Reactor de agua ligera

El reactor de agua ligera (LWR) es un tipo de reactor de neutrones térmicos que utiliza agua normal, a diferencia del agua pesada, como refrigerante y como refrigerante. moderador; además se utiliza como combustible 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 presurizada (PWR), el reactor de agua en ebullición (BWR) y (la mayoría de los diseños de) el reactor de agua supercrítica (SCWR).

Historia

Primeros conceptos y experimentos

Después de los descubrimientos de la fisión, la moderación y la posibilidad teórica de una reacción nuclear en cadena, los primeros resultados experimentales demostraron rápidamente que el uranio natural sólo 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 evolucionar desde el concepto teórico hasta las aplicaciones prácticas para cumplir el objetivo del Proyecto Manhattan de 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 Álamos, que se utilizó para estimar la masa crítica del U235 para producir la bomba atómica. El LOPO no puede considerarse el primer reactor de agua ligera porque su combustible no era un compuesto de uranio sólido revestido con un material resistente a la corrosión, sino que estaba compuesto de sal de sulfato de uranilo 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, se dispusieron elementos combustibles de uranio natural en una red en agua corriente en la parte superior del reactor X10 para evaluar el factor de multiplicación de neutrones. El propósito de este experimento era determinar la viabilidad de un reactor nuclear que utilizara agua ligera como moderador y refrigerante, y uranio sólido revestido como combustible. Los resultados mostraron que, con uranio ligeramente enriquecido, se podía 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, nuevos conceptos de reactores se hicieron viables. En 1946, Eugene Wigner y Alvin Weinberg propusieron y desarrollaron el concepto de un reactor que utilizaba 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 el 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 el ORNL. 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 finales de la década de 1950, bajo el nombre de VVER. Si bien funcionalmente es muy similar al esfuerzo estadounidense, también tiene ciertas distinciones de diseño con respecto a 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, dependía de medidas pasivas, que no requerían acciones del operador ni suministros de energía externos, para proporcionar un funcionamiento seguro. Nunca se construyeron unidades.

ABRIR100

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.

Descripción general

La familia de reactores nucleares conocidos como reactores de agua ligera (LWR), refrigerados y moderados utilizando agua corriente, tienden a ser más simples y más baratos para construir que otros tipos de reactores nucleares; debido a estos factores, constituyen la gran mayoría de reactores nucleares civiles y reactores de propulsión naval en servicio en todo el mundo a partir de 2009. Los LWR pueden ser subdivididos en tres categorías: reactores de agua presurizados (PWR), reactores de agua hirviendo (BWRs), y reactores de agua supercritica (SCWRs). El SCWR sigue siendo hipotético a partir de 2009; es un diseño Generation IV que sigue siendo un reactor de agua ligera, pero sólo es moderada parcialmente por el agua ligera y exhibe ciertas características de un reactor de neutrones rápido.

Los líderes en experiencia nacional con PWR, que ofrecen reactores para exportación, son los Estados Unidos (que ofrecen el AP1000 pasivamente seguro, un diseño de Westinghouse, así como varios PWR más pequeños, modulares y pasivamente seguros, como el Babcock & Wilcox MPower y NuScale MASLWR), la Federación de Rusia (que ofrece VVER-1000 y VVER-1200 para exportación), la República de Francia (que ofrece AREVA EPR para exportación) y Japón (que ofrece Mitsubishi Advanced Pressurized Water). Reactor para exportación); Además, se observa que tanto la República Popular China como la República de Corea están ascendiendo rápidamente a la primera fila de naciones constructoras de PWR, y los chinos están involucrados en un programa masivo de expansión de la energía nuclear. , y los coreanos actualmente diseñan y construyen su segunda generación de diseños indígenas. Los líderes en experiencia nacional con BWR, que ofrecen reactores para exportación, son Estados Unidos y Japón, con la alianza de General Electric (de EE.UU.) e Hitachi (de Japón), ofreciendo tanto el Reactor Avanzado de Agua en Ebullición (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 alguna vez un actor importante con los BWR. Los otros tipos de reactores nucleares utilizados 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 refrigerado por gas (AGCR), construido por el Reino Unido, el reactor nuclear de líquido el reactor refrigerado por metal (LMFBR), construido por la Federación de Rusia, la República de Francia y el Japón, y el reactor refrigerado por agua, moderado por grafito (RBMK o LWGR), que se encuentra exclusivamente en la Federación de Rusia y los antiguos estados soviéticos.

