Reactores nucleares del futuro. Camino a la sostenibilidad a largo plazo de la energía nuclear

UNIVERSIDAD DE VALLADOLID ESCUELA DE INGENIERIAS INDUSTRIALES Grado en Ingeniería Eléctrica Reactores Nucleares del Futuro. Camino a la Sostenibilidad a Largo Plazo de la Energía Nuclear. Autor: Perpiñá Villafruela, Sara Tutor: Zorita Lamadrid, Ángel L. Dpto. INGENIERÍA ELÉCTRICA Valladolid, junio 2021. 2 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales 3 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica RESUMEN: La energía nuclear siempre ha sido denostada debido a los riesgos que supone en cuanto a seguridad y proliferación de armamento nuclear. También preocupa la gestión que se hace de los residuos nucleares, que son potencialmente peligrosos. La Generación IV de reactores nucleares trata de poner solución a estos problemas, con el objetivo convertir a la energía nuclear en un sustituto de las tecnologías de generación basadas en los combustibles fósiles para la gestión del sistema energético. En este documento se pretende hacer una recopilación de las mejoras que introducen las tecnologías de cuarta generación en el ciclo de combustible, en los combustibles nucleares y en la seguridad de los reactores, todas ellas enfocadas a conseguir una fuente de energía sostenible, segura y económica, que cubra las necesidades energéticas cada vez más exigentes de la humanidad, cumpliendo con el propósito de reducir las emisiones de CO2. PALABRAS CLAVE: Energía nuclear, Generación IV, Ciclo de combustible, Combustible nuclear, Sostenibilidad. ABSTRACT: Nuclear energy has always been reviled because of the risks it poses in terms of security and proliferation of nuclear weapons. There is also concern about the management of nuclear waste, which is potentially dangerous. Generation IV of nuclear reactors tries to solve these problems, with the aim of turning nuclear energy into a substitute for generation technologies based on fossil fuels for the management of the energy system. This document aims to compile the improvements introduced by fourth generation technologies in the fuel cycle, nuclear fuels and reactor safety, all of them focused on achieving a sustainable, safe and economical source of energy, which meets the increasingly demanding energy needs of humanity, fulfilling the purpose of reducing CO2 emissions. KEYWORDS: Nuclear energy, Generation IV, Fuel cycle, Nuclear fuel, Sustainability. 4 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales 5 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica ÍNDICE GENERAL 1 JUSTIFICACIÓN Y OBJETIVOS .................................................................................... 13 1.1 Justificación ............................................................................................................................ 13 1.2 Objetivos ................................................................................................................................. 14 1.3 Estructura del TFG y contenido de los capítulos ..................................................................... 15 2 GENERACIÓN IV: LOS REACTORES NUCLEARES DEL FUTURO ............................ 17 2.1 Evolución histórica de los reactores nucleares ....................................................................... 17 2.1.1 Generación I ......................................................................................................................... 17 2.1.2 Generación II ........................................................................................................................ 18 2.1.3 Generacion III ....................................................................................................................... 18 2.1.4 Generation III+ ..................................................................................................................... 19 2.2 Generación IV ......................................................................................................................... 20 3 CONCEPTOS DE LA ENERGÍA NUCLEAR ................................................................ 25 3.1 Radioactividad ........................................................................................................................ 25 3.2 Fisión nuclear ......................................................................................................................... 26 3.3 Espectro neutrónico ................................................................................................................ 27 3.3.1 Reactores térmicos.............................................................................................................. 28 3.3.2 Reactores rápidos................................................................................................................ 28 3.4 Ciclo de combustible ............................................................................................................... 30 3.4.1 Ciclo de combustible abierto .............................................................................................. 31 3.4.2 Ciclo de combustible cerrado ............................................................................................. 33 3.5 Combustible ............................................................................................................................ 37 3.5.1 Combustibles tradicionales ................................................................................................. 37 3.5.2 Combustibles propuestos para los reactores de Gen-IV ................................................... 39 4 TECNOLOGÍAS DE LA IV GENERACIÓN ...................................................................... 43 4.1 GFR (Gas-cooled Fast Reactor) ............................................................................................... 43 4.1.1 Introducción ......................................................................................................................... 43 4.1.2 Diseño del reactor ............................................................................................................... 44 4.1.3 Combustible ......................................................................................................................... 46 4.1.4 Seguridad ............................................................................................................................. 47 4.2 LFR (Lead-cooled Fast Reactor) .............................................................................................. 48 4.2.1 Introducción ......................................................................................................................... 48 4.2.2 Diseño del reactor ............................................................................................................... 50 6 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales 4.2.3 Combustible ......................................................................................................................... 55 4.2.4 Seguridad ............................................................................................................................. 56 4.3 MSR (Molten Salt Reactor) ..................................................................................................... 58 4.3.1 Introducción ......................................................................................................................... 58 4.3.2 Diseño del reactor ............................................................................................................... 59 4.3.3 -Combustible ........................................................................................................................ 62 4.3.4 Seguridad ............................................................................................................................. 64 4.4 SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) ......................................................................................... 65 4.4.1 Introducción ......................................................................................................................... 65 4.4.2 Diseño del reactor ............................................................................................................... 65 4.4.3 Ciclo de combustible ........................................................................................................... 70 4.4.4 Seguridad ............................................................................................................................. 71 4.5 SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor) ........................................................................... 73 4.5.1 Introducción ......................................................................................................................... 73 4.5.2 Diseño del reactor ............................................................................................................... 73 4.5.3 Combustible ......................................................................................................................... 81 4.5.4 Seguridad ............................................................................................................................. 81 4.6 VHTR (Very High Temperature Reactor) .................................................................................. 88 4.6.1 Introducción ......................................................................................................................... 88 4.6.2 Diseño del reactor ............................................................................................................... 89 4.6.3 Combustible ......................................................................................................................... 95 4.6.4 Seguridad ............................................................................................................................. 96 4.7 Tabla resumen de los reactores de IV Generación ................................................................. 99 5 PEQUEÑOS REACTORES MODULARES (SMR) .................................................... 101 6 CONCLUSIONES .................................................................................................... 109 7 BIBLIOFRAFÍA ........................................................................................................ 111 7 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica ÍNDICE DE FIGURAS Figura 1. Generaciones de reactores nucleares ...................................................................... 17 Figura 2. Neutrón provocando una fisión nuclear ................................................................... 26 Figura 3. a) Espectro característico en el combustible de un reactor rápido, b) Secciones eficaces de 238U y 235U en función de la energía del neutrón, c) Número de neutrones de fisión por absorción para 239,241Pu y 233,235U (número de neutrones por fisión [] por la relación entre la sección eficaz de fisión[f(E)] y la de absorción [a(E)] en función de la energía del neutrón absorbido [E]) . (Enrique González Romero, 2012) ............................... 29 Figura 4. Ciclo de combustible nuclear: ciclo abierto actual (a) y ciclo cerrado (b). (Enrique González Romero, 2012) ........................................................................................................... 31 Figura 5. Proceso PUREX (Enrique González Romero, 2012) ................................................. 34 Figura 6. Ciclo cerrado completo, basado en un reactor rápido integral de Generación IV . 35 Figura 7. Ciclo cerrado completo con transmutación separada, basado en reactores rápidos de Generación IV y ADS. ............................................................................................................ 36 Figura 8. Composición de un elemento de combustible. (nuclenorg.org) .............................. 38 Figura 9. Partícula de combustible TRISO fragmentada para mostrar las diferentes capas.39 Figura 10. Propuesta del diseño de reactor GFR. (GIF, 2002) ................................................ 44 Figura 11. Esquema de los tres circuitos propuestos para GFR. ............................................ 45 Figura 12. Vista esquemática del reactor ALLEGRO. ............................................................... 46 Figura 13. Placa de combustible para GFR. ............................................................................. 47 Figura 14. Elemento de combustible para GFR. .......................................................................... 47 Figura 15. Propuesta de diseño LFR. ........................................................................................ 49 Figura 16. Configuración del sistema primario de un LFR. (Dr. Alessandro Alemberti, Ansaldo Nucleare) ...................................................................................................................... 51 Figura 17. Esquema de un sistema de reactor BREST-OD-300. (DR. Andrei Moiseev, NIKIET) ..................................................................................................................................................... 53 Figura 18. Esquema de un reactor tipo SSTAR. ....................................................................... 55 Figura 19. Diseño del reactor MSR ........................................................................................... 60 Figura 20. Representación esquemática del circuito de combustible de un MSFR. ............. 61 Figura 21. Representación esquemática del tratamiento de dos lazos de las sales de combustible. A la izquierda se representa el tratamiento con burbujeo de gas en el núcleo para extraer gases nobles y partículas metálicas (productos de fisión). A la derecha, reprocesamiento en el sitio por mini lotes discontinuos con dos objetivos: eliminar los productos de fisión (Zr y Ln) y ajustar el contenido en isótopos fisibles y fértiles en el combustible. ............................................................................................................................... 