(reactor de agua a presión). (Véase REACTOR, PRESSURIZED WATER).
Características básicas y sistemas de reactores nucleares PWR
Descripción general
Las centrales nucleares de potencia convierten la energía liberada durante la
fisión nuclear en energía térmica y posteriormente en energía eléctrica.
En los reactores tipo PWR (Pressurized Water Reactor),
el calor generado en el núcleo del reactor es transportado mediante agua
a alta presión, que actúa como refrigerante primario.
El calor transferido por el circuito primario es utilizado para producir vapor
en un generador de vapor. Ese vapor impulsa turbinas conectadas a generadores
eléctricos. Posteriormente el vapor es condensado y reutilizado en el ciclo.
Características básicas de las centrales nucleares
En la mayoría de las centrales nucleares, la energía liberada por la fisión
se deposita inicialmente como calor dentro de barras combustibles encerradas
en tubos metálicos. El calor se transmite por conducción y convección hacia
el fluido refrigerante que circula por el núcleo del reactor.
Dependiendo del tipo de reactor, el refrigerante puede ser:
- Agua ligera. (Light water)
- Agua pesada. (Heavy water)
- Dióxido de carbono presurizado. (Pressurized carbon dioxide)
- Helio. (Helium coolant)
- Sodio líquido. (Liquid sodium coolant)
- Plomo líquido. (Liquid lead coolant)
En los reactores PWR, el agua del circuito primario se mantiene a alta presión
para evitar que hierva dentro del reactor. El calor se transfiere a un circuito
secundario mediante un generador de vapor.
Sistema PWR
El reactor PWR utiliza tres circuitos principales:
- Circuito primario de refrigeración. (Primary coolant loop)
- Circuito secundario de vapor. (Secondary steam loop)
- Circuito terciario de enfriamiento. (Tertiary cooling loop)
El circuito primario transporta calor desde el núcleo del reactor hacia el
generador de vapor. Allí, el calor es transferido al circuito secundario,
donde el agua se convierte en vapor para accionar las turbinas.
Luego, el vapor es condensado y reutilizado mediante sistemas de alimentación
de agua y condensadores.
Sistemas de seguridad
Los reactores PWR modernos incluyen múltiples sistemas de seguridad diseñados
para controlar situaciones anormales y accidentes.
- Sistema de inyección de seguridad. (Safety Injection System, SIS)
- Sistema de remoción de calor residual. (Residual Heat Removal System, RHR)
- Tanque de agua de recarga. (Refueling Water Storage Tank, RWST)
- Sistema químico y de control volumétrico. (Chemical and Volume Control System, CVCS)
- Intercambiador de calor. (Heat exchanger)
- Válvulas motorizadas. (Motor-operated valves, MOVs)
Estos sistemas permiten mantener la refrigeración del núcleo, controlar la
presión y eliminar el calor residual producido incluso después de apagar
el reactor.
Estructura interna del reactor PWR
Dentro de la vasija del reactor se encuentra el núcleo, formado por conjuntos
combustibles y estructuras de soporte.
- Vasija del reactor. (Reactor pressure vessel, RPV)
- Núcleo del reactor. (Reactor core)
- Conjunto combustible. (Fuel assembly)
- Barras de combustible. (Fuel rods)
- Barras de control. (Control rods)
- Rejillas espaciadoras. (Spacer grids)
- Cilindro del núcleo. (Core barrel)
- Deflector del núcleo. (Core baffle)
- Toberas de entrada y salida. (Inlet and outlet nozzles)
- Tubos guía. (Guide thimbles)
- Paneles de blindaje neutrónico. (Neutron shield panels)
Las barras de combustible contienen pastillas de dióxido de uranio
(UO2) encerradas en tubos de aleación de zirconio.
El agua refrigerante circula alrededor de estas barras, absorbiendo
el calor generado por la fisión nuclear.
Control de reactividad
Las barras de control contienen materiales absorbentes de neutrones,
como boro o cadmio. Su función es regular la reacción en cadena
dentro del núcleo del reactor.
Al insertar las barras de control, aumenta la absorción de neutrones
y disminuye la potencia del reactor. Al retirarlas, la reacción de fisión
se incrementa.
