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Los Reactores Nucleares

Abril 2002





Un reactor produce y controla la liberación de energía de la fisión de los átomos de ciertos elementos.  En un reactor nuclear, la energía liberada es usada como calor para producir vapor y generar electricidad por medio de turbinas acopladas a un generador eléctrico.   (En un reactor de investigación el propósito principal es usar los neutrones producidos en el núcleo.   En casi todos los reactores navales el vapor mueve una turbina para producir una propulsión directa.)

Los principios que hacen que los reactores nucleares produzcan electricidad son los mismos para casi todos los tipos de reactores.   La energía liberada por la fisión continuada de los átomos del combustible es capturada como calor, ya sea en un gas o en agua (liviana o pesada) y es usado para producir vapor.   El vapor es usado para propulsar las turbinas que generan electricidad (como en la mayoría de las plantas de combustibles fósiles).

Hay varios componentes comunes a la mayoría de los reactores:

Combustible.  Normalmente "pellets" o pastillas de óxido de uranio (UO2) ordenadas dentro de tubos que forman las barras de combustible. Las barras son dispuestas en armaduras de combustibles en el núcleo del reactor.

Moderador.  Este es un material que disminuye la velocidad de los neutrones liberados por la fisión de manera que pueden causar más fisión.   Puede ser agua, agua pesada, o grafito.

Barras de Control.  Son fabricadas con materiales que absorben neutrones como el cadmio, hafnio, o boro, y son insertadas o retraídas del núcleo para controlar la tasa de reacción, o para detenerla. (Sistemas Secundarios de Apagado involucran el agregado al sistema de otros absorbentes de neutrones, usualmente como fluidos).

Refrigerante.  Es un líquido o un gas que circula a través del núcleo de manera que transfiere el calor generado en el mismo.

Cubas o Tubos de Presión.  A veces un robusto contenedor de acero que contiene al núcleo del reactor (Calandria) o una serie de tubos que contienen al combustible y que transportan al refrigerante a través del moderador.

Generador de Vapor.  Parte del sistema de enfriamiento donde el calor del reactor es usado para producir vapor para la turbina.

Edificio Contenedor  La estructura alrededor del núcleo del reactor que está diseñado para protegerlo de intrusiones del exterior, y para proteger a quienes están afuera de los efectos de la radiación o cualquier desperfecto en su interior..  De manera t&íacute;pica se trata de una estructura de concreto y acero de un metro de espesor.

Existen varios diferentes tipos de reactores como se indica en la tabla a continuación:

Plantas Nucleares en Producción Comercial

Tipo de Reactor Principales Países Cantidad GWe Combustible Refrigerante Moderador

Reactor de Agua Presurizada (PWR)

US, Francia, Japón, Rusia

252

235

UO2 enriquecido

agua

agua

Reactor de Agua Hirviente (BWR)

US, Japón, Suecia

93

83

UO2 enriquecido

agua

agua

Reactor Enfriado a Gas (Magnox & AGR)

Gran Bretaña

34

13

U natural (metal),
 UO2 enriquecido

CO2

grafito

Reactor Agua Pesada Presurizada “CANDU” (PHWR)

Canada
Argentina

34

18

UO2 natural

agua pesada

agua pesada

Reactor de Agua y Grafito (RBMK)

Rusia

14

14

UO2 enriquecido

agua

grafito

Reactor de Neutrones Rápidos (FBR)

Japón, Francia, Rusia

4

1.3

PuO2 y UO2

sodio líquido

ninguno

otro

Rusia, Japón

5

0.2

     
 

TOTAL

435

364

    

GWe = capacidad en miles of megawatts.
Fuente:  "Nuclear Engineering International Handbook 2000" actualizado, incluyendo Pickering A en Canada.

La mayoría de los reactores necesitan ser apagados para reaprovisionarlos de combustible, de una forma en que la cuba de presión pueda ser abierta.  En este caso el recambio de combustible se efectúa cada 1 o 2 años, momento en que de un cuarto a un tercio de los manojos de combustible gastado son reemplazados por manojos nuevos.   Los tipos CANDU y RBMK tienen tubos de presión (en lugar de una cuba de presión que contiene al núcleo del reactor) y pueden ser reabastecidos bajo carga desconectando tubos de presión individualmente.