63 Figura 22. Sistema de tipo piscina. (Gen-IV, 2012) ..................................................................... 66 Figura 23. Sistema de tipo bucle (Japan Atomic Energy Agency) ............................................... 67 Figura 24. Configuraciones homogéneas y heterogéneas típicas para el núcleo de SFR: (a) núcleo homogéneo, (b) núcleo heterogéneo axial, y (c) núcleo heterogéneo radial. (Japan Atomic Energy Agency) ............................................................................................................... 68 Figura 25. Elemento de combustible y montaje de combustible típicos en el núcleo de un SFR. (Japan Atomic Energy Agency) .......................................................................................... 69 Figura 26. Ciclo de vapor de un solo paso en reactores SCWR. ............................................. 74 8 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Figura 27. Diferentes opciones de diseño de núcleo para SCWR con múltiples etapas de calentamiento. (a) Diseño de un solo paso, (b) diseño de dos pasos, y (c) diseño de tres pasos. .......................................................................................................................................... 75 Figura 28. Diseño de HPLWR con núcleo de tres pasos. ........................................................ 76 Figura 29. Esquema del ciclo de vapor directo con un recalentador con separador de humedad en una planta de SCWR. .............................................................................................................. 78 Figura 30. Concepto del núcleo de un SCWR canadiense. (a) Núcleo del reactor, (b)pieza cruzada, y (c) parte de debajo de un canal de combustible. .................................................. 79 Figura 31. Conexión del canal de combustible al cabezal de salida. ..................................... 80 Figura 32. Contención compacta para HPLWR. ....................................................................... 83 Figura 33. Sistema de seguridad dentro del edificio del reactor en un SCWR canadiense. 85 Figura 34. .................................................................................................................................... 88 Figura 35. Diseño de núcleo de lecho de bolas y diseño de núcleo prismático. ................... 90 Figura 36. Diseño del reactor experimental HTTR. .................................................................. 92 Figura 37. Diseño del núcleo prismático del reactor GTHTR300. .......................................... 93 Figura 38. Diseño del núcleo de lecho de bolas de un HTR-PM. ............................................ 94 Figura 39. Características inherentes de seguridad del VHTR. .............................................. 96 Figura 40. Reactor SMR CARAM ............................................................................................. 103 Figura 41. Reactor SMR HTR-PM ............................................................................................ 104 9 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica ÍNDICE DE TABLAS Tabla 1. Reactores nucleares de Generación II. ...................................................................... 18 Tabla 2. Resumen de los reactores de Generación IV. ................................................................ 99 Tabla 3. Resumen de SMR refrigerados por agua basados en tierra .................................. 105 Tabla 4. Resumen de SMR refrigerados por agua de base marina ...................................... 106 Tabla 5. Resume de SMR refrigerados por gas de alta temperatura ................................... 106 Tabla 6. Resumen de SMR de espectro de neutrones rápidos ............................................ 107 Tabla 7. Resumen de SMR de sales fundidas ....................................................................... 108 Tabla 8. Otros reactores SMR ................................................................................................. 108 16 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales c. Combustible: Se describe el tipo de combustible utilizado en el reactor y cómo se dispone en el interior del núcleo. d. Seguridad: Se mencionan las características de seguridad que implementa cada una de las distintas tecnologías. 4. Pequeños reactores modulares (SMR). En este capítulo se describen las características comunes de los pequeños reactores modulares, una solución atractiva para llevar la energía a áreas remotas o países con un menor desarrollo económico . 17 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 2 GENERACIÓN IV: LOS REACTORES NUCLEARES DEL FUTURO 2.1 Evolución histórica de los reactores nucleares Los diseños de reactores nucleares suelen clasificarse por "generaciones". Los atributos clave que caracterizan el desarrollo y despliegue de reactores de energía nuclear iluminan las diferencias esenciales entre las diversas generaciones de reactores. Actualmente, funcionan en todo el mundo tres generaciones de sistemas de energía nuclear, derivados de diseños desarrollados originalmente para uso naval a partir de finales de la década de 1940. Figura 1. Generaciones de reactores nucleares 2.1.1 Generación I Los reactores de primera generación son los primeros que se llevaron a cabo tras finalizar la segunda guerra mundial. Estos reactores, además de producir grandes cantidades de electricidad para el consumo humano, se utilizaban para la producción de productos de fisión susceptibles de ser utilizados para el desarrollo de armamento nuclear como, por ejemplo, el plutonio. La primera planta a escala comercial en operar fue la de Shippingport, en Pensilvania, que se puso en funcionamiento el 2 de diciembre de 1957.Se trataba de un reactor tipo PWR que proporcionaba cerca de 60 MW de potencia eléctrica. 18 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Fue inaugurado como parte del programa “Átomos para la paz”, de Dwigth D. Eisenhower. La planta mantuvo su funcionamiento hasta el año 1982. 2.1.2 Generación II Los reactores de segunda generación surgieron en la década de 1970, cuando los programas nucleares de los países que utilizaban este tipo de energía se centraron más en la producción eléctrica que en el desarrollo de submarinos y armas nucleares. Los reactores pertenecientes a esta generación se caracterizan por una mayor potencia eléctrica y un notable aumento en la seguridad, consecuencia de las investigaciones y el desarrollo tecnológico. La mayoría de las plantas que se encuentran en funcionamiento actualmente entran dentro de esta clasificación. Los reactores más extendidos son los de agua ligera (LWR), aunque existen otros diseños. Tabla 1. Reactores nucleares de Generación II. REACTORES DE SEGUNDA GENERACIÓN LWR CANDU 6 AGR RBMK FBR PWR BWR Descripción Reactor de Agua a Presión Reactor de Agua Hirviendo Canadian Deuterium Uranium Reactor Avanzado de Gas Reactor de Alta Energía Canalizado Reactor Reproductor Rápido Espectro Térmico Térmico Térmico Térmico Térmico Rápido Refrigerante Agua ligera Agua ligera Agua pesada CO2 Agua ligera Sodio líquido Moderador Agua ligera Agua ligera Agua pesada Grafito Grafito / Combustible 235U (3-4%) 235U (3-4%) U/MOX 235U (hasta 3%) 235U (hasta 1,5%) Pu/235U (20%) 2.1.3 Generacion III Los reactores de tercera generación no son más que una evolución de los reactores de segunda generación. La experiencia acumulada en la operación de centrales de 19 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Generación II ha permitido incluir mejoras en el diseño tales como mejoras en la tecnología del combustible, un mayor rendimiento térmico, mejores sistemas de seguridad pasiva o un diseño estandarizado para reducir los costes de inversión y mantenimiento. Todo esto tiene como consecuencia una vida operacional más larga para la planta. Estos reactores empezaron a diseñarse en 1990, y unos pocos entraron en operación en 1996. Son los denominados reactores avanzados. Los principales representantes de esta generación son:  EPR (European Pressurized Reactor): El reactor a presión europeo es la evolución del PWR. Se presenta como estandarte de la tercera generación gracias a su desarrollo favorecido por el gobierno francés. Cuenta con un sistema redundante de 4 elementos capaces de llevar a parada sin riesgo el reactor incluso en los casos más extremos. Se han aplicado sustanciales mejoras en la distribución, consiguiéndose un edificio más pequeño y robusto que sus predecesores. El combustible empleado no presenta grandes cambios, aportando simplemente una mayor compatibilidad con elementos de combustible de MOX.  ABWR (Advanced BWR): El reactor de agua hirviendo avanzado nace como evolución de los BWR. Actualmente hay 4 unidades de éste tipo de reactor funcionando en Japón. Este modelo surge al eliminar sistemas y componentes complejos en favor de otros más simples, con una capacidad de funcionamiento pasiva.  APWR (Advanced PWR): Es la alternativa propuesta por Mitsubishi como sucesor de los PWR. En muchos factores es bastante similar a los EPR. 2.1.4 Generation III+ Los diseños de reactores Generación III + son un desarrollo evolutivo de los reactores Generación III, que ofrecen mejoras significativas en la seguridad sobre los diseños de reactores tercera generación. Estas mejoras en la seguridad se deben a la inclusión de sistemas pasivos, cuya acción se debe a fenómenos físicos como la gravedad o la convección natural. Estos sistemas actúan por sí mismos cuando la central se desvía de su modo normal de operación, sin necesidad de ningún tipo de energía eléctrica externa o de un operador que los active. Algunos de los modelos pertenecientes a la Generacion III+ son: 20 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales  AP1000 (Advanced Passive 1000): El reactor avanzado pasivo es la versión más potente de AP600, un modelo de PWR al que se le ha aplicado una fuerte estrategia de reducción de comonentes. El AP600 nunca llegó a construirse a pesar de tener todas las licencias para ello. Sin embargo, el AP100resulta ser económicamentae más rentable.  ACR (Advanced CANDU Reactor): Como su nombre indica, este reactor es la evolución del modelo canadiense CANDU. La característica más importante de este nuevo reactor es la eliminación del agua pesada en el circuito de refrigeración, sustituyéndose el refrigerante de los canales de presión por agua ligera (que actúa como rerifrigerante y como aislamiento radiológico).  ESBWR (Economic Safe BWR): Es la evolución del ABWR. En este modelo, que apuesta por la simplificación del reactor, se han eliminado por completo las bombas de recirculación (características de los BWR). Para ello, se ha diseñado una vasija de mayores dimensiones en la que se deja en manos de la circulación convectiva el trabajo de la recirculación. 2.2 Generación IV El GIF (Generation IV International Forum) fue creado en enero del año 2000 por 9 países y hoy tiene 13 miembros, todos ellos signatarios del documento fundacional, la Carta del GIF. Argentina, Brasil, Canadá, Francia, Japón, la República coreana, Sudáfrica, Reino Unido y Estados Unidos firmaron la Carta del GIF, que proporciona un marco general para las actividades del GIF y describe su estructura organizativa, en julio de 2001. A estos países les siguió Suiza en 2002, Euratom en 2003, la República Popular China y la Federación Rusa en 2006. El GIF considera que la energía nuclear es necesaria para cumplir con la futura demanda energética, y que se requiere la colaboración internacional para avanzar la energía nuclear hasta su próxima “cuarta” generación de sistemas, desplegable después del año 2030. GIF definió cuatro objetivos en su Hoja de Ruta Tecnológica original, en 2002: Sostenibilidad Los reactores de IV generación deben promover la disponibilidad de sistemas a largo plazo y el máximo aprovechamiento de combustible para la producción de energía eléctrica en todo el mundo, minimizando el volumen y el periodo de gestión de los residuos radioactivos. 21 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Para lograr este objetivo es necesario recurrir a reactores radicalmente distintos a los que actualmente se encuentran en operación, en particular a los reactores rápidos y subcríticos. Seguridad y confiabilidad Los requisitos de seguridad para los nuevos conceptos de reactores establecidos por el GIF son aplicables a todos los reactores avanzados y son:  Sobresalir en seguridad y confiabilidad.  Tener muy baja probabilidad y grado de daño en el núcleo del reactor.  Eliminar la necesidad de una respuesta de emergencia remota. Dado que no es posible cubrir o prever todas las posibilidades o variaciones futuras en el diseño y los principios, la tarea es cómo garantizar cierta uniformidad de enfoque para alcanzar algunos objetivos de seguridad de alto nivel acordados. El importante esfuerzo de GIF ha proporcionado un foro común para tales debates, al igual que los esfuerzos de algunos reguladores nucleares para "armonizar" sus diferentes enfoques sin renunciar a su autoridad reguladora nacional legal. Estos esfuerzos han dado como resultado los llamados Niveles de referencia de seguridad (SRL). Para los reactores avanzados tratados en este texto, hay siete objetivos de seguridad (SO) de alto nivel: SO1. Operación normal, eventos anormales y prevención de accidentes.  Reducir las frecuencias de eventos anormales al mejorar la capacidad de la planta para mantenerse dentro del funcionamiento normal.  Reducir el potencial de escalada a situaciones de accidente al mejorar la capacidad de la planta para controlar eventos anormales. SO2. Accidentes sin fusión del núcleo  Asegurar que los accidentes sin fusión del núcleo no provoquen un impacto radiológico fuera del sitio o solo un impacto radiológico menor (en particular, no hay necesidad de profilaxis con yodo, refugio o evacuación).  