Reactor de agua en ebullición económico y simplificado

El reactor de agua en ebullición simplificado económico ( ESBWR ) es un diseño de 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 Vernova Hitachi Nuclear Energy (GVH) y se basan en diseños previos de reactores de agua en ebullición .

Los sistemas pasivos de seguridad nuclear en un reactor ESBWR funcionan sin bombas, lo que aumenta la seguridad, la integridad y la fiabilidad del diseño, a la vez que reduce el coste total del reactor. Además, utiliza la circulación natural para impulsar el flujo de refrigerante dentro del recipiente de presión del reactor (RPV); esto reduce el número de sistemas que requieren mantenimiento y evita incidentes graves en reactores BWR, como roturas en las líneas de recirculación. Estos sistemas no requieren bombas de circulación ni tuberías, fuentes de alimentación, intercambiadores de calor, instrumentación ni controles.

Los sistemas de seguridad pasiva del ESBWR incluyen una combinación de tres sistemas que permiten la transferencia eficiente del calor residual (generado por la desintegración nuclear) del reactor a depósitos de agua fuera de la contención : el Sistema de Condensador de Aislamiento, el Sistema de Refrigeración por Gravedad y el Sistema de Refrigeración Pasiva de la Contención . Estos sistemas utilizan la circulación natural, basada en leyes físicas básicas, para transferir el calor residual fuera de la contención, manteniendo al mismo tiempo los niveles de agua dentro del reactor, lo que permite que el combustible nuclear permanezca sumergido y adecuadamente refrigerado. 

En los casos en que la presión límite del refrigerante del reactor permanece intacta, se utiliza el Sistema de Condensador de Aislamiento (ICS) para eliminar el calor residual del reactor y transferirlo fuera de la contención. 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 parte superior del edificio del reactor. El vapor sale del reactor a través de las tuberías del ICS y se dirige 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, fluye de regreso al reactor para completar el circuito de refrigeración. El refrigerante del reactor circula por este circuito para proporcionar refrigeración continua y añadir agua al núcleo del reactor.

En los casos en que el límite de presión del refrigerante del reactor no permanece intacto y se está perdiendo agua en el núcleo, el Sistema de Refrigeración de Contención Pasiva (PCCS) y el Sistema de Refrigeración por Gravedad (GDCS) trabajan en conjunto para mantener el nivel de agua en el núcleo y eliminar el calor residual 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 reservas de agua, el reactor se despresuriza y se activa el sistema de control de la presión de la caldera (GDCS). Este sistema consiste en grandes depósitos de agua dentro de la contención, ubicados sobre el reactor y conectados al recipiente de presión. Al activarse el GDCS, la gravedad impulsa el agua desde los depósitos hacia el reactor. Los depósitos están dimensionados para proporcionar la cantidad suficiente de agua y mantenerla por encima de la parte superior del combustible nuclear. Una vez despresurizado el reactor, el calor residual se transfiere a la contención a medida que el agua en su interior hierve y sale del recipiente de presión 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 asciende a través de la contención hasta los intercambiadores de calor del PCCS, donde se condensa. El condensado drena desde los intercambiadores de calor del PCCS hacia las piscinas del GDCS, donde completa el ciclo y regresa al recipiente de presión del reactor.

Los intercambiadores de calor ICS y PCCS están sumergidos en una piscina de agua con capacidad suficiente para disipar el calor residual del reactor durante 72 horas. La piscina está ventilada a la atmósfera y se encuentra fuera de la contención. Gracias a estas características, la piscina se puede rellenar fácilmente con agua a baja presión y mediante tuberías instaladas.

El núcleo del reactor es más corto que en las centrales BWR convencionales para reducir la caída de presión sobre el combustible, lo que permite la circulación natural. Hay 1132 haces de barras de combustible y la potencia térmica es de 4500 MWt en el SBWR estandarizado. ^{[ 1 ]} La potencia nominal es de 1594 MWe brutos y 1535 MWe netos, lo que da como resultado una eficiencia de Carnot global de la central de aproximadamente el 35 %. ^{[ 2 ]}

En caso de accidente, el ESBWR puede permanecer en un estado seguro y estable durante 72 horas sin ninguna intervención del operador ni siquiera suministro eléctrico. Los sistemas de seguridad del ESBWR están diseñados para funcionar normalmente en caso de un apagón total de la central, que impidió el correcto funcionamiento de los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo en la central nuclear de Fukushima Daiichi . Debajo del recipiente, hay una estructura de tuberías (captador de núcleo) que permite la refrigeración del núcleo durante cualquier accidente muy grave. Estas tuberías facilitan la refrigeración 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 daños en el núcleo de 1,65 × 10⁻⁸ ^por año (es decir, aproximadamente una vez cada 60 millones de años). ^{[ 3 ]}

De forma similar al ABWR, la contención se inertiza con nitrógeno antes de la operación para prevenir incendios, y puede desinertizarse después de la parada del reactor para mantenimiento. Dado que este BWR no puede controlarse mediante el control del caudal debido a la falta de bombas de recirculación, puede controlarse en su lugar mediante 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 del Diseño Final ^{[ 6 ]} el 9 de marzo de 2011. El 7 de junio de 2011, la NRC finalizó 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 en el secador de vapor de GE-Hitachi. ^{[ 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 del secador de vapor. ^{[ 10 ]}

El NRC otorgó la aprobación del diseño en septiembre de 2014. ^{[ 11 ]}

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• Reactor presurizado europeo
• Programa de Energía Nuclear 2010

• Sitio web de GE Energy ESBWR
• Informe de situación 100 - Reactor de agua en ebullición económicamente simplificado (ESBWR) , 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 NRC ESBWR
• Evaluación probabilística de riesgos de ESBWR
• Documento de control de diseño de ESBWR, Rev. 10
• Descripción general del diseño publicada en ANS Nuclear News (2006).