Reactor de agua a presión

Imagen de la Comisión Reguladora Nuclear de los jefes de los reactores de agua presurizados

Una animación de una estación de energía PWR con torres de refrigeración

Un reactor de agua a presión (PWR) es un tipo de reactor nuclear de agua ligera. Los PWR constituyen la gran mayoría de las centrales nucleares del mundo (con notables excepciones en el Reino Unido, Japón y Canadá). En un PWR, el refrigerante primario (agua) se bombea a alta presión al núcleo del reactor, donde se calienta con la energía liberada por la fisión de los átomos. El agua calentada a alta presión luego fluye a un generador de vapor, donde transfiere su energía térmica al agua a menor presión de un sistema secundario donde se genera vapor. Luego, el vapor impulsa turbinas, que hacen girar un generador eléctrico. A diferencia de un reactor de agua en ebullición (BWR), la presión en el circuito de refrigeración principal evita que el agua hierva dentro del reactor. Todos los reactores de agua ligera utilizan agua ordinaria como refrigerante y moderador de neutrones. La mayoría usa de dos a cuatro generadores de vapor montados verticalmente; Los reactores VVER utilizan generadores de vapor horizontales.

Los PWR se diseñaron originalmente para servir como propulsión marina nuclear para submarinos nucleares y se usaron en el diseño original de la segunda planta de energía comercial en la estación de energía atómica de Shippingport.

Los PWR que actualmente operan en los Estados Unidos se consideran reactores de segunda generación. Los reactores VVER de Rusia son similares a los PWR de EE. UU., pero el VVER-1200 no se considera de segunda generación (ver más abajo). Francia opera muchos PWR para generar la mayor parte de su electricidad.

Historia

Rancho Sala de reactores Seco PWR y torre de refrigeración (que se desmanteló, 2004)

Varios cientos de PWR se utilizan para la propulsión marina en portaaviones, submarinos nucleares y rompehielos. En los EE. UU., se diseñaron originalmente en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge para su uso como planta de energía nuclear submarina con una planta de energía submarina en pleno funcionamiento ubicada en el Laboratorio Nacional de Idaho. El trabajo de seguimiento fue realizado por el Laboratorio de Energía Atómica Westinghouse Bettis. La primera planta de energía nuclear puramente comercial en la estación de energía atómica de Shippingport se diseñó originalmente como un reactor de agua a presión (aunque la primera planta de energía conectada a la red estaba en Obninsk, URSS), ante la 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".

El Programa de Energía Nuclear del Ejército de los Estados Unidos operó reactores de agua a presión desde 1954 hasta 1974. La estación de generación nuclear de Three Mile Island inicialmente operó dos plantas de reactores de agua a presión, TMI-1 y TMI-2. La fusión parcial de TMI-2 en 1979 esencialmente terminó con el crecimiento de nuevas construcciones de plantas de energía nuclear en los Estados Unidos durante dos décadas. La unidad 2 de Watts Bar (un PWR de 4 bucles de Westinghouse) entró en funcionamiento en 2016, convirtiéndose en el primer reactor nuclear nuevo en los Estados Unidos desde 1996.

El reactor de agua a presión tiene varios diseños evolutivos de reactores de Generación III nuevos: AP1000, VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One, IPWR-900 y EPR. Los primeros reactores AP1000 y EPR se conectaron a la red eléctrica en China en 2018. En 2020, NuScale Power se convirtió en la primera empresa de EE. UU. en recibir la aprobación regulatoria de la Comisión Reguladora Nuclear para un pequeño reactor modular con un diseño PWR modificado. También en 2020, el Energy Impact Center presentó el proyecto OPEN100, que publicó planos de código abierto para la construcción de una planta de energía nuclear _eléctrica de 100 MW con un diseño PWR.

Diseño

Explicación pictórica de transferencia de energía en un reactor de agua presurizado. El refrigerante primario está en naranja y el refrigerante secundario (al vapor y luego el agua de alimentación) está en azul.

Sistema de refrigerante primario que muestra el recipiente de presión del reactor (rojo), generadores de vapor (purple), Pressurizer (azul), y bombas (verde) en el tres bucle refrigerante Hualong Un diseño

El combustible nuclear en la vasija de presión del reactor participa en una reacción en cadena de fisión controlada, que produce calor, calentando el agua en el circuito de refrigeración principal por conducción térmica a través del revestimiento del combustible. El refrigerante primario caliente se bombea a un intercambiador de calor llamado generador de vapor, donde fluye a través de varios miles de pequeños tubos. 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 logra sin mezclar los dos fluidos para evitar que el refrigerante secundario se vuelva radiactivo. Algunos arreglos comunes de generadores de vapor son tubos en U o intercambiadores de calor de un solo paso.