Reducir, en la medida de lo razonablemente posible, la frecuencia del daño central, teniendo en cuenta todo tipo de riesgos y fallas y combinaciones de eventos, y las emisiones de material radiactivo de todas las fuentes, teniendo en cuenta la 22 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales ubicación y el diseño para reducir el impacto de todos peligros externos y actos malévolos. SO3. Accidentes con núcleo fundido  Reducción de posibles emisiones radiactivas al medio ambiente por accidentes con fusión del núcleo, también a largo plazo, siguiendo los criterios cualitativos: Los accidentes con derretimiento del núcleo que conducirían a liberaciones tempranas o grandes deben eliminarse prácticamente; Para los accidentes con fusión del núcleo que no se han eliminado prácticamente, se deben tomar disposiciones de diseño para que solo se necesiten medidas de protección limitadas en el área y el tiempo para el público (sin reubicación permanente, sin necesidad de evacuación de emergencia fuera de la vecindad inmediata del planta, refugio limitado, sin restricciones a largo plazo en el consumo de alimentos) y que hay suficiente tiempo disponible para implementar estas medidas. SO4. Independencia entre todos los niveles de defensa en profundidad  Mejorar la efectividad de la independencia entre todos los niveles de defensa en profundidad (DiD), en particular a través de disposiciones de diversidad (además del fortalecimiento de cada uno de estos niveles por separado como se aborda en los tres objetivos anteriores) para proporcionar, en la medida de lo razonablemente posible, un refuerzo de DiD. SO5. Interfaces de seguridad y protección.  Garantizar que las medidas de seguridad y las medidas de seguridad se diseñen e implementen de manera integrada. Se deben buscar sinergias entre la seguridad y las mejoras de seguridad. SO6. Protección radiológica y gestión de residuos.  Reducción en la medida de lo razonablemente posible mediante disposiciones de diseño, para todos los estados operativos, actividades de desmantelamiento y desmantelamiento, dosis individuales y colectivas para trabajadores, descargas radiactivas y no radiactivas al medio ambiente, y cantidad y actividad de desechos radiactivos. SO7. Gestión de la seguridad 23 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica  Garantizar una gestión eficaz de la seguridad desde la etapa de diseño. Esto implica que el licenciatario establece un liderazgo y una gestión de la seguridad efectivos en todo el proyecto de la nueva planta y tiene suficientes recursos técnicos y financieros internos para cumplir con su responsabilidad principal en materia de seguridad; garantiza que todas las demás organizaciones involucradas en la ubicación, el diseño, la construcción, la puesta en marcha, la operación y el desmantelamiento de nuevos reactores demuestren conciencia entre el personal sobre los problemas de seguridad nuclear asociados con su trabajo y su función para garantizar la seguridad. Aspectos económicos  Tener uno costo de ciclo de vida ventajoso frente a otras fuentes de energía.  Tener un nivel de riesgo financiero comparable al de otros proyectos energéticos. Resistencia a la proliferación y protección física  Ser una ruta muy poco atractiva para el desvío o el robo de materiales utilizables con armas y proporcionar una mayor protección física contra los actos de terrorismo. El mayor estigma de la energía nuclear es, probablemente, su vinculación con las bombas atómicas. La energía nuclear, igual que otros muchos avances tecnológicos, tiene un origen claramente militar. Sin embargo, ninguna herramienta es buena o mala por sí i sino que depende del uso que le demos. En 1957, impulsado por el programa “Átomos para la Paz”, se creó la Organización Internacional de la Energía Atómica (OIEA), que forma parte de las Naciones nidas, con la misión de servir de foro de cooperación científica y técnica para impulsar el uso pacífico de la energía nuclear. En 1970 se firmó el Tratado de No Proliferación (NPT) y fruto de él ningún reactor nuclear civil se ha utilizado para producir plutonio para fabricar armas. La inmensa mayoría de los países firmaron el NPT, de modo que todos los países que inician un programa nuclear civil tienen la obligación de someterse a inspecciones periódicas de la OIEA, lo que dificulta cualquier programa militar. Además, la fabricación de armamento es mucho más eficiente con infraestructuras específicas para ello que con centrales nucleares. 24 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Los reactores nucleares que se consideran como IV Generación según el GIF son:  GFR: Reactor rápido refrigerado por gas.  LFR: Reactor rápido refrigerado por plomo.  MSR: Reactor de sales fundidas.  SFR: Reactor rápido refrigerado por sodio.  SCWR: Reactor refrigerado por agua supercrítica.  VHTR: Reactor de muy alta temperatura. Todas estas tecnologías se describen en profundidad en el capítulo 5 25 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 3 CONCEPTOS DE LA ENERGÍA NUCLEAR En este apartado se exponen algunos conceptos relativos a la energía nuclear que resultan fundamentales para la comprensión de las tecnologías de cuarta generación descritas en el capítulo 5. 3.1 Radioactividad Un núcleo atómico es estable cunado existe un equilibrio entre las fueras que actúan, o cuando las fuerzas atractivas son mayores que las repulsivas. Es deci, la interacción nuclear fuerte que experimentan los neutrones y protones es mayor que las fuerzas de repulsión eléctrica de los protones. La radioactividad, o desintegración nuclear, es el proceso por el cual un núcleo inestable pierde energía mediante la emisión de radiación. En el proceso de desintegración, el número de desintegraciones radioactivas en un instante de tiempo determinado es proporcional a la cantidad de materia radioactiva existente, y se denomina Actividad. Este proceso de desintegración se rige por leyes estadísticas que dependen únicamente del tiempo, por lo que no es posible conocer con exactitud cuándo se desintegrará un núcleo, pero si podemos afirmar que la probabilidad de desintegración es proporcional al tiempo dado. Se define el Periodo de Semidesintegración como el tiempo que debe transcurrir para que el número inicial de átomos se reduzca a la mitad. El resultado del proceso de desintegración es la emisión de energía sobrante en forma de partículas o radiaciones electromagnéticas:  Radiación alfa (α): suele ser emitida ppor isótopos de número atómico elevado, como el uranio, el torio, el plutonio o el radio. Las partículas α son nucleidos formados por deuterones (un neutrón y un protón, igual que el núcleo del deuterio). Debido a que estas partículas tienen mucha masa, su poder de penetración en la materia es muy bajo, por lo que con apantallamientos de poco grosor se ven frenadas completamente.  Radiación β-: La emisión de este tipo de partículas se da en isótopos inestables ricos en neutrones. La masa y la carga de la partículaβson idénticas a las del electrón. La liberación de energía mediante esta radiación supone un aumento de número atómico del padre en una unidad. Dado que su masa es menor que la de las partículas alfa, su poder de penetración en la materia es mayor, siendo frenadas por láminas de aluminio de pequeño espesor. 32 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Se aprovecha así la sutil diferencia de tamaños de estos isótopos de propiedades químicas idénticas (el isótopo 238U es ligeramente mayor que el 235U) para separar unos de otros. Este proceso toma el nombre de primera conversión. Después del enriquecimiento se convierte el UF6 enriquecido en uranio en UO2, que es la forma en la que se usa en el reactor. Este proceso da como resultado dos productos. Por una parte se obtiene uranio enriquecido (aproximadamente 4% de 235U), que será el denominado combustible nuclear, y uranio empobrecido (100% 238U), que gracias a sus excelentes características de dureza y resistencia se usará en aplicaciones de alta exigencia en cuanto a la resistencia, tales como la fabricación de quillas de barcos o blindajes. Como se ha dicho antes, el uranio enriquecido se conforma para su utilización en los reactores nucleares. Cuando el combustible llega al final de su vida útil en el reactor las barras de combustible se extraen y se almacenan temporalmente en las piscinas de residuos que todas las centrales nucleares poseen durante 10 o 15 años (siendo 5 años el tiempo mínimo de permanencia de los residuos en estas piscinas). En esta fase del ciclo, los elementos de combustible usados son residuos radioactivos de alta actividad. Transcurrido el periodo de almacenamiento en las piscinas de residuos, los residuos son trasladados a almacenes temporales, que bien pueden ser Almacenes Temporales Individualizados (ATI) o Almacenes Temporales Centralizados (ATC). Los ATI se basan en la utilización de contenedores para almacenar los elementos de combustible en seco, en una atmósfera inerte de helio. Estos contenedores mantienen la subcriticidad del combustible, confinan el material radioactivo, evacúan el calor residual y protegen a las personas y al medio ambiente. Todo esto lo consiguen de forma pasiva, es decir, sin necesidad de alimentación eléctrica. El ATC es un sistema de almacenamiento diseñado para albergar el combustible gastado y los residuos se alta actividad de todas o varias de las centrales nucleares de un mismo país por un periodo de tiempo determinado. Los ATC se sitúan en superficie o relativamente a pocos metros de profundidad. La principal diferencia con los ATI es, precisamente, la centralización del almacenamiento de los residuos de varias centrales Pasado el tiempo de almacenamiento temporal, se propone que los residuos sean trasladados a un almacén definitivo para su enfriamiento a largo plazo por un periodo de 20000-100000 años. Este sería el Almacenamiento Geológico Profundo (AGP). 33 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 3.4.2 Ciclo de combustible cerrado En el ciclo cerrado el combustible se reprocesa tantas veces como sea necesario, minimizando la cantidad de residuos de alta actividad generados. Las barras de combustible usadas presentan alrededor de un 1% de 235U no fisionado y la misma cantidad de isótopos de plutonio, que aparece debido a la absorción neutrónica por parte del 238U, además de un 3% de actínidos altamente radiactivos producidos por la fisión. Reciclar estos residuos de alta actividad permite reducir su cantidad y a la vez producir más energía. Esta opción se pospuso en el tiempo debido a que el reprocesado de los residuos radioactivos es un proceso caro, más que el uso uranio enriquecido. Además, despertaba el miedo a la proliferación de usos no pacíficos del material radioactivo, aunque la experiencia comercial durante más de años ha demostrado que, con la supervisión de organismos internacionales, este riesgo puede ser controlado. En la actualidad, las plantas de reprocesado estándar en operación comercial en Francia y otros países utilizan el proceso PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by Extraction). Este proceso consiste en la separación líqudo-líquio entre una disolución acuosa del combustible en ácido nítrico a una concentración aproximada de 7M y una solución orgánica en TBP (tributil fosfato), que es un hidrocarburo similar al keroseno. Se aprovecha la diferente afinidad del TBP con el U y el Pu para separarlos en la fase orgánica, primero del resto de elementos del combustible irradiado, y después entre sí. Con el proceso PUREX se obtienen tres corrientes separadas a partir del combustible usado: la primera con el uranio irradiado, la segunda con el plutonio y la tercera con los fragmentos de fisión y los actínidos minoritarios juntos. 34 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Figura 5. Proceso PUREX (Enrique González Romero, 2012) El uranio y el plutonio obtenidos se envían a la fábrica de combustible. El material reutilizado puede llegar a contener más de un 4% de 235U. El 238U restante se mezclará con plutonio en una proporción del 8% aproximadamente para fabricar combustible MOX. Los elementos volátiles y actínidos se vitrifican y son llevados al almacenamiento geológico profundo. Recientemente, se están desarrollando nuevos conceptos de sistemas de reprocesado con variantes del PUREX, como el DIAMEX, SANEX para separar también los actínidos minoritarios, para reducir los riesgos de proliferación realizando extracción agrupada de actínidos, como en GANEX, o para la coextracción de varios actínidos simultáneamente. Además, para combustibles especialmente radiactivos o calientes (térmicamente) que aparecerán en reciclados múltiples de Pu y actínidos minoritarios (AM), se han diseñado nuevas técnicas piro-metalúrgicas que permiten su reprocesado y separación en sus principales componentes químicos, típicamente en baños de sales fundidas. Ciclo cerrado avanzados 35 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Con la introducción de los reactores rápidos como los propuestos en la Generación IV en el ciclo cerrado de combustible se lograría un ciclo cerrado y completo de combustible nuclear con un alto índice de sostenibilidad. En este concepto del ciclo nuclear solo se necesita aportar, como recurso externo, el abundante U natural o los restos de U empobrecido del enriquecimiento. El sistema aprovecha todo el 238U convirtiéndolo en 239Pu que finalmente da lugar a las fisiones para producir energía y electricidad. Con este ciclo del combustible se consigue mejorar notablemente la autonomía energética pues únicamente es necesario disponer de U natural o empobrecido, que es muy barato, se elimina la necesidad del enriquecimiento y la cantidad de U necesaria para operar los reactores durante años es modesta. Adicionalmente, en este ciclo los únicos residuos enviados al almacenamiento final son los fragmentos de fisión más las perdidas en los procesos de reprocesado y fabricación. Esto significa reducir los residuos radiactivos en más de un factor 1000 en masa y lo que es más importante reducir la cantidad de los residuos de alta actividad y vida larga, que son los que hay que proteger en el AGP, en un factor superior a 100 respecto al ciclo abierto. Estas reducciones en los residuos podrían permitir reducir significativamente el número, tamaño y complejidad de los AGP necesarios. El plutonio y el uranio empobrecido que se utilizan el