Reactor de tercera generación

Los reactores de Generación III (reactores Gen III) son una clase de reactores nucleares diseñados para suceder a los reactores de Generación II, incorporando mejoras evolutivas en el diseño. Estos incluyen tecnología de combustible mejorada, mayor eficiencia térmica, sistemas de seguridad significativamente mejorados (incluida la seguridad nuclear pasiva) y diseños estandarizados destinados a reducir los costos de capital y mantenimiento. Son promovidos por el Foro Internacional Generación IV (GIF).

Los primeros reactores de Generación III que comenzaron a operar fueron los reactores avanzados de agua en ebullición (ABWR) Kashiwazaki 6 y 7 en 1996 y 1997. Desde 2012, ambos han estado cerrados debido a problemas de seguridad. Debido al prolongado período de estancamiento en la construcción de nuevos reactores y la continua (aunque decreciente) popularidad de los diseños de Generación II/II+ en nuevas construcciones, se han construido relativamente pocos reactores de tercera generación.

Visión general

Los reactores Gen II más antiguos comprenden la gran mayoría de los reactores nucleares actuales. Los reactores Gen III son los llamados reactores avanzados de agua ligera (LWR). Los reactores Gen III+ están etiquetados como "diseños evolutivos". Aunque la distinción entre reactores Gen II y III es arbitraria, pocos reactores Gen III han alcanzado la etapa comercial a partir de 2022. El Foro Internacional Generación IV llama a los reactores Gen IV "diseños revolucionarios". Estos son conceptos para los cuales no existían pronósticos concretos de realización en ese momento.

Las mejoras en la tecnología de los reactores de tercera generación están destinadas a dar como resultado una vida operativa más prolongada (diseñada para 60 años de funcionamiento, ampliable a más de 100 años de funcionamiento antes de la revisión completa y el reemplazo del recipiente a presión del reactor) en comparación con los reactores de segunda generación que se utilizan actualmente. (diseñado para 40 años de funcionamiento, ampliable a más de 60 años de funcionamiento antes de la revisión completa y el reemplazo del recipiente a presión).

Las frecuencias de daño al núcleo para estos reactores están diseñadas para ser más bajas que para los reactores de Generación II: 60 eventos de daño al núcleo para el Reactor presurizado europeo (EPR) y 3 eventos de daño al núcleo para el Reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR) por cada 100 millones de reactores . años son significativamente inferiores a los 1000 eventos de daños en el núcleo por 100 millones de años-reactor para los reactores BWR/4 Generación II.

El reactor EPR de tercera generación también se diseñó para usar uranio de manera más eficiente que los reactores de segunda generación más antiguos, utilizando aproximadamente un 17 % menos por unidad de electricidad generada que estas tecnologías de reactores más antiguos. Un análisis independiente realizado por el científico ambiental Barry Brook sobre la mayor eficiencia y, por lo tanto, las menores necesidades de materiales de los reactores Gen III, corrobora este hallazgo.

Desarrollos

Los diseños de reactores Gen III+ son un desarrollo evolutivo de los reactores Gen III, que ofrecen mejoras en la seguridad con respecto a los diseños de reactores Gen III. Los fabricantes comenzaron a desarrollar los sistemas Gen III+ en la década de 1990 basándose en la experiencia operativa del reactor de agua ligera estadounidense, japonés y de Europa occidental.

La industria nuclear comenzó a promover un renacimiento nuclear sugiriendo que los diseños Gen III+ deberían resolver tres problemas clave: seguridad, costo y capacidad de construcción. Se pronosticaron costos de construcción de US$1.000/kW, un nivel que haría que la nuclear fuera competitiva con el gas, y se esperaban tiempos de construcción de cuatro años o menos. Sin embargo, estas estimaciones resultaron ser demasiado optimistas.

Una mejora notable de los sistemas Gen III+ con respecto a los diseños de segunda generación es la incorporación en algunos diseños de características de seguridad pasiva que no requieren controles activos ni la intervención del operador, sino que dependen de la gravedad o la convección natural para mitigar el impacto de eventos anormales.