Aunque las capacidades de generación de electricidad son comparables entre todos estos tipos de reactores, debido a las características antes mencionadas y a la amplia experiencia con las operaciones del LWR, se prefiere en la gran mayoría de las nuevas centrales nucleares. Además, los reactores de agua ligera constituyen la gran mayoría de los reactores que alimentan los buques navales 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 Estados Unidos. Sólo la Armada de la Federación Rusa ha utilizado un puñado de reactores refrigerados por metal líquido en buques de producción, específicamente el submarino clase Alfa, que utilizó eutéctico de plomo-bismuto como moderador y refrigerante del reactor, pero la gran mayoría de las centrales nucleares rusas Los barcos y barcos propulsados por propulsión eléctrica utilizan exclusivamente reactores de agua ligera. La razón por la que se utiliza casi exclusivamente LWR a bordo de buques de guerra nucleares es el nivel de seguridad inherente incorporado a este tipo de reactores. Dado que en estos reactores se utiliza agua ligera como refrigerante y moderador de neutrones, si uno de estos reactores sufre daños debido a una acción militar, lo que compromete la integridad del núcleo del reactor, la consiguiente liberación de luz. El moderador de agua actuará para detener la reacción nuclear y apagar el reactor. Esta capacidad se conoce como coeficiente de reactividad de vacío negativo.

Los LWR actualmente ofrecidos incluyen lo siguiente

• ABWR
• AP1000
• APR-1400
• CPR-1000
• EPR
• VVER

Estadísticas de LWR

Datos de la Agencia Internacional de Energía Atómica en 2009:

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. Se compone principalmente de combustible nuclear y elementos de control. Las finas barras de combustible nuclear, cada una de aproximadamente 12 pies (3,7 m) de largo, están agrupadas por cientos en paquetes llamados conjuntos combustibles. Dentro de cada barra de combustible, se apilan bolitas de uranio, o más comúnmente de óxido de uranio, de extremo a extremo. Los elementos de control, llamados barras de control, están llenos de bolitas de sustancias como el hafnio o el cadmio que capturan neutrones fácilmente. Cuando las barras de control se introducen en el núcleo, absorben neutrones, por lo que no pueden participar en la reacción en cadena. Por el contrario, cuando las barras de control se quitan 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 en ebullición, 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 pasar por 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 presurizado

El agua necesaria para enfriar el condensador se toma de un río u océano cercano. Luego se bombea de nuevo al río o al océano, en condiciones más cálidas. 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.

Controlar

Las barras de control generalmente se combinan en conjuntos de barras de control (generalmente 20 barras para un conjunto de reactor de agua a presión comercial) y se insertan en tubos guía dentro de un elemento combustible. Se retira o se inserta una barra de control en el núcleo central de un reactor nuclear para controlar la cantidad de neutrones que dividirán más átomos de uranio. Esto a su vez afecta a la potencia térmica del reactor, a la cantidad de vapor generado y, por tanto, a la electricidad producida. Las barras de control se retiran parcialmente del núcleo para permitir que se produzca 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 hay otros medios de controlar la reactividad. En el diseño de PWR se añade un absorbente de neutrones soluble, generalmente ácido bórico, al refrigerante del reactor que permite la extracción completa de las barras de control durante la operación de potencia estacionaria garantizando una distribución de potencia y flujo uniforme sobre todo el núcleo. Los operadores del diseño de BWR utilizan el flujo de refrigerante a través del núcleo para controlar la reactividad variar la velocidad de las bombas de recirculación del reactor. Un aumento del flujo de refrigeración a través del núcleo mejora la eliminación de burbujas de vapor, aumentando así la densidad del refrigerante/moderador con el resultado de la potencia creciente.

Refrigerante

El reactor de agua ligera también utiliza agua corriente para mantenerlo refrigerado. La fuente de enfriamiento, agua ligera, circula 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 se hervirá para producir vapor presurizado para las turbinas, como el reactor de agua presurizada. Pero en algunos reactores el agua para las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor, como por ejemplo en el reactor de agua en ebullición.

