MEMORIA FINAL ESBWR

REACTOR ESBWR
CENTRALES NUCLEARES
Índice
1.
Introducción
2
1.1
Evolución de los BWR
2
1.2
Distribución general de la planta
3
1.3
Edificio del reactor
3
2.
Sistemas
2.1
4
Sistema de vapor (NSSS)
4
2.1.1
Vasija del reactor (RPV)
4
2.1.2
Sistema de accionamiento de barras de control (CRD)
5
2.2
Sistemas de seguridad
2.3
Sistemas auxiliares
7
11
3.
Diseño de combustible
14
4.
Instrumentación y control
16
5.
Balance general
16
6.
Sistema de residuos radiactivos
17
7.
Evaluaciones de seguridad
19
8.
Actualidad y perspectivas de futuro
20
9.
Apéndices
21
10.
Bibliografía
22
1. Introducción
El ESBWR es un reactor de ebullición de ciclo avanzado, es una simplificación del ASBWR haciendo
pasivos sus sistemas de seguridad. El diseño ha sido realizado gracias a la alianza de las compañías
General Electric y Hitachi.
El reactor ESBWR tiene una potencia nominal de 1600 MWe (4500 MW térmicos) para una vida total
de 60 años. Cuenta con agua suficiente en las piscinas externas para eliminar el calor residual durante
al menos 72 horas después de un accidente de base de diseño.
Tiene un diseño más simplificado que los otros tipos de reactores nucleares BWR. Esto se debe a que
tiene aproximadamente 11 sistemas menos, menos equipos activos como motores o válvulas y
también menos volumen de edificios que los ABWR.
1.1 Evolución de los BWR
La primera planta nuclear en la que se implementó un BWR fue Vallecitos, en California, en 1957. Esta
planta confirmó la viabilidad de los BWR para producir energía de forma segura. El primer modelo de
gran escala fue Dresden I y desde entonces su diseño no ha parado de evolucionar hacia la
simplificación. Ésta se ha centrado en dos aspectos: el diseño de la contención y los sistemas del
reactor. Aunque Dresden I fue un gran paso, no es realmente un BWR, ya que su diseño se basaba en
un ciclo de vapor dual, no en un ciclo directo. El vapor era generado en el reactor pero era llevado
hasta una batería de vapor superior y a un generador de vapor secundario antes de pasar por la
turbina. El primer paso fue eliminar esta batería mediante dos técnicas innovadoras: un separador de
vapor y un secador. Así nace en 1962 el KRB. Las medidas de simplificación continuaron hasta llegar al
Oyster Creek, que fue el primer BWR de gran tamaño de ciclo directo. Se caracterizó por la eliminación
de los generadores de vapor exteriores y el uso de un sistema de cinco lazos de recirculación. Más
adelante, los sistemas de los reactores fueron simplificados introduciendo bombas de chorro internas,
tal y como pasa en el ABWR. Sus diez bombas de recirculación se incluyen en la base de la vasija,
eliminando así los lazos de recirculación. Cada simplificación ha supuesto una reducción en el tamaño
de la contención, aumentando así la seguridad de la instalación, a excepción del SBWR y el ESBWR,
como veremos más adelante. En las siguientes imágenes se muestra el proceso descrito y la evolución
tanto de la vasija como de la contención.
Evolución del diseño de la vasija. Fuente: The ESBWR Evolución de la contención. Fuente: The ESBWR
Plant General Description
Plant General Description
La característica principal del ESBWR respecto a los anteriores es el empleo de circulación natural y la
pasivación de los sistemas de seguridad. Si bien ya se había implementado con anterioridad, nunca
con estas potencias.
1.2 Distribución general de la planta
La distribución de los seis edificios principales es:
❖ Edificio del reactor: Alberga el reactor, la contención, el área de recarga y los equipos
auxiliares.
❖ Edificio del combustible: Alberga la piscina de almacenamiento de combustible gastado.
❖ Edificio de control: Alberga la sala de control principal y los controles relacionados con la
seguridad (Q-DCIS) fuera del edificio del reactor.
❖ Edificio de turbina: Alberga el equipo asociado a la turbina y generador y el condensador.
❖ Edificio eléctrico: Alberga los dos generadores diésel de reserva y las baterías no
relacionadas con la seguridad. También se encuentra el Centro de Soporte Técnico (TSC).
❖ Edificio de residuos: Alberga el equipo necesario para la recolección y tratamiento de los
residuos radiactivos sólidos y líquidos generados por la planta.
