Reactor de vapor de agua GE

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La línea de productos de reactores de agua en ebullición BWR de General Electric representa los diseños de un porcentaje relativamente grande (~18%) ^[1] de los reactores de fisión comerciales en todo el mundo.

El progenitor de la línea BWR fue el reactor de agua hirviente Vallecitos (VBWR) de 5 MW, puesto en funcionamiento en octubre de 1957. Entre 1955 y 1972 se introdujeron seis iteraciones de diseño, BWR-1 a BWR-6.

A esto le siguió el reactor de agua en ebullición avanzado (ABWR), introducido en la década de 1990, y el reactor de agua en ebullición económico simplificado (ESBWR), introducido a principios de la década de 2010.

Hasta agosto de 2018, se han construido 83 reactores de esta familia de diseño, de los cuales 67 reactores están operativos ^{[ cita requerida ]} .

El diseño atrajo la atención mundial tras el desastre nuclear de nivel 7 de Fukushima Daiichi del 11 de marzo de 2011. GE había sido uno de los principales contratistas de la central nuclear de Fukushima Daiichi en Japón, que constaba de seis reactores de agua en ebullición de diseño de GE. Los reactores para las unidades 1, 2 y 6 fueron suministrados por General Electric, los otros tres por Toshiba e Hitachi. La unidad 1 era un reactor de agua en ebullición de 460 MW de la iteración de diseño BWR-3 introducida en 1965 y construida en julio de 1967.

Después de que la planta resultara gravemente dañada en el terremoto y tsunami de Tōhoku , la pérdida de refrigeración del núcleo del reactor provocó tres fusiones nucleares, tres explosiones de hidrógeno y la liberación de contaminación radiactiva en las Unidades 1, 2 y 3 entre el 12 y el 15 de marzo. El funcionamiento seguro de esta familia de reactores depende del flujo continuo de refrigerante en todo momento durante la operación. Un reactor después de una parada a plena potencia puede requerir refrigeración activa del calor de desintegración de los isótopos radiactivos de larga duración durante un año o más.

El progenitor de la línea BWR fue el reactor de agua hirviente Vallecitos (VBWR) de 5 MW, puesto en funcionamiento en octubre de 1957.

• BWR Tipo 1 (BWR-1, BWR/1): En 1955, GE desarrolló su diseño VBWR original en el reactor Dresden 1 (6×6, 7×7) de 197 MW, que incorpora la primera iteración del diseño BWR/1 de GE. Dresden 1 utilizó circulación forzada (a través de bombas de recirculación externas) y un diseño único de transferencia de calor de ciclo dual (directa + indirecta) que resultó ser antieconómico. GE desarrolló aún más el diseño BWR-1 con el reactor Big Rock Point de 70 MW (9×9, 11×11, 12×12), que (como todos los modelos BWR de GE posteriores a Dresden 1) utilizó el método de ciclo directo más económico de transferencia de calor, pero eliminó las bombas de recirculación externas a favor de la circulación natural (una estrategia inusual que solo adoptó el reactor Dodewaard de 55 MW , aunque esta técnica ha sido resucitada para el nuevo ESBWR Gen III+ ). El reactor Humboldt Bay de 65 MW (6×6, 7×7) siguió al Big Rock Point, volviendo al método de circulación forzada más eficiente (a través de bombas de recirculación externas). Estos diseños experimentales (todos los cuales compartían la clasificación BWR-1 a pesar de sus diseños divergentes) usaban haces de barras de combustible en configuraciones 6×6, 7×7, 8×8, 9×9, 11×11 y 12×12, pero el haz 9×9 de GE usado más tarde en los reactores BWR/2–6 es diferente del usado en la era BWR/1. ^[2] El BWR/1 fue el primer diseño de BWR con separación interna de vapor. También tenía un condensador de aislamiento y contención de supresión de presión. ^[3]

