación de neutrones ocurrirá con más frecuencia cuando el agua sea más densa, porque ocurrirán más colisiones.
El uso de agua como moderador es una característica de seguridad importante de los PWR, ya que cualquier aumento de temperatura hace que el agua se expanda y se vuelva menos densa; reduciendo así la medida en que se ralentizan los neutrones y, por tanto, reduciendo la reactividad en el reactor. Por lo tanto, si la reactividad aumenta más allá de lo normal, la moderación reducida de neutrones hará que la reacción en cadena se ralentice, produciendo menos calor. Esta propiedad, conocida como coeficiente de reactividad de temperatura negativa , hace que los PWR sean muy estables. En caso de un accidente por pérdida de refrigerante , el moderador también se pierde y la reacción de fisión activa se detendrá. Todavía se produce calor después de que la reacción en cadena se detiene a partir de los subproductos radiactivos de la fisión, aproximadamente al 5% de la potencia nominal. Este "calor de desintegración" continuará durante 1 a 3 años después del apagado, después de lo cual el reactor finalmente alcanza el "apagado en frío total". El calor de descomposición, aunque es lo suficientemente peligroso y fuerte como para derretir el núcleo, no es tan intenso como una reacción de fisión activa. Durante el período posterior al apagado, el reactor requiere que se bombee agua de refrigeración o el reactor se sobrecalentará. Si la temperatura supera los 2200 ° C, el agua de refrigeración se descompondrá en hidrógeno y oxígeno, que pueden formar una mezcla (químicamente) explosiva. El calor de descomposición es un factor de riesgo importante en el historial de seguridad de LWR.
Ver también
- La energía nuclear
- Reactor de agua pesada
- Lista de reactores nucleares
- Sostenibilidad del reactor de agua ligera
- Reactor reproductor