Introducción
Parte de la electricidad suministrada a hogares y negocios es generada por generadores de turbina impulsados por vapor en plantas de energía de Reactores de Agua en Ebullición (BWR). El vapor que impulsa los generadores de turbina se produce en el núcleo de un reactor nuclear.
Componentes del Reactor de Agua en Ebullición (BWR)
El núcleo del reactor está compuesto por pellets de óxido de uranio que se insertan en tubos llamados barras de combustible, organizados en una matriz conocida como paquete de combustible. Cuando el paquete de combustible está rodeado por una estructura rígida junto con otros componentes, se denomina conjunto de combustible. Cuatro conjuntos de combustible se organizan en un patrón cuadrado llamado celda de control en un diseño típico de núcleo BWR. La celda de control está orientada verticalmente dentro del revestimiento del núcleo. Una barra de control absorbente de neutrones en la intersección de los cuatro conjuntos de combustible en la celda de control se utiliza para regular la reacción nuclear de los cuatro conjuntos de combustible. La barra de control se mueve verticalmente dentro de la celda de control. Múltiples celdas de control se organizan dentro de un revestimiento metálico, creando el núcleo del reactor que genera el vapor para los generadores de turbina.
Conjunto de Combustible para Reactor de Agua en Ebullición
Partes/Componentes
Pellet de Combustible
El pellet de combustible está compuesto por diversas proporciones de Uranio-238, Uranio-235, Gadolinio-155 y Gadolinio-157 en forma de óxido. Los pellets de combustible suelen medir aproximadamente 0.5 pulgadas de longitud y 0.45 pulgadas de diámetro. Los pellets de combustible tienen bordes biselados para limitar la interacción entre el pellet y la barra de combustible durante la expansión del pellet. El Uranio-238 y el Uranio-235 proporcionan el combustible para la reacción de fisión nuclear. El Uranio-235 se fisiona directamente, mientras que el Uranio-238 se transforma nuclearmente en Plutonio-239, que también se fisiona. El Gadolinio-155 y el Gadolinio-157 actúan como absorbentes temporales de neutrones, permitiendo la adición del Uranio necesario para operar el reactor durante 12-24 meses. Sin la adición de Gadolinio, se necesitarían barras de control adicionales para asegurar una operación segura y la capacidad de apagado del reactor.
Pellets de Combustible
Barras de Combustible
Barra de Combustible Estándar
La barra de combustible estándar consiste en un tubo hueco de aproximadamente 0.5 pulgadas de diámetro y 160 pulgadas de longitud. La barra de combustible está hecha de Zircaloy-2 debido a sus propiedades materiales y su superior transferencia de calor en comparación con otras aleaciones de zirconio. Cada barra de combustible tiene tapones superiores e inferiores de Zircaloy-2 que están soldados a los extremos de la barra de combustible. Los tapones de los extremos superior e inferior para ocho (8) barras de combustible están roscados. Cada barra de combustible se llena con helio a 44 psig (300 KPa) para mejorar la transferencia de calor del pellet de combustible al revestimiento. Una barra de combustible estándar está diseñada para soportar una presión interna de 1800 psia (1.24e4 KPa) y operar con presiones externas entre 1000 (68.e3 KPa) y 1100 psig (75.8e3 KPa).
Posiciones de las Barras
Barra de Combustible de Longitud Parcial
Las Barras de Combustible de Longitud Parcial son barras de combustible que solo se extienden aproximadamente el 40% de la longitud de una Barra de Combustible Estándar desde el fondo del núcleo. La Barra de Combustible Parcial permite que se produzca Plutonio-239 en las barras de combustible adyacentes a la región llena de vapor por encima de la parte superior de la Barra de Combustible Parcial. El Plutonio-239 contribuye a la producción de calor del núcleo del reactor y se crea por absorción de neutrones en el Uranio-238.
Barra de Agua
Las barras de agua se colocan en el centro del paquete para aumentar la producción de energía en el centro del paquete de combustible. Este arreglo proporciona una combustión de combustible más uniforme a través del paquete de combustible y un mayor margen a los límites térmicos del combustible. El diámetro exterior de la barra de agua es mayor que el de la Barra de Combustible Estándar. Dependiendo del diseño del combustible, un paquete de combustible podría contener de cero a tres barras de agua.
Partes del Paquete de Combustible
a. Placa de Amarre Superior y Asa de Elevación
La placa de amarre superior fija el extremo superior de las barras de combustible en la posición adecuada, soporta el canal y proporciona un asa por la cual el paquete puede ser levantado y movido. Las barras de combustible con tapones roscados están atornilladas a la Placa de Amarre Superior para fijar el paquete de combustible en su lugar.
