Plantas nucleares flotantes para la industria offshore usando combustible nuclear tipo VVER y ciclos basados en Torio Daniel E. Milian Lorenzo, D. Milian Pérez, L. P. Rodríguez García, J. Salomón Llanes Instituto Superior de Tecnologías y Ciencias Aplicadas, InSTEC Ave. Salvador Allende y Luaces. Quinta de los Molinos. Plaza AP: 6163 La Habana, Cuba. Email: dmilian@instec.cu, dperez@instec.cu Teléfono: (+) 537 873-8214 RESUMEN Las plantas nucleares flotantes, PNF, se basan en la experiencia alcanzada en la operación de los reactores nucleares a bordo de buques por más de 6000 añosreactor sin la ocurrencia de accidentes con consecuencias de radiación y utilizan reactores nucleares pequeños innovativos con ciclos combustibles que operan durante largos períodos de tiempo sin recargar y permutar el combustible nuclear en el núcleo del reactor, lo cual impide el desvío clandestino del material del combustible nuclear. Ofrecen aplicaciones flexibles con opción de cogeneración capaces de suministrar electricidad para la industria offshore y para regiones costeras tanto remotas como cercanas a grandes ciudades independientemente de su sismicidad, e incluso para situaciones de emergencia debido a desastres naturales. El ciclo de vida de las PNF puede implementarse en diferentes escenarios respecto a las responsabilidades que el usuario y el productor asuman, favoreciendo la reducción de las restricciones políticas y económicas en el uso de la tecnología nuclear que en ocasiones están sometidos los países en desarrollo. La Federación Rusa construye la primera planta nuclear flotante, Académico Lomonosov, que utilizará dos reactores nucleares de agua a presión KLT-40S de 35 MWe diseñado específicamente para este tipo de planta y basado en los reactores nucleares utilizados en los rompehielos de propulsión nuclear. Además, se encuentra en fase de diseño conceptual el reactor VBER-150 de 110 MWe para una 1455
FNP con opción de cogeneración, el cual se desarrolla utilizando la experiencia de operación de los reactores tipo VVER y los logros en el campo de la seguridad de las plantas nucleares. En el presente trabajo se presenta el estado actual del desarrollo de las PNF de diseño ruso y se muestran los resultados obtenidos por los autores sobre la investigación de los ciclos combustibles basados en Torio del reactor nuclear VBER-150. INTRODUCCIÓN Los reactores nucleares a bordo de buques han logrado una larga explotación sin accidentes, lo cual está avalado por más de 6000 años-reactor sin la ocurrencia de eventos con consecuencias de radiación. Los rompehielos de diseño ruso tales como el Arktika, Sibir, Rossia y otros más son un ejemplo [1]. Las lecciones aprendidas de los accidentes ocurridos en las plantas nucleares han promovido iniciativas que contribuyen al incremento del nivel de seguridad de las que están en operación o en construcción, así como a la investigación y desarrollo de sistemas nucleares innovativos y sus ciclos combustibles que garantizarán el uso de esta fuente de energía de una manera sostenible [2]. Formando parte de estas iniciativas se desarrollan plantas nucleares flotantes, de interés para regiones con limitadas infraestructura, países con redes eléctricas pequeñas, áreas remotas de difícil acceso o islas aisladas y con aplicación a la generación de electricidad para consumidores en tierra y plataformas de perforación y extracción de petróleo mar afuera, la desalinización del agua de mar y la calefacción. Estas plantas se basan en reactores nucleares y tecnologías innovadoras que garantizan un alto nivel de seguridad de la instalación, y en la experiencia de los reactores nucleares a bordo de buques [3]. En el trabajo se presentan las características técnicas y de operación del reactor nuclear ruso VBER-150 [4], aspectos relacionados con su seguridad y confiabilidad y el impacto ambiental referido a su utilización en la industria offshore del petróleo. El diseño del reactor nuclear VBER-150 es el resultado de la evolución de los reactores modulares a bordo de buques, considerando un incremento de la potencia 1456
