Tipos de reactores

Los tipos de reactores nucleares pueden clasificarse ateniéndose a diversos criterios, los más comunes son los siguientes:

  • Según la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión: reactores rápidos y reactores térmicos.
  • Según el combustible utilizado: reactores de uranio natural, en los que la proporción de uranio 235 en el combustible es la misma que se encuentra en la Naturaleza, esto es, aproximadamente 0,7%, reactores de uranio enriquecido en los que la proporción de uranio 235 se ha aumentado hasta alcanzar un 3 ó 4%. Otros utilizan óxidos mixtos de U y P, etc.
  • Según el moderador utilizado: los que utilizan agua ligera, agua pesada o grafito.
  • Según el material usado como refrigerante: los materiales más utilizados son el agua (ligera o pesada) o un gas (anhídrido carbónico o helio), que a veces actúan simultáneamente como refrigerante y moderador. Otros refrigerantes posibles son: aire, vapor de agua, metales líquidos o sales fundidas.

Hay varios tipos de centrales nucleares en operación comercial. Sus diferencias estriban en los distintos tipos de reactores que utilizan para producir energía, ya que una vez producido el vapor, todas emplean los mismos sistemas convencionales. Con esta consideración, algunos tipos de centrales o de reactores en operación comercial son:

a) Reactor de agua a presión (PWR)

El reactor de agua a presión es el tipo de reactor más ampliamente utilizado en el mundo y ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Rusia,  Alemania, Francia y Japón.

En este reactor, el agua se utiliza como moderador y como refrigerante. El combustible es uranio enriquecido, en forma de óxido.

El agua de refrigeración que circula a gran presión, lleva la energía generada en el núcleo del reactor a un intercambiador de calor, donde se produce el vapor que alimentará el turbogrupo.

b) Reactor de agua en ebullición (BWR)

El reactor de agua en ebullición, al igual que el anterior, es ampliamente utilizado y su tecnología ha sido desarrollada, principalmente, en Estados Unidos, Suecia y la R.F. Alemana.

En este reactor, el agua se utiliza como moderador y como refrigerante. El combustible es uranio enriquecido en forma de óxido.

c) Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR)

Estos reactores, cuyo combustible es uranio natural en forma de metal, introducido en tubos de una aleación de magnesio llamado magnox, emplean grafito como moderador y se refrigeran por anhídrido carbónico.

Este tipo de reactores, desarrollado principalmente en Francia y Reino Unido, genera el vapor mediante un circuito cambiador de calor, exterior o interior a la vasija que contiene el núcleo.

d) Reactor avanzado de gas (AGR)

Ha sido desarrollado en el Reino Unido como sucesor del uranio natural-grafito-gas. Las principales diferencias introducidas son que el combustible, en forma de óxido de uranio enriquecido, está introducido en tubos de acero inoxidable y que la vasija, de hormigón pretensado, contiene en su interior los cambiadores de calor.

e) Reactor refrigerado por gas a temperatura elevada (HTGCR)

Este reactor representa la siguiente etapa en la serie de reactores refrigerados por gas. Se viene desarrollando en Alemana, Reino Unido y Estados Unidos.

Difiere del anterior en tres aspectos principales: utilización del helio como refrigerante, en lugar del anhídrido carbónico, combustible cerámico, en vez de metálico, y temperaturas del gas mucho más elevadas.

f) Reactor de agua pesada (HWR)

Este tipo de reactor ha sido desarrollado principalmente en Canadá. Emplea como combustible uranio natural, en forma de óxido, introducido en tubos de circonio aleado. Su principal característica es el uso de agua pesada como moderador y refrigerante.

En su diseño más común, los tubos del combustible están introducidos en una vasija que contiene el moderador, agua pesada. El refrigerante, también agua pesada, se mantiene a presión para que no entre en ebullición, produciéndose el vapor en unos cambiadores de calor por los que circula el agua ligera.

g) Reactor reproductor rápido (FBR)

Hay varios diseños, siendo el ruso y el francés los que se encuentran más avanzados. La principal característica de los reactores rápidos es que no utilizan moderador y que, por tanto, la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos. El núcleo del reactor consta de una zona fisionable, rodeada de una zona fértil en la que el uranio 238 o uranio natural se transforma en plutonio. También puede utilizarse el ciclo uranio 233-torio. El refrigerante es sodio líquido, el vapor se produce en intercambiadores de calor. Su nombre de “reproductor” alude a que en la zona fértil se produce mayor cantidad de material fisionable que la que consume el reactor en su funcionamiento, es decir más combustible nuevo que el que se gasta.