Partes Etiquetadas del Conjunto de Combustible
b. Placa de Amarre Inferior y Piezas de Nariz
La placa de amarre inferior fija la posición del extremo inferior de las barras de combustible y soporta el peso del paquete. Su extremo inferior centra el paquete en el soporte de combustible del núcleo (es decir, asegura que el paquete se asiente correctamente en el núcleo) y proporciona la entrada para el flujo de refrigerante en el paquete. La pieza de nariz de la placa de amarre inferior encaja precisamente en la pieza de soporte de combustible y dirige el flujo de refrigerante hacia arriba a través del conjunto de combustible. Las barras de combustible con tapones roscados están atornilladas a la Placa de Amarre Inferior para fijar el paquete de combustible en su lugar
c. Espaciadores de Combustible
La función del espaciador es mantener las barras de combustible en la ubicación adecuada. Los espaciadores proporcionan el soporte lateral necesario para suprimir la vibración de las barras de combustible y el desgaste por roce asociado con la vibración.
d. Resortes de Dedo
Los resortes de dedo se incorporan en el extremo inferior del paquete de combustible para proporcionar contacto positivo entre la placa de amarre inferior y el canal de combustible. Este arreglo minimiza cualquier cambio en el flujo del canal durante la vida útil del conjunto de combustible.
Canal de Combustible
Un canal de combustible tiene varios propósitos:
- Distribución de flujo.
- Superficie de apoyo para los rodillos de la hoja de la barra de control.
- Mejora de la rigidez del paquete de combustible.
- Protección de las barras de combustible durante la manipulación del combustible.
- Actúa como un sumidero de calor de masa térmica durante condiciones de Pérdida de Refrigerante (LOCA).
El canal de combustible encierra el paquete de combustible. El canal de combustible proporciona una barrera para separar dos caminos de flujo paralelos. Aproximadamente el 90% del refrigerante fluye dentro del canal de combustible para eliminar el calor de las barras de combustible. Aproximadamente el 10% del flujo de refrigerante se dirige a la región entre los conjuntos de combustible. El flujo de derivación es necesario para enfriar las barras de control y la instrumentación nuclear.
Canal de Combustible BWR
Barras de Control
Las barras de control están diseñadas para una inserción suficientemente rápida de la barra de control para evitar daños al combustible por cualquier transitorio operativo anormal. La posición de la barra de control desde completamente insertada hasta completamente retirada contribuye a la cantidad de energía producida en los conjuntos de combustible adyacentes. Cuando la barra de control está completamente insertada, los conjuntos de combustible adyacentes no pueden sostener una reacción en cadena de fisión. Una barra de control típica consiste en una matriz cruciforme de tubos de acero inoxidable llenos con la forma en polvo de carburo de boro (B4C) como veneno.
Barras de Combustible y Barra de Control PWR
Cómo Funcionan los Conjuntos de Combustible
El agua que entra en el conjunto de combustible a través de la pieza de nariz en la placa de amarre inferior colisiona con neutrones de fisión de alta energía y absorbe el calor producido por la fisión. A medida que el agua asciende en el paquete de combustible, ocurren colisiones sucesivas y a medida que se absorbe más calor de fisión, la temperatura del agua sube hasta el punto de ebullición. En la parte superior del paquete de combustible, el agua sale de la placa de amarre superior y del canal como vapor y se dirige fuera del núcleo del reactor. El agua se bombea constantemente al conjunto de combustible para compensar el agua que sale del paquete de combustible como vapor. Casi todos los neutrones de fisión experimentan múltiples colisiones con el refrigerante, lo que hace que el nivel de energía del neutrón disminuya hasta el punto en que el neutrón puede ser absorbido por el Uranio-235 o el Plutonio-239. Algunos neutrones de alta energía se escapan del núcleo del reactor y algunos neutrones son absorbidos en materiales del núcleo distintos del combustible. Un porcentaje de los neutrones que son absorbidos en el combustible experimentan fisión nuclear y aproximadamente 2.5 neutrones de alta energía nacen. Los neutrones de alta energía de la fisión colisionan con el agua y el proceso se repite.
Variaciones en el Diseño del Conjunto de Combustible
GE-2 - Paquete de combustible 7x7.
GE-3 - Paquete de combustible 7x7 mejorado con 49 barras de combustible, una de las cuales está segmentada.
GE-4 - Paquete de combustible 8x8 con 63 barras de combustible y 1 barra de agua.
GE-5 - Paquete de combustible 8x8 retroajustado presurizado con helio y con paquetes de combustible de barrera que contienen 62 barras de combustible y dos barras de agua.
GE-6 & 7 - presurizado a 3 atmósferas estándar (300 KPa) con helio con combustible de barrera
GE-8 - Matriz 8x8 con 58 a 62 barras de combustible y 2-6 barras de agua. Presurizado a 5 atmósferas estándar (510 KPa) con helio.