Layout. Fuente: The ESBWR Plant General Description
1.3 Edificio del reactor
La contención primaria es ligeramente mayor a la de los ABWR por
incluir los sistemas ECCS pasivos. Para la protección de ambas
contenciones, primaria y secundaria, hay tres sistemas
implementados. En primer lugar, los condensadores pasivos IC y
PCCS, de los que hablaremos más adelante. En segundo, la
inertización de la contención primaria con N2, reduciendo así la
concentración de O2 a valores inferiores del 3% para evitar la
detonación con H2 tras accidente. Y, por último, en caso de
accidente severo, unos recombinadores pasivos e ignitores en el
Edificio de contención. Fuente: The
ESBWR Plant General Description
PCCS. La contención cuenta con una losa interna de detención de fundidos con sistema de
refrigeración interno, conocido como BiMAC (Basemat internal Melt Arrest Coolability).
2. Sistemas
El ESBWR funciona por medio de circulación natural disipando el
calor generado en el núcleo. Esta se debe a las diferencias de
presión estática entre la cubierta del anillo exterior del downcomer
(annulus) del núcleo y la cubierta de la chimenea interior del
núcleo.
2.1 Sistema de vapor (NSSS)
El NSSS produce vapor que va directamente a la turbina. Este
sistema se compone de: la vasija del reactor, el sistema de
accionamiento de barras de control, el sistema de ebullición
nuclear y el sistema de condensadores de aislamiento.
2.1.1
Vasija del reactor (RPV)
ISsistema de vapor. Fuente: The ESBWR
Plant General Description
La vasija alberga el núcleo del reactor, que es la fuente de calor para la generación de vapor. Su diseño
se inspira de la tecnología BWR.
Comparado al ABWR, las novedades más importantes son las siguientes:
❖
❖
❖
❖
❖
❖
❖
Boquillas de salida de vapor con restrictores venturi.
Doble boquilla de agua de alimentación con camisa térmica.
Bloque corredizo para el soporte de la vasija.
Un fondo relativamente plano.
Eliminación de boquillas grandes conectadas a la vasija por debajo del núcleo.
Uso de soportes compuestos de anillos forjados por arriba y abajo del núcleo.
Una chimenea larga dividida en particiones para promover el flujo de circulación natural en el
núcleo. Esta división está pensada para evitar flujos cruzados y minimizar los posibles
remolinos y su recirculación.
La disminución del tamaño del núcleo y la instalación de la chimenea para mejorar el tiro suponen la
presencia de un gran volumen de vapor y agua, el cual nos aporta dos ventajas. En primer lugar,
proporciona una gran reserva de agua por encima del núcleo, lo que supone un tiempo extra antes de
dejar descubierto el núcleo. Este tiempo es muy valioso ya que permite la actuación de cualquier
sistema normal de inyección de agua al reactor, no relacionado con la seguridad y así no tener que
activar ningún equipo de emergencia. En segundo término, este mayor volumen de la vasija lleva a
una reducción en el aumento de presión en caso de un posible aislamiento del reactor sin extracción
de calor.
Por último, basado en el diseño desarrollado por el reactor ABWR, la vasija está construida a partir de
anillos forjados sin soldaduras verticales.
Diseño vasija. Fuente: The ESBWR Plant General Description
2.1.2
Sistema de accionamiento de barras de control (CRD)
Este sistema controla los cambios en la reactividad del núcleo durante la operación de potencia
mediante el movimiento y posicionamiento de las barras de control. Estas barras presentan forma de
cruz y se colocan cada cuatro elementos combustibles. En el apartado diseño del núcleo del punto 3
(diseño del combustible) se ofrece una imagen donde se puede apreciar la morfología descrita.
El sistema consta de tres elementos principales:
❖ Mecanismos electrohidráulicos de accionamiento de barras de control de movimiento
fino (FMCRD).
❖ Conjuntos de unidades de control hidráulico (HCU)
❖ Sistema hidráulico de accionamiento de barras de control (CRDHS)
Configuración básica del sistema. Fuente: The ESBWR Plant General Description
Las barras de control del ESBWR presentan la
innovación ya introducida por los ABWR: un
mecanismo electrohidráulico.
Por un lado, se utiliza un motor eléctrico para
controlar la inserción y extracción de éstas
mediante pasos. El motor mueve un husillo de
bolas que transforma su movimiento rotatorio en
movimiento lineal a la tuerca de bolas, que, a su
vez, empuja un pistón hueco para que la barra de
control se inserte. Esta función permite realizar
pequeños cambios de potencia y mejorar el
tiempo de arranque y las maniobras de potencia.
Por otro lado, en caso de scram, las barras se
accionan hidráulicamente mediante la inserción
de agua a alta presión desde los HCU. Esta agua
empuja
igualmente
al
pistón
hueco.
Simultáneamente al scram, los FMCRD
proporcionan el movimiento de las barras
mediante motor eléctrico a modo de respaldo
por si falla el hidráulico, lo que permite un mayor
grado de protección contra ATWS.
