VVER

  Las siglas VVER identifican una serie de reactores de agua presurizada que fueron desarrollados y utilizados en la antigua Unión Soviética y la actual Federación Rusa. Los VVER son unos reactores de diseño muy caro lo que inclinó a la Unión Soviética a optar por las series RBMK de reactores nucleares de grafito moderado, tanto por motivos económicos como por la facilidad de repostaje de combustible - que en los RBMK se realiza mientras el reactor está funcionando, mientras que los VVER requiere el desconectado del reactor-.

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Los reactores nucleares de la serie VVER también fueron reducidos en tamaño y fueron utilizados por la Armada Soviética, tanto para la flota de submarinos nucleares como para la de barcos de guerra de superficie.

La abreviatura rusa VVER hace referencia a refrigeración por agua, y regulación por agua de tales reactores. Esto significa, que el reactor es de los de diseño de agua presurizada (PWR). El combustible está ligeramente enriquecido (alrededor del 2,4 - 4,4% de U235) dióxido de uranio UO2 compactado en bolitas y ensamblado en las barras de combustible. Estas barras de combustible se sumergen totalmente en agua la cual se mantiene bajo presión (15 MPa) de modo que no pueda hervir. Esta agua sirve tanto como refrigerante como regulador, lo que garantiza una seguridad intrínseca en condiciones normales: en el caso de que la refrigeración fallase, el efecto regulador disminuye, reduciendo de esta forma la intensidad de la reacción para compensar la pérdida de enfriamiento (coeficiente negativo nulo). Todo el reactor está ensamblado en una armazón a presión de acero macizo.

La intensidad de la reacción nuclear está controlada por barras de control que pueden ser introducidos en el reactor desde la parte superior. Estas barras están hechas de un material que absorbe los neutrones y, dependiendo de la profundidad a que se introduzcan, obstaculizan la reacción en cadena. En el caso de emergencia, un interruptor de emergencia puede ser activado para que estas barras de control se inserten totalmente en el núcleo.

Circuito de enfriamiento primario: como se ha indicado, el agua en este circuito se mantiene a presión constante para evitar que hierva. En este circuito se pueden distinguir cuatro módulos diferentes:

1. . Reactor: el agua fluye a través de las fundas de las barras de combustible, retirando el calor producido por la reacción nuclear en cadena.

1. . Presurizador: para mantener el agua en presión constante, pero sin que se sobrepase dicha presión, el presurizador regula la presión mediante calentamiento eléctrico y válvulas de purga.

1. . Generador de Vapor: en el generador de vapor (horizontal), el calor del agua primaria se utiliza para hervir agua en el circuito secundario.

1. . Bomba: la bomba asegura la adecuada circulación de agua a través del circuito.

Por seguridad, los componentes son redundantes.

Circuito Secundario y obtención de electricidad:

El circuito secundario también se compone de diferentes módulos:

1. Generador de Vapor: el agua se lleva a la ebullición, con el calor que se retira del circuito primario. Antes de la salida, el agua restante es separada del vapor, de tal forma que éste sea seco.

2. Turbina: el vapor expandido mueve la turbina, la cual está conectada al generador eléctrico. La turbina está dividida en dos partes: de alta y de baja presión. Para evitar la condensación (las gotitas de agua a alta velocidad estropearían las palas de la turbina), el vapor se recalienta entre las secciones. Los reactores de tipo VVER-1000 generan 1 GW de energía eléctrica.

3. Condensador: el vapor es enfriado y se le condensa intercambiando su calor a un circuito de refrigeración.

4. Desaireador: retira los gases del refrigerante.

5. Bomba: las bombas de circulación están movidas mediante pequeñas turbinas de vapor, dependientes de las mismas.

Para incrementar la eficiencia del proceso, el vapor de la turbina es conducido al recalentamiento del refrigerante antes del desaireador y del generador de vapor. El agua de este circuito se entiende que no es radioactiva.

Circuito de enfriamiento

Este es un circuito abierto, el agua, normalmente, se toma de un reservorio exterior, que puede ser un lago o un río. A fin de no recalentar en exceso tal reservorio, lo que polucionaría el entorno, las piscinas (o torres de enfriamiento) hacen que el agua baje su temperatura antes de ser devuelta al reservorio.

Barreras de seguridad

Cualquier diseño de reactor nuclear está dotado de barreras de seguridad para evitar el escape de material radioactivo. Los reactores VVER tienen cuatro dispositivos:

1. Bolitas de combustible: los elementos radioactivos están retenidos dentro de la estructura cristalina de las bolas de combustible.

2. Barras de combustible: los tubos de zircaloy ofrecen la siguiente barrera de resistencia al calor y a la alta presión.

3. Caparazón del Reactor: un caparazón de acero macizo cierra herméticamente todo el conjunto de combustible.

4. Edificio del Reactor: la construcción en hormigón envuelve por completo el primer circuito y es suficientemente fuerte para resistir la presión que pudiera causar una grieta en el primer circuito.

A diferencia de otros diseños de plantas de energía, el diseño VVER no incluye una edificación de contención para defender al reactor de ataques exteriores como pudiera suponer el que un avión se estrellase sobre él.