este ciclo se obtienen de la explotación actual de los reactores térmicos. Figura 6. Ciclo cerrado completo, basado en un reactor rápido integral de Generación IV Cuando el uranio enriquecido es barato, se produce electricidad en reactores térmicos y se acumula uranio empobrecido y combustibles usados. Posteriormente, 36 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales el plutonio presente en los combustibles usados en dichos reactores, junto con el uranio empobrecido obtenido en los procesos de enriquecimiento, se utilizan para arrancar y alimentar reactores rápidos. Estos reactores son capaces de aprovechar el plutonio y los actínidos Minoritarios (AM) de la etapa térmica además de autoabastecerse de plutonio de forma sostenible, eliminando así sus propios residuos. En los diseños actualmente en desarrollo e investigación de reactores rápidos de Generación IV, el contenido en AM está limitado a un porcentaje menor del <5% por consideraciones de seguridad. Además, el reciclado de AM en los reactores rápidos podría complicar y encarecer su operación. Por estos motivos se ha diseñado un nuevo sistema nuclear que operando en modo subcrítico dispone de la suficiente flexibilidad para aceptar combustibles con cualquier contenido en actínidos minoritarios, plutonio y uranio de forma segura. Estos dispositivos son conocidos por su acrónimo ingles ADS (Accelerator Driven subcritical Systems). Teniendo en cuenta a los ADS, se ha planteado una alternativa para el ciclo cerrado completo en la que los reactores rápidos críticos reciclan únicamente el uranio y parte del plutonio, mientras que el resto del plutonio y la totalidad de los actínidos minoritarios se cargan y multi-reciclan en el combustible de un parque de ADS. El balance final es el mismo que el ciclo cerrado completo original, consumiéndose aproximadamente la misma cantidad de uranio natural de las minas y produciéndose aproximadamente la misma cantidad reducida de residuos radiactivos de vida larga. Figura 7. Ciclo cerrado completo con transmutación separada, basado en reactores rápidos de Generación IV y ADS. 37 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 3.5 Combustible 3.5.1 Combustibles tradicionales a) Dióxido de uranio (UO2) Este combustible es el que utilizan los reactores BWR y PWR y sus evoluciones de Generación III y III+. Una vez obtenido el UO2 tras el proceso de enriquecimiento, éste se transforma en pequeñas partículas o pellets cilíndricos de 10 gramos de peso aproximadamente, dependiendo del reactor en el que vayan a ser utilizados. Esta transformación se lleva a cabo mediante procesos cerámicos y mecánicos de alta precisión, y cumpliendo un exhaustivo control de calidad. Cuando se han conformado los pellets, estos son revisados uno a uno. Después se insertan en tubos de Zircaloy de diferentes longitudes (también en función del diseño del núcleo del reactor), en cuyos extremos se colocan unos muelles de precisión que evitan el movimiento de pastillas. El tubo que contiene las pastillas de combustible se rellena con helio, un gas inherte, para evitar la corrosión y la expansión de venenos gaseosos. Los denominados elementos de combustible están formados por una agrupación de estas barras. El número de barras vendrá determinado, una vez más, por el diseño del reactor. 38 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Figura 8. Composición de un elemento de combustible. (nuclenorg.org) b) MOX MOX (Mixed Oxide) es el combustible obtenido como consecuencia de la mezcla de óxido de plutonio y óxido de uranio. Contiene entre un 5 y un 7% de óxido de plutonio mezclado con óxido de uranio empobrecido. Está formado por pastillas introducidas en varillas que forman los elementos combustibles, cuya geometría es la misma que la de los elementos combustibles de uranio. Para optimizar su comportamiento, el contenido en plutonio de cada varilla difiere según su posición en el elemento. El combustible MOX se comporta de una forma similar a la del uranio de bajo enriquecimiento para el que se diseñaron la mayoría de los reactores de agua ligera (LWR). Cuando se producen las recargas de combustible, la mayoría del 239Pu se consume en el reactor, ya que se comporta como el 235U y sus fisiones liberan una cantidad equivalente de energía. Para utilizar el combustible MOX en un reactor nuclear es necesario utilizar más barras de control y solo se cambia a MOX la tercera parte de la mitad del combustible recargado. Este es el combustible que utilizan las centrales de tipo CANDU. 39 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 3.5.2 Combustibles propuestos para los reactores de Gen- IV Los combustibles empleados en reactores nucleares de cuarta generación varían en función del tipo de tecnología de aplicación. Se introducen, mayoritariamente, combustibles fértiles y fisionables en reactores rápidos. a) TRISO El combustible TRISO es el que se utiliza en los reactores MSR y VHTR funcionando como reactor térmico (Estas tecnologías se describen más en profundidad en los apartados 4.3 y 4.6 respectivamente). El dióxido de uranio puede empaquetarse en forma de esfera, con núcleo de UO2 y recubierta por varias capas de carbón pirolítico y dióxido de silicio. Hablamos en este caso del combustible TRISO (combustible tri-isotrópico). La parte más interna de la partícula es un núcleo de combustible poco enriquecido, generalmente de UO2. El núcleo está recubierto por una capa tampón de carbono poroso y luego por las sucesivas capas TRISO, incluida la capa interna de carbono pirolítico de alta densidad (IPyC), la capa de carburo de silicio (SiC) y la capa externa de carbono pirolítico de alta densidad (OPyC). Figura 9. Partícula de combustible TRISO fragmentada para mostrar las diferentes capas. La capa amortiguadora actúa como contenedor para los gases del producto de fisión y el gas CO resultante de la combustión del combustible. La capa de IPyC protege el grano durante el recubrimiento de fabricación de la capa externa de SiC y también proporciona una barrera de gas para el amortiguador interno. La capa de SiC, siendo la más dura de las capas estructurales, actúa como un recipiente de presión para los gases generados en el núcleo y una barrera material para los productos de fisión metálicos. El OPyC proporciona un cojín protector para la capa de SiC durante la unión y el prensado de las partículas en la piedra cilíndrica compacta o esférica. 40 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales b) Uranio 238 El 238U es el isótopo más abundante del uranio en la naturaleza. A diferencia del isótopo 235U no es fisionable, lo que significa que no puede mantener una reacción en cadena en un reactor térmico debido a su reducida sección eficaz. Sin embargo, el 238U es fisionable por reactores rápidos y es fértil, o lo que es lo mismo, puede transmutar en 239Pu fisionable. El 238U se usa como combustible en reactores reproductores, por lo tanto, es el combustible propuesto para las tecnologías SFR, LFR y GFR de Generación IV, combinado con combustible MOX. Se encuentra en el núcleo y en la zona fértil alrededor del mismo. El núcleo está constituido por una mezcla de óxido de plutonio y de óxido de uranio. La fisión tiene lugar sobre todo en el núcleo del reactor, mientras que la conversión del 238U en 239U, por captura de los neutrones en exceso, se realiza en ambas partes del reactor. Los conjuntos de elementos combustibles de la zona fértil están formados por barras de un material de composición uniforme. Los del núcleo lo están por barras cuya central es de material fisionable, mientras que los extremos son de material fértil. Por tanto, todo el núcleo del reactor está rodeado por zonas fértiles. Una vez extraídos del reactor los conjuntos de elementos combustibles gastados del núcleo y los conjuntos de la zona fértil, el plutonio se separa de los mismos durante las operaciones de reelaboración y se utiliza para fabricar elementos de combustible destinados a reactores reproductores rápidos o a centrales nucleares de otro tipo. c) Torio Igual que el uranio natural (238U), el torio puede servir como combustible en reactores reproductores rápidos. Resulta atractivo como combustible nuclear ya que la reserva mundial de torio es más abundante que la de uranio. Aunque no es fisionable, el torio-232 es fértil puesto que al absorber un neutrón térmico deriva en proactinio-233, que rápidamente se desintegra en uranio-233, el cual es un isótopo fisible que puede sostener una reacción en cadena d) Tetrafluoruro de uranio (UF4) El tetrafluoruro de uranio es un compuesto sólido cristalino verde de uranio con una presión de vapor insignificante y una solubilidad muy leve en agua. Es conocido como sal verde. El UF4 se forma por la reacción del UF6 con hidrógeno gaseoso en un reactor tipo tubo vertical o por la acción del fluoruro de hidrógeno (HF) sobre el UO2. Un diseño de reactor de sal fundida, un tipo de reactor nuclear donde el fluido de trabajo es 41 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica una sal fundida, utilizaría UF4 como material del núcleo. El UF4 se elige generalmente sobre otras sales debido a la utilidad de los elementos sin separación de isótopos, una mejor economía de neutrones y eficiencia moderadora, menor presión de vapor y mejor estabilidad química. El reprocesado de combustible nuclear comercial para la fabricación de MOX se lleva a cabo en Reino Unido y Francia, y en menor medida en Rusia, India y Japón. Más de 30 reactores térmicos en Europa utilizan MOX y otros 20 se han licenciado para poder hacerlo. La mayoría de los reactores lo utilizan en una tercera parte del núcleo, pero algunos llegarán a usarlo en un 50%. Para fabricar el combustible MOX, primero se separa en el combustible usado el plutonio del uranio restante y los productos de fisión. El plutonio, en forma de óxido, se mezcla con uranio empobrecido procedente de una planta de enriquecimiento de uranio. El combustible MOX constituido por un 7% de plutonio mezclado con uranio empobrecido es equivalente 48 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales simulando el caso de seguridad del GFR. Se espera que los experimentos de seguridad requieran un circuito de helio integral del orden de 20 MWth. 4.2 LFR (Lead-cooled Fast Reactor) 4.2.1 Introducción Los reactores rápidos refrigerados por plomo (LFR) son reactores de espectro rápido refrigerados por plomo fundido (o aleaciones a base de plomo) que funcionan a alta temperatura y a una presión cercana a la atmosférica, condiciones habilitadas debido al punto de ebullición muy alto del refrigerante (hasta 1743 °C) y su baja presión de vapor. El núcleo del reactor LFR se caracteriza por un espectro de neutrones rápido, debido a las propiedades de dispersión del plomo que permiten el mantenimiento de una alta energía de neutrones y una absorción parásita relativamente baja de neutrones. 49 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Figura 15. Propuesta de diseño LFR. El plomo puro y la aleación eutéctica de LBE (que consiste en 44.5% de plomo y 55.5% de bismuto) son los refrigerantes potenciales principales para los sistemas LFR. La propiedad compartida de que tanto el LBE como el plomo son esencialmente inertes en términos de interacción con el aire o el agua es la notable ventaja que tienen los LFR en comparación con el otro reactor principal refrigerado por metal líquido, el reactor rápido refrigerado por sodio (SFR, apartado 4.4). Esta propiedad básica tiene implicaciones significativas para la simplificación del diseño, el desempeño de seguridad y el desempeño económico asociado de tales sistemas en comparación con los SFR y otros sistemas de Generación IV. Otras propiedades atractivas de los refrigerantes de plomo que ayudan en la simplificación del diseño de los reactores son: 50 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales  El alto punto de ebullición del plomo, que permite el funcionamiento del reactor a una presión cercana a la atmosférica y elimina el riesgo de vaciado del núcleo debido a la ebullición del refrigerante.  El alto calor latente y la alta capacidad térmica del plomo, que proporcionan una inercia térmica significativa en caso de pérdida del disipador de calor.  El plomo protege la radiación gamma y retiene el yodo, el cesio y otros productos de fisión (FP) a temperaturas de hasta 600 °C, reduciendo así el término fuente en caso de liberación de FP del combustible.  La moderación baja de neutrones del plomo, que permite una mayor separación entre los pasadores de combustible, lo que conduce a una baja pérdida de presión en el núcleo y un menor riesgo de bloqueo del flujo.  La ruta de flujo de refrigerante simple y la baja pérdida de presión del núcleo, así como las propiedades termodinámicas del plomo, que permiten un alto nivel de enfriamiento de circulación natural en el sistema primario para la eliminación del calor residual. 4.2.2 Diseño del reactor Actualmente, los sistemas de referencia par a la tecnología LFR son:  ELFR (Reactor rápido refrigerado por plomo europeo), como referencia un LFR de gran tamaño,  BREST-OD-300, que es un LFR de tamaño medio, y  SSTAR, que es el pequeño LFR de referencia. a) ELFR (Reactor Rápido Refrigerado por Plomo Europeo) En este tipo de reactor, el sistema primario general está contenido dentro de un recipiente reactor de acero inoxidable y tiene la forma de un recipiente cilíndrico con una cabeza de fondo inclinado. Un recipiente de seguridad, anclado a la fosa del reactor, recoge y contiene plomo en caso de fuga del recipiente del reactor. El recipiente del reactor es una estructura de capa delgada, cuyo diseño se rige en gran medida por las cargas sísmicas y aquellas potencialmente asociadas con el chapoteo de plomo. 