Reactor de agua en ebullición simplificado y económico

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El reactor de agua en ebullición simplificado y económico ( ESBWR ) es un reactor de generación III+ de seguridad pasiva derivado de su predecesor, el reactor de agua en ebullición simplificado (SBWR) y del reactor de agua en ebullición avanzado (ABWR). Todos son diseños de GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) y se basan en diseños de reactores de agua en ebullición anteriores .

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Los sistemas pasivos de seguridad nuclear de un ESBWR funcionan sin utilizar bombas, lo que aumenta la seguridad, la integridad y la fiabilidad del diseño, al tiempo que reduce el coste total del reactor. También utilizan la circulación natural para impulsar el flujo de refrigerante dentro del recipiente de presión del reactor (RPV), lo que da como resultado menos sistemas que mantener y evita accidentes importantes en los BWR, como roturas en la línea de recirculación. No se necesitan bombas de circulación ni tuberías asociadas, fuentes de alimentación, intercambiadores de calor, instrumentación ni controles para estos sistemas.

Los sistemas de seguridad pasiva del ESBWR incluyen una combinación de tres sistemas que permiten la transferencia eficiente del calor de desintegración (creado a partir de la desintegración nuclear) desde el reactor a los estanques de agua fuera del confinamiento: el sistema de condensador de aislamiento, el sistema de enfriamiento impulsado por gravedad y el sistema de enfriamiento pasivo del confinamiento . Estos sistemas utilizan la circulación natural basada en leyes simples de la física para transferir el calor de desintegración fuera del confinamiento mientras se mantienen los niveles de agua dentro del reactor, manteniendo el combustible nuclear sumergido en agua y adecuadamente refrigerado.

En los casos en que el límite de presión del refrigerante del reactor permanece intacto, se utiliza el sistema de condensador de aislamiento (ICS) para eliminar el calor de desintegración del reactor y transferirlo fuera del confinamiento. El sistema ICS es un sistema de circuito cerrado que conecta el recipiente de presión del reactor con un intercambiador de calor ubicado en la elevación superior del edificio del reactor. El vapor sale del reactor a través de las tuberías del ICS y viaja a los intercambiadores de calor del ICS que están sumergidos en una gran piscina. El vapor se condensa en los intercambiadores de calor y el condensado más denso luego fluye de regreso al reactor para completar el circuito de enfriamiento. El refrigerante del reactor se recicla a través de esta ruta de flujo para proporcionar enfriamiento continuo y agregar agua al núcleo del reactor.

En los casos en que el límite de presión del refrigerante del reactor no permanece intacto y se pierde el inventario de agua en el núcleo, el Sistema de enfriamiento de contención pasiva (PCCS) y el Sistema de enfriamiento impulsado por gravedad (GDCS) trabajan en conjunto para mantener el nivel de agua en el núcleo y eliminar el calor de desintegración del reactor transfiriéndolo fuera de la contención.

Si el nivel de agua dentro del recipiente de presión del reactor desciende a un nivel predeterminado, debido a la pérdida de inventario de agua, el reactor se despresuriza y se inicia el GDCS. Consiste en grandes piscinas de agua dentro de la contención ubicadas sobre el reactor que están conectadas a la vasija de presión del reactor. Cuando se inicia el sistema GDCS, la gravedad obliga al agua a fluir desde las piscinas hacia el reactor. Las piscinas están dimensionadas para proporcionar cantidades suficientes de agua para mantener el agua a un nivel por encima de la parte superior del combustible nuclear. Después de que el reactor se ha despresurizado, el calor de desintegración se transfiere a la contención a medida que el agua dentro del reactor hierve y sale de la vasija de presión del reactor hacia la contención en forma de vapor.

El PCCS consta de un conjunto de intercambiadores de calor ubicados en la parte superior del edificio del reactor. El vapor del reactor sube a través del contenimiento hasta los intercambiadores de calor del PCCS, donde se condensa. Luego, el condensado se drena desde los intercambiadores de calor del PCCS hacia las piscinas del GDCS, donde completa el ciclo y se drena nuevamente hacia el recipiente de presión del reactor.