térmica sobre la base del aumento en las dimensiones del reactor y de la carga de combustible nuclear manteniendo en lo posible las soluciones de diseño aplicadas a estos reactores a bordo de buques [1]. Fue desarrollado a partir de la experiencia de operación de los reactores tipo VVER con más de 1465 años-reactor sin la ocurrencia de eventos con consecuencias de radiación [5] y los logros en el campo de la seguridad de las plantas nucleares de potencia. Características técnicas y de operación del reactor nuclear VBER-150 Las Plantas Nucleares Flotantes (PNF) con reactores nucleares VBER-150 [4] son buques diseñados específicamente para producir energía de origen nuclear para la generación de electricidad, la desalinización de agua potable, la calefacción, y el suministro de energía a plataformas de perforación y extracción de petróleo mar afuera. El diseño de las PNF rusas se basa en las tecnologías probadas y en las experiencias de operación de los reactores nucleares utilizados en instalaciones marinas, en especial en los rompehielos (figura 1), y de los reactores nucleares de tipo VVER (figura 2). Figura 1. Nueva generación de rompehielos Figura 2. Planta nuclear con reactores VVER- 1000 El reactor nuclear VBER-150 (figura 3) es diseñado para una PNF (figura 4) con una potencia de salida adaptada a las necesidades del cliente; tiene un ciclo de operación largo y no requiere operaciones con el combustible en el emplazamiento. 1457
La recarga y gestión de los desechos se proveen en centros especiales de mantenimiento. Figura 3. Reactor VBER-150. Figura 4. Planta Nuclear Flotante. El diseño del reactor VBER-150 se basa en la experiencia acumulada y los logros actuales en la rama de la seguridad de plantas nucleares y reactores a bordo de buques [4]. Los sistemas de seguridad diseñados para el VBER-150 cumplen con los estándares internacionales. La instalación del reactor está protegida por una estructura cilíndrica de acero presurizada cuyas dimensiones son 12 m de diámetro interno, 15.9 m de altura, un volumen interno aproximadamente de 1820 m 3 y puede resistir sobrepresiones de 1 MPa. Además, dispone un blindaje biológico externo que consiste en placas de acero y concreto. El sistema ha sido diseñado para resistir el impacto de un avión. El equipamiento principal del VBER-150 al igual que otros reactores nucleares de agua a presión está conformado fundamentalmente por la vasija del reactor, dos 1458
generadores de vapor, dos bombas de circulación, y los sistemas de regulación y control. En [4] se reporta que el diseño detallado y construcción de la PNF se efectúan como máximo en 3 y 4 años respectivamente. El costo de la construcción asciende a 180 millones USD con un periodo de amortización desde el comienzo de la operación de la PNF de 9-10 años y un costo de la electricidad generada de 2,5 centavos de dólar por kw h. Una PNF típica con un solo reactor tendrá dimensiones tales como 105 m de eslora, 46 m de manga; así como un desplazamiento total de alrededor de 12 000 toneladas. Las características del VBER-150 para el modo de recarga total del combustible nuclear son: núcleo del reactor compuesto por 85 conjuntos combustibles del tipo VVER-1000 TVSA-T [6] (figura 5); volumen del núcleo del reactor 9.02 m 3 ; 23,3 toneladas de uranio enriquecido a un 4,7% en peso; y quemado del combustible nuclear a una densidad de potencia de 39 MW/m 3. Figura 5. Conjunto combustible VVER-1000 TVSA-T. El concepto de la instalación del reactor VBER-150 proporciona la posibilidad de la operación del núcleo con el combustible estándar VVER en los siguientes dos modos de operación [4], ver tabla 1: Recarga parcial, con un ciclo de operación de 320 días efectivos. Recarga total, con largos ciclos de operación todavía en estudio. Como se observa, el máximo quemado del combustible en el modo de recarga total es de 41.6 MW*día/kg U; menor que el valor de 55 MW*día/kg U probado para el reactor VVER-1000. Este margen en el quemado del combustible unido a diseños avanzados del combustible nuclear propicia la extensión del ciclo de operación hasta 10-12 años. 1459