Las HCU son depósitos de agua a alta presión
desde los cuales se inyecta a los FMCRD en caso
Esquema barra de control. Fuente: The ESBWR Plant
General Description
de scram. Consisten en una botella de gas y un acumulador que se montan en un bastidor. Además,
proporcionan la ruta de flujo para purgar el agua a las unidades asociadas durante el funcionamiento
normal. Por último, cada HCU tiene asociados dos FMCRD. Esta disposición en parejas permite ahorrar
espacio y mantenimiento sin sacrificar la fiabilidad ni la seguridad.
El CRDHS suministra agua limpia y desmineralizada que es regulada y distribuida para cargar los
acumuladores de los HCU y purgar el flujo de agua a los FMCRD. También es la fuente de agua a presión
para purgar las bombas del sistema de limpieza de agua del reactor / enfriamiento por parada (RWCU
/ SDC) y para el mantenimiento de las líneas de instrumentos de referencia del nivel de agua de la
vasija. Además, el CRDHS proporciona agua de reposición a alta presión a la vasija en caso de pérdida
de suministro normal de reposición de agua de alimentación. El camino rojo mostrado en el esquema
anterior muestra esta última función de respaldo.
2.2 Sistemas de seguridad
Como se comentó anteriormente, en comparación con el reactor ASBWR, el diseño de ESBWR
contiene una importante reducción del número de bombas, válvulas, motores, tuberías y cables, ya
que se reducen los sistemas de seguridad activos introduciendo el uso de sistemas de seguridad
pasivos.
A continuación se van a ir explicando cada uno de los distintos sistemas de seguridad pasivos con los
que cuenta el reactor.
Esquema sistemas de seguridad. Fuente: The ESBWR Plant General Description
●
Sistema de Condensador de Aislamiento (ICS)
La función principal de este sistema es limitar la presión del reactor y prevenir la operación de la
válvula de seguridad (SRV), después de un aislamiento de la línea principal de vapor. Junto con la vasija
controlan un volumen suficiente de agua como para evitar la despresurización automática causada
por un bajo nivel de agua en el reactor.
Esquema sistema ICS. Fuente: The ESBWR Plant General Description
El sistema está formado por cuatro trenes o redundancias, cada uno con un condensador aislado que
condensa el vapor por el lado de los tubos y transfiere el calor a una gran piscina en la que se halla el
condensador. Cuenta a su vez con un sistema pasivo de refrigeración de la contención, colocado
inmediatamente afuera de la misma, que está abierta a la atmósfera.
●
Sistema de Enfriamiento Accionado por Gravedad (GDCS)
El GDCS es un sistema de baja presión y se compone de 4 divisiones. Una sola división del GDCS
consiste en tres subsistemas independientes: un sistema de enfriamiento (inyección) a corto plazo, un
sistema de enfriamiento (igualación) a largo plazo y una línea de diluvio.
Los sistemas a corto y largo plazo proporcionan agua de enfriamiento bajo la fuerza de la gravedad
para reemplazar el inventario de agua de RPV perdida durante un LOCA postulado y la subsiguiente
ebullición de calor residual. Ambas están provistas de una válvula antirretorno y una válvula explosiva.
La línea de diluvio conecta la piscina del GDCS con el pozo seco (DW) inferior, para proporcionar
refrigeración en caso de fusión del núcleo, que supondría la rotura de la parte inferior de la vasija y la
introducción del combustible fundido en el DW inferior. Esta secuencia se daría en caso de fallo común
de los sistemas de corto y largo plazo que refrigerarían el núcleo. Por eso, el material de refuerzo
pirotécnico de la válvula explosiva de la línea de diluvio (no dispone de válvula antirretorno) es
diferente del material de refuerzo de las otras válvulas del GDCS. Aquellas son iniciadas gracias a
termopares, que detectan un aumento de temperatura en la base del DW inferior.
Esquema sistema GDCS. Fuente: The ESBWR Plant General Description
Podemos ver el funcionamiento de la válvula explosiva (también llamado válvula squib) en la siguiente
figura. El proceso de apertura se inicia con el encendido de la carga pirotécnica que, al explotar,
descarga gases calientes que una vez alcanzan una presión de diseño, rompen la unión entre un perno
de tensión (tension bolt) y un cilindro. La caída de éste empuja a un pistón y a una pieza (nipple shear
cap), la cual alcanza un interruptor electromagnético que envía una señal a la sala de control de que
la válvula está abierta.
Válvula explosiva. Fuente: The ESBWR Plant General Description
●
Automatic Depressurization System (ADS)
El ADS entra en acción cuando el agua del reactor baja hasta un cierto nivel (nivel 1) o en el caso de
tener alta presión en el drywell. Ante un accidente de tipo LOCA sin acceso a corriente eléctrica, dejaría
actuar en primer lugar al sistema IC, que trataría de limitar la presión de la vasija e introduciría agua
para refrigerar el núcleo. Si la actuación de este sistema no fuera suficiente, ya sea porque el nivel del
agua termina siendo inferior al nivel 1 o porque la presión aumenta de forma considerable, el sistema
ADS se activaría.