Si el moderador usado es agua pesada o grafito, es posible hacer funcionar a un reactor con uranio natural en lugar de uranio enriquecido  El uranio natural tiene la misma composición elemental que cuando fue extraído de las minas (0,7% U-235, más del 99,2 U-238); el uranio enriquecido tiene su proporción de isótopo fisionable (U-235) incrementada por un proceso llamado "enriquecimiento", de manera común a 3,5 - 5,0%  En este caso el moderador puede ser agua común, y esos reactores son colectivamente llamados "reactores de agua liviana".   Como el agua liviana absorbe neutrones de la misma manera que los frena, es menos eficiente como moderador que el agua pesada o el grafito. 

Prácticamente todo combustible es un óxido de uranio cerámico (UO2 con un punto de fusión de 2800°C= y la mayoría es enriquecido. Las pastillas de combustible (usualmente 1 cm de diámetro por 1,5 cm de largo) están típicamente dispuestos dentro de un largo tubo de aleación de zirconio (zircaloy) para formar una barra de combustible, siendo el zirconio duro, resistente a la corrosión y permeable a los neutrones*. Numerosas barras forman una estructura de combustible, que es un entramado abierto que puede ser izado o descendido al interior del núcleo del reactor. En los reactores más comunes estas barras tienen unos 3,5 metros de largo.

* El Zirconio es un mineral importante para la energía nuclear, donde encuentra su principal uso. Por ello está sujeto al control de su comercialización. Está contaminado normalmente con hafnio, un absorbente de neutrones, de modo que se usa el Zr muy puro, "grado nuclear" para fabricar al Zircaloy, que es 98% Zr más estaño, hierro, cromo y, algunas veces níquel para aumentar su resistencia. .

A menudo se usan venenos quemables (especialmente en los tipos BWR) en el combustible o los refrigerantes, para equilibrar la performance del reactor durante el tiermpo que va de la carga de combustible fresco al reabastecimiento.  Se trata de absorbentes de neutrones que se descomponen bajo la exposición a los neutrones, compensando por el progresivo aumento de absorbentes de neutrones que se producen a medida que el combustible es usado.  El más conocido es el gadolinio, que es un vital ingrediente del combustible de los reactores de la marina donde la instalación de combustible nuevo es muy inconveniente, de modo que los reactores son diseñados para funcionar más de diez años entre reabastecimientos. .

Reactor de Agua Presurizada (PWR)

Este es el tipo más común, con más de 230 reactores para generación eléctrica y un centenar más en usos para propulsión de navíos de la marina.   El diseño original se originó como una planta nuclear para submarinos. ; usa agua común tanto como refrigerante como moderador.  El diseño se distingue por tener un circuito primario de refrigeración que fluye a través del núcleo bajo grandes presiones, y un circuito de refrigeración secundario en donde se genera el vapor para mover las turbinas de propulsión.

Un reactor PWR tiene estructuras decombustible de 200 a 300 barras cada una, dispuestas verticalmente en el núcleo, y un reactor grande tendrá unas 150 a 250 estructuras con 80 a 100 toneladas de uranio.

El agua dentro del núcleo alcanza unos 325°C, por ello debe ser mantenida bajo presiones de unas 150 atmósferas para impedir que hierva.  La presión se mantiene por medio de vapor en un presurizador (ver diagrama).  En el circuito primario de refrigeración el agua también es el moderador, y si algo de ella se volviese vapor la reacción dentro del núcleo se frenaría.  Este efecto de realimentación negativa es una de las características de seguridad del sistema.  El sistema secundario de apagado incluye el agregado de boro al circuito primario.

The secondary circuit is under less pressure and the water here boils in the heat exchangers which are thus steam generators.  The steam drives the turbine to produce electricity, and is then condensed and returned to the heat exchangers in contact with the primary circuit.

Reactor de Agua Hirviente (BWR) 

Este diseño (diagrama más abajo) tiene muchas similitudes con el PWR, excepto que existe un único circuito donde el agua está a una presión menor (unas 75 atmósferas) de modo que hierve dentro del núcleo a 285°C.  El reactor ha sido diseñado para operar con el 12 al 15% del agua en la parte superior del núcleo en forma de vapor, teniendo así menos efecto moderador y eficiencia allí.

El vapor pasa a través de placas de secado (separadores de vapor) encima del núcleo y de allí directamente a las turbinas, que son así parte integrante del circuito del reactor.  Dado que el agua alrededor del núcleo está siempre contaminada con trazas de radionucleidos, ello significa que la turbina debe ser aislada y se debe proveer protección radiológica durante el mantenimiento,  El costo de esto tiende a balancear los ahorros debido a un diseño más simple.  La mayor parte de la radioactividad en el agua tiene una vida media muy corta*, de manera que el ingreso a la sala de turbinas puede hacerse muy poco tiempo después de que el reactor se ha detenido.