Reactores Nucleares en operación en el mundo (situación hasta Septiembre del 2010)

Los reactores de agua ligera, en sus dos versiones de agua a presión y en ebullición, representan el 90% de los reactores de potencia que existen en el mundo, por lo que nos vamos a referir a ellos más detenidamente.

Las centrales nucleares se diferencian de las térmicas de carbón, petróleo o gas, solamente en la forma de proporcionar el calor al agua para que se convierta en vapor y actúe sobre la turbina. El resto de la instalación de una central nuclear es idéntica a una de carbón, como se  ilustra en el esquema siguiente.

A continuación se explicará brevemente el funcionamiento de las principales centrales nucleares actualmente en operación en particular, centrales de agua a presión (PWR/VVER) y centrales de agua a ebullición (BWR).

Centrales de agua a presión (PWR) – Pressuarized Water Reactor

Este tipo de centrales se denominan así porque el agua natural o ligera, que actúa como refrigerante y moderador del reactor nuclear, está a una presión superior a la saturación con el fin de impedir su ebullición. La presión media del refrigerante es de 157 at y su temperatura de 327ºC a la potencia normal.

Esquema de una central nuclear equipada con un reactor tipo PWR (agua a presión).

En este tipo de centrales hay tres circuitos bien diferenciados:

Circuito primario.- El circuito primario es el del agua que se hace circular por el reactor y por el haz tubular de los generadores de vapor, cuyos elementos principales son:

  • Vasija del reactor.
  • Generador de vapor
  • Bomba del refrigerante del reactor
  • Presiurizador

Circuito secundario.- Es el del agua que se calienta y se vaporiza en el generador de vapor y pasa en forma de vapor por la turbina y se condensa en el condensador.

Este circuito comprende los elementos:

  • Generador de vapor
  • Turbina-generador eléctrico
  • Condensador

Circuito terciario.- Es el del agua de refrigeración del condensador y puede ser en circuito cerrado o abierto.

Circuito Primario

La vasija del reactor para una central de unos 1.000 MWe de potencia es un recipiente de acero especial de unas 400 t de peso. En ella está el núcleo del reactor compuesto por pastillas de dióxido de uranio ligeramente enriquecido (2-4%) en U-235, confinados en vainas de zircaloy (aleación de Zr), los cuales se agrupan en forma cuadrangular, formando los elementos combustibles. La fisión nuclear produce una gran cantidad de calor que pasa del combustible al agua de refrigeración incrementando su temperatura en unos 350ºC. El agua de refrigeración actúa también como moderador de la energía de los neutrones en la reacción nuclear de fisión en cadena.

Vasija de un reactor PWR.

El reactor se controla por medio de las barras de control y por ácido bórico disuelto en el refrigerante. Tanto las barras de control como el boro son buenos absorbentes de neutrones y tienden a hacer menos reactivo el núcleo, de forma que ajustando cada barra de control que se inserta en el núcleo puede variarse el nivel de potencia de reactor e incluso pararlo.

El agua a presión calentada en la vasija circula al generador de vapor, o cambiador de calor, donde pasa por el haz de tubos e intercambia su calor con el agua que los rodea transformándola en vapor.

Los generadores de vapor aseguran una separación física entre el agua del refrigerante del reactor del circuito primario y el ciclo del vapor secundario. El haz tubular está formado por un número elevado de tubos de pared delgada para conseguir una superficie de intercambios adecuada y una buena transmisión de calor de acuerdo al diseño termohidráulico.

El agua enfriada que sale del generador por la zona fría del circuito es impulsada hacia el reactor por una bomba, cerrando así el circuito primario.

En todo el sistema del refrigerante del reactor, circuito primario, se controla la presión, mediante un elemento denominado “presiurizadorr” que está conectado a uno de los lazos de refrigeración. Es un cilindro de acero que en funcionamiento normal de la central, un 60% de su volumen está ocupado por agua y un 40% de vapor. Interiormente lleva unas resistencias eléctricas para mantener el agua a temperatura de saturación. La existencia de las fases líquido-vapor permite atenuar el cambio de volumen del agua, debido a una variación de la temperatura del refrigerante, mediante la creación de más vapor o disminución de éste y corregir de esta forma la variación de presión en el primario.

Todo el circuito primario va dentro del edificio de contención. Este edificio de pared cilíndrica va rematado de una cúpula semiesférica o semielíptica. La estructura de la obra puede ser de hormigón armado o pretensado e incluso de acero. Las paredes interiores van recubiertas de chapas de acero soldadas, que aseguran la más completa estanqueidad. La estructura de la contención puede ser de tipo simple o doble. Este edificio tiene que estar diseñado para cargas normales y para cargas debidas a accidentes, tanto internos como externos, así como las cargas de servicio (de construcción, de ensayo, terremoto básico de diseño) y las cargas factoriales que incluyen las cargas de presión y temperatura como consecuencia del accidente máximo de diseño, terremoto con parada segura, etc.