Este sistema está compuesto por dos tipos de válvula:
⮚ SRV (Safety relief valves): son las que se activan en primer lugar. Abren la línea que
comunica la línea de vapor principal con la piscina de supresión, condensando el vapor
y aliviando la presión en vasija. Al final de esta línea se encuentran unos difusores
conocidos como Quenchers. Hay 18 en total: 10 relacionadas con el ADS y 8 que actúan
en caso de ATWS.
⮚ DPV (Depressurization valves): Estas válvulas se activan en segundo lugar, con cierto
retraso respecto a las SRV, liberando el vapor a la contención. Son válvulas de
emergencia explosivas.
⮚ Sistema de Refrigeración Pasivo de la Contención (PCCS)
Este sistema controla el nivel de presión de la contención para que no exceda la presión de diseño.
Consiste en 6 trenes/redundancias de baja presión, cada uno de ellos conteniendo dos condensadores
de vapor. Estos están situados en un compartimento de la misma piscina que los condensadores de
aislamiento, tal y como puede apreciarse en la figura. Ambos compartimentos están conectados
mediante una válvula para que cada sistema no tenga que depender del nivel de agua de su
compartimento. Actúa de la siguiente manera: extrae vapor de la contención para que el módulo de
dos condensadores la condense por la parte superior y lleve el vapor condensado a la piscina de GDCS.
Además, hay otro camino hacia la piscina de supresión para los gases no condensables, para que así
haya una mejor transferencia de calor en el condensador. Hay que destacar por último la ausencia de
válvulas y el carácter pasivo de este sistema, ya que la absorción de vapor se realiza por diferencia de
presiones entre el DW y la piscina de supresión durante un LOCA, y el drenaje del agua se realiza por
acción de la fuerza de gravedad.
Esquema sistema PCCS. Fuente: The ESBWR Plant General Description
●
Sistema de control de líquidos de reserva (SLCS)
Es un sistema que proporciona un método de reserva para introducir reactividad negativa al reactor
para llevarlo a la zona subcrítica y mantenerlo ahí mientras se enfría. Esto es posible ya que utiliza
acumuladores presurizados para inyectar agua borada (pentaborato sódico) rápidamente en el área
de bypass del núcleo. Se compone de 2 divisiones idénticas con una capacidad de 50% cada una. El
sistema actúa como respaldo para el apagado en caso de que fallen las barras de control y no se
puedan insertar las suficientes. Se inicia automáticamente en caso de LOCA o ATWS, aunque también
puede iniciarse manualmente desde la sala de control.
Esquema sistema SLCS. Fuente: The ESBWR Plant General Description
2.3 Sistemas auxiliares
El reactor ESBWR está compuesto por multitud de sistemas auxiliares. Muchos de ellos son los mismos
que podemos encontrar en cualquier BWR, por este motivo, solo se presentan aquellos cuya
implantación es una novedad.
●
Sistema de Limpieza de agua del reactor / Refrigeración en apagado (RWCU / SDC)
Además de las dos funciones básicas que se deducen de su propio nombre, incluye numerosas
actividades entre las que destacan las siguientes:
❖ Purificación del refrigerante durante la operación normal y el apagado.
❖ Complementación del enfriamiento del reactor cuando este se encuentra a alta presión
en el modo de espera caliente.
❖ Ayuda en el control del nivel de agua del reactor durante las etapas de inicio, apagado
y modo de espera activa.
❖ Proporciona refrigerante primario calentado para pruebas hidrostáticas RPV (vasija de
presión del reactor) y puesta en marcha del reactor.
El sistema consta de dos trenes con equipos de bombeo y purificación independientes. Estos
proporcionan una capacidad de limpieza redundante, es decir, cada tren de bomba y desmineralizador
es capaz de alcanzar y mantener la calidad del agua del reactor dentro de las especificaciones exigidas
por diseño. Aunque los equipos son independientes, el sistema funciona a través de una tubería
común.
Durante el funcionamiento normal de la planta, el sistema RWCU/SDC recircula el agua de forma
continua succionándola desde el área media del recipiente del RPV y desde la cabeza inferior del
reactor, para regresar después a través de la línea de agua de alimentación al RPV. Esta agua se enfría
fluyendo antes de llegar a la bomba de succión. Finalmente, la bomba descarga el flujo al
desmineralizador para eliminar las impurezas y regresa y recalienta el agua del reactor.
