Reactores

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Los reactores de agua presurizada y agua en ebullición caen en la clase general de reactores de agua ligera ya que usan agua ordinaria o ligera para el refrigerante y el moderador. El reactor de agua pesada, como su nombre lo indica, usa D2O para el moderador, mientras que los reactores refrigerados por gas usan un sólido como carbono para el moderador y un gas como helio para el refrigerante. Reactores de Agua Ligera El reactor térmico, moderado, reflejado y enfriado por agua ordinaria (ligera), es el más utilizado hoy en día para la producción de energía eléctrica. Como se mencionó antes, el agua tiene excelentes propiedades moderadoras. Además, sus propiedades termodinámicas son bien conocidas y está disponible fácilmente a bajo costo. Sin embargo, el agua tiene una alta presión de vapor, lo que significa que los reactores de agua ligera (LWR) deben operar a altas presiones. El agua también absorbe neutrones térmicos hasta tal punto que no es posible alimentar un LWR con uranio natural, simplemente nunca llegaría a ser crítico. El uranio en los reactores de agua siempre debe estar enriquecido, al menos en cierta medida. Existen básicamente dos tipos de reactores de agua ligera en uso: el reactor de agua presurizada (PWR) y el reactor de agua en ebullición (BWR). Ambos tipos de reactores están bien establecidos en Estados Unidos y en el extranjero, y ambos producen energía aproximadamente tan barata como las plantas de carbón comparables. El Reactor de Agua Presurizada El PWR fue uno de los primeros tipos de reactores de energía desarrollados comercialmente en los Estados Unidos. Este reactor también se ha convertido en el estándar en barcos y buques de la marina de guerra a nivel mundial alimentados con energía nuclear. El agua en un PWR se mantiene a alta presión, aproximadamente 15 MPa o 2250 psi. A esta presión, el agua no hervirá, al menos no en gran medida. Dado que el agua no hierve en el reactor, el vapor para las turbinas debe producirse fuera del reactor. Esto se hace en generadores de vapor, que son intercambiadores de calor con agua presurizada en el lado caliente.

El Reactor de Agua en Ebullición Durante mucho tiempo, se pensó que, si se permitía hervir agua dentro de un reactor, se producirían inestabilidades peligrosas debido a la formación y movimiento desigual de las burbujas de vapor. Experimentos realizados a principios de la década de 1950 (los famosos experimentos de BORAX) demostraron que esto era ciertamente el caso si la ebullición ocurría a baja presión. Sin embargo, cuando la presión aumentaba, la ebullición se volvía estable y el reactor se podía controlar. Desde estas primeras demostraciones de la viabilidad de los reactores de agua en ebullición, el BWR ha alcanzado un alto nivel de desarrollo. El BWR y el PWR están ahora compitiendo en igualdad de condiciones por el mercado de energía nuclear comercial en reactores de agua ligera. Hay ventajas obvias en un BWR. Por un lado, el vapor se forma en el reactor y va directamente a las turbinas - los generadores de vapor en bucles de transferencia de calor separados no son necesarios como lo son con el PWR. Por esta razón, se dice que el BWR opera en un ciclo directo. Además, se recuerda que, para una determinada cantidad de agua, se puede absorber más calor como calor latente, es decir, el calor necesario para vaporizar un líquido, que, como calor sensible, que, en el PWR, solo cambia la temperatura del fluido. Por lo tanto, se deduce que debe bombearse menos agua a través de un BWR por unidad de tiempo que a través de un PWR para la misma salida de energía. Sin embargo, el agua se vuelve radiactiva al pasar por el núcleo del reactor. Dado que esta agua se utiliza en el lado de producción de electricidad de la planta, todos los componentes del sistema de utilización de vapor - las turbinas, el condensador, los recalentadores, las bombas, las tuberías, y así sucesivamente - deben estar protegidos en una planta BWR. La presión en un BWR es aproximadamente 7 MPa o 900 psi, aproximadamente la mitad de la presión en un PWR. Como resultado, la pared del recipiente a presión para un BWR no necesita ser tan gruesa como para un PWR. Sin embargo, resulta que la densidad de potencia es menor en un BWR que en un PWR, y por lo tanto las dimensiones generales de un recipiente a presión para un BWR deben ser más grandes que para un PWR de la misma potencia. En lo que respecta al costo del recipiente a presión, estos dos efectos tienden más o menos a compensarse. Reactor Térmico Refrigerado por Gas Los reactores de uranio natural moderados por grafito fueron desarrollados en los Estados Unidos durante la Segunda Guerra Mundial para la conversión de 238U a 239Pu con fines militares. Después de la guerra, este tipo de reactor formó la base para los programas de armas nucleares de los Estados Unidos y varios otros países. No es sorprendente, por lo tanto, que los reactores alimentados con uranio natural se convirtieran en el punto de partida para la industria de la energía nuclear, especialmente en países como Gran Bretaña y Francia, que en ese momento carecían de las instalaciones para producir el uranio enriquecido necesario para alimentar los reactores de tipo agua ligera. Ambos países han construido plantas de difusión, sin embargo, y las versiones recientes de los reactores británicos y franceses utilizan combustible enriquecido. Los reactores originales de producción de plutonio en los Estados Unidos tenían un sistema de refrigerante de agua de ciclo abierto y único, mientras que los reactores de producción británicos utilizaban un sistema de refrigeración de aire de ciclo único. Sin