51 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Dentro del recipiente hay ocho conjuntos de SG-PP (Generador de vapor – Bombas primarias) extraíbles, dispuestos simétricamente alrededor del núcleo cerca de la pared del recipiente del reactor. Figura 16. Configuración del sistema primario de un LFR. (Dr. Alessandro Alemberti, Ansaldo Nucleare) Bajo operación normal, en estado estable, el nivel libre de plomo dentro de la carcasa interna del generador de vapor es más alto que el nivel libre en el colector frío (fuera del generador de vapor), que es más alto que el nivel libre en el recipiente interno. Los tres niveles de equilibrio son el resultado de la altura total proporcionada por las bombas primarias, la diferente densidad de plomo en las patas del circuito primario y la fricción en el circuito. Así, la circulación de plomo es impulsada tanto por la altura total provista por las bombas primarias como por el tiro natural. El plomo ingresa al núcleo a 400 °C, donde se calienta hasta un promedio de 480 °C. En la salida del núcleo, fluye hacia afuera entrando en el puerto de succión de las ocho bombas primarias y luego hacia arriba en el espacio anular entre el eje de la bomba y la carcasa interna del generador de vapor. Luego fluye a través de la carcasa interna perforada y el haz de tubos del generador de vapor, donde el plomo se enfría a 400 °C y finalmente baja a la entrada del núcleo, cerrando así el circuito. Dentro del recipiente del reactor, el colector frío está ubicado en el espacio anular entre el recipiente del reactor y el recipiente cilíndrico interno. 52 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Se proporcionan dos sistemas de eliminación del calor de descomposición (DHR- Decay Heat Removal) diferentes e independientes (separados físicamente) para el ELFR. Cada sistema DHR incluye: 1. DHR1: cuatro sistemas de condensadores de aislamiento (IC- Isolation Condenser) conectados a cuatro generadores de vapor. 2. DHR2: cuatro circuitos integrados conectados a cuatro enfriadores de inmersión (DC – Dip Cooler). b) El reactor BREST-OD-300 El reactor BREST-OD-300 (y su diseño de sistema más grande, el BREST-1200) es un sistema desarrollado por la organización rusa NIKIET en asociación con varias otras organizaciones con el objetivo de realizar un concepto de LFR "naturalmente seguro". Sus objetivos incluyen la eliminación de accidentes graves, incluidos los relacionados con excursiones de energía, pérdida de enfriamiento, pérdida de energía externa y de respaldo, o múltiples amenazas de causa común. Presenta la capacidad de ser autosuficiente en un modo de operación de equilibrio y es único en su provisión para una capacidad completa de piroprocesamiento de combustible ubicada junto al reactor. El BREST-OD-300 es un reactor de diseño tipo piscina. Incorpora, dentro de la piscina, el núcleo del reactor con reflectores y barras de control, el circuito de circulación de refrigerante de plomo con generador de vapor y bombas, equipos para la recarga y gestión de combustible, y sistemas de seguridad y auxiliares. Estos sistemas de reactores y elementos de equipo se incluyen en una bóveda de hormigón con revestimiento de acero y aislamiento térmico. 53 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Figura 17. Esquema de un sistema de reactor BREST-OD-300. (DR. Andrei Moiseev, NIKIET) BREST tiene una red de combustible ampliamente espaciada con una gran área de flujo de refrigerante. Esto da como resultado pérdidas de baja presión, lo que permite la circulación natural del refrigerante de plomo primario para el sistema de eliminación del calor residual. Por diseño, no es adecuado para la producción de Pu de grado de armas. Los sistemas BREST presentan una eliminación pasiva y a largo plazo del calor residual directamente del refrigerante primario por circulación natural de aire a través de intercambiadores de calor refrigerados por aire con el aire calentado ventilado a la atmósfera. c) SSTAR (Pequeño Reactor Autónomo Transportable Seguro) SSTAR es el diseño heredado de un reactor destinado a un posible despliegue en países con economías e infraestructuras en desarrollo, o en sitios con ubicaciones remotas que requieren un suministro de energía independiente. Aunque actualmente no se encuentra en desarrollo activo, el diseño SSTAR es el diseño de referencia GIF para un pequeño sistema LFR modular. El desarrollo de SSTAR se centró en el concepto de un pequeño sistema de reactor transportable para el despliegue internacional, especialmente en ubicaciones remotas o desconectadas de sistemas de distribución de electricidad bien desarrollados. SSTAR tiene las siguientes características: 54 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales 1. un núcleo de reactor que está diseñado para no reabastecerse de combustible o reemplazar todo el núcleo para eliminar o limitar la necesidad (y la capacidad de) reabastecimiento de combustible en el sitio; 2. transportabilidad: todo el núcleo y el recipiente del reactor serían entregados por barco o por transporte terrestre; 3. un diseño central de muy larga vida: el objetivo es una vida central de 15 a 30 años; 4. la capacidad de seguimiento de carga autónoma con controles integrados simples que permiten una intervención mínima del operador y un mantenimiento minimizado; y 5. capacidad de monitoreo local y remoto para permitir la detección / respuesta rápida a perturbaciones operacionales. Estas características permiten la instalación y operación en lugares con infraestructuras industriales mínimas. Además, proporcionan una instalación caracterizada por una huella operativa (y de seguridad) muy pequeña. 55 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Figura 18. Esquema de un reactor tipo SSTAR. 4.2.3 Combustible a) Características del conjunto de combustible Los combustibles previstos para los conceptos modernos de LFR están generalmente en forma de gránulos anulares de óxidos de uranio y plutonio. Los gránulos de combustible se apilan dentro de las barras de combustible (diámetro exterior de la barra de 10 mm) de acero inoxidable para formar una columna de combustible de altura típica de 0.6-1 m. La longitud típica de una barra de combustible es al menos dos veces la longitud activa para incluir una cámara de gas inferior y una cámara de gas superior con un resorte para compactar los gránulos de combustible. Las barras de combustible (típicamente 100-300 en número) están dispuestas como un paquete para formar el conjunto de combustible, con una sección transversal hexagonal o cuadrada, que puede estar abierta o tener un conducto de flujo de contención lateral del paquete. 56 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales La solución con el envoltorio tiene la ventaja de permitir pérdidas de presión variables a través de los diversos conjuntos para controlar la distribución radial de la temperatura central, pero es desventajoso desde el punto de vista neutrónico además de requerir mayores cantidades de acero y plomo en la región central. La cabeza superior del conjunto de combustible tiene la forma adecuada para su conexión con el mecanismo de agarre de la máquina de manipulación. La máquina de manipulación puede diseñarse para funcionar con plomo (como en BREST) o con gas (como en ELFR) para evitar las dificultades de calificación de los mecanismos que funcionan con plomo. Al extender el conjunto de combustible con un vástago que está muy por encima del nivel de la superficie del refrigerante de plomo, es posible utilizar una máquina de manipulación que funciona exclusivamente con gas. Esta solución también tiene otras ventajas, incluido el hecho de que la masa del conjunto de combustible que emerge del plomo puede compensar el exceso de flotabilidad de la porción sumergida, y que el conjunto de combustiuble no necesita estar conectado a una rejilla de soporte inferior para evitar su vertical movimiento. Además, el vástago del conjunto de combustible extendido puede alojar la instrumentación del núcleo eliminando la necesidad de la estructura del núcleo anterior, típica de otros reactores refrigerados por metal líquido (es decir, el SFR). La densidad de potencia, la temperatura de funcionamiento, el flujo de neutrones y los transitorios del combustible de un LFR son similares a los de un SFR, por lo que la experiencia adquirida por las grandes inversiones realizadas para los combustibles SFR se puede utilizar para el LFR. b) Ciclo de combustible para el reactor rápido refrigerado por plomo El LFR es compatible con un ciclo de combustible cerrado o un ciclo de combustible abierto. Los reactores rápidos se han concebido para cualquier escenario de ciclo de combustible, y los LFR pueden ser reproductores de plutonio (Pu), quemadores de Pu o reactores con composición de combustible de equilibrio y larga vida útil. 4.2.4 Seguridad Las funciones de seguridad fundamentales (control de reactividad, enfriamiento del núcleo y confinamiento de material radiactivo) se logran y mejoran para el LFR al explotar las características favorables del refrigerante de plomo. Para el apagado del reactor, los diseños LFR están equipados con sistemas de varillas de control redundantes y diversificadas. Propia del LFR es la alta flotabilidad del plomo, que facilita la inserción de la barra desde la parte inferior del núcleo (que 57 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica sería más difícil desde arriba, aunque aún es posible con medios activos o con el uso de materiales de lastre). La alta inercia térmica y la retroalimentación de reactividad negativa de los sistemas de plomo ofrecen, en general, grandes tiempos de gracia para la acción correctiva del operador. Para el enfriamiento del núcleo, los diseños de LFR generalmente se caracterizan por la existencia de fuertes características de circulación natural y la provisión de sistemas pasivos, redundantes y diversos de eliminación de calor por desintegración (DHR). El disipador de calor final puede ser agua almacenada (como en el caso de ELFR) o aire atmosférico (como en el caso de BREST o SSTAR), o potencialmente ambos para un mayor grado de diversificación. Para el confinamiento de material radiactivo, un LFR de tipo piscina con un recipiente de protección no sufriría pérdida de refrigerante primario, incluso en caso de falla del recipiente del reactor. El núcleo siempre permanecería cubierto y, por provisión de diseño, se mantendrían las rutas de flujo de circulación natural. No se espera ninguna generación de hidrógeno que pueda dañar el sistema de contención en un LFR debido a la relativa inercia química del refrigerante. 64 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales apartado dedicado al ciclo de combustible. Luego producen al menos el material fisionable que necesitan para operar durante toda su vida útil. Los MSR requieren solo una carga fisionable porque no es necesaria la refabricación de combustible y la composición de la sal de combustible se controla en línea sin detener la operación del reactor, mientras que dos cargas son necesarias para reactores de combustible sólido, con una carga fisible dentro del reactor y la otra en el reprocesamiento/ proceso de fabricación de combustible. El MSFR a base de torio puede iniciarse con varias cargas fisionables iniciales de la siguiente manera:  Con uranio enriquecido en 235U. El uranio enriquecido se puede usar directamente como material fisible inicial para iniciar MSFR con una relación de enriquecimiento inferior al 20% debido a problemas de resistencia a la proliferación.  Con 233U directamente como material fisionable inicial.  Con el plutonio producido en los PWR actuales o en los EPR futuros.  Con una combinación de los modos de inicio anteriores. 4.3.4 Seguridad Un MSR tiene algunas características de seguridad específicas porque la geometría de la sal de combustible se puede modificar de forma rápida y pasiva drenando a tanques subcríticos. Es posible diseñar el sistema con un máximo de dispositivos pasivos para enfriar el combustible en todas las circunstancias y durante largos períodos de tiempo sin intervención humana. Además, la estabilidad del reactor MSFR se ve reforzada por sus coeficientes de retroalimentación en gran parte negativos. 65 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 4.4 SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) 4.4.1 Introducción El SFR es un reactor rápido enfriado por sodio (en fase líquida), es el tipo más investigado de reactor rápido. La principal ventaja de esta tecnología es que el espectro rápido es capaz de convertir material fértil en fisible, aumentando la eficiencia del uso del combustible nuclear en aproximadamente 50 veces. Este reactor podría ser: un quemador, transmutando actínidos (para reducir la producción de residuos de alto nivel); un convertidor, con una relación reproductora (relación entre el material fisible producido y consumido) cerca de uno, o un reproductor, con una producción neta de material fisible. Requiere un ciclo de combustible cerrado. 4.4.2 Diseño del reactor a) Reactores tipo bucle y tipo piscina Los reactores refrigerados por sodio podrían clasificarse en dos tipos: de bucle y de piscina. En los reactores tipo piscina, todos los componentes del sistema primario, tales como el reactor, el intercambiador de calor y la bomba de refrigerante primario, están sumergidos en refrigerante de sodio, contenido dentro de un tanque principal. El sodio frío y caliente están separados por las estructuras internas del recipiente del reactor. La transferencia de calor entre el refrigerante de sodio primario y el refrigerante de sodio secundario se produce en el intercambiador de calor. Dentro del generador de vapor, el calor que proviene del circuito secundario de refrigerante de sodio convierte en vapor el agua del circuito terciario. Este vapor será el que accione la turbina que produce electricidad. Por otra parte, los reactores de tipo bucle están formados por tres circuitos propiamente dichos, ya que los componentes del sistema primario están conectados entré sí por un sistema de tuberías, formando un lazo o bucle. La inercia térmica y las disposiciones de los circuitos en los reactores de tipo piscina hacen que el circuito primario sea más tolerante a los cambios transitorios y a los fallos de los componentes además de permitir, generalmente, un edificio de contención de menores proporciones. 