Los reactores de la Generación III+ incorporan características de seguridad adicionales para evitar el tipo de desastre sufrido en Fukushima en 2011. Los diseños de la Generación III+, la seguridad pasiva, también conocida como enfriamiento pasivo, no requieren una acción sostenida del operador o retroalimentación electrónica para apagar la planta de manera segura en caso de una emergencia. Muchos de los reactores nucleares de Generación III+ tienen un receptor de núcleo. Si el revestimiento de combustible y los sistemas de la vasija del reactor y las tuberías asociadas se derriten, el corium caerá en un receptor de núcleos que contiene el material fundido y tiene la capacidad de enfriarlo. Esto, a su vez, protege la barrera final, el edificio de contención. Como ejemplo, Rosatom instaló un colector de núcleos de 200 toneladas en el reactor VVER como la primera gran pieza de equipo en el edificio del reactor de Rooppur 1, y lo describió como "un sistema de protección único".En 2017, Rosatom inició las operaciones comerciales del reactor NVNPP-2 Unidad 1 VVER-1200 en el centro de Rusia, marcando la primera puesta en marcha completa del mundo de un reactor de generación III+.

Primeros reactores

Los primeros reactores de Generación III se construyeron en Japón, en forma de reactores avanzados de agua en ebullición. En 2016, un reactor de Generación III+ VVER-1200/392M entró en funcionamiento en la Planta de Energía Nuclear II de Novovoronezh en Rusia, que fue el primer reactor de Generación III+ en funcionamiento.

Varios otros reactores de Generación III+ se encuentran en etapa avanzada de construcción en Europa, China, India y los Estados Unidos. El próximo reactor Generación III+ que entró en funcionamiento fue un reactor Westinghouse AP1000 en la central nuclear de Sanmen en China, que entró en operación comercial el 21 de septiembre de 2018.

En los Estados Unidos, los diseños de los reactores están certificados por la Comisión Reguladora Nuclear (NRC). Hasta agosto de 2020 , la comisión ha aprobado siete diseños nuevos y está considerando un diseño más, así como la renovación de una certificación vencida.

Respuesta y critica

Los defensores de la energía nuclear y algunos que históricamente han sido críticos han reconocido que los reactores de tercera generación en su conjunto son más seguros que los reactores más antiguos.

Edwin Lyman, científico sénior del personal de la Unión de Científicos Preocupados, ha desafiado las opciones de diseño de ahorro de costos específicas hechas para dos reactores de Generación III, tanto el AP1000 como el ESBWR. Lyman, John Ma (ingeniero estructural sénior de la NRC) y Arnold Gundersen (consultor antinuclear) están preocupados por lo que perciben como debilidades en el recipiente de contención de acero y el escudo de hormigón que se construye alrededor del AP1000 en el sentido de que su recipiente de contención no dispone de suficientes márgenes de seguridad en caso de colisión directa con un avión. Otros ingenieros no están de acuerdo con estas preocupaciones y afirman que el edificio de contención es más que suficiente en cuanto a márgenes de seguridad y factores de seguridad.

La Unión de Científicos Preocupados en 2008 se refirió al EPR como el único nuevo diseño de reactor bajo consideración en los Estados Unidos que "... parece tener el potencial de ser significativamente más seguro y protegido contra ataques que los reactores actuales".

También ha habido problemas en la fabricación de las piezas de precisión necesarias para mantener el funcionamiento seguro de estos reactores, con sobrecostos, piezas rotas y tolerancias de acero extremadamente finas que causan problemas con los nuevos reactores en construcción en Francia en la planta de energía nuclear de Flamanville.