Tanto los intercambiadores de calor ICS como los PCCS están sumergidos en una piscina de agua lo suficientemente grande como para proporcionar 72 horas de capacidad de eliminación del calor de desintegración del reactor. La piscina está ventilada a la atmósfera y se encuentra fuera del confinamiento. La combinación de estas características permite que la piscina se rellene fácilmente con fuentes de agua de baja presión y tuberías instaladas.

El núcleo del reactor es más corto que en las plantas BWR convencionales para reducir la caída de presión sobre el combustible, lo que permite la circulación natural. Hay 1.132 haces de barras de combustible y la potencia térmica es de 4.500 MWth en el SBWR estandarizado. ^[1] La potencia nominal se calcula en 1594 MWe brutos y 1535 MWe netos, lo que arroja una eficiencia de Carnot general de la planta de aproximadamente el 35%. ^[2]

En caso de accidente, el ESBWR puede permanecer en un estado seguro y estable durante 72 horas sin ninguna acción del operador o incluso energía eléctrica. Los sistemas de seguridad del ESBWR están diseñados para funcionar normalmente en caso de un apagón en la central, lo que impidió el funcionamiento adecuado de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo en la planta de energía nuclear de Fukushima Daiichi . Debajo del recipiente, hay una estructura de tuberías (receptor de núcleo) que permite enfriar el núcleo durante cualquier accidente muy grave. Estas tuberías facilitan el enfriamiento por encima y por debajo del núcleo fundido con agua. El informe final de evaluación de seguridad aceptado por la NRC informa una frecuencia general de daño al núcleo de 1,65 * 10 ⁻⁸ por año (es decir, aproximadamente una vez cada 60 millones de años). ^[3]

De manera similar al ABWR, el contenimiento se inertiza con nitrógeno antes de la operación para evitar incendios, y se puede desertificar después de apagar el reactor para realizar tareas de mantenimiento. Como este BWR no se puede controlar mediante el control del caudal, ya que carece de bombas de recirculación, se puede controlar con la temperatura del agua de alimentación que ingresa al reactor. ^[4]

El ESBWR recibió un Informe de evaluación de seguridad positivo ^[5] y la aprobación final del diseño ^[6] el 9 de marzo de 2011. El 7 de junio de 2011, la NRC completó su período de comentarios públicos. ^[7] La ​​norma final se emitió el 16 de septiembre de 2014, después de que se resolvieran dos problemas pendientes con el modelado de cargas de GE-Hitachi en el secador de vapor. ^{[8] [9]}

En enero de 2014, GE Hitachi pagó 2,7 millones de dólares para resolver una demanda que alegaba que había hecho afirmaciones falsas a la NRC sobre su análisis de la secadora de vapor. ^[10]

La NRC otorgó la aprobación del diseño en septiembre de 2014. ^[11]

Sin embargo, en septiembre de 2015, a petición del propietario Entergy , la NRC retiró la solicitud de Licencia Combinada de Construcción y Operación para la primera unidad ESBWR propuesta en la Central Nuclear de Generación Grand Gulf . ^[12]

El 31 de mayo de 2017, la Comisión Reguladora Nuclear anunció que había autorizado la emisión de una Licencia Combinada para la unidad 3 de la Central Generadora Nuclear North Anna. ^{[13] [14]} El proyecto se suspendió más tarde en 2017 antes de que comenzara la construcción. ^[15]

• Energía nuclear
• La seguridad nuclear en Estados Unidos
• Economía de las centrales nucleares
• Reactor de tercera generación
• Reactor presurizado europeo
• Programa de Energía Nuclear 2010

• EPR
• Estados Unidos-APWR
• VVER-TOI
• ACR

• Sitio web de GE Energy ESBWR
• Informe de situación n.° 100: reactor de agua en ebullición simplificado y económico (ESBWR) ^{[ enlace muerto permanente ]} , ARIS, OIEA, 01-08-2011
• Artículo de la revista POWER sobre el ESBWR Archivado el 2 de octubre de 2011 en Wayback Machine
• Página de descripción general del ESBWR de NRC
• Evaluación probabilística de riesgos ESBWR
• Documento de control de diseño ESBWR, Rev. 10
• Descripción general del diseño publicada en ANS Nuclear News (2006).