66 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Las ventajas del reactor tipo bucle son una mayor libertad de elección para la optimización y localización de los componentes y una estructura requerida para el soporte del núcleo de menor tamaño Aunque el diseño en piscina está más probado experimentalmente, ambos conceptos son tecnológicamente factibles y cumplen con los objetivos de diseño. En las siguientes figuras se pueden observar los esquemas de ambos tipos de reactores: Figura 22. Sistema de tipo piscina. (Gen-IV, 2012) 67 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Figura 23. Sistema de tipo bucle (Japan Atomic Energy Agency) b) Configuraciones del núcleo El núcleo consta de combustible central, barras de control, combustible de cobertura y escudos. En general, el combustible central es una mezcla de plutonio y uranio empobrecido. El combustible de cobertura es uranio empobrecido. Las formas químicas del combustible, cerca de su etapa final de desarrollo, son óxido y metal (aleación U-Pu-Zr). El absorbente de neutrones utilizado en las barras de control es el carburo de boro (B4C). 68 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Figura 24. Configuraciones homogéneas y heterogéneas típicas para el núcleo de SFR: (a) núcleo homogéneo, (b) núcleo heterogéneo axial, y (c) núcleo heterogéneo radial. (Japan Atomic Energy Agency) En la región de combustible central, los nucleidos fisionables como 239Pu y 241Pu se someten a fisión para producir energía y exceso de neutrones. Al mismo tiempo, en las regiones de combustible central y de cobertura, los nucleidos fértiles como 238U y 240Pu contribuyen a la reproducción de los nucleidos fisibles capturando eficientemente el exceso de neutrones. En comparación con los LWR, el cambio de reactividad de quemado es bastante pequeño debido a la conversión de los nucleidos fértiles a los fisibles en la región de combustible central, lo que resulta en un alto consumo de combustible y una larga duración del ciclo de operación, y un menor requisito de control de reactividad. En un núcleo homogéneo, la región de combustible central está rodeada por combustibles de cobertura axial y radial para que los neutrones con fugas de la región de combustible central puedan ser capturados eficientemente por los combustibles de cobertura. La región de combustible central consiste en unos pocos (dos en la mayoría de los casos) tipos de combustible con diferentes enriquecimientos de plutonio. El combustible del núcleo externo tiene un mayor 69 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica enriquecimiento de plutonio que el del combustible del núcleo interno para aplanar la distribución de potencia radial. Una configuración de núcleo heterogéneo utiliza combustibles de cobertura fértiles en la región de combustible del núcleo. Hay dos tipos de diseño de núcleo: el núcleo heterogéneo axial y el núcleo heterogéneo radial. La fuga de neutrones desde la región de combustible del núcleo hacia la región de combustible de la manta interna se ve reforzada en estas configuraciones del núcleo, que producen mayores proporciones de reproducción y una menor reactividad del vacío de sodio en comparación con las del núcleo homogéneo, pero requieren inventarios de combustible fisionable más altos. Figura 25. Elemento de combustible y montaje de combustible típicos en el núcleo de un SFR. (Japan Atomic Energy Agency) La figura muestra un elemento de núcleo de combustible típico (también llamado pasador de combustible) y un conjunto de combustible (también llamado subconjunto de combustible). El elemento de combustible central contiene el combustible central, los combustibles de las coberturas axiales superior e inferior y un espacio llamado cámara de gas de fisión dentro de un tubo de revestimiento. 70 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Luego se ensamblan como un paquete de elementos combustibles. El conjunto de combustible contiene el paquete de elementos de combustible en un conducto de conjunto hexagonal llamado tubo de envoltura. Los tubos de revestimiento y envoltura están hechos de aceros inoxidables de alta resistencia que pueden soportar las condiciones de alta temperatura y rápida irradiación de neutrones. Los elementos de combustible están separados por un alambre de envoltura espiral (alternativamente, se pueden usar separadores de rejilla). El refrigerante de sodio fluye a través de los espacios entre los elementos combustibles. Los elementos de combustible se colocan en una disposición de celosía triangular ajustada para maximizar la fracción de volumen de combustible para el rendimiento del núcleo de neutrones y para minimizar el tamaño del núcleo para la reducción del costo de capital de la planta. 4.4.3 Ciclo de combustible Los estudios del ciclo de combustible demostraron que los SFR pueden contribuir al desarrollo sostenible a nivel mundial con la garantía de fuentes de energía estables y la consideración de los problemas de destrucción ambiental. Los LWR, que operan actualmente con uranio poco enriquecido que contiene 3-5% de 235U, utilizan menos del 2% del potencial energético de uranio natural. Dependiendo de los recursos disponibles y los precios del uranio natural, la utilización de energía nuclear de solo 235U tiene la posibilidad de enfrentar las limitaciones en aproximadamente 100 años. Sin embargo, el reciclaje de combustible nuclear con los reactores SFR puede producir más de 50 veces la energía en comparación con la de los LWR a partir de la misma cantidad de uranio natural. Esto significa que los SFR, potencialmente, extienden los recursos de uranio por varios miles de años. Además, la tecnología SFR es esencial no solo como suministro de energía sino también como prevención de la emisión de gases de efecto invernadero, por lo que será una de las fuentes de energía futuras importantes disponibles para el desarrollo global a largo plazo. Muchos estudios discutieron el momento para el despliegue del SFR comercial y las estrategias de transición de LWR a SFR. Los LWR ya han convertido (y convertirán) algo de 238U en plutonio en su operación. Ya existe suficiente 238U como uranio empobrecido del proceso de enriquecimiento de uranio. Por lo tanto, la introducción de SFR parece coherente con el sistema LWR actual en términos de suministro de material nuclear. La proporción de reproducción necesaria para los SFR se estima en 1.0-1.2 y más, dependiendo de los escenarios de implementación. 71 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Otro beneficio para el sistema de ciclo de combustible SFR es la reducción de la carga ambiental al reciclar todos los nucleidos de actínidos y dividir los productos de fisión (FP) seleccionados. El combustible gastado contiene actínidos mimoritarios (AM, es decir, neptunio, americio, curio, etc.), así como uranio y plutonio. Los SFR son excelentes en sus características neutrónicas por la capacidad de usar los AM como recursos de energía nuclear y la minimización de AM resultante en el ciclo cerrado de combustible. El reciclaje de plutonio y AM hace grandes contribuciones a la reducción de la radiotoxicidad en los desechos. Además, el volumen de residuos de alto nivel y el área de depósito necesaria se pueden reducir eliminando no solo los nucleidos de la fuente de calor, como 241Am, sino también algunos FP influyentes sobre la resistencia de los residuos vitrificados. El alto calor de desintegración y la radiactividad del combustible soportado por AM tienen una gran influencia en la fabricación de combustible, el transporte y la manipulación, lo que da muchos retos de desarrollo para el sistema de ciclo de combustible. 4.4.4 Seguridad a) Parada del reactor Un SFR se opera bajo una condición crítica con neutrones rápidos que usan sodio líquido como refrigerante del reactor, lo que permite una alta densidad de potencia. La inserción de reactividad positiva puede ocurrir debido a la compactación del combustible en el núcleo degradado porque el núcleo generalmente no está diseñado en la configuración más crítica. Aunque la reactividad del vacío de sodio depende del tamaño y diseño del núcleo, generalmente es positiva en el centro del núcleo en un núcleo de gran tamaño. Se proporcionan sistemas de apagado activo en los diseños SFR existentes con diversidad para evitar daños en el núcleo causados por un accidente basado en el diseño. Para mejorar aún más la seguridad de los SFR, un mecanismo de apagado pasivo o retroalimentación de reactividad negativa inherente o su combinación se considera como una de las medidas de prevención de daños centrales, incluso en caso de falla activa del sistema de apagado. b) Evacuación del calor residual El amplio margen de temperatura para la ebullición de sodio (el punto de ebullición es de 880 ° C, el punto de fusión es de 98 ° C en la presión atmosférica) permite que el reactor funcione en un amplio rango sin presurización de los sistemas de refrigeración del reactor. La alta conductividad térmica del sodio proporciona la eliminación de calor del núcleo con alta densidad de potencia. Debido a que un SFR funciona a baja presión, la despresurización causada por un accidente de fuga de 72 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales sodio no conduce a la pérdida de refrigerante debido al parpadeo. Por lo tanto, permite mantener el nivel de refrigerante para el enfriamiento del reactor al proporcionar estructuras de respaldo que pueden retener el sodio filtrado a partir del límite del refrigerante. Además, la eliminación del calor de descomposición se puede lograr mediante su capacidad de circulación natural hacia un disipador de calor (atmósfera) que utiliza la alta capacidad de transporte de calor y la diferencia de temperatura entre el refrigerante de entrada y salida del núcleo. Además, un SFR con los sistemas primario y secundario (sodio) junto con el sistema terciario (agua / vapor) permite diversas combinaciones de sistemas diversificados debido a su flexibilidad en elementos tales como tipos de intercambiadores de calor y ubicaciones de instalación. Para la eliminación práctica de situaciones de accidentes que resultan en daños en el núcleo debido a una pérdida completa de la función de eliminación de calor por descomposición, se persigue un diseño de sistema de enfriamiento para mantener su función contra riesgos internos y externos extremos utilizando una combinación apropiada de redundancia y / o diversidad de sistemas y la función de circulación natural. c) Medidas de diseño contra reacciones químicas del sodio Las influencias típicas de las reacciones químicas de sodio accidentales en los SFR son la posible interrupción de las funciones de seguridad, como la eliminación del calor de descomposición debido a la combustión de sodio con fugas en el aire y el posible daño al sistema de enfriamiento de sodio secundario, especialmente en el límite entre el primario y sistema secundario de enfriamiento de sodio en IHX, debido a la reacción de sodio-agua inducida por la falla del tubo de transferencia de calor en un generador de vapor. Para prevenir la fuga de sodio, se debe buscar un diseño simple con menos ramificaciones o menos tuberías de conexión. La detección temprana de fugas y la mitigación de la combustión de sodio son importantes. Para la mitigación, un recipiente de protección y una tubería de protección son factibles para suprimir las fugas y la combustión. Los componentes y las tuberías de sodio se instalan en la habitación que se llena con gas inerte como el nitrógeno, y también se proporciona revestimiento de acero para otras medidas de diseño para mitigar las reacciones químicas del sodio para evitar que el sodio filtrado entre en contacto con el piso o la pared de cemento. 73 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 4.5 SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor) 4.5.1 Introducción Los SCWR son reactores de agua ligera de alta presión y alta temperatura que operan por encima del punto crítico termodinámico del agua (374 ° C, 22,1 MPa). El núcleo del reactor puede ser de neutrones térmicos o de neutrones rápidos, dependiendo de su diseño. Los reactores SCWR se consideran una evolución de los BWR. Las principales diferencias con un BWR de GEN-III son:  Mayor eficiencia eléctrica neta (10% más alta que en el BWR GEN-III).  Reducción del caudal de agua para enfriar el reactor permitiendo la adopción de tuberías y bombas más pequeñas.  Simplificación del diseño de la planta ya que el refrigerante monofásico elimina los secadores de vapor y los sistemas de recirculación. Por estas razones, los costos específicos de construcción y de operación y mantenimiento parecen estar por debajo del promedio de los reactores de agua ligera actuales. El principal obstáculo que hay que salvar es la alta corrosividad del agua supercrítica. Aún no se ha identificado material para el revestimiento de combustible o de los núcleos internos, que están sujetos a irradiación, alta presión y oxidación. Otras áreas de I + D son:  La química del agua supercrítica irradiada y su comportamiento dinámico de fluido térmico durante situaciones transitorias y accidentales.  La vasija a presión del reactor (RPV), que está expuesta a alta presión. 