Esquema sistema RWCU/SDC. Fuente: The ESBWR Plant General Description
●
Sistema de Enfriamiento de Combustibles y Piscinas Auxiliares (FAPCS)
Está constituido por dos trenes, uno de enfriamiento y otro de limpieza. Cada uno consta de una
bomba, un intercambiador de calor y una unidad de tratamiento de agua para enfriar y limpiar las
piscinas ubicadas en la contención, en el edificio del reactor y del combustible durante la operación
normal de la planta. Al menos uno de los trenes está siempre disponible para enfriar y limpiar la piscina
de combustible gastado. El otro puede permanecer en espera u ocuparse de cualquiera de las
siguientes funciones.
❖
❖
❖
❖
Refrigeración de la piscina de supresión (SPC) (según sea necesario durante
la operación normal).
Spray de pozo seco (se inicia tras accidente).
Inyección de refrigerante a baja presión del agua de la piscina de supresión
en el RPV (se inicia tras accidente).
Enfriamiento de pagado alternativo (se inicia tras accidente).
Si fuera necesario ambos trenes pueden ser empleados para la refrigeración de la piscina de
combustible gastado. Sin embargo, en condiciones normales de carga cada uno tiene flujo y capacidad
suficiente para mantener la temperatura del agua por debajo de 48.9ºC.
●
Sistema de Agua de Enfriamiento de Componentes del Reactor (RCCWS)
Además de ser capaz de refrigerar los componentes del reactor, proporciona una barrera contra las
fugas de contaminación radioactiva del sistema de agua de servicio de la planta (PSWS).
Como en los casos anteriores, está formado por dos trenes redundantes e independientes. En caso de
un LOPP (Loss of Preferred Power), este sistema es compatible con los dos anteriores para llevar a la
planta al estado de apagado en 36 horas. Asimismo, el RCCWS proporciona agua de refrigeración a los
generadores diésel de reserva. A continuación, se muestra un esquema general del sistema.
Esquema sistema RCCWS. Fuente: The ESBWR Plant General Description
Cada tren está constituido por 3 bombas e intercambiadores en paralelo (para asegurar el
funcionamiento del sistema en caso de fallo de alguno de los componentes) y un tanque de
compensación. Además, los intercambiadores de calor están diseñados de tal manera que cualquier
fuga se drene al equipo y al sistema de drenaje del piso, evitando la contaminación cruzada de RCCWS
por PSWS o PSWS de RCCWS.
●
Sistema de Agua de Servicio de la Planta (PSWS)
Consiste en dos trenes abiertos independientes y 100% redundantes que recirculan continuamente el
agua bruta a través de los intercambiadores de calor RCCWS y el sistema de agua de enfriamiento de
componentes de la turbina (TCCWS). Como se comentó anteriormente, en caso de LOPP, el PSWS es
compatible con el RCCWS para que la planta alcance la condición de parada en frío en 36 horas. Cada
tren tiene dos bombas verticales de 50% de capacidad, que succionan en paralelo.
●
Sistema de enfriamiento Drywell (pozo seco) (DCS)
El DCS es un sistema de refrigeración por aire / nitrógeno con circuito cerrado excepto durante el
repostaje. Existe un sistema de contención inerte (CIS), diseñado para establecer y mantener una
atmósfera inerte (nitrógeno) dentro del volumen de contención primaria. Esta atmósfera inerte se
mantiene en todos los modos de operación salvo el cierre de la planta para reabastecimiento y/o
mantenimiento. El CIS está dimensionado para reducir las concentraciones de oxígeno a <4% en
volumen en menos de 4 horas y <2% en 8 horas para asegurar el límite de <3% durante la operación.
Después de la parada, el sistema también permite la deserción de la contención para un acceso seguro
por parte del operador sin equipo de respiración.
3. Diseño de combustible
En los reactores avanzados se va implementando
continuamente nueva tecnología de diseño del núcleo y
combustible. Algunas de las más representativas son el
núcleo de celda de control, la operación de cambio
espectral, la distribución de zonas con enriquecimiento
axial, el revestimiento de combustible con resistencia a
la corrosión mejorada, barras de combustible de longitud
parcial, canales interactivos y mejores brechas de agua
en el núcleo de ESBWR.
El diseño del elemento de combustible y la configuración
de celosía del reactor son prácticamente los mismos que
en los BWR. Debido al gran coeficiente de reactividad
negativo del moderador, el ESBWR tiene una serie de
ventajas inherentes:
❖ Auto-aplanamiento de la distribución de
potencia radial.
❖ Estabilidad de xenón espacial
(especialmente importante en las plantas
de gran tamaño, permitiendo la carga diaria
a lo largo de una amplia gama de niveles de
potencia del núcleo).
❖ Capacidad para anular el xenón para seguir
la carga.
Elemento de combustible. Fuente: The ESBWR
Plant General Description
Otro aspecto significativo es que el paso del conjunto de combustible es de 0.1 pulgadas más que el
de un BWR convencional. Esta característica es compartida con el ABWR y le permite alojar más agua
en los huecos de derivación entre los conjuntos de combustible, lo que mejora el margen de apagado
en frío y la estabilidad hidráulica.
