reactor de agua supercrítica

El reactor de agua supercrítica ( SCWR ) es un concepto de reactor de Generación IV , ^{[ 1 ]} diseñado como un reactor de agua ligera (LWR) que opera a presión supercrítica (es decir, superior a 22,1 megapascales [3210 psi] ). El término crítico en este contexto se refiere al punto crítico del agua y no debe confundirse con el concepto de criticidad del reactor nuclear. 

El agua calentada en el núcleo del reactor se convierte en un fluido supercrítico por encima de la temperatura crítica de 374 °C (705 °F) , pasando de un fluido más parecido al agua líquida a un fluido más parecido al vapor saturado (que se puede utilizar en una turbina de vapor ), sin pasar por la transición de fase distintiva de la ebullición .  

El reactor de agua supercrítica combina las tecnologías consolidadas del generador de vapor supercrítico (utilizado habitualmente para generar electricidad a partir de combustibles fósiles) con las del reactor de agua en ebullición (BWR), logrando un diseño más sencillo y eficiente que el de un BWR, gracias a su funcionamiento a mayor presión. Al igual que en un BWR, la turbina y el recipiente de presión del reactor comparten el mismo circuito de refrigeración, a diferencia de un reactor de agua presurizada (PWR).

La mayoría de las centrales SCWR se desarrollan para generar energía superior a 1000 MWe a presiones de operación de aproximadamente 25 MPa y temperaturas de salida del reactor que oscilan entre 500 y 625 °C. ^{[ 2 ]}

El desarrollo de los sistemas SCWR se considera un avance prometedor para las centrales nucleares debido a su alta eficiencia térmica (~45  % frente a ~33  % para los reactores LWR actuales) y su diseño más simple. En 2012, el concepto estaba siendo investigado por 32 organizaciones en 13 países. ^{[ 3 ]}

Los reactores refrigerados por vapor sobrecalentado que operan a presión subcrítica se experimentaron tanto en la Unión Soviética como en los Estados Unidos ya en las décadas de 1950 y 1960, como la central nuclear de Beloyarsk , Pathfinder y Bonus del programa Operación Sunrise de GE . Estos no son SCWR. Los SCWR se desarrollaron a partir de la década de 1990. ^{[ 4 ]} Se están desarrollando tanto un SCWR tipo LWR con un recipiente de presión del reactor como un SCWR tipo CANDU con tubos de presión.

Un libro de 2010 incluye métodos de diseño y análisis conceptuales, tales como diseño del núcleo, sistema de planta, dinámica y control de planta, arranque y estabilidad de planta, seguridad, diseño de reactor rápido , etc. ^{[ 5 ]}

Un documento de 2013 vio la finalización de una prueba de bucle de combustible prototipo en 2015. ^{[ 6 ]} Una prueba de calificación de combustible se completó en 2014. ^{[ 7 ]}

Un libro de 2014 presentó el diseño conceptual de un reactor de espectro térmico (Super LWR) y un reactor rápido (Super FR), así como resultados experimentales de termohidráulica, materiales e interacciones entre materiales y refrigerantes. ^{[ 8 ]}

Más recientemente, el proyecto ECC-SMART ha aplicado el concepto SCWR a reactores modulares pequeños refrigerados por agua supercrítica (SCW-SMR). ^{[ 9 ]} Estos diseños buscan mantener la alta eficiencia térmica de los sistemas de agua supercrítica al tiempo que reducen el tamaño del núcleo e incorporan la eliminación pasiva del calor residual mediante circulación natural. Los sistemas pasivos en los SCW-SMR son beneficiosos ya que no dependen de potencia activa, lo que reduce el riesgo de accidentes y facilita la gestión del calor residual durante el desmantelamiento. Esta investigación también ha hecho hincapié en la calificación del combustible, la química del agua y los materiales como limitaciones clave para su implementación. ^{[ 10 ]}

• El agua supercrítica posee excelentes propiedades de transferencia de calor, lo que permite una alta densidad de potencia, un núcleo pequeño y una estructura de contención reducida.
• El uso de un ciclo Rankine supercrítico , con sus temperaturas típicamente más elevadas, mejora la eficiencia (sería de aproximadamente un 45 % frente al 33 % de los reactores PWR/BWR actuales).  
• Esta mayor eficiencia conllevaría un mejor consumo de combustible y una menor carga de combustible, reduciendo el calor residual (de desintegración) .
• El SCWR se diseña típicamente como un ciclo directo, en el que el vapor o el agua supercrítica caliente del núcleo se utiliza directamente en una turbina de vapor. Esto simplifica el diseño. Así como un BWR es más simple que un PWR, un SCWR es mucho más simple y compacto que un BWR menos eficiente con la misma potencia eléctrica. No hay separadores de vapor, secadores de vapor, bombas de recirculación internas ni flujo de recirculación dentro del recipiente de presión. El diseño es de ciclo directo de paso único, el tipo de ciclo más simple posible. La energía térmica y radiológica almacenada en el núcleo más pequeño y su circuito de refrigeración (primario) también sería menor que la de un BWR o un PWR. ^{[ 13 ]}
• El agua es líquida a temperatura ambiente, barata, no tóxica y transparente, lo que simplifica la inspección y la reparación (en comparación con los reactores refrigerados por metal líquido ).
• Un reactor SCWR rápido podría ser un reactor reproductor , como el propuesto Reactor Avanzado Limpio y Ambientalmente Seguro, y podría quemar los isótopos de actínidos de larga vida .
• Un reactor SCWR de agua pesada podría generar combustible a partir de torio (cuatro veces más abundante que el uranio). De forma similar a un reactor CANDU , también podría utilizar uranio natural no enriquecido si se proporciona suficiente moderación.
• El calor del proceso se puede suministrar a temperaturas más altas que las que permiten otros reactores refrigerados por agua.