• BWR Tipo 2 (BWR-2, BWR/2): Introducido en 1963, >500 MW _e , típicamente alrededor de 650 MW _e brutos ( Oyster Creek , Nine Mile Point 1 ). ^{[4] [5]} Incluía un gran ciclo directo. 5 bucles de recirculación, bombas de recirculación externas de velocidad variable (una bomba por bucle, el caudal de cada bomba podía variar de 6.400 a 32.000 galones estadounidenses por minuto (0,40 a 2,02 m ³ /s)). Este diseño, así como el BWR/3–6, se clasificarían más tarde como reactores de Generación II por su mayor escala, características de seguridad mejoradas, viabilidad comercial, rentabilidad y larga vida útil. ^[3]

• BWR Tipo 3 (BWR-3, BWR/3): Introducido en 1965, 800 MW ( Dresden 2–3 ). ^[5] Primer uso de bombas de chorro internas (una boquilla, 10 por circuito, 20 en total). 2 circuitos de recirculación, bombas de recirculación de velocidad variable (una bomba por circuito, cada bomba tenía un caudal nominal de 45.200 galones estadounidenses por minuto (2,85 m ³ /s)). Pulverización y inundación ECCS mejoradas, rociadores de agua de alimentación mejorados. Monticello y Pilgrim 1 tenían potencias nominales significativamente inferiores a pesar de estar también clasificados como modelos BWR/3.

• BWR Tipo 4 (BWR-4, BWR/4): Introducido en 1966, 1100 MW ( Browns Ferry 1–3 ). Muy similar al BWR/3 en diseño, con un sistema de recirculación idéntico, pero la densidad de potencia se incrementó en un 20%. ^[5] Disponible con contención Mark I o Mark II.

• BWR Tipo 5 (BWR-5, BWR/5): Introducido en 1969, 1100 MW ( LaSalle 1–2 ). La misma cantidad de circuitos (2) y bombas de chorro (20), pero las bombas de chorro se actualizaron a un diseño de cinco boquillas. Las bombas de velocidad variable se reemplazaron con bombas de dos velocidades (cada una con una capacidad nominal de 35,400 galones estadounidenses por minuto (2,23 m ³ /s) para una altura de presión de descarga de 865 pies (264 m)), y se agregó una válvula de control de flujo (ajustable del 22% abierto al 100% abierto con una respuesta de flujo lineal) a cada circuito para su uso en la regulación del flujo de recirculación (capaz de regular el flujo de recirculación entre el 35% y el 100% con las bombas en la configuración de velocidad rápida, o entre el 30% y el 40% con las bombas en la configuración de velocidad lenta). Control de flujo de válvula ECCS mejorado. Solo disponible con contención Mark II.

• BWR Tipo 6 (BWR-6, BWR/6): Introducido en 1972, disponible en configuraciones que van desde 600–1400 MW. Transición de haz de combustible 7×7 a 8×8 con barras de combustible más largas y delgadas que encajan dentro del mismo espacio externo que el haz de combustible 7×7 anterior, reducción del consumo de combustible (a 13,4 kW/pie (44 kW/m)), bombas de chorro compactas mejoradas con mayor capacidad de circulación (disponible con 16–24 bombas de chorro en total según la configuración), mayor capacidad de los separadores de vapor y secadores, mayor capacidad de combustible, mayor producción (un 20% de aumento en comparación con BWR/5 cuando se utilizan recipientes a presión del mismo tamaño), ECCS mejorado, introdujo una opción para una sala de control compacta e introdujo una opción de sistema de protección del sistema nuclear de estado sólido (solo Clinton la eligió). Primer y único modelo disponible con contención Mark III.

• ABWR : Mayores márgenes de seguridad, sin circuitos de recirculación externos, bombas internas en el reactor. También cuenta con accionamientos de barras de control de movimiento fino.