Configuración del núcleo
El ensamblaje de combustible y los diseños mecánicos de las barras de control son básicamente los
mismos que se utilizan en los BWR y ABWR, sin embargo, se han introducido una serie de mejoras
evolutivas en estos componentes que se verán en los siguientes puntos.
Descripción de ensamblaje de combustible
Consiste en un haz de combustible y un canal. En el haz se encuentran las barras de combustible y los
accesorios para soportar y mantener la separación adecuada entre las distintas barras. Por su parte,
el canal es una caja de Zircaloy que rodea el haz de combustible y sirve de guía de las barras de control
móviles.
El sistema presenta un conjunto 10x10 de 78 barras de combustible de longitud completa, 14 de
longitud parcial y dos barras de agua centrales grandes.
La incorporación de las barras de longitud parcial permite reducir la caída de presión entre dos fases,
aumentando la estabilidad del núcleo y del canal. Además, aumentan la relación de moderador a
combustible en la parte superior del núcleo, mejorando los márgenes de parada en frío y la eficiencia
del combustible. Por su parte, las barras centrales de agua se incluyen para reemplazar ocho
ubicaciones de barras de combustible y proporcionar así una moderación mejorada.
Diseño del núcleo del reactor
En la figura se muestra el núcleo del
reactor. Presenta 1.132 conjuntos
de combustible, 269 barras de
control y 64 conjuntos de LPRM
(monitores de rango de potencia
local).
El núcleo inicial tiene un
enriquecimiento promedio que va
desde el 1.7% hasta el 3.2% en peso
de U235 aproximadamente. Los
núcleos de recarga suelen tener un
porcentaje en peso del 4.2%. Los
conjuntos de combustible de baja
reactividad se colocan en la
periferia del núcleo y en las celdas
de control. Esta disposición se
emplea para reducir las fugas de
neutrones y permitir el movimiento
Diseño del núcleo del reactor. Fuente: The ESBWR Plant General
de la barra de control adyacente al combustible de baja potencia.Description
De nuevo es importante recalcar la resistencia inherente del ESBWR a la inestabilidad del xenón, pues
permite una flexibilidad significativa en la capacidad de seguimiento de la carga.
Por otro lado, la flexibilidad del diseño del núcleo de estos reactores avanzados da lugar a una
variación más que significativa de los intervalos de reabastecimiento del combustible. La primera
parada puede tener lugar entre el primer y segundo año después del inicio de la operación. A partir
de entonces, la duración del ciclo puede variar hasta los 24 meses.
Sistema de monitorización de neutrones (NMS)
Está compuesto por un sistema de detectores de neutrones que se colocan dentro y fuera del núcleo.
Por medio de las mediciones que realizan, el sistema es capaz de calcular el nivel de potencia térmica.
Dentro de este sistema encontramos cuatro subsistemas: el Subsistema de Monitoreo de Neutrones
de Rango de Inicio (SRNM), el Subsistema de Monitoreo de Neutrones de Rango de Potencia (PRNM)
[que se compone de Monitores de Rango de Potencia Local (LPRM) y Monitores de Rango de Potencia
Promedio (APRM)], el Subsistema de Sonda Fija en el Núcleo (AFIP), y el Subsistema de Monitoreo de
Bloques de Varillas de Varios Canales (MRBM).
Una vez más, el rasgo característico del ESBWR es la simplificación de los sistemas que ya se han
empleado en otros reactores BWR. En concreto, las funciones clave de simplificación incluyen el
SRNM, la lógica de disparo basada en el periodo y el sistema automático de sondas fijas en el núcleo
(AFIP). El uso de estos detectores SRNM de núcleo fijo elimina el mecanismo de accionamiento y los
sistemas de control asociados para detectores SRM e IRM móviles. De esta manera se consigue
mejorar la operabilidad y se eliminan los disparos accidentales debidos a la conmutación manual.
Por otro lado, la AFIP utiliza termómetros gamma de núcleo fijo para el mapeo automático del flujo
del núcleo, lo que reduce sustancialmente el espacio.
4. Instrumentación y control
La instrumentación y control (I&C) del ESBWR (llamado habitualmente DCIS, sistema de información
y control distribuido) sigue el diseño implementado en los ABWR, que supuso un gran cambio con
respecto a los BWR anteriores. Estos utilizaban conexiones punto a punto, es decir, cada canal de
datos se usa para comunicar únicamente dos nodos. Se empleaba un cable por función (entre 30.000
y 50.000 cables) que iban desde la instrumentación de campo a la sala de distribución de cables y
luego a la sala de control. En cambio, el ABWR y el ESBWR hacen uso de tecnologías digitales
avanzadas, ya no analógicas, que les confieren grandes ventajas, como son: comunicación de datos
multicanal, multiplexación y fibra óptica. Todo esto permite la instalación de muchos menos cables y
la eliminación de la sala de distribución de cables.