• Un menor inventario de agua (debido al circuito primario compacto) implica una menor capacidad de calor para amortiguar transitorios y accidentes (por ejemplo, pérdida de flujo de agua de alimentación o un accidente con pérdida de refrigerante por rotura importante ), lo que resulta en temperaturas de accidente y transitorias demasiado altas para el revestimiento metálico convencional. ^{[ 14 ]}

Sin embargo, no es demasiado alto para el revestimiento de acero inoxidable. El análisis de seguridad del tipo LWR SCWR mostró que los criterios de seguridad se cumplen con márgenes en accidentes y transitorios anormales, incluyendo la pérdida total de flujo y el accidente de pérdida de refrigerante. ^{[ 15 ] [ 5 ] [ 14 ] : 97, 104} No se produce una rotura de doble extremo debido al ciclo de refrigerante de paso único. El núcleo se enfría mediante el flujo inducido en el accidente de pérdida de refrigerante. El inventario de agua en la cúpula superior del recipiente del reactor sirve como un acumulador dentro del recipiente. El principio de seguridad del SCWR no es mantener el inventario de refrigerante, sino mantener el caudal de refrigerante del núcleo. ^{[ 15 ] [ 5 ]} Es más fácil de monitorear que el nivel de agua en accidentes. Hubo un error en la señal del nivel de agua en el accidente de Three Mile Island y los operadores apagaron el ECCS.

• La mayor presión combinada con una temperatura más elevada, así como un aumento mayor de la temperatura en todo el núcleo (en comparación con los reactores PWR/BWR), dan como resultado un aumento de las tensiones mecánicas y térmicas en los materiales del recipiente que son difíciles de solucionar.

Sin embargo, en un diseño tipo LWR, la pared interna del recipiente de presión del reactor se enfría mediante el refrigerante de entrada, al igual que en un PWR. Las boquillas de salida del refrigerante están equipadas con manguitos térmicos. Un diseño de tubo de presión, donde el núcleo se divide en tubos más pequeños para cada canal de combustible, presenta potencialmente menos problemas en este aspecto, ya que los tubos de menor diámetro pueden ser mucho más delgados que los recipientes de presión macizos, y el tubo puede aislarse internamente con aislamiento cerámico inerte para que pueda operar a baja temperatura (agua de calandria). ^{[ 16 ]}

• El refrigerante reduce considerablemente su densidad en el extremo del núcleo, lo que hace necesario colocar allí un moderador adicional.

Sin embargo, un diseño de SCWR tipo LWR adopta barras de agua en los conjuntos de combustible como los BWR. La densidad del refrigerante en las barras de agua se mantiene alta con un aislamiento térmico delgado, no completamente aislado. La mayoría de los diseños de SCWR tipo CANDU utilizan una calandria interna donde parte del flujo de agua de alimentación se guía a través de tubos superiores a través del núcleo, que proporcionan la moderación adicional (agua de alimentación) en esa región. Esto tiene la ventaja adicional de poder enfriar toda la pared del recipiente con agua de alimentación, pero resulta en una disposición de calandria y plena interna compleja y exigente en materiales (alta temperatura, grandes diferencias de temperatura, alta radiación). Un diseño de tubo de presión tiene las características de que la mayor parte del moderador está en la calandria a baja temperatura y presión, lo que reduce el efecto de la densidad del refrigerante sobre la moderación, y el tubo de presión real puede mantenerse frío por el agua de la calandria. ^{[ 16 ]}

• Es necesario un amplio desarrollo de materiales e investigación sobre la química del agua supercrítica bajo radiación.

Sin embargo, el refrigerante del reactor SCWR se limpia completamente después de la condensación. Esto representa una ventaja para el control de la química del agua y la prevención de la corrosión bajo tensión en los materiales estructurales. Esto no es posible en los reactores LWR, donde circula refrigerante caliente.