Las opciones del ciclo combustible para el reactor VBER-150 incluyen un ciclo de uranio de un paso (ciclo básico), un ciclo de Uranio-Torio de un paso para reducir la producción específica de plutonio (ciclo combustible de Torio Radkowsky) y un ciclo cerrado con combustible MOX. Tabla 1. Características del VBER-150 en diferentes modos de operación. Modo de operación Recarga parcial Recarga total Potencia térmica, [MW] 440 350 Potencia eléctrica, [MW] 150 110 Altura del núcleo, [mm] 1500 2200 Cantidad de conjuntos combustibles en el núcleo 15 85 Factor de repetición de recarga 5.66 1 Cantidad de uranio a recargar, [t] 2.85 23.3 Cantidad de uranio-235 a recargar, [kg] 142 Enriquecimiento, [% en peso] 4.95 4.7 Duración del ciclo entre recargas, [full power days] 320 2083* Consumo específico de uranio natural, [g/(mw*día)] 213 339 Quemado del combustible descargado, [MW*día/kg U] Promedio para un conjunto combustible Máximo para un conjunto combustible Máximo para un elemento combustible 50.0 53.0 57.5 31.3 41.6 * Corresponde a más de 7 años a un factor de carga de 0.8. Los autores del presente trabajo estudiaron estas y otras opciones del ciclo combustible nuclear para el modo de recarga total utilizando el código computacional MCNPX [7], basado en la teoría de Monte Carlo. Las seis opciones del ciclo combustible estudiadas para este reactor son: UOX: Ciclo básico. Oxido de Uranio enriquecido al 4.7% en peso U 235. UPuOX: Ciclo de Oxido de U 238 con Pu 239 (plutonio militar). U 233 ThOX: Ciclo de Oxido Torio con U 233 producto del reprocesamiento de otros ciclos basados en Torio. UThOX: Ciclo de Oxido de Uranio enriquecido al 4.7% en peso U 235 con Torio. UPuThOX: Ciclo de Oxido Torio con MOX. PuThOX: Ciclo de Oxido de Torio con Pu 239 (plutonio militar). 1460
Los cálculos con el código MCNPX se realizaron con un modelo de distribución homogénea del combustible dentro del conjunto similar al reportado en [8]. En la tabla 2 se muestran los resultados obtenidos para cada una de las seis opciones relacionados con la duración del ciclo y el quemado promedio del combustible descargado. Tabla 2. Cálculos para las opciones del ciclo de combustible nuclear para el reactor VBER-150. Parámetros Opciones del ciclo combustible para el reactor VBER-150 UOX UPuOX U 233 ThOX UThOX UPuThOX PuThOX Duración del ciclo, [full power days] 2083 3100 3100 1500 700 2800 Quemado promedio para un conjunto combustible descargado [MW*día/kg U] 31,30 46,58 46,58 29,97 17,31 42,07 Como se observa, se obtuvieron resultados idénticos para el combustible estándar según lo presentado en [4] (ver tabla 1). Para el resto en algunas opciones se alcanzaron resultados superiores de quemado promedio y de la duración del ciclo. Este hecho requiere la profundización de los estudios de seguridad respecto al comportamiento termomecánico del combustible nuclear. Impacto ambiental en la industria offshore del petróleo La tecnología offshore desempeñará un rol importante en las estrategias energética y ambiental y se desarrolla velando por la reducción de la huella medioambiental de sus operaciones, en el marco de un compromiso a favor del desarrollo sostenible, de ahí el interés que muestra el público en el mundo sobre esta industria y su evolución como se observa en la figura 6 que reporta los resultados de la herramienta Google Trends. En Cuba, se trabaja en la elevación de la producción nacional de crudo y gas acompañante, acelerando los estudios geológicos encaminados a poder contar con 1461