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 grafito y, en consecuencia, 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 del agua corriente hace necesario hacer una cierta cantidad de enriquecimiento del combustible de uranio antes de mantener la crítica necesaria del reactor. El reactor de agua ligera utiliza uranio 235 como combustible, enriquecido a aproximadamente el 3%. Aunque este es su principal combustible, los átomos de uranio 238 también contribuyen al proceso de fisión convirtiendo en plutonio 239; aproximadamente la mitad de los cuales se consume en el reactor. En general, los reactores de agua ligera se alimentan cada 12 a 18 meses, en cuyo momento se reemplaza alrededor del 25% del combustible.

El UF₆ 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. Luego, los gránulos cilíndricos se someten a un proceso de molienda para lograr un tamaño de gránulo uniforme. El óxido de uranio se seca antes de insertarlo en los tubos para intentar eliminar la humedad del combustible cerámico que puede provocar corrosión y fragilización por hidrógeno. Los pellets se apilan, según las especificaciones de diseño de cada núcleo nuclear, en tubos de aleación metálica resistente a la corrosión. Los tubos están sellados para contener las pastillas de combustible: estos tubos se llaman 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 energía. El metal utilizado para los tubos depende del diseño del reactor: antes se utilizaba acero inoxidable, pero ahora la mayoría de los reactores utilizan una aleación de circonio. Para los tipos más comunes de reactores, los tubos se ensamblan en haces con los tubos espaciados a distancias precisas. Luego, estos paquetes reciben un número de identificación único, que permite rastrearlos desde la fabricación hasta el uso y la eliminación.

El combustible del reactor de agua a presión consiste en varillas cilíndricas colocadas en haces. Se forman bolitas de cerámica de óxido de uranio y se insertan en tubos de aleación de circonio que se agrupan entre sí. Los tubos de aleación de circonio tienen aproximadamente 1 cm de diámetro y el espacio del revestimiento del combustible se llena con gas helio para mejorar la conducción del calor desde el combustible al revestimiento. Hay alrededor de 179 a 264 barras de combustible por haz de combustible y alrededor de 121 a 193 haces de combustible se cargan en el núcleo de un reactor. Generalmente, los haces de combustible constan de barras de combustible agrupadas de 14x14 a 17x17. Los haces de combustible PWR tienen unos 4 metros de longitud. Los tubos de aleación de circonio están presurizados con helio para intentar minimizar la interacción con el revestimiento de los pellets, que puede provocar fallos en las barras de combustible durante largos períodos.

En los reactores de agua hirviendo, el combustible es similar al combustible PWR, excepto que los paquetes están "cantados"; es decir, hay un tubo delgado que rodea cada paquete. Esto se hace principalmente para evitar que las variaciones de densidad local afecten a neutrones y hidráulicos térmicos del núcleo nuclear a escala mundial. En los modernos paquetes de combustible BWR, hay 91, 92 o 96 varillas de combustible por montaje dependiendo del fabricante. Un rango entre 368 asambleas para las más pequeñas y 800 asambleas para el mayor U.S. BWR forma el núcleo del reactor. Cada varilla de combustible BWR se llena de helio a una presión de alrededor de tres ambientes (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 nuclear en cadena que involucra uranio-235. Un buen moderador de neutrones es un material lleno de átomos con núcleos ligeros que no absorben neutrones fácilmente. Los neutrones chocan contra los núcleos y rebotan. Después de suficientes impactos, la velocidad del neutrón será comparable a las velocidades térmicas de los núcleos; este neutrón se llama entonces 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 utilizada con uranio natural no enriquecido y, por lo tanto, el enriquecimiento de uranio o el reprocesamiento nuclear se hacen necesarios 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 corriente contiene 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, permitiendo que los neutrones sufran múltiples colisiones con átomos de hidrógeno ligeros en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta moderación de los neutrones ocurrirá con mayor frecuencia cuando el agua sea más densa, porque se producirán 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 el grado de desaceleración de 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 los 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. El calor todavía se produce después de que se detiene la reacción en cadena de los subproductos radiactivos de la fisión, aproximadamente al 5% de la potencia nominal. Este "calor de descomposición" continuará durante 1 a 3 años después del cierre, después de lo cual el reactor finalmente alcanza el "apagado en frío total". El calor de desintegración, si bien es peligroso y lo suficientemente fuerte como para derretir el núcleo, no es tan intenso como una reacción de fisión activa. Durante el período posterior a la parada, 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, lo que puede formar una mezcla (químicamente) explosiva. El calor de descomposición es un factor de riesgo importante en el historial de seguridad de los LWR.