4.5.2 Diseño del reactor El reactor SCWR se refrigera con agua a presión supercrítica en un ciclo de vapor de un solo paso. El agua que alimenta el ciclo de vapor se calienta en el núcleo del reactor hasta que alcanza el estado de vapor sobrecalentado sin recirculación de refrigerante, y el vapor se suministra directamente a la turbina de vapor. El agua de alimentación se calienta hasta 280-350 ° C mediante extracciones de turbina de vapor utilizando varios precalentadores de baja presión (LP-PH) y 80 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales la inestabilidad. El tamaño de estas aberturas se determina haciendo coincidir la salida de potencia del canal para proporcionar una temperatura de refrigerante de salida tan cercana a 625 ° C como sea posible. La salida de la extensión del tubo de presión está unida a una junta de expansión de fuelle corrugado, que a su vez está soldada a la placa inferior del cabezal de salida. La junta de expansión de fuelle facilita el movimiento diferencial entre el cabezal de salida y el canal. Esta configuración de conexión permitiría el reemplazo de un solo canal, si es necesario. Figura 31. Conexión del canal de combustible al cabezal de salida. El recipiente de calandria es un recipiente de LP que contiene el moderador de agua pesada, canales de combustible, mecanismos de control de reactividad y dispositivos de apagado de emergencia. Las estructuras internas incluyen soportes laterales para los canales de combustible, guías del mecanismo de control de reactividad y canales de flujo que aseguran la circulación del moderador. Se elige agua pesada a bajas presiones y bajas temperaturas para el moderador debido a su baja absorción de neutrones en comparación con el agua ligera. Se incluye un moderador adicional que rodea el núcleo, que actúa como un reflector de neutrones y blindaje. La placa de tubos de la cámara de entrada se encuentra a 0,75 m sobre el núcleo, protegiendo el material de la cámara del daño por radiación. Los mecanismos de control de reactividad ubicados a los lados del núcleo están protegidos, como mínimo, con un volumen similar de moderador y con una cantidad creciente en la línea central del reactor debido a la curvatura del vaso calandria. El moderador funciona a temperaturas subenfriadas usando un sistema de recirculación bombeado, pero en caso de un apagón de la estación, el calor de descomposición del núcleo se elimina pasivamente mediante el uso de un circuito de circulación natural impulsado por parpadeo. Las boquillas de entrada y salida para estos sistemas están ubicadas por 81 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica encima del núcleo, asegurando que la calandria no se drene debido a una ruptura de la tubería. 4.5.3 Combustible a) Recipiente a presión El tipo de recipiente a presión de SCWR puede usar UO2 en un ciclo de combustible continuo, con un enriquecimiento de 5-7%, o combustible de óxido mixto (MOX) si el plutonio se recicla en un ciclo de combustible cerrado. En el caso de un espectro de neutrones térmicos, el uso de combustible MOX es opcional como en un PWR o BWR convencional. Sin embargo, debido a que las temperaturas más altas del SCWR requieren revestimientos de combustible de acero inoxidable en lugar de revestimientos de Zircalloy, el enriquecimiento es típicamente un 2% más alto que para los reactores convencionales refrigerados por agua para compensar la absorción adicional de níquel por neutrones. Por lo tanto, el uso de combustible MOX podría ser más económico para reciclar el combustible de descarga residual. b) Tubo a presión El combustible de referencia para el tipo de tubo de presión de SCWR es una mezcla de torio y plutonio (que se extrae del combustible del reactor de agua ligera gastada). En promedio, el porcentaje en peso de plutonio es del 13% en el combustible. Con la alta economía de neutrones del moderador de agua pesada, también se pueden acomodar otras mezclas de combustible. Los estudios han demostrado la viabilidad de usar uranio poco enriquecido (LEU) del 7% ; una mezcla de LEU al 7.5% con Th; una mezcla de transuránicos al 21% en peso con Th; o una mezcla de Pu al 8%, Th y 233U (al 2% en peso) extraída del combustible SCWR. c) Espectro de neutrones rápido En el caso de un espectro de neutrones rápido, el combustible MOX se ha propuesto con una concentración promedio de plutonio fisionable de aproximadamente 20%. Dicho combustible se puede producir al reciclar el combustible gastado de los LWR con el proceso de extracción de uranio-uranio con plutonio (PUREX), una tecnología de ciclo de combustible maduro. 4.5.4 Seguridad a) Sistema de seguridad en un concepto de reactor supercrítico refrigerado por agua a presión 82 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Para un diseño de recipiente a presión del SCWR, existen varios requisitos comunes del sistema de seguridad que pueden tomarse directamente de los diseños PWR o BWR sin modificaciones significativas. Estos son  el sistema de apagado del reactor mediante barras de control o mediante un sistema de inyección de boro como segundo sistema de apagado de buzos,  aislamiento de contención mediante válvulas de aislamiento de contención activas y pasivas en cada línea que penetran la contención para cerrar la tercera barrera en caso de accidente,  limitación de presión de vapor por válvulas de alivio de presión,  despresurización automática de las líneas de vapor en una piscina dentro de la contención a través de spargers para cerrar el circuito de refrigerante dentro de la contención en caso de aislamiento de la contención,  un sistema de inyección de refrigerante para rellenar el refrigerante en el recipiente a presión después de la liberación intencional o accidental de refrigerante en la contención,  un grupo de supresión de presión para limitar la presión dentro de la contención en caso de liberación de vapor dentro de la contención, y  Un sistema de eliminación de calor residual para el enfriamiento a largo plazo de la contención. 83 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Figura 32. Contención compacta para HPLWR. Un ejemplo de contención con tales sistemas de seguridad es la contención compacta HPLWR, con un diámetro interno de 20 m y una altura interna de 23.5 m. La contención cilíndrica del hormigón pretensado está diseñada para una presión interna de 0.5 MPa. Contiene el recipiente de presión del reactor, una piscina de supresión de presión anular con 900 m3 de agua y 500 m3 de nitrógeno, cuatro piscinas superiores con un volumen total de agua de 1121 m3 y un volumen de gas de pozo seco de 2131 m3. Cuatro líneas de alimentación de agua con válvulas de retención y cuatro líneas de vapor con válvulas de aislamiento de contención, cada una dentro y fuera de la contención, conectan el reactor con el ciclo de vapor. Estas válvulas están diseñadas con un tiempo de carrera de 3 s, cierre activo y pasivo. Cuatro sistemas de despresurización automática (ADS), cada uno equipado con dos válvulas de alivio de seguridad y dos válvulas de despresurización, abren una sección transversal de flujo de 110 cm2 cada una a ocho rociadores en las piscinas superiores. Debajo del grupo de supresión de presión, cuatro bombas de inyección de refrigerante LP redundantes y separadas, con una presión de salida de al menos 6 MPa y un caudal máximo de 180 kg / s cada una, suministran refrigerante del grupo de supresión de presión a través de un intercambiador de calor para calor residual extracción y mediante una válvula de retención a la línea de agua de alimentación. Las tuberías de desbordamiento de las piscinas superiores a la piscina de supresión de presión cierran el circuito de refrigerante dentro de la contención. Dieciséis tubos 84 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales de ventilación para supresión de presión en la contención conectan el pozo seco con la piscina de supresión de presión. Cuatro condensadores de emergencia están conectados con las cuatro líneas de vapor y con las cuatro líneas de agua de alimentación que cuelgan desde la parte superior en las piscinas superiores. Por ejemplo, el flujo a través de estos condensadores es impulsado por un inyector de vapor. Además, hay cuatro condensadores de contención montados en el techo del pozo seco, que están conectados en su lado secundario a piscinas por encima de la contención. Su lado secundario está permanentemente abierto para que el vapor en la contención pueda condensarse tan pronto como se haya alcanzado la temperatura de saturación en las piscinas y la presión de contención comience a aumentar, en el improbable caso de que el disipador de calor de la eliminación de calor residual El sistema no está disponible. Las tuberías de conexión abiertas desde el techo hasta las piscinas de supresión de presión permiten una descarga de hidrógeno desde el pozo seco. A su vez, la piscina de supresión de presión se puede ventilar a la pila a través de un aerosol y un filtro de yodo. Fuera de la contención, un sistema de intoxicación por boro en la parte superior de la contención con un tanque de aproximadamente 10 m3 de B-10 con una concentración de 20-25% está conectado con las líneas de agua de alimentación por dos líneas que incluyen bombas. Sirve como el segundo sistema de apagado redundante. b) Sistema de seguridad en el concepto SCWR canadiense El enfoque de seguridad adoptado para el concepto SCWR canadiense sigue el de los reactores avanzados en que se utilizan múltiples niveles de sistemas de seguridad independientes y diversos como defensa en profundidad y se adoptan sistemas de seguridad pasivos para una mayor confiabilidad. Uno de los principales objetivos de desarrollo del concepto canadiense SCWR es mejorar la seguridad de manera que el riesgo de daños en el núcleo y la liberación de materiales radiactivos al medio ambiente se reduzca significativamente. Las características únicas del concepto basado en tubos de presión permiten un equilibrio óptimo de las características de seguridad pasiva en los sistemas moderadores para la eliminación de calor de emergencia (por ejemplo, un evento de apagón prolongado de la estación) y una combinación de sistemas de seguridad activa y pasiva en el sistema de enfriamiento principal. Los componentes del sistema primario se seleccionan para proporcionar rutas de eliminación de calor de decaimiento múltiples y redundantes; Estos conceptos de defensa en profundidad reducen considerablemente el riesgo de la planta sobre los reactores existentes. Además, hay una mejora transformadora en el riesgo de daño del núcleo al incluir una vía de eliminación de calor por decaimiento pasivo adicional para emergencias. Esta capacidad es posible a través de una combinación de un sistema de enfriamiento 85 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica moderado por circulación natural, el concepto de ensamblaje de combustible, el concepto de canal de combustible y la transferencia directa de calor por radiación desde el combustible al revestimiento aislante. Figura 33. Sistema de seguridad dentro del edificio del reactor en un SCWR canadiense. Piscina de contención La función principal de la piscina de contención es proporcionar un volumen de agua hacia el que fluye el vapor desde el ADS para que se puedan suprimir los accidentes a gran escala por pérdida de refrigerante (LOCA). Además, la piscina de contención proporciona un flujo de agua por gravedad a la cámara de entrada del reactor para reemplazar el inventario perdido durante un LOCA y la posterior ebullición del calor de descomposición. Esta piscina consiste en un tanque de forma anular y está ubicada en el edificio de contención sobre el reactor. Se divide en dos secciones para reflejar la simetría bilateral del reactor y los sistemas de seguridad, y cada mitad funciona independientemente del otro. Sistema de despresurización automática El ADS consta de varias válvulas a través de las cuales el reactor puede despresurizarse rápidamente. También proporciona protección contra sobrepresión al reactor y las tuberías de salida. Los bancos de válvulas están ubicados en el túnel de vapor del edificio de contención, con el flujo de descarga Sistema de inundación del núcleo por gravedad 86 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales El sistema de inundación del núcleo por gravedad consiste en una tubería que conecta la piscina de contención a la tubería de refrigerante de la pierna fría del reactor. Una válvula de retención permite que el reactor opere a su presión de operación, pero permite que el agua fluya hacia el reactor desde la piscina de contención en condiciones de accidente. Para garantizar la eliminación del calor de descomposición a largo plazo en caso de una ruptura de la tubería dentro del túnel de vapor del edificio de contención, el volumen de la piscina de contención excede el del túnel de vapor. Debido al sello entre el reactor y el piso del túnel de vapor, el refrigerante se acumulará dentro del túnel de vapor, con vapor condensado y devuelto a la piscina de contención. Con el túnel de vapor lleno de agua de la piscina de contención, quedará un nivel suficiente en la piscina de contención para cubrir tanto las boquillas de supresión como la tubería de entrada del sistema de inundación del núcleo por gravedad. Esta característica elimina la necesidad de un sistema de bombeo activo y otros componentes relacionados (por ejemplo, filtros de sumidero). Condensadores de aislamiento La función principal de los condensadores de aislamiento (IC) es eliminar pasivamente el calor sensible y la descomposición del núcleo del reactor, evitando la sobrepresión del reactor, y servir como un sistema de enfriamiento a largo plazo en condiciones de apagón de la estación. Los intercambiadores de calor IC se conectan con la tubería de refrigerante del reactor y eliminan el calor del reactor depositándolo en la piscina de agua de reserva. Piscina de agua de reserva La función principal de la piscina de agua de reserva es servir como amortiguador entre los sistemas de seguridad pasivos y el último disipador de calor. La gran masa de agua disponible en la piscina permite que el calor sea absorbido y posteriormente eliminado por los intercambiadores de calor del aire atmosférico o por evaporación. La piscina está ubicada en la sección superior del edificio del escudo y ocupa un espacio anular contra la pared exterior del edificio. Se divide en dos secciones, cada sección alberga un tren de circuitos integrados y el sistema pasivo de enfriamiento del moderador (PMCS). Todas las áreas de intercambio de calor de los circuitos integrados y los intercambiadores de calor con moderador pasivo se encuentran en la mitad inferior de la piscina. El recinto de la piscina está equipado con una ventilación filtrada a la atmósfera para permitir la liberación de vapor de agua. Los niveles de la piscina se pueden mantener de forma remota por medio de una línea de llenado conectada a un suministro de emergencia externo, como el agua del lago o un camión de agua. 87 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Intercambiadores de calor atmosférico La función principal de los intercambiadores de calor del aire atmosférico es rechazar el calor de la piscina de agua de reserva a la atmósfera. Aunque no se considera