En una central nuclear, el vapor presurizado se alimenta a través de una turbina de vapor que impulsa un generador eléctrico conectado a la red eléctrica para su transmisión. Después de pasar por la turbina, el refrigerante secundario (mezcla de agua y vapor) se enfría y se condensa en un condensador. El condensador convierte el vapor en líquido para que pueda ser bombeado de regreso al generador de vapor y mantiene un vacío en la salida de la turbina para maximizar la caída de presión en la turbina y, por lo tanto, la energía extraída del vapor. Antes de introducirse en el generador de vapor, el vapor condensado (denominado agua de alimentación) a veces se precalienta para minimizar el choque térmico.

El vapor generado tiene otros usos además de la generación de energía. En barcos y submarinos nucleares, el vapor se alimenta a través de una turbina de vapor conectada a un conjunto de engranajes reductores de velocidad a un eje que se utiliza para la propulsión. La acción mecánica directa por expansión del vapor se puede utilizar para una catapulta de avión impulsada por vapor o aplicaciones similares. La calefacción urbana por vapor se utiliza en algunos países y la calefacción directa se aplica a las aplicaciones internas de la planta.

Dos cosas son características del reactor de agua a presión (PWR) en comparación con otros tipos de reactores: la separación del circuito de refrigeración del sistema de vapor y la presión dentro del circuito de refrigeración principal. En un PWR, hay dos circuitos de refrigerante separados (primario y secundario), ambos llenos de agua desmineralizada/desionizada. Un reactor de agua en ebullición, por el contrario, tiene solo un circuito de refrigerante, mientras que los diseños más exóticos, como los reactores reproductores, utilizan sustancias distintas del agua como refrigerante y moderador (por ejemplo, sodio en su estado líquido como refrigerante o grafito como moderador). La presión en el circuito de refrigeración principal suele ser de 15 a 16 megapascales (150 a 160 bar), que es notablemente más alta que en otros reactores nucleares y casi el doble que la de un reactor de agua en ebullición (BWR). Como efecto de esto, solo ocurre una ebullición localizada y el vapor se recondensará rápidamente en el fluido a granel. Por el contrario, en un reactor de agua en ebullición, el refrigerante primario está diseñado para hervir.

Reactor

buque de presión del reactor PWR

Refrigerante

El agua ligera se utiliza como refrigerante principal en un PWR. El agua ingresa por la parte inferior del núcleo del reactor a aproximadamente 548 K (275 °C; 527 °F) y se calienta a medida que fluye hacia arriba a través del núcleo del reactor a una temperatura de aproximadamente 588 K (315 °C; 599 °F). El agua permanece líquida a pesar de la alta temperatura debido a la alta presión en el circuito de refrigeración principal, normalmente alrededor de 155 bar (15,0 MPa 153 atm, 2250 psi). El agua en un PWR no puede exceder una temperatura de 647 K (374 °C; 705 °F) o una presión de 22.064 MPa (3200 psi o 218 atm), porque esos son el punto crítico del agua. Los reactores de agua supercrítica son (a partir de 2022) solo un concepto propuesto en el que el refrigerante nunca dejaría el estado supercrítico. Sin embargo, como esto requiere presiones aún más altas que un PWR y puede causar problemas de corrosión, hasta ahora no se ha construido ningún reactor de este tipo.

Presurizador

La presión en el circuito primario se mantiene mediante un presurizador, un recipiente separado que está conectado al circuito primario y parcialmente lleno de agua que se calienta a la temperatura de saturación (punto de ebullición) para la presión deseada mediante calentadores eléctricos sumergidos. Para lograr una presión de 155 bares (15,5 MPa), la temperatura del presurizador se mantiene a 345 °C (653 °F), lo que da un margen de subenfriamiento (la diferencia entre la temperatura del presurizador y la temperatura más alta en el núcleo del reactor) de 30 °C (54 °F). Como 345 °C es el punto de ebullición del agua a 155 bar, el agua líquida está al borde de un cambio de fase. Los transitorios térmicos en el sistema de refrigeración del reactor dan como resultado grandes cambios en el volumen de líquido/vapor del presurizador, y el volumen total del presurizador está diseñado para absorber estos transitorios sin descubrir los calentadores ni vaciar el presurizador. Los transitorios de presión en el sistema de refrigeración primario se manifiestan como transitorios de temperatura en el presurizador y se controlan mediante el uso de calentadores automáticos y rocío de agua, que elevan y reducen la temperatura del presurizador, respectivamente.