Listas de reactores de Generación III

Reactores de Generación III actualmente operativos o en construcción

Desarrolladores	Nombres de reactores	Escribe	MW e (neto)	MW e (bruto)	MW th	notas
General Electric, Toshiba, Hitachi	ABWR; EE. UU.-ABWR	BWR	1350	1420	3926	En operación en Kashiwazaki desde 1996. Certificado por NRC en 1997.
KEPCO	ABR-1400	poder	1383	1455	3983	En funcionamiento en Kori desde enero de 2016.
CGNPG	ACPR-1000	1061	1119	2905	Versión mejorada del CPR-1000. El primer reactor entró en funcionamiento en 2018 en Yangjiang-5.
CGNPG, CNNC	Hualong Uno (HPR-1000)	1090	1170	3050	En parte, una fusión de los diseños chinos ACPR-1000 y ACP-1000, pero en última instancia, una mejora desarrollada gradualmente en los diseños anteriores CNP-1000 y CP-1000. Inicialmente se pretendía llamarlo "ACC-1000", pero finalmente se llamó "Hualong One" o "HPR-1000". Las Unidades 3–6 de Fangchenggang serán las primeras en utilizar el diseño HPR-1000, con las Unidades 3 y 4 actualmente en construcción a partir de 2017 .
OKBM Afrikantov	VVER-1000/428	990	1060	3000	Primera versión del diseño AES-91, diseñada y utilizada para las Unidades 1 y 2 de Tianwan, que entró en funcionamiento en 2007.
VVER-1000/428M	1050	1126	3000	Otra versión del diseño AES-91, también diseñada y utilizada para Tianwan (esta vez para las Unidades 3 y 4, que entraron en funcionamiento en 2017 y 2018, respectivamente).
VVER-1000/412	917	1000	3000	Primer diseño AES-92 construido, utilizado para Kudankulam.

Diseños de la Generación III aún no adoptados o construidos

Desarrolladores	Nombres de reactores	Escribe	MW e (neto)	MW e (bruto)	MW th	notas
General Electric, Hitachi	ABWR-II	BWR	1638	1717	4960	Versión mejorada del ABWR. Estado de desarrollo incierto.
mitsubishi	APWR; US-APWR; UE-APWR; APWR+	poder	1600	1700	4451	Dos unidades planificadas en Tsuruga canceladas en 2011. La licencia de la NRC de EE. UU. para dos unidades planificadas en Comanche Peak se suspendió en 2013. El APWR original y el US-APWR/EU-APWR actualizado (también conocido como APWR+) difieren significativamente en sus características de diseño , con el APWR+ que tiene una mayor eficiencia y salida eléctrica.
Westing House	AP600	600	619	?	Certificación NRC en 1999. Evolucionó al diseño AP1000 más grande.
Ingeniería de combustión	Sistema 80+	1350	1400	?	Certificado por NRC en 1997. Proporcionó una base para el APR-1400 coreano.
OKBM Afrikantov	VVER-1000/466(B)	1011	1060	3000	Este fue el primer diseño AES-92 que se desarrolló, originalmente destinado a construirse en la planta de energía nuclear de Belene propuesta, pero la construcción se detuvo más tarde.
Candu Energy Inc.	EC6	PHWR	?	750	2084	El EC6 (CANDU 6 mejorado) es una actualización evolutiva de los diseños CANDU anteriores. Al igual que otros diseños de CANDU, es capaz de utilizar uranio natural no enriquecido como combustible.
AFCR	?	740	2084	El Reactor CANDU de Combustible Avanzado es un diseño EC6 modificado que ha sido optimizado para una flexibilidad de combustible extrema con la capacidad de manejar numerosas mezclas potenciales de combustible reprocesado e incluso torio. Actualmente se encuentra en una etapa avanzada de desarrollo como parte de una empresa conjunta entre SNC-Lavalin, CNNC y Shanghai Electric.
Varios (ver artículo de MKER).	MKER	BWR	1000	?	2085	A Desarrollo del reactor nuclear de potencia RBMK. Corrige todos los errores y fallas de diseño del reactor RBMK y agrega un edificio de contención completo y características de seguridad nuclear pasiva, como un sistema de enfriamiento de núcleo pasivo. El prototipo físico del MKER-1000 es la quinta unidad de la central nuclear de Kursk. La construcción de Kursk 5 se canceló en 2012 y en su lugar se está construyendo un VVER-TOI cuya construcción está en curso desde 2018 a partir de 2018. (ver artículo de RBMK)

