Los reactores de generación III son reactores nucleares que han surgido como resultado de la evolución de los reactores de generación II . Las características de estos reactores son una mayor eficiencia del combustible , una mayor eficiencia térmica , mejoras significativas en la seguridad (incluida la seguridad nuclear pasiva ) y estandarización del diseño para reducir los costos de capital y mantenimiento. El primer reactor de generación III fue en 1996 el reactor de la Unidad 6 en la planta de energía nuclear de Kashiwazaki , que es un tipo avanzado de reactor de agua en ebullición .
Debido a un largo período de estancamiento en la construcción de nuevos reactores y la continua (pero decreciente) popularidad de los proyectos de generación II/II+, existen relativamente pocos reactores de tercera generación en el mundo. Los diseños de la Generación IV a partir de 2020 todavía están en desarrollo.
Aunque las diferencias entre los reactores de generación II y III son en gran medida arbitrarias, los reactores de generación III están diseñados para una vida útil más prolongada (60 años, con posibilidad de ampliación a 100 años o más) en comparación con los reactores de generación II, que están diseñados para 40 años. de funcionamiento con posibilidad de ampliación hasta 60 [1] [2] .
La tasa de daños en el núcleo de estos reactores es de 60 para EPR y 3 para ESBWR [3] por 100 millones de años de reactor, en comparación con 1000 para el BWR/4 de Generación II.
El EPR de tercera generación consume alrededor de un 17% menos de uranio por unidad de electricidad producida que los reactores de segunda generación [4] . Un análisis independiente realizado por el científico ambiental Barry Brook con respecto a la mayor eficiencia y, por lo tanto, a los requisitos de material más bajos de los reactores de la Generación III respalda esta conclusión. [5]
Tanto los defensores como algunos de los críticos de la energía nuclear están de acuerdo en que los reactores de tercera generación son generalmente más seguros que los reactores más antiguos.
Edwin Lyman , miembro principal de la Unión de Científicos Preocupados , cuestionó las decisiones específicas de ahorro de costos tomadas para dos reactores de Generación III, el AP1000 y el ESBWR . A Lyman, John Ma (ingeniero sénior de diseño de la NRC) y Arnold Gundersen ( consultor de seguridad nuclear ) les preocupa que el escudo de hormigón que rodea al AP1000 no tenga un margen de seguridad suficiente en caso de un ataque directo con una aeronave [6] [7] . Hay expertos que opinan lo contrario, considerando satisfactorio el margen de seguridad de la contención de este reactor [8] .
La Unión de Científicos Preocupados en 2008 calificó al EPR como el único nuevo diseño de reactor bajo consideración en los Estados Unidos que "... parece ser significativamente más seguro y protegido contra ataques que los reactores actuales" [9] :7 .
Sin embargo, durante la construcción de los primeros ejemplares de reactores de III generación, se pusieron de manifiesto graves problemas técnicos que provocaron sobrecostes y retrasos en la construcción, como, por ejemplo, en el caso de los nuevos reactores que se están construyendo en Francia en la central nuclear de Flamanville [ 10] .
Los primeros reactores de la Generación III se construyeron en Japón y eran del tipo avanzado de reactor de agua en ebullición . En 2016, se puso en funcionamiento un reactor VVER-1200 /392M de generación III+ en la central nuclear de Novovoronezh II en Rusia, que se convirtió en el primer reactor operativo de generación III+ [11] . Varios otros reactores de Generación III+ se encuentran en las últimas etapas de construcción en Europa, China, India y EE. UU. El reactor de próxima generación III+ que se puso en funcionamiento fue el reactor Westinghouse AP1000 en la central nuclear de Sanmen en China, cuya puesta en marcha estaba programada para 2015 [12] , pero se completó y alcanzó la criticidad el 21 de junio de 2018 y se puso en funcionamiento comercial el 21 de septiembre. , 2018.
