Reactor de agua a presión

En reactores tipo PWR se utiliza agua ordinaria como refrigerante. El agua alcanza temperaturas del orden de los 315 °C (~600 °F). El agua permanece fundamentalmente en fase líquida (si bien hay ebullición nucleada en la zona del núcleo) debido a la alta presión a la que funciona el circuito primario (usualmente alrededor de los 16 MPa/150 atm). El agua del primario se utiliza para calentar el agua del circuito secundario que se convierte en vapor saturado en el generador de vapor para ser usado en la turbina (en la mayoría de los diseños la presión del secundario es de 60 atm y la temperatura del vapor es de 275 °C).

Los reactores PWR, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren que los neutrones rápidos producidos por las fisiones en el combustible del reactor pierdan energía, esto es, disminuyan su velocidad (a este proceso se lo denomina moderación) con el fin de poder mantener la reacción en cadena. Dado que la masa de núcleos de hidrógeno que se encuentran en una molécula de agua es parecida (en realidad es algo mayor) a la masa de un neutrón, los neutrones van perdiendo velocidad a medida que chocan con las moléculas de agua. El efecto de moderación será mayor en la medida que la densidad del agua sea mayor (ya que al haber mayor cantidad de moléculas de agua por unidad de volumen, entonces mayor será la probabilidad de que un neutrón choque con una molécula). En los PWR el agua que se usa como refrigerante, también actúa como material moderador. El uso de agua como moderador es una importante característica de seguridad de los reactores PWR, ya que, en caso de un incremento en la temperatura del moderador (por ejemplo, durante una subida incontrolada de la potencia del reactor), la densidad del agua disminuye, reduciendo el efecto de moderación y por lo tanto, reduciendo la probabilidad de que los neutrones rápidos pierdan velocidad y alcancen la velocidad necesaria para inducir una nueva fisión (y por lo tanto resultando en una reducción de la potencia del reactor). Este efecto hace que los reactores PWR sean muy estables.

Elemento Combustible de reactor PWR. Diseñado y construido por Babcock and Wilcox.

El combustible que se utiliza en reactores PWR es un óxido de uranio, donde el uranio se encuentra enriquecido en ²³⁵U en valores que van de 2 a 4 %. Tras su enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO₂) en polvo se cuece a alta temperatura en un horno de sinterizado para poder endurecer el material y permitir la fabricación de pastillas (en inglés, pellets) de dióxido de uranio enriquecido. Estos pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el pellet y la vaina). Estas vainas de combustible así terminadas se agrupan en elementos combustibles que son utilizados para formar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y el núcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100 toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles son bloques de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elemento combustible tiene alrededor de 4 m de longitud.

Recipiente de Presión de un reactor PWR.

La potencia del reactor en PWR comerciales y militares se controla normalmente variando la concentración de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. El boro es un absorbente de neutrones muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neutrones en el reactor. Además el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba en los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las operaciones de arranque y apagado del reactor. En contraste, los reactores tipo BWR no usan boro disuelto en el refrigerante primario para el control de la potencia del reactor sino que se realiza regulando el caudal de refrigerante. Esta es una ventaja de los BWR en relación con otros reactores ya que el ácido bórico es muy corrosivo y además no se requiere de un sistema que se encargue de regular la concentración de este absorbente. Sin embargo, la mayoría de los reactores BWR comerciales incluyen un sistema de apagado de emergencia basado en la inyección de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. Por su parte, los reactores tipo CANDU también utilizan ácido bórico como sistema redundante para el apagado del reactor. En el caso de reactores navales, la potencia se regula por medio de barras de control.

Actúa cuando se produce un LOCA (Loss of Coolant Accident) inyectando agua borada en el reactor para evitar el aumento de temperatura en las vainas de combustible. Consta de tres fases:

a) Inyección pasiva de los acumuladores: El agua borada está almacenada a unos 45 bares en unos tanques, de los cuales hay uno por cada lazo. El agua está retenida gracias a unas válvulas que se abren si la presión en los taques es mayor que en el sistema de refrigeración primario. Al producirse el LOCA, provocará una despresurización en el primario y las válvulas se abrirán, inyectando el agua borada en la rama fría del SRR (Sistema de Refrigeración del Reactor). Esto proporciona un enfriamiento rápido del núcleo cuando se producen grandes roturas.

b) Inyección de seguridad activa: Esta fase se realiza mediante 2 sistemas, el sistema de baja presión, SBP, y el de alta, SAP: El SBP inyecta agua borada en el SRR en el caso de roturas grandes. Se compone de 2 o 3 trenes de almacenamiento del agua de recarga. El SAP inyecta agua en el caso de roturas pequeñas, en las que la pérdida de carga y presión es lenta. La inyección activa se acciona cuando varios elementos de la instrumentación electrónica detectan baja presión en el presionador, aumento de la presión de la contención, enfriamiento excesivo del refrigerante, o en una de las líneas de vapor.

c) Cuando el nivel del Tanque de Almacenamiento del Agua de Recarga cae a un cierto nivel, las bombas ya no succionan del mismo sino del sumidero del recinto de contención, y entonces la segunda fase del SIS termina. Comienza entonces la recirculación del agua a través de las ramas calientes de los lazos principales de refrigeración para evitar así la ebullición del agua en el núcleo y la consiguiente deposición de boro en las vainas.