Bombas

El refrigerante se bombea alrededor del circuito primario mediante potentes bombas. Estas bombas tienen una tasa de ~100 000 galones de refrigerante por minuto. Después de recoger calor a medida que pasa por el núcleo del reactor, el refrigerante primario transfiere calor en un generador de vapor al agua en un circuito secundario de menor presión, evaporando el refrigerante secundario a vapor saturado; en la mayoría de los diseños, 6,2 MPa (60 atm, 900 psia), 275 °C (530 °F) — para usar en la turbina de vapor. El refrigerante primario enfriado se devuelve luego a la vasija del reactor para calentarlo nuevamente.

Moderador

Los reactores de agua a presión, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren la desaceleración de los neutrones de fisión rápida (un proceso llamado moderación o termalización) para interactuar con el combustible nuclear y mantener la reacción en cadena. En los PWR, 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. Este "moderador" de neutrones ocurrirá más a menudo cuando el agua sea más densa (se producirán más colisiones). El uso de agua como moderador es una importante característica de seguridad de los PWR, ya que un aumento de la temperatura puede hacer que el agua se expanda, dando lugar a mayores 'brechas' entre las moléculas de agua y reduciendo la probabilidad de termalización, reduciendo así la medida en que los neutrones se ralentizan y, por lo tanto, reduciendo la reactividad en el reactor. Por lo tanto, si la reactividad aumenta más allá de lo normal, la moderación reducida de los neutrones hará que la reacción en cadena sea más lenta, produciendo menos calor. Esta propiedad, conocida como coeficiente de reactividad de temperatura negativa, hace que los reactores PWR sean muy estables. Este proceso se conoce como 'Autorregulación', es decir, cuanto más caliente se vuelve el refrigerante, menos reactiva se vuelve la planta, apagándose ligeramente para compensar y viceversa. Así, la planta se controla a sí misma en torno a una temperatura dada establecida por la posición de las barras de control.

Por el contrario, el diseño del reactor RBMK utilizado en Chernobyl, que utiliza grafito en lugar de agua como moderador y agua hirviendo como refrigerante, tiene un gran coeficiente de reactividad térmica positiva que aumenta la generación de calor cuando aumenta la temperatura del agua refrigerante. Esto hace que el diseño RBMK sea menos estable que los reactores de agua a presión. Además de su propiedad de ralentizar los neutrones cuando actúa como moderador, el agua también tiene la propiedad de absorber neutrones, aunque en menor grado. Cuando aumenta 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 frenados por el moderador de grafito, lo que provoca un aumento de la reactividad. Esta propiedad se denomina coeficiente de reactividad de vacío, y en un reactor RBMK como Chernobyl, el coeficiente de vacío es positivo y bastante grande, lo que provoca transitorios rápidos. Esta característica de diseño del reactor RBMK generalmente se considera una de las varias causas del desastre de Chernobyl.

El agua pesada tiene una absorción de neutrones muy baja, por lo que los reactores de agua pesada tienden a tener un coeficiente de vacío positivo, aunque el diseño del reactor CANDU mitiga este problema mediante el uso de uranio natural no enriquecido; estos reactores también están diseñados con una serie de sistemas de seguridad pasiva que no se encuentran en el diseño original de RBMK. En caso de pérdida total del refrigerante/moderador (en un reactor donde el agua pesada es tanto el refrigerante como el moderador) se produce una parada automática, tal como sucedería en un reactor de agua ligera. Además, no se produce ninguna criticidad cuando se alimenta un reactor de agua pesada con agua ligera (ordinaria) como refrigerante de emergencia. Dependiendo del quemado, se deberá agregar ácido bórico u otro veneno de neutrones al refrigerante de emergencia para evitar un accidente de criticidad.

Los PWR están diseñados para mantenerse en un estado submoderado, lo que significa que hay espacio para un mayor volumen o densidad de agua para aumentar aún más la moderación, porque si la moderación estuviera cerca de la saturación, entonces una reducción en la densidad del moderador/refrigerante podría reducir la cantidad de neutrones. absorción significativamente mientras que la moderación se reduce solo ligeramente, lo que hace que el coeficiente de vacío sea positivo. Además, el agua ligera es en realidad un moderador de neutrones algo más fuerte que el agua pesada, aunque la absorción de neutrones del agua pesada es mucho menor. Debido a estos dos hechos, los reactores de agua ligera tienen un volumen de moderador relativamente pequeño y, por lo tanto, tienen 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 proporción de captura/fisión para ²³⁵U y especialmente ²³⁹Pu, lo que significa que más núcleos fisionables no se fisionan en la absorción de neutrones y en su lugar 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

PWR paquete de combustible Este paquete de combustible es de un reactor de agua presurizado del buque nuclear de pasajeros y carga NS Savannah. Diseñado y construido por Babcock & Wilcox.