La finalidad de este edificio de contención es impedir la salida de los productos de fisión, tanto en condiciones normales como de accidente, así como actuar de barrera biológica.

CIRCUITO SECUNDARIO

La separación física de los circuitos primario y secundario se realiza a través del generador de vapor que, en su parte del secundario, está formado por una carcasa que actúa de barrera de presión alrededor del haz de tubos (primario) y de una parte superior donde se aloja el separador de humedad del vapor.

El agua de alimentación entra en el generador por la tobera correspondiente y el agua baja a través del espacio anular entre la carcasa y la camisa del haz tubular y sube entre los tubos del haz donde absorbe el calor que le transfiere el agua que circula por el interior de los tubos hasta convertirse en vapor. Este vapor va mezclado con agua, por lo que debe eliminarse ésta en el separador de humedad ya que la turbina requiere vapor con un nivel reducido de humedad.

El vapor “seco” llega a la turbina, acciona los álabes de la misma y hace girar el generador eléctrico acoplado a ella produciendo energía eléctrica.

La turbina tiene una sección de alta presión y varias de baja presión. El vapor, al salir de la turbina de alta presión, tiene una cantidad de humedad, de nuevo, que hay que quitar para mejorar el rendimiento de la turbina. Esto se consigue pasando el vapor por un recalentador de humedad. El vapor recalentado se transfiere a las turbinas de baja presión, cuyo número depende de la potencia eléctrica de la central.

El vapor, una vez que ha pasado por la turbina, se enfría en el condensador que es un cambiador de calor de grandes dimensiones. El agua condensada se recoge en una cámara llamada “pozo caliente”, desde donde es impulsada por las bombas correspondientes a un sistema de precalentamiento y, de ahí, a los generadores de vapor, cerrándose el ciclo.

CIRCUITO TERCIARIO

Para enfriar el vapor en el condensador se requiere una gran cantidad de agua. Esta agua puede provenir del mar, lagos o ríos, devolviendo el agua a su origen pero algo más caliente.

A este sistema de refrigeración se le denomina de “ciclo abierto”.

En un sistema de “ciclo cerrado”, el agua pasa a una torre de refrigeración donde se evapora una pequeña parte, se refrigera el resto y vuelve a entrar en el ciclo.

La Administración ha impuesto unas limitaciones en el calentamiento del agua vertida después de ser utilizada en la refrigeración del condensador, de forma que una vez mezclada esta agua con la del caudal del medio se mantengan las condiciones ambientales requeridas.

Centrales de agua a ebullición (BWR) – Boiling Water Reactor

En estas centrales el agua natural o ligera actúa como refrigerante y moderador del reactor nuclear. El agua, mantenida a una presión de unas 70 atmósferas, entra en ebullición y el vapor producido va directamente a la turbina. Por esta razón, a diferencia de las PWR, no tienen generador de vapor.

Vasija de un reactor BWR.

El combustible nuclear está encerrado dentro de la gran vasija llena de agua, donde se produce la ebullición de la misma. El vapor pasa por un sistema de separación y secado del vapor, situado en el interior de la vasija del reactor, antes de ser enviado a la turbina. El vapor, una vez que ha pasado por los álabes de la turbina para mover el generador eléctrico, se condensa en el condensador y se envía directamente a la vasija. El agua de refrigeración se recircula en la vasija para controlar el nivel de ebullición y, en último término, la potencia del reactor. También, en este tipo de reactores se utilizan recalentadores de humedad.

La característica principal de estos reactores, además de la ya expresada de la ebullición directa del refrigerante, es el sistema de contención que consta de un edificio de hormigón que constituye el blindaje biológico y dentro de él, la contención propiamente dicha, que es una construcción de acero de forma cilíndrica.

Esquema de una central nuclear equipada con un reactor tipo BWR (agua en ebullición).

Dentro de este edificio metálico está albergada la vasija, la piscina de relajación, bombas de recirculación, válvulas de seguridad, y otros equipos y su función es retener a los posibles productos de fisión, en caso de accidente.

La piscina de relajación es un gran depósito de condensación para las descargas de vapor, que proviene de las válvulas de seguridad, durante los transitorios. Es también un sumidero de calor y una fuente de agua para la refrigeración del núcleo en caso de accidente de pérdida de refrigerante del reactor.

Al igual que los reactores a presión existen sistemas de seguridad cuya función es salvaguardar las barreras que impiden que los productos salgan fuera de ellas.

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