embargo, para los reactores de energía británicos y franceses, se adoptó un sistema de refrigeración de gas de ciclo cerrado desde el principio. Esto proporciona contención y control sobre los nuclidos radiactivos producidos en o absorbidos por el refrigerante. En estos reactores, el gas refrigerante es CO2. Este gas no es un fuerte absorbedor de neutrones térmicos y no se Vuelve radiactivo en presencia de la radiación del núcleo. Por lo tanto, puede ser liberado al medio ambiente sin un tratamiento previo costoso. De hecho, el CO2 se libera a la atmósfera después de haber pasado por las turbinas y haber sido enfriado a una temperatura segura. Los reactores refrigerados por gas se diseñan para funcionar a alta temperatura. Esto significa que el grafito debe ser el moderador, ya que el agua no podría soportar las altas temperaturas sin evaporarse. El uso de grafito como moderador tiene la ventaja de que es un moderador muy efectivo y no absorbe muchos neutrones. El combustible para estos reactores suele ser natural o ligeramente enriquecido. El diseño del combustible varía, pero a menudo toma la forma de barras de cerámica o bolas que están incrustadas en una matriz de grafito. Los reactores refrigerados por gas han sido ampliamente utilizados en el Reino Unido y Francia, y han proporcionado una cantidad significativa de la energía nuclear en esos países. Sin embargo, han sido menos comunes en otras partes del mundo, donde los reactores de agua ligera (LWR) han sido más populares. Reactor de Agua Pesada Los reactores de agua pesada son una clase de reactores que usan agua pesada, D2O, como moderador de neutrones. La ventaja clave del agua pesada es que es un moderador muy eficaz y no absorbe tantos neutrones como el agua ordinaria. Esto permite que el reactor funcione con combustible de uranio natural, lo que puede ser una ventaja en países que no tienen la capacidad de enriquecer uranio. En estos reactores, el agua pesada se usa para moderar la velocidad de los neutrones y permitir que ocurra la fisión nuclear. A menudo se utilizan en combinación con un refrigerante de agua ligera, aunque algunos diseños utilizan agua pesada para ambos roles. Un ejemplo famoso de un reactor de agua pesada es el Reactor de Deuterio-uranio presurizado canadiense (CANDU), que ha sido ampliamente utilizado en Canadá y exportado a varios otros países. Este diseño es conocido por su eficiencia y seguridad, y ha sido una parte clave del programa nuclear de Canadá.