nuevos yacimientos, incluidos los trabajos de exploración en la Zona Económica Exclusiva (ZEE) del Golfo de México. Se presta atención prioritaria al impacto ambiental asociado al desarrollo industrial existente y proyectado en la industria del petróleo y se potencia el aprovechamiento de las distintas fuentes renovables de energía, priorizando aquellas que tengan el mayor efecto económico [9]. Figura 6. Términos offshore oil y offshore wind en la herramienta Google Trends. Hasta el presente, los explotadores de las plataformas de petróleo offshore han contado con dos opciones para el suministro de energía a toda la maquinaria local: generar electricidad in situ con turbinas de gas que impulsen generadores, o recibir electricidad desde la costa mediante cables submarinos [10]. Las proyecciones indican un crecimiento en la demanda de la potencia offshore, por lo que fuentes alternativas de energía como las prometedoras renovables del tipo eólica, solar y oceánicas, pudieran contribuir a la reducción del uso de los fósiles y así de las emisiones de CO 2 y NO x [11,12]. Las fuentes renovables de energía pueden constituir la solución de principio a la problemática del cambio climático [13], pero todo parece indicar que no están listas en la escala suficiente para asumir ese gran desafío ni para aplicarse a gran escala en la industria offshore. 1462
La energía nuclear, que enfrenta el problema básico de comprensión y aceptación por el público en especial relacionado con las plantas nucleares [14], es la única fuente disponible ahora con la madurez requerida para, a tiempo y de forma masiva, reducir la dependencia del hombre a los fósiles y así revertir el cambio climático. Para evaluar la utilización de las PNF desde el punto de vista ambiental para la industria offshore, los autores del presente trabajo realizaron una comparación con el impacto ambiental que producen los sistemas de suministro de electricidad para plataformas más difundidos a nivel mundial, que se basan en turbinas de gas y cables submarinos desde redes terrestres usando motores diesel. La metodología de cálculo y los datos utilizados para la comparación se reportan en [10,15]. Para realizar la comparación se calcula el costo evitado de emisión de CO 2 en el supuesto de que se sustituyen los sistemas de suministro de electricidad convencionales de una plataforma offshore de petróleo por una PNF que utiliza un reactor nuclear VBER-150. La tabla 3 [15] muestra las emisiones específicas según la fuente de energía y la tecnología de generación eléctrica, de esta tabla se toman los datos referidos a la energía nuclear y al petróleo, y de [10] los datos de una turbina de gas de las que se utilizan en las plataformas offshore de petróleo que alcanzará a lo sumo eficiencias de entre 25-30%; por tanto, por cada metro cúbico de gas natural quemado se emiten 2 kg de CO 2 para producir solo 3 kwh de electricidad, entonces esta tecnología emite 667 kg CO 2 e/mwh. En la tabla 4 se muestran los resultados obtenidos, a partir del calculo de la producción de electricidad de la PNF durante un año y las emisiones de CO 2 e evitadas. Hay que destacar, que los resultados alcanzados son conservadores ya que se tomó las emisiones reportadas en [15] para un reactor de agua ligera emplazado en tierra. 1463
Tabla 3. Emisiones de CO 2 e según fuente de energía y tecnología aplicada*. * Fuente: [15]. Una vez obtenidas las toneladas TM de CO 2 e evitadas, el paso siguiente es su valoración en términos económicos teniendo en cuenta el precio de la tonelada de CO 2 e en el mercado internacional de emisiones. Se han supuesto tres escenarios de precios, uno bajo (25 USD/ TM CO 2 e), uno medio (50 USD/ TM CO 2 e) y otro alto (75 USD/ TM CO 2 e), aunque la tendencia es al aumento de los precios [15]. En la tabla 5 se muestra la valoración económica según los escenarios considerados para la sustitución de la generación de electricidad basada en combustible fósil con una PNF. Teniendo en cuenta que el costo de construcción de una PNF con reactor nuclear VBER-150 asciende a 180 millones de USD [4], los valores del costo evitado debido a la sustitución del empleo de combustibles fósiles son significativos, por lo que 1464
