Descripcción de distintos reactores de potencia.

Todo esto da una gran variedad de reactores posibles, pero por razones económicas, tecnológicas y de seguridad, solo se construyen para reactores de potencia unos pocos tipos:

A - Reactor PWR (Pressurized Water Reactor).

B - reactor PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor).

C – Reactor HWR (Heavy Water Reactor).

D – Reactor BWR (Boiling Water Reactor).

E – Reactor GCR (Gas Cooled Reactor).

A - Reactor PWR (Pressurized Water Reactor).

El diseño original desarrollado por la firma Westinghouse, estaba destinado para submarinos nucleares, pero su muy satisfactorio resultado lo llevó para su uso en centrales eléctricas.

Consta de un recipiente de presión y dentro del él se aloja el núcleo para el proceso de fisión.

El combustible es Uranio Enriquecido al 2% o 3% (U235 al 2% o 3% y el resto U238). Esta moderado y refrigerado por agua natural mantenida a presión.

El agua del circuito primario calentada en el interior del núcleo por la fisión, se dirige al generador de vapor, en donde cede calor al agua del circuito secundario, retornando nuevamente el agua al núcleo por bombas. El vapor del circuito secundario alimenta el turbo alternador, luego es conducido al condensador de vapor y el condensado es realimentado al generador de vapor mediante una bomba.

El tamaño del recipiente del reactor es función de la potencia de la central. El diamétro varia entre los 3,3 m para una central de 500 a 600 MW hasta 4,4 m para una central entre 1000 y 1100 MW. La altura es de unos 13 m y el espesor varia entre los 120 a 300 mm.

Al circuito primario se acopa el presurizador, consistente en un recipiente a presión cilíndrico vertical en cuya parte inferior se encuentran resistencias eléctricas de calefacción y en cuya parte superior están unas boquillas de aspersión de agua fría presión. Cuando la presión cae, las resistencias producen vapor y compensan la caida de presión Si la presión aumenta, se produce un rociado del vapor con agua fría desde las boquillas de aspersión.

La potencia del reactor se controla por dos medios:

Por barras absorbentes, que en este caso son, generalmente, una aleación de Plata, Indio y Cadmio;

Por inyección de ácido bórico disuelto en agua.

El reabastecimiento de combustible se hace con el reactor detenido, reemplazando anualmente un tercio de la carga y reordenándose el resto convenientemente para optimizar el quemado.

El elemento combustible irradioado es depositado en una pileta de enfriamiento hasta que su radioactividad disminuya lo suficiente como para permitir su reprocesamiento

B - REACTOR PHWR (Pressurized – Heavy water Reactor)

Este reactor es similar al PWR que vimos anteriormente, salvo que aquí el combustible utilizado es Uranio natural (0,7% de U-235 y 99,3% de U-238) y el moderador y el refrigerante, es decir, el fluido que circula en el circuito primario, es agua pesada.

Por ejemplo: Central Nuclear Atucha I. A su vez la carga de combustible se efectúa durante la operación normal de la central.

C - REACTOR HKR (Heavy Water Reactor)

Estos reactores, al igual que los PHWR, son alimentados con Uranio natural y moderados y refrigerados con agua pesada. La diferencia entre el PHWR y el HWR estriba en que el primero tiene recipientes de presión, en cambio el segundo está construido según el sistema de tubos a presión. Por ejemplo : Central Nuclear en Embalse.

D - REACTOR BWR (Boiling – Water Reactor)

En este reactor se utiliza Uranio Enriquecido como conbustible, con un grado de enriquecimiento que generalmente oscila alrededor del 3%. Como moderador y refrigerante se utiliza agua liviana.

En el sistema de ciclo directo el vapor, que se produce dentro del mismo reactor, es llevado directamente a la turbina y de allí pasa al condensador. El condensado va luego a un sistema de purificación constituido por resinas de intercambio iónico de lecho mezclado y de aquí es bombeado directamente al reactor.

Ya en el reactor el agua de alimentación se suma a la mezcla bifásica agua-vapor que es forzada a recircular a través del núcleo por bombas-toberas, que están localizadas en la periferia alrededor del núcleo dentro del recipiente del reactor.

