Jornadas nacionales sobre energía y educación 19 y 20 de Septiembre de 2008 Autor: Fernando Hevia Empresarios Agrupados
Introducción Las incertidumbres relativas a la disponibilidad de fuentes de energía y de sus costes, la preocupación sobre el cambio climático y la calidad del aire y los avances técnicos han dado impulso al desarrollo, actualmente en curso, de una nueva generación de reactores nucleares. Se pasa revista en esta presentación al estado del arte y a los desarrollos en curso con especial énfasis en los Reactores de Alta Temperatura por ser los de desarrollo más avanzado, por su rendimiento térmico y su aplicabilidad a procesos industriales de alta temperatura.
Tecnología nuclear; Estado del arte Cerca de 450 reactores en explotación en el mundo Mayor parte reactores de agua ligera a presión (PWR) o en ebullición (BWR) Todos los reactores instalados en España son de agua ligera Otros tipos de menor implantación: Reactores rápidos reproductores Reactores de agua pesada (CANDU) Reactores refrigerados por gas (Magnox)
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont.) Reactores de Generación III. Optimizan e incorporan avances tecnológicos: Modelo System 80+ ABWR AP600 AP1000 ESBWR SWR-1000 ACR-700 PBMR GT-MHR IRIS EPR ACR-1000 Vendedor Westinghouse BNFL GE, Toshiba, Hitachi Westinghouse BNFL Westinghouse BNFL GE Framatome ANP AECL Eskom General Atomic Westinghouse BNFL Framatome ANP AECL Tipo PWR BWR PWR PWR BWR BWR PHWR/PWR hibrido HTGR HTGR PWR PWR PHWR Su estado difiere desde la precertificación (ESBWR) hasta la explotación (ABWR o AP 1000) pasando por otros en construcción (EPR o PBMR)
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Futuros reactores. Generación IV Son un total de seis nuevos Reactores en desarrollo El Foro internacional al efecto que coordina su desarrollo los ha denominado Generación IV Deben someterse al cumplimiento de una serie de criterios que garanticen: su eficiencia en el uso de los recursos, su viabilidad económica, su seguridad y fiabilidad que limiten los riesgos de proliferación.
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Reactores de la IV Generación Reactor reproductor refrigerado por helio (Gas-cooled Fast Reactor; GFR). Opera en base a neutrones rápidos. Aplicación en generación eléctrica y producción de H2. Desarrollo programado para el 2020
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Reactores de la IV Generación Reactor reproductor refrigerado por plomo (Lead-cooled Fast Reactor; LFR). Concebido para una potencia eléctrica de 50 a 150 Mwe. Capaz de reciclar su combustible El manejo del plomo de refrigeración es el principal reto tecnológico. Programado para 2018
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Reactores de la IV Generación Reactor de sales fundidas (Molten Salt Reactor; MSR) presenta retrasos en el desarrollo tecnológico y se descuelga de la Generación IV
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Reactores de la IV Generación Reactor reproductor refrigerado por sodio (Sodium-cooled Fast Reactor; SFR). Eficaz para reciclar material radioactivo. Desarrollo programado para el 2015
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Reactores de la IV Generación Reactor supercrítico refrigerado por agua (Supercritical-water-cooled Reactor;SCWR). Trabaja a temperaturas cercanas a 375 Cº Es la evolución de los BWR de agua ligera Desarrollo programado para el 2025
Tecnología nuclear; Estado del arte (cont) Reactores de la IV Generación Reactor de muy alta temperatura refrigerado por gas (Very High Temperature Reactor; VHTR) Precedido de reactores conceptualmente similares que le han servido de soporte tecnológico y con desarrollos en curso que refinan su tecnología Desarrollo muy avanzado Alto rendimiento y aplicaciones industriales de alta temperatura Goza de alto respaldo en la Industria Nuclear (Sus antecedentes y características se describen a continuación)
Reactores de la IV generación Reactor de muy alta temperatura refrigerado por gas (Very High Temperature Reactor; VHTR) Su tecnología básica se desarrolló en los prototipos de Fort Sain Vrain y Peach Bottom en EEUU (en operación desde 1976 hasta 1989) y en el AVR (1967-1989) y THTR (1987-1990) alemanes. Esta tecnología está siendo objeto de nuevos avances gracias a proyectos como el PBMR sudafricano y otros como el GT-HTR 300C japonés, el Antares francés, el NHDD coreano o el GT-MHTR en EEUU. El desarrollo de este reactor, cuya temperatura de helio a la salida del reactor estará entre 850 y 950 Cº, busca una producción eléctrica eficiente y un amplio campo de aplicación en procesos que requieran alta temperatura.
Reactores de la IV generación Reactor de muy alta temperatura refrigerado por gas (Very High Temperature Reactor; VHTR) Características principales El uso de un buen moderador del Reactor como el grafito incrementa la eficacia de utilización del combustible El grafito se usa igualmente para embeber y proteger el combustible formando parte de él y con el consiguiente beneficio para la seguridad La combinación de refrigeración por helio, moderador de grafito y combustible con protección cerámica permite alcanzar temperaturas de salida del reactor cercanas a los 900 Cº
Reactores de la IV generación Reactor de muy alta temperatura refrigerado por gas (Very High Temperature Reactor; VHTR) Características principales Las altas temperaturas de proceso permite alcanzar eficiencias térmicas del 40% frente al 30% de los reactores a presión de agua ligera Significa asimismo que se pueden conseguir mayores quemados del U235 con el consiguiente beneficio y una menor generación de combustible gastado. Estos reactores están concebidos para la recarga continua del combustible, evitando así las paradas de recarga.