En los EE. UU., los diseños de los reactores están certificados por la Comisión Reguladora Nuclear (NRC). Hasta octubre de 2010, la Comisión ha aprobado cinco proyectos y está considerando cinco más [13] .
| Desarrolladores | Nombre | Tipo de | MW el. (Red) | MW el. (Bruto) | MWt_ _ | notas |
|---|---|---|---|---|---|---|
| General Electric , Toshiba , Hitachi | ABWR; EE. UU.-ABWR |
BWR | 1350 | 1420 | 3926 | En la central nuclear de Kashiwazaki desde 1996. Certificado por NRC en 1997 [9] |
| KEPCO | ABR-1400 | poder | 1383 | 1455 | 3983 | En la central nuclear de Kori desde enero de 2016. |
| CGNPG | ACPR-1000 | 1061 | 1119 | 2905 | Una versión mejorada del CPR-1000 . El primer reactor en la planta de energía nuclear Yangjiang -5 se lanzará en 2018. | |
| CGNPG , CNNC | Hualong Uno (HPR-1000) | 1090 | 1170 | 3050 | Esto es en parte una fusión de los proyectos chinos ACPR-1000 y ACP-1000, pero, en última instancia, es una mejora gradual de los proyectos anteriores CNP-1000 y CP-1000. [14] Originalmente se pretendía llamarlo "ACC-1000", pero finalmente se llamó "Hualong One" o "HPR-1000". Las unidades 3 a 6 de Fangchenggang serán las primeras en utilizar el diseño HPR-1000, con las unidades 3 y 4 actualmente en construcción a partir de 2017. [quince] | |
| OKB "Gidropress" | VVER -1000 /428 | 990 | 1060 | 3000 | La primera versión del proyecto AES-91, desarrollada y utilizada para los Bloques 1 y 2 de Tianwan, se lanzó en 2007. | |
| VVER -1000 / 428M | 1050 | 1126 | 3000 | Otra versión del diseño AES-91, también desarrollada y utilizada para Tianwan (esta vez para las unidades 3 y 4, que se lanzaron en 2017 y 2018 respectivamente). | ||
| VVER -1000/412 | 917 | 1000 | 3000 | El primer proyecto AES-92 construido, utilizado para Kudankulam . |
| Desarrollador | nombre del reactor | Tipo de | Potencia eléctrica (neta), MW | Potencia eléctrica (bruta), MW | Potencia térmica, MW | Nota |
|---|---|---|---|---|---|---|
| general electric hitachi | ABWR-II | BWR | 1638 | 1717 | 4960 | Versión mejorada de ABWR. Estado de desarrollo incierto. |
| mitsubishi | APWR; US-APWR; UE-APWR;APWR+ | poder | 1600 | 1700 | 4451 | En 2011 se cancelaron dos bloques previstos para Tsurug . La licencia de la NRC de EE. UU. de dos bloques planificados para Comanche Peak se suspendió en 2013. El APWR original y el US-APWR/EU-APWR actualizado (también conocido como APWR+) difieren significativamente en sus características de diseño, y el APWR+ tiene mayor eficiencia y salida eléctrica. |
| Westing House | AP600 | 600 | 619 | ? | Certificado por la NRC en 1999. [9] Evoluciona al diseño AP1000 más grande. [dieciséis] | |
| Ingeniería de combustión | Sistema 80+ | 1350 | 1400 | ? | Certificado por la NRC en 1997. Basado en el APR-1400 coreano . [17] | |
| OKB "Gidropress" | VVER -1000 /466 (B) | 1011 | 1060 | 3000 | Fue el primer diseño AES-92 desarrollado, originalmente destinado a la construcción en la planta de energía nuclear de Belene propuesta , pero la construcción se detuvo más tarde. | |
| Candu Energy Inc. | EC6 | PHWR | ? | 750 | 2084 | EC6 (CANDU 6 mejorado) es una actualización evolutiva de los diseños CANDU anteriores. Al igual que otros diseños de CANDU, puede utilizar uranio natural no enriquecido como combustible. |
| AFCR | ? | 740 | 2084 | El reactor CANDU de combustible avanzado es un diseño EC6 modificado que ha sido optimizado para una máxima flexibilidad de combustible y la capacidad de manejar numerosas mezclas de combustible potencialmente reprocesadas e incluso torio. Actualmente se encuentra en desarrollo tardío bajo una empresa conjunta entre SNC-Lavalin, CNNC y Shanghai Electric . | ||
| Varios (ver Art. MKER ) | MKER | BWR | 1000 | ? | 2085 | A Desarrollo del reactor nuclear RBMK . Se corrigieron todos los errores y fallas en el diseño del reactor RBMK y se agregaron un edificio de contención completo y características de seguridad nuclear pasiva, como un sistema de enfriamiento de núcleo pasivo. El prototipo físico de MKER-1000 es la Unidad 5 de la central nuclear de Kursk . La construcción de Kursk-5 se canceló en 2012 y, desde 2018, VVER-TOI ha estado en construcción, y la construcción continúa desde 2018. [18] [19] [20] (ver artículo sobre RBMK) |
Los diseños de reactores de Generación III+ son un desarrollo evolutivo de los reactores de Generación III que ofrecen mejoras de seguridad con respecto a los diseños de reactores de Generación III. Los fabricantes comenzaron a desarrollar sistemas de Generación III+ en la década de 1990, basándose en la experiencia de operar reactores de agua ligera en los EE. UU., Japón y Europa occidental.