*  en su mayor parte N-16, con una vida media de 7 segundos.

La armazon de combustible de los BWR comprende 90 a 100 barras de combustible, y existen hasta 750 armazones en el nucleo del reactor, con unas 140 toneladas de uranio.  El sistema secundario de control involucra la restriccion del flujo de agua a traves del nucleo de manera que el vapor en la parte superior significa que la moderacion se reduce.

BWR

Reactor de Agua Pesada Presurizada (PHWR o CANDU)

El diseno del reactor CANDU fue desarrollado desde los anos 50 en Canada.  Usa oxido de uranio natural (0,7% U-235) como combustible, por lo que necesita de un moderador mas eficiente, en este caso el agua pesada. (D2O).** 

**  Con el sistema CANDU, el moderador es enriquecido (por ej.: agua) en lugar del combustible, un intercambio de costos.

El moderador está en un gran tanque llamado Calandria, atravesado por cientos de tubos de presión horizontales que forman canales para el combstible, enfriado por un flujo de agua pesada bajo grandes presiones dentro del circuito primario de refrigeración, alcanzando 290°C.  Como en los PWR, el refrigerante primario genera vapor en un circuito secundario para mover a las turbinas.  El diseño del tubo de presión significa que el reactor puede ser reabastecido progresivamente sin tener que apagarlo, aislando los tubos de presión individuales del circuito de refrigeración.

El armazón de combustibles del CANDU consiste en 37 manojos de 0,5 metros de lago (pastillas de uranio cerámico en tubos de zircaloy) más una estructura de apoyo, con 12 manojos descansando tope a tope en un canal de combustible.  Las barras de control penetran en la Calandria verticalmente, y un sistema secundario de apagado que incluye el agregado de gadolinio al moderador.  El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo del vaso de la Calandria también provee un poco de calor (aunque este circuito no se muestra en el diagrama de arriba).

Reactor Avanzado Enfriado por Gas (AGR)

Estos son los reactores Británicos de Segunda Generación enfriados a gas, que usan un moderador de grafito y dióxido de carbono como refrigerante.  El combustible son pastillas de óxido de uranio, enriquecidos al 2,5 -3,5%, en tubos de acero inoxidable.  El dióxido de carbono circula a través del núcleo alcanzando 650°C y luego a través de los tubos de generadores de vapor fuera del él, pero aún dentro de la cuba de presión de concreto y acero.  Las barras de control penetran en el moderador y un sistrema de apagado secundario incluye la inyección de nitrógeno al refrigerante.

El AGR fue desarrollado a partir del reactor Magnox, también moderado con grafito y enfriado con CO2, y una cantidad de estos están todavía operando en la Gran Bretaña. Usan uranio natural como combustible, en forma metálica.

Reactor de Agua Liviana, moderado con Grafito (RBMK).

Este es un diseño Soviético, desarrollado a partir de los reactores de producción de plutonio.  Emplea largos tubos de presión verticales (7 metros)que pasan a través del moderador de grafito, y es enfriado por agua, a la que se le permite hervir dentro del núcleo a 290°C, como en los BWR.  El combsutible es óxido de uranio de bajo enriquecimiento dispuesto en manojos de 3,5 metros de largo.  Con la moderación debida en gran parte al grafito fijo, el exceso de ebullición simplemente reduce el enfriamiento y la absorción de neutrones sin la inhibición de la reacción de fisión, y puede surgir entonces un problema de realimentación positiva.

Reactores Avanzados

Se distinguen varias generaciones de reactores. Los reactores de la Primera Generación fueron desarrollados entre 1950 y 1960 y pocos de ellos están aún en funcionamiento. Los de Segunda Generación son tipificados por la actual flota naval de los Estados Unidos, y la mayoría están en operación en todos los mares del mundo. Los de Tercera Generación son los Reactores Avanzados, los dos primeros de ellos están en operación en Japón y otros están en construcción o listos para ser ordenados. La Cuarta Generación de reactores está todavía en el tablero de dibujo y no serán operativos antes del año 2010, como muy temprano.

Más de una docena de diseños de reactores avanzados (Generación III) están en diferentes etapas de desarrollo. Algunos son evoluciones de los diseńos PWR, los BWR y CANDU mostrados más arriba. Otros son diseńos más avanzados. El diseńo radical más conocido es el "Reactor Modular de Lecho de Guijarros" (Pebble Bed Modular Reactor), que usa helio como refrigerante a muy alta temperatura, para impulsar directamente a las turbinas.

Fuentes:  

Wilson, P.D., 1996, The Nuclear Fuel Cycle, OUP.


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