Diseño AP1000
El reactor AP1000 es un diseño avanzado de reactor PWR
de Generación III+, desarrollado por Westinghouse.
Entre sus características principales se encuentran:
- Sistemas pasivos de seguridad. (Passive safety systems)
- Enfriamiento por gravedad. (Gravity-driven cooling)
- Tanque interno de agua de recarga. (In-containment refueling water storage tank, IRWST)
- Sistema automático de despresurización. (Automatic Depressurization System, ADS)
- Mayor longitud de elementos combustibles. (Extended fuel assemblies)
- Control mecánico avanzado. (Mechanical shim control system, MSHIM)
El diseño AP1000 busca mejorar la seguridad y simplificar los sistemas
activos tradicionales mediante mecanismos pasivos capaces de funcionar
sin necesidad de bombas o generadores externos.
Conceptos técnicos destacados
- Central nuclear de potencia. (Nuclear power plant, NPP)
- Reactor de agua presurizada. (Pressurized Water Reactor, PWR)
- Reactor de agua en ebullición. (Boiling Water Reactor, BWR)
- Sistema de suministro de vapor nuclear. (Nuclear Steam Supply System, NSSS)
- Balance de planta. (Balance of Plant, BOP)
- Generador de vapor. (Steam generator)
- Presurizador. (Pressurizer)
- Bomba de refrigerante del reactor. (Reactor Coolant Pump, RCP)
- Condensador principal. (Main condenser)
- Torre de enfriamiento. (Cooling tower)
- Blindaje biológico. (Biological shielding)
- Edificio de contención. (Containment building)
- Intercambiador de calor residual. (Residual heat exchanger)
- Conjunto absorbente combustible. (Burnable absorber assembly)
- Sistema de enfriamiento auxiliar. (Auxiliary feedwater system, AFW)
- Vasija del reactor. (Reactor vessel)
- Deflector del núcleo. (Core baffle)
- Cilindro del núcleo. (Core barrel)
- Conjunto combustible. (Fuel assembly)
- Panel de blindaje neutrónico. (Neutron shield panel)
- Guía para muestras de irradiación. (Irradiation specimen guide)
- Penetración disponible para barras de control. (Available control rod cluster vessel head penetration)
- Penetración de instrumentación. (Instrumentation penetration)
- Control de conjunto de barras. (Rod cluster control)
- Tobera superior. (Top nozzle)
- Barra de control. (Control rod)
- Rejilla espaciadora. (Grid)
- Resorte de rejilla. (Grid spring)
- Tobera inferior. (Bottom nozzle)
- Resorte de retención. (Hold down spring)
- Barra de combustible. (Fuel rod)
- Tubo guía de instrumentación. (Thimble tube)
- Aletas mezcladoras. (Mixing vanes)
- Región de tablero deflector. (Dashpot region)
- Depresión superficial. (Dimple)
- Tornillo del tubo guía. (Thimble screw)
- Núcleo del reactor. (Reactor core)
- Estructura del conjunto combustible. (Fuel assembly structure)
- Elemento combustible nuclear. (Nuclear fuel element)
- Sistema de barras de control. (Control rod system)
- Blindaje neutrónico. (Neutron shielding)
- Guía de irradiación. (Irradiation guide)
- Estructura interna del reactor. (Reactor internal structure)
- Vista superior del núcleo. (Top view of reactor core)
- Conjunto de combustible PWR. (PWR fuel assembly)
Descripción de la figura
Estructura del núcleo y del conjunto combustible de una central nuclear
tipo PWR (Pressurized Water Reactor). La parte (a) muestra una vista superior
del núcleo del reactor con los conjuntos combustibles, el cilindro del núcleo,
el blindaje neutrónico y las penetraciones para barras de control e instrumentación.
La parte (b) presenta un esquema detallado de un conjunto combustible,
mostrando barras de combustible, barras de control, rejillas espaciadoras,
tubos guía, toberas superior e inferior y otros componentes estructurales
utilizados para mantener la geometría del combustible y optimizar
la circulación del refrigerante dentro del reactor.
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