Listas de reactores de Generación III+

Reactores de Generación III+ actualmente operativos o en construcción

Desarrolladores	Nombres de reactores	Escribe	MW e (neto)	MW e (bruto)	MW th	Primera conexión a la red	notas
Westinghouse, Toshiba	AP1000	poder	1117	1250	3400	2018-06-30 Sanmen	Certificado por la NRC en diciembre de 2005.
SNPTC, Westinghouse	CAP1400	1400	1500	4058		La primera versión/derivado "nativo" chino desarrollado conjuntamente y mejorado del AP1000. El acuerdo de desarrollo conjunto de Westinghouse otorga a China los derechos de propiedad intelectual para todas las plantas de desarrollo conjunto >1350 MWe. Las dos primeras unidades actualmente en construcción en Shidao Bay. Está previsto que el CAP1400 sea seguido por un diseño CAP1700 y/o CAP2100 si los sistemas de refrigeración pueden ampliarse lo suficiente.
Areva	EPR	1660	1750	4590	2018-06-29 Taishan
Gidropress OKB	VVER-1200/392M	1114	1180	3200	2016-08-05 Novovoronezh II	La serie VVER-1200 también se conoce como diseño AES-2006/MIR-1200. Este modelo en particular fue el modelo de referencia original utilizado para el proyecto VVER-TOI.
VVER-1200/491	1085	1199	3200	2018-03-09 Leningrado II
VVER-1200/509	1114	1200	3200		En construcción en la central nuclear de Akkuyu, como Akkuyu 1 y 2. Conexiones a la red previstas para 2023 y 2024.
VVER-1200/523	1080	1200	3200		La planta de energía nuclear Rooppur de Bangladesh de 2,4 GWe está en construcción. Se prevé que las dos unidades de VVER-1200/523 que generan 2,4 GWe estén operativas en 2023 y 2024.
VVER-1200/513	?	1200	3200		Versión estandarizada del VVER-1200 basada en parte en el diseño VVER-1300/510 (que es el diseño de referencia actual para el proyecto VVER-TOI). Se espera que la primera unidad se complete para 2022 en Akkuyu, como Akkuyu 3.
VVER-1300/510	1115	1255	3300		El diseño VVER-1300 también se conoce como diseño AES-2010 y, a veces, se designa erróneamente como diseño VVER-TOI. El VVER-1300/510 se basa en el VVER-1200/392M que se usó originalmente como diseño de referencia para el proyecto VVER-TOI, aunque el VVER-1300/510 ahora cumple esa función (lo que ha generado confusión entre el VVER -Diseño de la planta TOI y diseño del reactor VVER-1300/510 ). Actualmente se planea la construcción de múltiples unidades en varias plantas nucleares rusas. Primeras unidades en construcción en la central nuclear de Kursk.
BARC	IPHWR-700	PHWR	630	700	2166	2021	Sucesor del PHWR autóctono de 540 MWe con mayor rendimiento y características de seguridad adicionales. En construcción y debe entrar en funcionamiento en 2020. La Unidad 3 en la Central Atómica de Kakrapar alcanzó la primera criticidad el 22 de julio de 2020. La Unidad 3 se conectó a la red el 10 de enero de 2021.

Diseños de la Generación III+ aún no adoptados o construidos

Desarrolladores	Nombres de reactores	Escribe	MW e (neto)	MW e (bruto)	MW th	notas
Toshiba	UE-ABWR	BWR	?	1600	4300	Versión actualizada del ABWR diseñada para cumplir con las pautas de la UE, aumentar la producción del reactor y mejorar la generación de diseño a III+.
Areva	Kerena	1250	1290	3370	Anteriormente conocido como SWR-1000. Basado en diseños BWR alemanes, principalmente el de las unidades B/C de Gundremmingen. Co-desarrollado por Areva y E.ON.
General Electric, Hitachi	ESBWR	1520	1600	4500	Basado en el diseño SBWR inédito que a su vez se basó en el ABWR. Siendo considerado para North Anna-3. Evita por completo el uso de bombas de recirculación a favor de un diseño completamente dependiente de la circulación natural (que es muy inusual para un diseño de reactor de agua en ebullición).
KEPCO	TAE+	poder	1505	1560	4290	Sucesor APR-1400 con mayor rendimiento y características de seguridad adicionales.
ArevaMitsubishi	ATMEA1	1150	?	3150	La planta propuesta de Sinop no procedió
Gidropress OKB	VVER-600/498	?	600	1600	Esencialmente un VVER-1200 reducido. Despliegue comercial planificado para 2030 en Kola.
Candu Energy Inc.	ACR-1000	PHWR	1085	1165	3200	El reactor CANDU avanzado es un diseño CANDU híbrido que retiene el moderador de agua pesada pero reemplaza el refrigerante de agua pesada con refrigerante de agua ligera convencional, lo que reduce significativamente los costos de agua pesada en comparación con los diseños CANDU tradicionales pero pierde la capacidad característica de CANDU de usar uranio natural no enriquecido como combustible. .