Reactores de la IV generación Reactor de muy alta temperatura refrigerado por gas (Very High Temperature Reactor; VHTR) Retos Tecnológicos La refrigeración por gas exige un mayor caudal y eficiencia en la refrigeración y por tanto un mayor dimensionamiento de sus componentes. El objetivo de máxima eficiencia del proceso de generación eléctrica incrementando la temperatura de trabajo hasta cerca de los 1000 Cº, está requiriendo nuevos desarrollos en los materiales y en los elementos combustibles así como en el control de los modos de operación más severos. El combustible de estos reactores está protegido con materiales cerámicos y contenido en bolas o prismas de grafito. Esto genera mayor volumen y mayor complejidad de las tecnologías de tratamiento del combustible gastado y la necesidad de su optimización.
Reactor PBMR (Sudáfrica) General Constituye el reactor de alta temperatura refrigerado por gas más avanzado en su desarrollo El proyecto PBMR cuenta con la financiación mayoritaria del Gobierno Sudafricano En apoyo de esta iniciativa el Gobierno Sudafricano ha inaugurado durante el año 2007 dos instalaciones básicas: Laboratorio de pruebas de transferencia de calor en la Universidad de Potchefstroom Laboratorio de pruebas del sistema de helio en Pelindaba El año 2007, la Planta de producción de combustible en Pelindaba recibió del Organismo Regulador un primer informe favorable que permitirá iniciar la fabricación de combustible en muy corto plazo.
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales La vasija del reactor tiene una altura de 27 metros y un diámetro interior algo superior a 6 metros El núcleo está compuesto por 450.000 bolas de combustible de 60 mm de diámetro depositadas entre los reflectores de grafito central y perimetral El enriquecimiento del combustible en uranio 235 en el PBMR es del 10% Un conjunto de 24 barras de control situadas perimetralmente en el reflector exterior constituyen el sistema de control de reactividad Ocho taladros verticales a lo largo del reflector central dispuestos para recibir por gravedad las esferas de absorción, constituyen el sistema de parada de emergencia.
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales (cont) La refrigeración es por helio que sale del reactor a una temperatura cercana a 900 Cº y una presión en el entorno de 9 MPa y mueve la turbina y el alternador y los compresores a ella acoplados. El helio sale de turbina en una condición cercana a los 500 Cº y los 2,6 MPa siendo enfriado, comprimido y recalentado en un recuperador compacto para volver al reactor y completar un ciclo termodinámico Brayton (directo). El reactor generará 400 MW térmicos y la potencia eléctrica será de 165 MWe. La potencia del sistema se regula variando el caudal másico y éste variando la presión del sistema. Las elevadas temperaturas y presiones del sistema permiten alcanzar teóricamente eficiencias térmicas cercanas al 40% frente al 32 % habitual en los actuales reactores de agua ligera.
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales (cont) Ciclo Brayton recuperativo
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales (cont) Configuración física del Ciclo Brayton de potencia
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales (cont) Combustible El combustible del PBMR se basa en el desarrollado en Alemania para los reactores de alta temperatura AVR y THTR Consiste en bolas de 60 mm de diámetro formadas por una matriz de grafito y resina que contienen unas 15.000 partículas de oxido de uranio de bajo enriquecimiento y de un diámetro aproximado de 0,5 mm cubiertos por las siguientes cuatro capas: Carbón poroso Carbón pirolítico (muy denso) Carburo de silicio (material refractario muy resistente) Carbón pirolítico La máxima temperatura alcanzable en el núcleo es de 1600 Cº muy por debajo de la temperatura de daño al combustible
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales (cont) Elementos combustibles
Reactor PBMR (Sudáfrica) (cont) Características principales (cont) Combustible El ciclo de combustible del PBMR está basado en la recarga continua en operación. El objetivo es la operación sin interrupciones durante 6 años. El ciclo completo para cada bola es de unos seis meses y normalmente su vida se extiende a seis ciclos, es decir tres años de vida, lo que se traduciría en unas 15 recargas completas en 40 años de vida de la Central. El reactor PBMR de 400 MW térmicos generará en torno a 32 toneladas de bolas de combustible por año de las que 1 tonelada es de uranio. Su almacenamiento (40 años) no necesita de sistemas de enfriamiento de seguridad.
Reactor PBMR (Sudáfrica) Estado del programa La construcción de la planta prototipo tiene previsto su inicio el año 2010 y la primera carga de combustible tendría lugar en el 2014. A este efecto la vasija del Reactor y todos los componentes de la envolvente a presión del sistema de potencia están completando su diseño e Ingeniería por parte de las empresas españolas ENSA y Empresarios Agrupados. Se postula, con la colaboración de Shaw y Westinghouse, para el Proyecto PHP de reactor de alta temperatura del DOE de EEUU