Después del enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO
₂) el polvo se cuece en un horno de sinterización de alta temperatura para crear gránulos cerámicos duros de dióxido de uranio enriquecido. Luego, los gránulos cilíndricos se revisten con una aleación de metal de circonio resistente a la corrosión, Zircaloy, que se rellena con helio para ayudar a la conducción del calor y detectar fugas. Se elige Zircaloy por sus propiedades mecánicas y su sección transversal de baja absorción. 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 varillas cada uno, y un reactor grande tendría alrededor de 150 a 250 conjuntos de este tipo con 80 a 100 toneladas de uranio en total. En general, los paquetes de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14 × 14 a 17 × 17. Un PWR produce del orden de 900 a 1600 MW_e. Los haces de combustible PWR tienen una longitud de unos 4 metros.

El reabastecimiento de combustible para la mayoría de los PWR comerciales tiene un ciclo de 18 a 24 meses. Aproximadamente un tercio del núcleo se reemplaza en cada reabastecimiento de combustible, aunque algunos esquemas de reabastecimiento de combustible más modernos pueden reducir el tiempo de reabastecimiento de combustible a unos pocos días y permitir que el reabastecimiento de combustible se realice con una periodicidad más corta.

Control

En los PWR, la potencia del reactor puede verse como una respuesta a la demanda de vapor (turbina) debido a la reactividad de retroalimentación del cambio de temperatura causado por el aumento o la disminución del flujo de vapor. (Ver: Coeficiente de temperatura negativo.) Las barras de control de boro y cadmio se utilizan para mantener la temperatura del sistema primario en el punto deseado. Para disminuir la potencia, el operador estrangula y cierra las válvulas de entrada de la turbina. Esto daría como resultado que se extraiga menos vapor de los generadores de vapor. Esto da como resultado que el bucle primario aumente de temperatura. La temperatura más alta hace que la densidad del agua refrigerante del reactor primario disminuya, lo que permite velocidades de neutrones más altas, por lo tanto, menos fisión y menor potencia de salida. Esta disminución de la potencia finalmente dará como resultado que la temperatura del sistema primario regrese a su valor de estado estable anterior. El operador puede controlar la temperatura de funcionamiento en estado estable mediante la adición de ácido bórico y/o el movimiento de las barras de control.

El ajuste de la reactividad para mantener el 100 % de la potencia a medida que se quema el combustible en la mayoría de los PWR comerciales normalmente se logra variando la concentración de ácido bórico disuelto en el refrigerante del reactor primario. El boro absorbe fácilmente los neutrones y, por lo tanto, el aumento o la disminución de su concentración en el refrigerante del reactor afectará a la actividad de los neutrones de manera correspondiente. Se requiere un sistema de control completo que involucra bombas de alta presión (generalmente llamado sistema de carga y descarga) para eliminar el agua del circuito primario de alta presión y volver a inyectar el agua con diferentes concentraciones de ácido bórico. Las barras de control del reactor, insertadas a través de la cabeza de la vasija del reactor directamente en los haces de combustible, se mueven por las siguientes razones: para poner en marcha el reactor, para cerrar las reacciones nucleares primarias en el reactor, para adaptarse a transitorios a corto plazo, como cambios en la carga de la turbina,

Las barras de control también se pueden usar para compensar el inventario de veneno nuclear y para compensar el agotamiento del combustible nuclear. Sin embargo, estos efectos generalmente se acomodan alterando la concentración de ácido bórico del refrigerante primario.

Por el contrario, los BWR no tienen boro en el refrigerante del reactor y controlan la potencia del reactor ajustando el caudal de refrigerante del reactor.

Ventajas

Los reactores PWR son muy estables debido a su tendencia a producir menos energía a medida que aumentan las temperaturas; esto hace que el reactor sea más fácil de operar desde el punto de vista de la estabilidad.

El circuito del ciclo de la turbina PWR está separado del circuito principal, por lo que el agua del circuito secundario no está contaminada con materiales radiactivos.