desde este punto de vista parece factible la utilización de la energía nuclear para la demanda de potencia offshore. Tabla 4. Emisiones de CO 2 e evitadas por la utilización de una PNF en un año de operación. Potencia nuclear (MWe) 110 Horas/año 8760 Factor de disponibilidad 0.85* Energía producida (MWh) 819060 (Emisiones de la Turbina de Gas) (Emisiones de la PNF) = (667-15 kgco 2 e /MWh) 652 Emisiones evitadas (TM CO 2 e/año) 534027.12 Emisiones del Motor Diesel) (Emisiones de la PNF) = (550-15 kgco 2 e 535 /MWh) Emisiones evitadas (TM CO 2 e/año) 438197.1 *Fuente: 0.85-0.9 [4]. Se tomó el valor más conservador. Tabla 5. Valoración del CO 2 evitado en un año mediante la utilización de la PNF. Escenario Precio (USD/TM) Costo evitado (millones USD/año) Sustitución de la turbina de gas en la plataforma Bajo 25 13.35 Medio 50 26.70 Alto 75 40.05 Sustitución del cable submarino desde la costa Bajo 25 10.95 Medio 50 21.91 Alto 75 32.86 1465
CONCLUSIONES 1. Las PNF constituyen una unidad móvil y autónoma de energía y contribuyen a enfrentar los desafíos energéticos-ambientales con múltiples aplicaciones para el suministro de electricidad y la desalinización del agua de mar a regiones e islas aisladas y el desarrollo de la industria offshore sin preocupaciones de que sus emisiones empeoren la problemática del cambio climático. 2. Representan una opción atractiva para dar respuesta a la demanda de potencia offshore, sobre la base de las reducciones significativas de emisiones de gases de efecto invernadero al sustituir las tecnologías convencionalmente utilizadas por la industria offshore basadas en combustibles fósiles. 3. El diseño innovador del reactor nuclear modular y ciclos combustibles basados en Torio pudieran contribuir a enfrentar los problemas de la aceptación de la energía nuclear relacionada con la no proliferación y la gestión de los desechos nucleares. BIBLIOGRAFIA 1. Status of innovative small and medium sized reactor designs. IAEA-TECDOC-1485. ISBN 92 0 101006 0, ISSN 1011 4289. 2006. 2. International Atomic Energy Agency. Division of Nuclear Power. International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO). http://www.iaea.org/inpro/. Vienna. 2012. 3. L. N. Andreeva-Andrievskaya, V. P. Kuznetsov. Transportable Nuclear Power Facilities in the INPRO International Project. Atomic Energy, Vol. 111, No. 5, March, 2012. 4. Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling; FLOATING NPP WITH VBER-150 REACTOR INSTALLATION. Experimental Design Bureau of Machine Building (OKBM), Russian Federation. IAEA-TECDOC-1536. January 2007. 5. Final Document. Recommendations of the 7-th international scientific and technical conference. Safety Assurance of NPP with VVER, Russia, Podolsk, May 17 20, 2011. 1466
6. Nuclear Fuel for VVER Reactor. Fuel Company of ROSATOM TVEL. www.tvel.ru. 2011. 7. The MCNPX Team. MCNPX User s Manual version 2.5.0. Los Alamos National Laboratory, LA-CP-05-0369; April 2005. 8. J. Breza, P. Darilek, V. Necas. Study of thorium advanced fuel cycle utilization in light water reactor VVER-440. Annals of Nuclear Energy 37 (2010) 685 690. 9. Información sobre el resultado del Debate de los Lineamientos de la Política Económica y Social del Partido y la Revolución. Cuba. Mayo 2011. 10. Conexión de plataformas de petróleo y gas a las redes eléctricas de territorios continentales, Rahul Chokhawala, Revista ABB 1/2008. 11. C. Noel, Shell; R. Davis, BEW Engineering. Renewables, Ready or Not? http://www.otcnet.org/2012/pages/schedule/tech_program/documents/otc231381.pd f. Offshore Technology Conference. Houston, Texas, USA, 30 April 3 May 2012. 12. A.R. Aardal, J.I. Marvik, H. Svendsen, J.O. Tande, Sintef Energy Research. Offshore Wind as Power Supply to Oil and Gas Platforms. http://www.otcnet.org/2012/pages/schedule/tech_program/documents/otc232451.pd f. Offshore Technology Conference. Houston, Texas, USA, 30 April 3 May 2012. 13. J. Torres Martínez. Cambio climático y fuentes renovables de energía. Revista ENERGIA YTU. ISSN 1028-9925. Julio-septiembre, 2010. 14. F. Castro Díaz-Balart. ENERGIA NUCLEAR Peligro ambiental o solución para el siglo XXI?. Ediciones Mec Grafic S.A. 1 ra Edición 1997. 15. S. M. Ruesga. Análisis económico de un proyecto de ampliación de la producción eléctrica nuclear en España. Foro de la Industria Nuclear Española. www.foronuclear.org. Enero 2008. 1467