GE-10 - Matriz 8x8 de 60 barras de combustible de longitud completa y una gran barra de agua central.
GE-11 & 13 - Matriz 9x9 de 66 barras de combustible de longitud completa, 8 barras de longitud parcial y dos grandes barras de agua centrales.
GE-12 & 14 - Matriz 10x10 de 78 barras de combustible de longitud completa, 14 barras de longitud parcial y dos grandes barras de agua centrales.
GNF-2 - Paquete de combustible 10X10 con dos barras de agua y barras de combustible parciales de dos longitudes; aproximadamente 40% y 70% de la barra de combustible estándar.
GNF-3 - Paquete de combustible 10X10 con una sola gran barra de agua central y barras de combustible parciales de dos longitudes; aproximadamente 40% y 70% de la barra de combustible estándar.
Triton11 - Paquete de combustible 11X11 con tres barras de agua y barras de combustible parciales de dos longitudes; aproximadamente 33% y 67% de la barra de combustible estándar.
Barras de combustible - En algunos diseños, el interior de la barra de combustible está recubierto con zirconio puro para absorber la fuerza de los pellets de combustible en expansión. Algunas barras de combustible están hechas de Zircalloy-4 o aleaciones avanzadas de zirconio.
Barras de control - Algunos diseños utilizan aleaciones de hafnio o plata-indio-cadmio
Ventajas del Reactor de Agua en Ebullición (BWR)
- El recipiente del reactor y los componentes asociados operan a una presión sustancialmente más baja de aproximadamente 1,000–1,100 psi (6.9e3 – 7.5e3 Kpa) en comparación con aproximadamente 2,250 psi (15e3 KPa) en un Reactor de Agua Presurizada (PWR).
- El recipiente a presión está sujeto a una irradiación significativamente menor en comparación con un PWR y por lo tanto no se vuelve tan frágil con la edad.
- Opera a una temperatura de combustible nuclear más baja, en gran parte debido a la transferencia de calor por el calor latente de vaporización, en lugar de calor sensible en los PWR.
- Menor riesgo (probabilidad) de una ruptura que cause pérdida de refrigerante en comparación con un PWR, y menor riesgo de daño al núcleo si tal ruptura ocurre. Esto se debe a menos tuberías, menos tuberías de gran diámetro, menos soldaduras y no hay tubos de generador de vapor.
- Los BWRs típicamente tienen redundancia N-2 en sus sistemas principales relacionados con la seguridad, que normalmente consisten en cuatro "trenes" de componentes. Esto significa que hasta dos de los cuatro componentes de un sistema de seguridad pueden fallar y el sistema aún funcionará si se le solicita.
Desventajas del Reactor de Agua en Ebullición (BWR)
- Los BWRs requieren cálculos más complejos para gestionar el consumo de combustible nuclear durante la operación debido al "flujo de fluido bifásico (agua y vapor)" en la parte superior del núcleo. Esto también requiere más instrumentación en el núcleo del reactor.
- Recipiente de presión del reactor más grande que para un PWR de potencia similar, con un costo correspondientemente más alto, para modelos más antiguos que aún usan un generador de vapor principal y tuberías asociadas.
- Contaminación de la turbina por productos de activación de corta vida. Esto significa que se requiere blindaje y control de acceso alrededor de la turbina de vapor durante las operaciones normales debido a los niveles de radiación que surgen del vapor que entra directamente desde el núcleo del reactor. Esta es una preocupación moderadamente menor, ya que la mayor parte del flujo de radiación se debe al Nitrógeno-16 (activación del oxígeno en el agua), que tiene una vida media de 7.1 segundos, permitiendo que la cámara de la turbina se pueda ingresar en minutos después del apagado. La experiencia extensa demuestra que el mantenimiento de apagado en la turbina, condensado y componentes de agua de alimentación de un BWR se puede realizar esencialmente como una planta de combustibles fósiles.
- Se han planteado preocupaciones sobre la capacidad de contención de presión del Mark I tal como fue construido, sin modificaciones, que tal vez sea insuficiente para contener las presiones generadas por una falla limitante combinada con la falla completa del Sistema de Refrigeración del Núcleo de Emergencia (ECCS) que resulta en un daño extremadamente severo al núcleo. En este escenario de doble falla, asumido como extremadamente improbable antes de los accidentes nucleares de Fukushima I, un contenedor Mark I sin modificar puede permitir que ocurra algún grado de liberación radiactiva. Se supone que esto se mitiga mediante la modificación del contenedor Mark I; a saber, la adición de un sistema de chimenea de gases que, si la presión del contenedor excede los puntos de ajuste críticos, se supone que permite la descarga ordenada de gases presurizantes después de que los gases pasen a través de filtros de carbón activado diseñados para atrapar radionúclidos.