Reactor de agua en ebullición



Un reactor de agua en ebullición (BWR) (ing: Boiling Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en inglés), diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el que el agua común que se utiliza como refrigerante y moderador.Esta alcanza la ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que mueve el generador eléctrico.

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Tabla de contenidos

Funcionamiento

 

En un reactor del tipo BWR solo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear (C) hace hervir el agua produciendo vapor. Este último asciende hacia una serie de separadores y secadores que lo separan del caudal del agua de refrigeración, reduciendo el contenido humedad del vapor, lo cual aumenta la calidad de éste. El vapor seco fluye entonces en dirección a la turbina (T) que mueve el generador eléctrico (G). Tras esto el vapor que sale de la turbina pasa por un condensador (K) que lo enfría obteniéndose nuevamente agua liquida, la cual es impulsada mediante bombas (P) de nuevo hacia el interior de la vasija que contiene el núcleo (V). Dado que el vapor fluye desde el reactor, éste se comporta como una máquina térmica convencional, pudiendo existir asociadas otras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en inglés MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina.


Control

La potencia del reactor se controla mediante dos métodos:

  1. Introduciendo o retirando barras de control (D) y
  2. modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor.
  • Variar la posición (retirando o introduciendo) de las barras de control es el método común de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible. Por tanto aumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control, aumenta la absorción de neutrones en estas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor.
  • Variar (aumentando o disminuyendo) el flujo de agua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está operando la central entre el 70% y el 100% de la potencia del reactor. A medida que se aumenta el flujo de agua a través del núcleo, las burbujas de vapor ("cavidades") se eliminan más rápidamente del núcleo, aumenta por tanto la cantidad de agua líquida en el núcleo, con lo que a su vez aumenta la moderación de neutrones. Esto significa que habrá más neutrones que se ralentizan pudiendo ser absorbidos por el combustible fisil y, en consecuencia, aumentará la potencia del reactor. Cuando disminuye el flujo de agua a través del núcleo se produce el proceso inverso: las cavidades de vapor se mantienen más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua liquida en el núcleo disminuye, decrece la moderación de neutrones, con lo que son menos los neutrones que se ralentizan y son absorbidos por el combustible, y por tanto se reduce la potencia del reactor. Esta es una característica muy relevante del diseño de los BWR para la seguridad nuclear dado que, en general, un aumento incontrolado de la potencia del reactor da lugar a una mayor ebullición de agua y por tanto una disminución de la potencia del reactor, que puede llegar a su apagado.

Diseño

El circuito agua/vapor se encuentra a una presión baja comparada con los reactores de tipo PWR (unas 75 veces la presión atmosférica) y, por tanto, el agua hierve en el núcleo a una temperatura de alrededor de 258 ºC. El reactor está diseñado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del núcleo en forma de vapor, dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite la ebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presión atmosférica).

Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisotopos, se requiere que la turbina este blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protección radiológica durante los trabajos de mantenimiento. El aumento de coste relacionado con el funcionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensa con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor en comparación con la de un PWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (en su mayoría es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempo después de haber detenido el reactor.   En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras de combustible, y hay más de 800 de estos elementos el núcleo del reactor, sumando un total de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El número de elementos combustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor.

En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor.

Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continua generando calor debido a la radiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario que el PWR que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante.

Ventajas

  • La vasija del reactor y sus componentes asociados operan a una presión notablemente baja (alrededor de 75 veces la presión atmosférica) en comparación con un PWR (unas 158 veces la presión atmosférica).
  • La vasija del reactor está sometida a una irradiación notablemente menor en comparación con un PWR, y por tanto no se vuelve tan frágil con la edad.
  • Opera con una temperatura del combustible nuclear menor.
  • El rendimiento de este tipo de reactor es ligeramente superior al de los reactores PWR debido a la eliminación del intercambiador de calor entre los circuitos primario y secundario que necesita este último.
  • El reactor tiene un coeficiente de realimentación de potencia negativo fuertemente dominado por el coeficiente de realimentación por vacío (fracción de vapor en el reactor). Esto resulta en una característica de seguridad intrínseca de este tipo de reactores donde un evento que resultara en un incremento de potencia en el reactor resultía en un aumento de la proporción de vapor en el reactor. Debido al coeficiente de vacío negativo, esto resultaría en una tendencia a reducir la potencia del reactor. Esta característica, sumada al coeficiente de realimentación por temperatura que también es negativo hace que los BWR sean reactores muy estables y controlables.

Desventajas

  • Cálculos operacionales complejos para manejar el uso del combustible nuclear en los elementos combustibles durante la producción de energía debido al flujo bifásico (liquido y vapor) en la zona superior del núcleo (Apenas un problema con los ordenadores modernos), y son necesarios más instrumentos en el interior del núcleo.
  • Requiere de una vasija de presión mucho más grande que la de un PWR de similar potencia, lo cual redunda en un mayor coste. (No obstante, los costes totales se ven reducidos debido a que los BWR modernos no poseen generadores de vapor y sus tuberías asociadas)
  • Contaminación de la turbina por productos de fisión (no es un problema con la moderna tecnología de combustibles)
  • Es necesaria protección y controlar el acceso a las turbinas de vapor durante su funcionamiento normal debido a los niveles de radiación provenientes del vapor, el cual entra directamente desde el núcleo del reactor. Además, se han de tomar precauciones adicionales durante las tareas de mantenimiento de la turbina en comparación con los PWR.
  • Las barras de control se han de introducir desde abajo, y por tanto no podrían caer dentro del reactor por su propio peso en caso de una pérdida total de la potencia (en la mayoría de los demás tipos de reactores las barras de control están suspendidas por electroimanes, de tal manera que si hay una pérdida total de potencia estas caerían por su propio peso).

Véase también

 
Este articulo se basa en el articulo Reactor_de_agua_en_ebullición publicado en la enciclopedia libre de Wikipedia. El contenido está disponible bajo los términos de la Licencia de GNU Free Documentation License. Véase también en Wikipedia para obtener una lista de autores.
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