Los PWR pueden desconectar pasivamente el reactor en caso de que se pierda la energía externa para detener de inmediato la reacción nuclear primaria. Las barras de control están sujetas por electroimanes y caen por gravedad cuando se pierde la corriente; la inserción completa cierra con seguridad la reacción nuclear primaria.

La tecnología PWR es favorecida por las naciones que buscan desarrollar una armada nuclear; los reactores compactos encajan bien en submarinos nucleares y otros barcos nucleares.

Los PWR son el tipo de reactor más implementado a nivel mundial, lo que permite una amplia gama de proveedores de nuevas plantas y piezas para las plantas existentes. Por la larga experiencia en su funcionamiento son lo más parecido a tecnología madura que existe en energía nuclear.

Los PWR, dependiendo del tipo, pueden alimentarse con combustible MOX y/o combustible ruso Remix (que tiene un ²³⁹
Pu y un mayor ²³⁵
U contenido que "regular" U/Pu MOX-combustible) permitiendo un ciclo de combustible nuclear (parcialmente) cerrado

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

En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural, los PWR pueden lograr un quemado relativamente alto. Un PWR típico cambiará de un cuarto a un tercio de su carga de combustible cada 18 a 24 meses y tendrá mantenimiento e inspección, que requieren que el reactor se apague, programados para esta ventana. 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 peligro radiológico es menor que el del uranio natural.

Desventajas

El agua refrigerante debe estar altamente presurizada para permanecer líquida a altas temperaturas. Esto requiere tuberías de alta resistencia y un recipiente a presión pesado y, por lo tanto, aumenta los costos de construcción. La presión más alta puede aumentar las consecuencias de un accidente por pérdida de refrigerante. La vasija de presión del reactor está fabricada con acero dúctil pero, a medida que la planta funciona, el flujo de neutrones del reactor hace que este acero se vuelva menos dúctil. Eventualmente, la ductilidad del acero alcanzará los límites determinados por los estándares aplicables de calderas y recipientes a presión, y el recipiente a presión debe repararse o reemplazarse. Esto podría no ser práctico o económico, y por lo tanto determina la vida de la planta.

También se necesitan componentes de alta presión adicionales, como bombas de refrigerante del reactor, presurizador y generadores de vapor. Esto también aumenta el costo de capital y la complejidad de una planta de energía 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 hacer que los productos de corrosión radiactivos circulen en el circuito de refrigeración principal. 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 resultó en una severa corrosión en los mecanismos de accionamiento de la barra de control cuando la solución de ácido bórico se filtró a través del sello entre el mecanismo mismo y el sistema primario.

Debido al requisito de cargar con boro el circuito de refrigeración principal de un reactor de agua a presión, la producción de tritio secundario radioactivo no deseado en el agua es más de 25 veces mayor que en los reactores de agua en ebullición de potencia similar, debido a esto último. 39;s ausencia del elemento moderador de neutrones en su circuito de refrigeración. El tritio se crea mediante 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 tritio. Los reactores de agua a presión emiten anualmente varios cientos de curios de tritio al medio ambiente como parte de su funcionamiento normal.

El uranio natural tiene 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 del combustible. En comparación con los reactores que funcionan con uranio natural, se genera menos energía por unidad de mineral de uranio, aunque se puede lograr un mayor quemado. El reprocesamiento nuclear puede "estirar" el suministro de combustible de reactores de uranio natural y de uranio enriquecido, pero prácticamente solo se practica para reactores de agua ligera que funcionan con combustible ligeramente enriquecido como combustible gastado, p. Los reactores CANDU son muy bajos en 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 de moderación reducida puede lograr una relación de reproducción mayor que la unidad, aunque este diseño de reactor tiene sus propias desventajas.

El combustible gastado de un PWR suele tener un mayor contenido de material fisionable que el uranio natural. Sin reprocesamiento nuclear, este material fisionable no puede utilizarse como combustible en un PWR. Sin embargo, se puede usar en un CANDU con solo un reprocesamiento mínimo en un proceso llamado "DUPIC" - Uso directo de combustible PWR gastado en CANDU.

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

La radiólisis y ciertos escenarios de accidentes que implican interacciones entre el vapor caliente y el revestimiento de zircalloy pueden producir hidrógeno a partir del agua de refrigeración, lo que lleva a explosiones de hidrógeno como un escenario de accidente potencial. Durante el accidente nuclear de Fukushima, una explosión de hidrógeno que dañó el edificio de contención fue una gran preocupación. Algunos reactores contienen recombinadores catalíticos que permiten que el hidrógeno reaccione con el oxígeno ambiental de forma no explosiva.