Reactor nuclear de agua a presión

Un reactor nuclear refrigerado por agua es un reactor que utiliza agua corriente ( ligera ) como moderador y refrigerante . El tipo más común de reactor de agua a presión en el mundo es el de agua a presión. Los reactores VVER se producen en Rusia , en otros países el nombre común para tales reactores es PWR (reactor de agua a presión, del inglés reactor de agua a presión ). Otro tipo de reactores de agua a presión - " hirviendo ".  

Construcción

El núcleo de un reactor refrigerado por agua se ensambla a partir de elementos combustibles llenos de placas o elementos combustibles cilíndricos . El cuerpo del conjunto de combustible está hecho de material laminar ( aluminio , circonio ), que absorbe débilmente los neutrones . Los conjuntos se colocan en una jaula cilíndrica que, junto con los conjuntos, se coloca en la vasija del reactor. El espacio anular entre ésta y la pared exterior de la celda, llena de agua, actúa como reflector. El agua, que pasa de abajo hacia arriba a través de los espacios entre los elementos combustibles, los enfría. Por lo tanto, realiza la función de refrigerante, moderador y reflector. La vasija del reactor se calcula para la resistencia en función de la presión del agua. El cuello de la carcasa se cierra con una tapa hermética, que se retira al cargar y descargar elementos combustibles.

Los reactores físicos de agua a presión suelen utilizar agua a presión atmosférica. Los cuerpos de tales reactores no tienen una cubierta sellada y el agua en ellos está bajo presión atmosférica (tiene un nivel abierto).

Los reactores de agua a presión de potencia ( VVER en particular ) deben operar con agua a presión. El uso de agua como refrigerante y moderador determina una serie de características específicas de los reactores. Por lo tanto, estos reactores generalmente se separan en un grupo separado y se denominan reactores de agua a presión.

Ejemplos de reactores de agua a presión:

Características del uso del agua

Ventajas

El uso de agua como refrigerante y refrigerante moderador en instalaciones nucleares tiene una serie de ventajas.

  1. La tecnología de fabricación de tales reactores está bien estudiada y desarrollada.
  2. El agua, que tiene buenas propiedades de transferencia de calor, se bombea con relativa facilidad y con un bajo consumo de energía. (Bajo las mismas condiciones, el coeficiente de transferencia de calor para agua pesada es un 10% más alto en comparación con el coeficiente de transferencia de calor para agua ligera).
  3. El uso de agua como portador de calor permite la generación directa de vapor en el reactor ( reactores de agua en ebullición ). El agua ligera también se utiliza para organizar un ciclo vapor-agua en el circuito secundario.
  4. La no inflamabilidad y la imposibilidad de solidificación del agua simplifica el problema de operar el reactor y el equipo auxiliar.
  5. El agua ordinaria químicamente desmineralizada es barata.
  6. El uso de agua garantiza la seguridad de la operación del reactor.
  7. En reactores con moderador enfriado por agua, con un diseño apropiado del núcleo, se puede lograr un coeficiente de reactividad de temperatura negativo , que protege al reactor de aceleraciones de potencia arbitrarias.
  8. Le permite crear bloques con una capacidad de hasta 1600 MW .

Desventajas

  1. El agua interactúa con el uranio y sus compuestos (se corroe ) en situaciones de emergencia, por lo que los elementos combustibles tienen cubiertas resistentes a la corrosión (generalmente circonio ). A temperaturas elevadas del agua, también se deben seleccionar materiales estructurales con propiedades anticorrosivas suficientemente buenas, o se debe mantener un régimen especial de química del agua que retenga el oxígeno formado en el agua durante su radiólisis . Es especialmente necesario señalar la alta tasa de corrosión de muchos metales en agua a temperaturas superiores a 300 °C.
  2. El problema de seleccionar materiales resistentes a la corrosión se complica por la necesidad de tener agua a alta presión a temperaturas elevadas. La necesidad de tener una alta presión en el reactor complica el diseño de la vasija del reactor y sus componentes individuales.
  3. La posibilidad de un accidente con una fuga de refrigerante y la necesidad de fondos para compensarlo.
  4. El costo del agua pesada es alto (relevante solo para los reactores de agua pesada del tipo CANDU , tales reactores no se construyeron en la URSS ). Esto requiere minimizar las fugas y pérdidas de agua, lo que complica el diseño de los equipos de potencia y la operación de la planta.

Activación de agua

Un problema importante cuando se usa agua para enfriar reactores es la actividad inducida , la cual está determinada por la activación de los núcleos refrigerantes cuando capturan neutrones. Tanto el oxígeno como el hidrógeno del agua, así como los núcleos de impurezas están sujetos a activación : por ejemplo, productos de corrosión de equipos del 1er circuito ( hierro , cobalto , níquel , cromo ), así como sales de sodio, calcio, magnesio, etc. disuelto en agua, el agua misma está determinada principalmente por la actividad del isótopo nitrógeno-16 (formado a partir del oxígeno-16 por la reacción (n, p)), cuya vida media es de unos 7 segundos. Por lo tanto, menos de un minuto después de la parada del reactor, la radiactividad del refrigerante del primer circuito cae cientos de veces y está determinada solo por la actividad de los productos de corrosión que se eliminan del agua en los filtros de intercambio iónico.

La activación del agua también puede ocurrir cuando se viola la hermeticidad del revestimiento del elemento combustible, lo que conduce a la entrada de productos de fisión en el refrigerante, principalmente yodo radiactivo y cesio .

Sin embargo, toda la radiactividad inducida se refiere a las sustancias que permanecen dentro del circuito primario, por lo tanto, en los reactores de agua a presión, a diferencia de los reactores de agua en ebullición , las sustancias radiactivas caracterizadas por actividad inducida no ingresan a la turbina y al condensador y otros equipos del circuito secundario.

Véase también

Literatura