• Se requieren procedimientos especiales de puesta en marcha para evitar la inestabilidad antes de que el agua alcance condiciones supercríticas.

Sin embargo, la inestabilidad se controla mediante la relación potencia/caudal de refrigerante como en un BWR. ^{[ 17 ]} El cambio de densidad del refrigerante es menor en los SCWR que en los BWR.

• Un reactor SCWR rápido necesita un núcleo de reactor relativamente complejo para tener un coeficiente de vacío negativo .

Sin embargo, es factible un núcleo con un solo paso de flujo de refrigerante. ^{[ 8 ]}

• Al igual que ocurre con todas las alternativas a los diseños actualmente generalizados (principalmente reactores térmicos subcríticos refrigerados por agua y moderados por agua de algún tipo), habrá menos proveedores de tecnología y piezas, y menos experiencia, al menos inicialmente, que para la tecnología probada con décadas de antigüedad o sus mejoras evolutivas, como los reactores de generación III+ .

Sin embargo, los LWR se desarrollaron en la década de 1950 basándose en las tecnologías de energía subcrítica alimentada con combustibles fósiles. El éxito de los LWR se basa en esa experiencia. ^{[ 5 ]} Las centrales eléctricas supercríticas alimentadas con combustibles fósiles se desarrollaron después de la década de 1950. Componentes como válvulas, tuberías, turbinas, bombas de agua de alimentación y calentadores para operar a una presión de estrangulamiento de turbina de hasta 30 MPa (4400 psi) y temperatura de hasta 630 °C (903 K; 1166 °F) están presentes para aplicaciones comerciales. ^{[ 18 ] [ 5 ]} Los SCWR son una evolución natural de los LWR. La competitividad de los LWR en el mercado eléctrico está siendo desafiada en los EE. UU. debido al gas de esquisto de los resúmenes históricos de las proyecciones del costo nivelado de la electricidad (LCOE) de la Administración de Información Energética (EIA) de EE. UU. (2010-2020) en Costo de la electricidad por fuente . Los LWR son el diseño dominante con la mayor participación en la generación de energía nuclear y son la oferta actual para nuevas construcciones en el mundo. La dinámica de la innovación muestra que la innovación no proviene de las empresas con la mayor cuota de mercado. ^{[ 19 ]} Comparar los SCWR y los LWR no es relevante en términos de dinámica de la innovación . Si el reactor modular pequeño (SMR) es competitivo, una versión SMR de los SCWR aumentará su ventaja. ^{[ 20 ]}     

• El agente de ajuste químico podría comportarse de manera drásticamente diferente, ya que las propiedades de la solución de agua supercrítica son muy diferentes a las del agua líquida. Actualmente, la mayoría de los reactores de agua a presión emplean ácido bórico para controlar la reactividad al inicio del proceso de quemado .

Sin embargo, el uso de calces químicos no es viable en los reactores SCWR, al igual que en los BWR, debido al coeficiente de vacío positivo del refrigerante. Los reactores SCWR utilizan agua borada como refrigerante secundario para el apagado, de forma similar a los BWR.

• Dependiendo del diseño, la recarga de combustible en línea puede resultar imposible. Si bien los reactores CANDU son capaces de recargar combustible en línea, otros reactores moderados por agua no lo son.

Sin embargo, el factor de capacidad de los reactores LWR ya es alto en EE. UU., superior al 90 %. Los reactores SCWR de tipo recipiente a presión no requieren reabastecimiento de combustible en línea.

• reactor de cuarta generación
• reactor reproductor
• El reactor de agua de moderación reducida , un concepto que en algunos aspectos es similar y en otros se solapa con el concepto de reactor SCWR, se está desarrollando al margen del programa de Generación IV.
• reactor de tercera generación
  • Reactor avanzado de agua en ebullición ( ABWR )
  • Reactor de agua en ebullición simplificado y económico ( ESBWR ) (generación III+)

• Hoja informativa sobre el reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR) del Laboratorio Nacional de Idaho
• Presentación de la UW: Requisitos de diseño de las barras de combustible del SCWR. Archivada el 28/09/2013 en Wayback Machine (presentación de PowerPoint).
• Análisis de estabilidad del reactor SCWR de ANL archivado el 28/09/2013 en Wayback Machine (presentación de PowerPoint).
• TALLER DEL INL SOBRE REACTORES AVANZADOS, CICLOS DE COMBUSTIBLE Y PRODUCTOS ENERGÉTICOS PARA UNIVERSIDADES (PDF).
• Circulación natural en centrales nucleares refrigeradas por agua (IAEA-TECDOC-1474)
• Página INL SCWR
• Presentación del INL
• Informe de progreso del INL sobre las actividades de I+D de Generación IV del año fiscal 2003 para el desarrollo del SCWR en EE. UU.
• Sitio web del Foro Internacional Generación IV SCWR .
• Resumen del taller INL SCWR