como un sistema de seguridad, los intercambiadores de calor sirven para extender el período de tiempo en el que la piscina de agua de reserva puede funcionar como un disipador de calor antes de la intervención bajo un régimen de calor de descomposición del núcleo alto. Con un régimen de calor de decaimiento del núcleo más bajo, los intercambiadores de calor del aire atmosférico pueden rechazar toda la carga de calor, extendiendo indefinidamente el punto de intervención. Sistema de enfriamiento pasivo moderador La función principal de los intercambiadores de calor del aire atmosférico es rechazar el calor de la piscina de agua de reserva a la atmósfera. Aunque no se considera como un sistema de seguridad, los intercambiadores de calor sirven para extender el período de tiempo en el que la piscina de agua de reserva puede funcionar como un disipador de calor antes de la intervención bajo un régimen de calor de descomposición del núcleo alto. Con un régimen de calor de decaimiento del núcleo más bajo, los intercambiadores de calor del aire atmosférico pueden rechazar toda la carga de calor, extendiendo indefinidamente el punto de intervención. Los intercambiadores de calor de aire atmosférico consisten en una serie de intercambiadores de calor tipo placa ubicados en la periferia del edificio de protección. Estos intercambiadores están encerrados en una cubierta, que forma una chimenea para aumentar aún más el flujo de aire impulsado por la gravedad. Para minimizar el número de penetraciones en el edificio del escudo, los intercambiadores de calor se agrupan y se conectan a los cabezales comunes de las piernas calientes y las piernas frías. Las válvulas están ubicadas en los cabezales de las piernas caliente y fría y están cerradas bajo condiciones normales de operación del reactor para evitar la congelación en climas fríos. En condiciones de accidente, con las válvulas abiertas, se extrae agua de la superficie superior de la piscina, se deja enfriar en el intercambiador de calor y se devuelve al fondo de la piscina mediante una corriente de convección accionada por gravedad. Del mismo modo, el aire más frío se extrae a través de los intercambiadores de calor desde la parte inferior de la cubierta, y el aire caliente se escapa por la parte superior de la cubierta. 88 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales 4.6 VHTR (Very High Temperature Reactor) 4.6.1 Introducción El VHTR, o HTGR (High Temperature Gas-cooled reactor), es un reactor térmico que usa grafito como moderador, helio como refrigerante y combustible TRISO. Es el siguiente paso en el desarrollo evolutivo de reactores refrigerados por gas a alta temperatura y puede suministrar calor nuclear y electricidad en un rango de temperaturas de salida del núcleo entre 700 y 950 °C, y potencialmente más de 1000 ° C en el futuro. Figura 34. Las principales ventajas de esta tecnología son:  La temperatura máxima alta, que aumenta la eficiencia eléctrica neta (es decir, la relación entre MW de electricidad entregada a la red y MW de energía térmica producida) y promueve la adopción del ciclo de Brayton de helio directo (sin intercambiador de calor).  La disponibilidad de fluidos a alta temperatura para producir hidrógeno o para otras aplicaciones industriales cogenerativas. 89 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica El helio es un gas inerte radiológica y químicamente, estable en todas las condiciones termodinámicas relevantes. El grafito tiene una alta conductividad térmica y una capacidad térmica específica elevada, lo cual es útil en situaciones accidentales porque ralentiza las transiciones. El VHTR es de interés para la generación de energía de alta eficiencia, incluso en regiones áridas, y para la cogeneración de electricidad y calor de proceso. Debido a la alta eficiencia de la cogeneración, el VHTR puede reducir en gran medida la emisión de CO2 y contaminantes nocivos producidos por la combustión de combustibles fósiles en las centrales eléctricas y la industria, y así mejorar la seguridad del suministro de energía en aquellos países donde esto es un problema. Los reactores experimentales, como el Reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura (HTTR) (Japón, 30 megavatios térmicos [MWth]) y HTR-10 (China, 10 MWth), respaldan el desarrollo de este concepto de reactor avanzado, junto con la cogeneración de electricidad e hidrógeno y otras aplicaciones de calor nuclear. 4.6.2 Diseño del reactor La tecnología VHTR tiene dos tipos principales de diseño de núcleo:  Núcleo prismático y  Núcleo de lecho de bolas (pebble-bed, PB) Aunque la forma de los elementos de combustible son diferentes, las bases técnicas para ambas configuraciones son las mismas. La principal diferencia entre los reactores de núcleo prismático y los de núcleo de lecho de bolas reside en el método de empaquetado de las partículas de combustible TRISO y su posterior carga en el núcleo. Para el combustible de reactores VHTR de núcleo de lecho de bolas, miles de estas partículas se envuelven en una matriz de grafito, formando una esfera de 6 cm, el tamaño aproximado de una pelota de tenis. Para los reactores de núcleo prismático, las partículas se empaquetan en una matriz de grafito en forma de cilindro hueco, de 39mm de altura, un diámetro de 26mm y un espero de 8mm. Un núcleo de lecho de bolas contiene una gran cantidad de bolas de combustible (27000 en el núcleo del reactor experimental HTR-10), y el helio usado como refrigerante fluye en el volumen vacío formado en la pila de guijarros. Por otro lado, 96 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales 4.6.4 Seguridad La seguridad en los VHTR se basa en tres características de diseño inherentes: 1. La partícula de combustible recubierta de cerámica, que mantiene la integridad de la contención para productos de fisión bajo un límite de temperatura de diseño de 1600 °C; 2. El refrigerante de helio que es químicamente inerte y, por lo tanto, está ausente de la generación de gas explosivo o cambio de fase; y 3. El núcleo estructurado y moderado de grafito, que tiene características de coeficiente de reactividad negativo, baja densidad de potencia y alta conductividad térmica. Figura 39. Características inherentes de seguridad del VHTR. Debido a estas características, el núcleo del reactor VHTR, ya sea de geometría prismática o de lecho de guijarros, puede eliminarse del calor de descomposición por conducción térmica a través del núcleo de grafito al RPV y luego, en el caso del diseño GTHTR300, por radiación de calor a un sistema de enfriamiento de vasija de circulación natural. Dicho proceso de eliminación del calor de descomposición es capaz de evitar que el combustible exceda su límite de temperatura de diseño durante un período de días o meses si es necesario, sin depender de ninguna acción 97 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica del equipo o del operador, incluso en accidentes tan graves como la pérdida de refrigerante o el apagón de la estación 4.7 Tabla resumen de los reactores de IV Generación En la siguiente tabla se resumen las seis tecnologías de Generación IV consideradas por el GIF. Tabla 2. Resumen de los reactores de Generación IV. RESUMEN DE LOS REACTORES DE GENERACIÓN IV ESPECTRO REGRIGERANT E T ( ˚C) PRESIÓN COMBUSTIBLE POTENCIA ELÉCTRICA (MW) CICLO COMBUSTIBLE USOS FASE DESARROLL O GFR Rápido Helio 850 7 MPa 238U/MOX 200/800 Cerrado avanzado Electricidad Hidrógeno Viabilidad LFR Rápido Plomo-Bismuto 500-800 1 atm 238U/MOX 20/600 Cerrado avanzado Electricidad Hidrógeno Ejecución MSR Térmico/rápido Sal de Fluoruro/Sal de fluoruro fundido 700-800 Baja UO2 partículas TRISO/UF4 en sal fundido en el refrigerante 100/1300 Cerrado avanzado Electricidad Hidrógeno Viabilidad SFR Rápido Sodio 550 1 atm 238U/MOX 50/1200 Cerrado avanzado Electricidad Ejecución SCWR Térmico/rápido Agua 510-550 25 MPa UO2/PuO2/ThO 2 100/1700 Cerrado/Cerrado avanzado Electricidad Ejecución VHTR Térmico Helio 1000 3-4 MRa UO2/ThO2 600 Cerrado Electricidad Hidrógeno Ejecución 101 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica 5 PEQUEÑOS REACTORES MODULARES (SMR) Las palabras clave “pequeño” y “modular” hacen que los pequeños reactores modulares (SMR) sean diferentes al resto de los reactores nucleares. La palabra “pequeño” denota un tamaño reducido y, consecuentemente, una potencia menor que en otros reactores. Por otra parte, la palabra “modular” hace alusión a la construcción modular de sus componentes. No existe una definición concreta para el límite superior de la potencia nominal de los SMR, pero generalmente se considera el límite en 300MWe. Estos pequeños reactores, debido a su reducido tamaño y modularidad, presentan una serie de ventajas:  Simplicidad de diseño;  Sencillez: al no incluir complejos cambios respecto a los reactores convencionales, su uso y su gestión resultan sencillos;  Flexibilidad de potencia: se puede aumentar la potencia de estos reactores añadiendo módulos a medida que la demanda energética aumenta, pudiendo llegarse a plantas multimodulares con altas potencias;  Facilidad de transporte y manejo: al tratarse de módulos independientes, se permite el traslado de estos reactores mediante barcos, carretera o ferrocarril. Esta característica hace que los SMR sean idóneos para emplazamientos de difícil acceso;  Menor inversión inicial: los SMR resultan mucho más económicos que los convencionales. Se estima que el valor de la inversión inicial en SMR es del orden de 10 veces menos que la de un PWR convencional;  Facilidad de emplazamiento: al utilizar menores cantidades de agua para refrigeración, se reduce la dependencia de este recurso en comparación con las centrales nucleares. La cantidad de terreno necesario para emplazar una central de SMR también es considerablemente menor debido a su reducido tamaño;  Alto nivel de seguridad inherente: los SMR utilizan factores de seguridad pasivos basados en los fenómenos de la naturaleza, como la circulación de refrigerante por gravedad o la transmisión de calor por convección, lo que permite una refrigeración indefinida sin acción del operador ni dependencia de la alimentación exterior o reposición de agua exterior. 102 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Gracias a las características ventajosas enumeradas, los SMR podrían suponer una solución para el futuro de la energía nuclear Estos reactores no se incluyen en las tecnologías de Generación IV, puesto que sus diseños modifican tecnologías ya en uso. Se están desarrollando SMR para todas las líneas principales de reactores: reactores refrigerados por agua, reactores refrigerados por gas de alta temperatura, reactores refrigerados por gas, sodio y metal líquido con espectro de neutrones rápidos y reactores de sales fundidas. Las fuerzas impulsoras clave del desarrollo de SMR satisfacen la necesidad de generación de energía flexible para una gama más amplia de usuarios y aplicaciones, reemplazando las unidades antiguas de combustión fósil, mejorando el desempeño de seguridad y ofreciendo una mejor asequibilidad económica. Muchos SMR están previstos para mercados de energía o electricidad de nicho donde los reactores grandes no serían viables. Los SMR podrían satisfacer la necesidad de generación de energía flexible para una gama más amplia de usuarios y aplicaciones, incluido el reemplazo de plantas de energía fósil envejecidas, proporcionando cogeneración para países en desarrollo con pequeñas redes eléctricas, áreas remotas y fuera de la red y habilitando sistemas híbridos de energía nuclear / renovable. A través de la tecnología de modularización, los SMR apuntan a la economía de la producción en serie con un tiempo de construcción más corto. Los SMR desplegables a corto plazo tendrán un rendimiento de seguridad comparable o mejor al de los diseños de reactores evolutivos. Actualmente hay más de 50 diseños de SMR en desarrollo para diferentes aplicaciones. Tres SMR de demostración industrial se encuentran en etapa avanzada de construcción: en Argentina (CAREM, un PWR integral), en la República Popular de China (HTR-PM, un reactor refrigerado por gas de alta temperatura) y Rusia (KLT40s, una unidad de energía flotante). 103 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica Figura 40. Reactor SMR CARAM 104 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales Figura 41. Reactor SMR HTR-PM la siguientes tablas enumeran todos los diseños de SMR con la tecnología aplicable junto con la capacidad de salida, el tipo de reactor y la información del instituto de diseño. 105 Autor: Sara Perpiñá Villafruela Grado en Ingeniería Eléctrica  SMR refrigerados por agua basados en tierra: engloba los diseños de SMR clave que adoptan tecnologías integrales de reactores de agua ligera (LWR). Esta representa la tecnología más madura, ya que es como la mayoría de las grandes centrales eléctricas en funcionamiento en la actualidad. Tabla 3. Resumen de SMR refrigerados por agua basados en tierra DISEÑO POTENCIA ELÉCTRICA (MW) TIPO DISEÑADORES PAÍS ESTADO CAREM 30 PWR CNEA Argentina En construcción ACP100 100 PWR CNNC China Diseño básico CAP200 150/200 PWR CGNPC China Diseño conceptual DHR400 Calefacción urbana LWR (tipo piscina) CNNC China Diseño básico IRIS 335 PWR Consorcio IRIS Varios paises Diseño conceptual DMS 300 BWR Hitachi GE Japón Diseño básico IMR 350 PWR MHI Japón Diseño conceptual SMART 100 PWR KAERI República Coreana Diseño certificado ELENA 68 kWe PWR Centro Nacional de Investigación "Kurchatov Institute" Rusia Diseño conceptual KARAT-45/100 45/100 BWR NIKIET Rusia Diseño conceptual RITM-200 50 x 2 PWR OKBM Afrikantov Rusia En desarrollo RUTA-70 70 MWt PWR NIKIET Rusia Diseño conceptual UNITHERM 6,6 PWR NIKIET Rusia Diseño conceptual VK-300 250 BWR NIKIET Rusia Diseño detallado UK-SMR 443 PWR Rolls-Royce and Partners Reino Unido Concepto maduro mPower 195 x 2 PWR BWX Technologies Estados Unidos En desarrollo NuScale 50 x 12 PWR NuScale Power Estados Unidos En desarrollo SMR-160 160 PWR Holtec International Estados Unidos Diseño conceptual W-SMR 225 PWR Westinghouse Estados Unidos Diseño conceptual 112 Tutor: Ángel L. Zorita Lamadrid Escuela de Ingenierías Industriales