• ESBWR : Seguridad pasiva, circulación natural (sin circuitos ni bombas), 1600 MW. Dispone de un inundador por gravedad, condensador de aislamiento y refrigeración por contención pasiva. ^[3]

• Paquete de combustible 7x7. ^[2]

• Paquete de combustible 7x7 mejorado con 49 barras de combustible, una de las cuales está segmentada. ^[2]

• Paquete de combustible 8x8 con 63 barras de combustible y 1 barra de agua. ^[2]

• Paquete de combustible de 8x8 reacondicionado Paquetes de combustible presurizados y de barrera que contienen 62 y dos barras de agua. ^[2]

• Prepresurizado a 3 atmósferas estándar (300 kPa) con helio con barrera

• Haz de combustible de 8x8 con 58 a 62 barras de combustible y 2-6 barras de agua. ^[2] Prepresurizado a 5 atmósferas estándar (510 kPa) con helio.

Un edificio de contención de pozo seco que se asemeja a una bombilla invertida encima del pozo húmedo, que es un toro de acero que contiene agua.

Se describe como una configuración "superior-inferior" en la que el pozo seco forma un cono truncado sobre una losa de hormigón. A continuación se muestra una cámara de supresión cilíndrica hecha de hormigón en lugar de solo chapa metálica.

El sistema de contención GE Mark III es un sistema de contención de presión de barrera única y de contención de fisión de barrera múltiple, que consta del recipiente de contención más el pozo seco y húmedo asociado (barreras de presión y fisión), el edificio de protección externa del mismo, el edificio auxiliar y el edificio de combustible, todos los cuales normalmente se mantienen a presión negativa que evita la salida de productos de fisión. ^{[ cita requerida ]}

Características del contenimiento:

• Respuesta sísmica mejorada ^{[ aclaración necesaria ]}
• Diseño de contención de menor presión, pero volumen significativamente mayor que el Mark I y II
• Diseño mejorado del látigo de tubería ^{[ aclaración necesaria ]}
• Combina la contención seca ( tipo PWR ) con la contención de tipo supresión de presión típica del BWR.

• Una ventaja del diseño BWR (en comparación con el PWR) es el seguimiento mejorado de la carga gracias a la manipulación de las barras de control combinada con el cambio del caudal de recirculación. La integración del regulador de presión de la turbina y el sistema de control con el sistema de control del caudal de recirculación permite cambios automáticos de potencia de hasta el 25 % de la potencia nominal sin alterar los ajustes de las barras de control. ^{[ cita requerida ]}
• Las barras de control montadas en la parte inferior con entrada inferior permiten reabastecer combustible sin quitar las barras de control y las unidades, al mismo tiempo que permiten realizar pruebas de unidad con un recipiente abierto antes de cargar combustible.
• Los BWR permiten un flujo de refrigerante primario menor que los PWR. ^{[ aclaración necesaria ]}
• Las bombas de chorro internas al recipiente del reactor proporcionan 2/3 del flujo de recirculación, lo que permite que el circuito de flujo de recirculación externo sea pequeño y compacto en comparación con los diseños PWR contemporáneos.
• Con pérdida de refrigerante, las bombas de chorro proporcionan un 10 % de potencia similar a las calderas.
• Los diseños BWR operan constantemente a aproximadamente la mitad de la presión del sistema primario de los diseños PWR mientras producen la misma cantidad y calidad de vapor en un sistema compacto: 1020 psi (7 MPa) de presión en el recipiente del reactor y 288 °C de temperatura para BWR, que es inferior a 2240 psi (14,4 MPa) y 326 °C para PWR.
• En un BWR, el vapor se genera en el recipiente de presión del reactor, mientras que en un PWR se genera en el generador de vapor en un segundo circuito.
• El BWR permite la ebullición en masa ^{[ aclaración necesaria ]} mientras que el PWR no.

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• El vapor generado en un reactor de agua de barril contiene trazas de materiales radiactivos, por lo que grandes porciones del edificio de turbinas están compartimentadas para evitar la exposición de los trabajadores a la radiación. Los edificios de turbinas de los reactores de agua de barril, por otro lado, son esencialmente iguales a los de una central eléctrica de combustibles fósiles, ya que todos los equipos son accesibles en todo momento.

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