5. Balance general
En este punto se va a desarrollar una posible distribución de planta, para ello se va a explicar el
sistema de conversión de vapor y energía.
Todos los equipos se encuentran en el edificio de turbinas. La turbina emplea un ciclo regenerativo
convencional con desgasificación en el condensador y desmineralización del condensado. La energía
generada por la turbina es aproximadamente de 1550MWe.
El sistema de generación de vapor y energía (S&PC-steam and power convertion) incluye los sistemas
de: generación de vapor, sistema de condensación principal, sistema de condensación de vaciado del
condensador, sistema de sellado, el bypass de la turbina, extracción de vapor, purificación del
condensado sistema de bombeo y calentamiento de condensado y agua de alimentación. El calor
transmitido en el condensador principal es
descargado por un sistema de circulación de
agua en el sumidero de calor del ciclo de
potencia.
El vapor generado en el reactor es llevado a
la turbina de alta presión y a los
recalentadores de vapor. El vapor saliente de
esta turbina es llevado a otra turbina de baja
presión previo paso por uno separadores de
gotas (humedad) y unos recalentadores. El
drenaje de los sistemas de separación de
gotas, recalentadores de vapor y
calentadores de agua de alimentación de alta
presión son llevados al separador de aire.
El vapor saliente de la turbina de baja presión
es condensado y ‘desairado’ en el
condensador. Unas bombas succionan el
Esquema del sistema. Fuente: The ESBWR Plant General
condensado del pozo caliente y lo llevan a filtros, desmineralizadores yDescription
otros condensadores.
Normalmente la turbina utiliza todo el vapor generado, pero existe un sistema automático controlado
por presión diseñado para el 110% del caudal nominal que descarga directamente al condensador el
exceso de vapor. Esto permite una pérdida completa de carga con la capacidad de disminuir la carga
auxiliar de planta sin un exceso de velocidad de la turbina o disparo del reactor.
6. Sistema de residuos radiactivos
La instalación de desechos radiactivos ha sido mejorada respecto a diseños pasados. El uso de
tecnologías de reprocesado móvil/portátil para desechos líquidos y sólidos mejora la eficiencia del
proceso. El edificio de residuos radiactivos está diseñado para ser muy flexible, los únicos equipos que
están permanentemente instalados son los tanques de recolección y muestreo y el sistema de apoyo
requerido por paletas portátiles de reprocesado. El sistema de residuos radiactivos líquidos está
diseñado para reciclar el 100% de los mismos, sin ninguna liberación al exterior.
Las mejoras en los ESBWR aseguran que el volumen de residuos sólidos deshidratados o en polvo sea
inferior a 70 m3/año y el volumen seco menos de 370 m3/año, suponiendo una reducción significativa
en comparación con las plantas en funcionamiento actualmente en USA.
Este sistema incluye subsistemas como el sistema de tratamiento de residuos líquidos (LWMS-liquid
waste management system), sistema de tratamiento de gases (Offgas System-OGS) y el sistema de
tratamiento de residuos sólidos (SWMS).
●
Sistema de tratamiento de residuos líquidos
Diseñado para controlar, recoger, procesar, tratar, almacenar y eliminar todo líquido radiactivo. Todo
líquido potencialmente radiactivo es recogido en sumideros o tanques de drenaje en diferentes
localizaciones y llevado hasta la instalación de desecho radiactivo.
Los componentes del sistema están diseñados y dispuestos en cerramientos blindados para minimizar
la exposición del personal de planta durante operación, inspección y mantenimiento. Por otro lado,
los procesos realizados se realizan en serie.
El sistema se divide en varios subsistemas, de este modo, los desechos de distintas partes pueden ser
procesados de manera independiente en función del proceso más económico y eficiente. Existen
algunos sistemas redundantes por motivos de seguridad.
●
Sistema de tratamiento de efluentes gaseosos (Offgas System or Gaseous Waste
Management system-OGS)
Procesa y controla la liberación de efluentes gaseosos radiactivos en los alrededores de la planta para
mantener la exposición a personas fuera de la zona de control tan baja como sea posible.
Las soldaduras de este sistema han sido revisadas minuciosamente, haciéndolo un sistema hermético.
Además, tiene varios componentes activos redundantes. Los componentes se encuentran bajo una
estructura de hormigón armado para mayor seguridad. Este sistema se encuentra en el edificio de
turbinas para reducir la cañería.
●
Sistema de tratamiento de residuos sólidos radiactivos (Solid Radwaste Management
System)
Diseñado para controlar, recoger, manejar, procesar, empaquetar y temporalmente almacenar los
residuos sólidos (húmedos y secos) antes de ser enviados a centros especializados. Se encuentra en
el edificio de residuos radiactivos y tiene 4 subsistemas:
⮚
⮚
⮚
⮚
Subsistema de recogida de residuos húmedos.