Se usa a veces el sistema de ciclo indirecto, en el que el vapor producido en el reactor alimenta a intercambiadores de calor, en los cuales se produce vapor secundario que alimenta la turbina.

Una tercera solución es aquella en la cual una parte del vapor formado en el reactor alimenta directamente la turbina, en tanto que el resto pasa a intercambiadores de calor donde se produce vapor secundario, el cual también alimenta la turbina.

El núcleo del reactor consiste en una cantidad de elementos combustibles agrupados en una configuración cuya periferia tiende a adoptar la forma cilíndrica.

Cada elemento combustible contiene unas 36 ó 49 barras de combustible en una matriz cuadrada.

Los elementos combustibles están espaciados por canales separadores de Zircaloy.

Estos canales permiten alojar las barras de control, cuyo material absorvente es carburo de Boro, accionadas por mecanismos hidráulicos. Las barras de control entran por la parte inferior del reactor. Además en los canales de refrigeración se introduce una lámina de material absorbente.

Los elementos conbustibles que componen el núcleo se apoyan en una placa sostén que tiene perforaciones dimensionadas para permitir una distribución apropiada del refrigerante en el núcleo.

El recipiente de presión es diseñado para soportar una presión interna de unos 90 kg/cm2 a 310 °C aproximadamente. El recipiente es de forma cilíndrica con base semiesférica. Esta fabricado en acero de bajo carbono recubierto interiormente con una capa de unos 7mm de acero inoxidable austenítico.

En el interior del recipiente, el agua fluye hacia arriba, a lo largo de los tubos de guía de los elmentos combustibles y de las barras de control, y al pasar a través de los elementos combustibles se evapora parcialmente, formando una mezcla bifásica (líquido-vapor) que alcanza la cavidad de salida del núcleo con un contenido del 60% de vapor en volúmen, aproximadamente.

En previsión de eventuales fallas en los mecanismos de las barras de control, para casos de emergencia se agrega un sistema de inyección automática de una solución de pentaborato de Sodio, la cual puede ser bombeada directamente a la zona del núcleo dentro del recipiente de presión, pudiendo vencer una presión interna equivalente a la presión de trabajo del reactor.

Otro elemento auxiliar es el sistema de rociado del núcleo que tiene por misión enfriarlo en el caso de un accidente por el cual resulten pérdidas considerables de agua del reactor, evitando así la fusión del núcleo.

Para casos poco probables de que exista una rotura del sistema primario, en la cúpula del recinto de confinamiento se dispone de un sistema de rociado de agua, el que permite la condensación del vapor que escaparía, evitando así aumentos de presión excesivos

El reabastecimiento del combustible se realiza con el reactor detenido. Con el objeto de proveer blindaje durante la manipulación de los elementos irradiados, el recipiente del reactor se encuentra alojado dentro de una especie de pozo que puede ser inundado..

E - REACTOR GCR (Gas – Cooled Reactor)

Este tipo de reactor utiliza uranio natural como combustible, y esta moderado con grafito. El refrigerante utilizado puede ser helio o dióxido de carbono (CO2), preferentemente éste último en la mayoría de los casos por ser más barato. El núcleo está compuesto por un apilamiento de bloques de grafito en forma de paralelepípedos de base cuadrada o hexagonal.

En el centro de tales bloques se practican perforaciones longitudinales, que constituyen los canales de refrigeración, y dentro de los cuales van alojados los elementos combustibles.

El refrigerante circula, impulsado por turbo-soplantes, a través de los canales de refrigeración a una presión de unos 8 kg/cm2, siendo la temperatura de salida de alrededor de 340 °C. El gas caliente es enviado a un intercambiador de calor donde se vaporiza y cuyo vapor es usado para accionar un grupo turbo-alternador.

Las vainas de las barras combustibles deben estar provistas de aletas para favorecer la ecuación del calor. Como estos reactores son de gran volumen, es muy costoso hacer los recipientes de acero. Para obviar este problema se recurrió a la fabricación de recipientes de hormigón pretensado. El costo de instalación de los CGR es muy alto, por lo cual se han dejado de usar, pero han dado origen a una nueva generación de reactores como los AGR (Advanced Gas-Cooles Reactor) en los cuales se usa uranio levemente enriquecido (1,5% aproximadamente) y se incrementan presiones y temperaturas de trabajo.