Subsistema de procesamiento móvil de residuos húmedos.
Subsistema de acondicionamiento y acumulación de residuos secos.
Subsistema de almacenamiento en contenedores.
Esquema del sistema. Fuente: The ESBWR Plant General Description
7. Evaluaciones de seguridad
El ESBWR supone un nuevo enfoque en materia de seguridad del reactor. El uso de convección natural
y sistema de emergencia de enfriamiento del núcleo (ECCS-Emergency Core Cooling System) hace que
la vasija del reactor deba tener una cantidad de volumen de vapor mayor en potencia y una cantidad
de agua líquida mayor cuando está apagado. Estas características permiten un diseño de reactor con
una respuesta más suave ante transitorios y accidentes. El uso de una refrigeración en contención
pasiva junto con la inundación pasiva del pozo seco y unos receptores de núcleo del pozo seco llevan
a una contención que con plena seguridad aguantaría varios accidentes.
Funcionamiento en transitorios
La respuesta ante transitorios se traduce en términos de seguridad en comportamiento de
combustible y margen de operación. El ESBWR ha sido diseñado para asegurar flexibilidad en el uso
de tecnologías de combustible avanzadas a la vez que mantiene dentro de unos márgenes de
operación significativos los límites del combustible (15% o superior hasta en ciclos de 18 meses y 10%
o superior en ciclos de 24 meses).
En resumen, los transitorios se hacen a menor velocidad que en los BWR previos.
Desempeño ante accidentes
El ESBWR utiliza sistemas pasivos (GDCS, PCCS, IC) para mitigar los efectos de accidentes de pérdida
de refrigerante (LOCA). Otra característica de diseño es la elevación de la piscina de supresión y la
suficiente agua en contención para asegurar la inundación del núcleo durante un largo periodo.
Finalmente, no hay largos conductos junto a la vasija bajo la elevación del núcleo.
Lo que se pretende con este diseño es que ante cualquier rotura de tubos, el nivel de agua en la vasija
se mantenga al menos tan alto como la válvula de desborde en el pozo seco. Sin embargo, como se
comentó anteriormente, si esto no fuese posible el ESBWR cuenta con más sistemas de seguridad que
intentarán reducir al máximo los daños que se puedan producir.
Actuación ante accidentes severos
La normativa no solo se centra en sucesos básicos, sino
también en los calificados como Accidentes Severos.
Estos se evalúan son la (PRAs-probabilistic Rick
assessments), que influyen en el diseño final del
reactor.
El reactor ESBWR ha sido provisto con sistemas de
seguridad pasivos ante accidentes severos que
protegen la contención contra sobrepresiones y
limitan las consecuencias al público.
Tabla-Frecuencia de daño al núcleo del reactor.
Fuente: The ESBWR Plant General Description
Gráfico 1. Fuente: The ESBWR Plant General
Description
8.
Gráfico 2. Fuente: The ESBWR Plant General
Actualidad yDescription
perspectivas de
futuro
Para terminar se ha querido mostrar la situación actual y las perspectivas de futuro en cuanto a la
implantación de este reactor en el mercado. En primer lugar, ha sido elegido como uno de los cinco
posibles modelos a desarrollar en la unidad 4 de Olkiluoto, Finlandia. Sin embargo, los constantes
retrasos en la construcción del EPR que conforma la unidad 3 hacen que el desarrollo del ESBWR
continúe en duda.
Por otro lado, GE y DTE energy llegaron a un acuerdo para implementar el reactor en su planta Fermi.
DTE recibió la licencia de NRC para poder construirlo, sin embargo, finalmente solo se continuará
investigando y analizando el reactor para mejorar su diseño.
Para terminar, seis unidades del ESBWR estuvieron a punto de ser construidas en Kovvada, India. En
última instancia no se realizaron debido a que el Departamento de Energía Atómica (DAE) desestimó
todo diseño que no tuviese una planta de referencia. Por este motivo se acabaron implementando
reactores AP1000, de los que ya existen 4 unidades en China y 4 más en proceso en EEUU.
9. Apéndices
Tabla comparativa. Fuente: The ESBWR Plant General Description
Tabla evolución BWR. Fuente: The ESBWR Plant General Description
10.
●
Bibliografía
http://nuclenor.org/barreras.htm
●
●
●
●
●
https://www.youtube.com/watch?v=vmHmSOf7oCA&t=112s (vídeo: actuación frente a
LOCA y LOCA + Blackout)
http://www.microsimtech.com/pctran/ESBWR.html (simulador sala de control)
https://aris.iaea.org/sites/BWR.html
⮚
https://aris.iaea.org/PDF/ESBWR.pdf
https://nuclear.gepower.com/build-a-plant/products/nuclear-power-plantsoverview/esbwr
https://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/esbwr.html