La industria nuclear ha comenzado los preparativos para un "renacimiento nuclear" tratando de abordar tres temas clave en los proyectos de Generación III+: seguridad, reducción de costos y nuevas tecnologías de ensamblaje. Los costos de construcción proyectados fueron de $1 por vatio de energía eléctrica y el tiempo de construcción se estimó en cuatro años o menos. Sin embargo, estas estimaciones resultaron ser demasiado optimistas.
Una mejora notable en los sistemas de Generación III+ con respecto a los diseños de segunda generación es la inclusión de algunos diseños de seguridad pasiva que no requieren controles activos ni la intervención del operador, sino que dependen de la gravedad o la convección natural para mitigar los efectos de eventos extremos.
Se agregaron características de seguridad adicionales al diseño en respuesta al desastre de Fukushima en 2011. En los diseños de Generación III+, la seguridad pasiva no requiere la acción del operador ni la operación de dispositivos electrónicos, por lo que puede funcionar en condiciones de evacuación de personal y cortes de energía. Muchos de los reactores nucleares de Generación III+ tienen una trampa de fusión . Si el revestimiento de combustible, el recipiente a presión del reactor y las tuberías asociadas se derriten, el corium caerá en la trampa del núcleo, que retiene el material fundido y tiene la capacidad de enfriarlo. Esto, a su vez, protege la última barrera: la cubierta hermética . Rosatom instaló la primera trampa de fusión del mundo con un peso de 200 toneladas en el reactor VVER de la central nuclear de Rooppur-1 en Bangladesh [21] [22] . En 2017, Rosatom inició la operación comercial del reactor VVER-1200 en la unidad de potencia 1 de la central nuclear de Novovoronezh - 2, que fue el primer lanzamiento mundial de un reactor de generación III+ [23] .
| Desarrollador | nombre del reactor | Tipo de | Potencia eléctrica (neta), MW | Potencia eléctrica (bruta), MW | Potencia térmica, MW | Primer encendido | Nota |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Westinghouse , Toshiba | AP1000 | poder | 1117 | 1250 | 3400 | 30/06/2018 CN Sanmen [24] | Certificado por NRC en diciembre de 2005 [9] |
| SNPTC , Westinghouse | CAP1400 | 1400 | 1500 | 4058 | Desarrollo conjunto chino-estadounidense, diseño localizado basado en el AP1000 . El Acuerdo de Desarrollo Conjunto de Westinghouse otorga a China los derechos de propiedad intelectual de todas las centrales eléctricas desarrolladas conjuntamente con una capacidad eléctrica de más de 1.350 MW. Las dos primeras unidades están actualmente en construcción en la planta de energía nuclear de Shidaowan . Se planea que el CAP1400 sea seguido por el CAP1700 y/o CAP2100 si los sistemas de enfriamiento pueden escalar. | ||
| areva | EPR | 1660 | 1750 | 4590 | 29/06/2018 Central nuclear de Taishan [25] | ||
| OKB "Gidropress" | VVER -1200/392M | 1114 | 1180 | 3200 | 2016-08-05 Central nuclear de Novovoronezh II [26] [27] | También conocido como AES-2006/MIR-1200. Prototipo utilizado para el proyecto VVER-TOI . | |
| VVER -1200/491 | 1085 | 1199 | 3200 | 2018-03-09 CN Leningrado II [28] | |||
| VVER -1200/509 | 1114 | 1200 | 3200 | CN Akkuyu I. | |||
| VVER -1300/510 | 1115 | 1255 | 3300 | El proyecto VVER-1300 también se conoce como proyecto AES-2010 y, a veces, se lo denomina erróneamente proyecto VVER-TOI.[ ¿por quién? ] . El VVER-1300/510 se basa en el VVER-1200/392M que se utilizó originalmente como prototipo de diseño para el proyecto VVER-TOI . Corrientemente[ ¿cuándo? ] está previsto construir varias unidades de energía en las centrales nucleares rusas. Las primeras unidades de la central nuclear de Kursk están en construcción [29] [30] . | |||
| VVER -1200/513 | ? | 1200 | 3200 | Variante VVER-1200 basada en parte en el diseño VVER-1300/510 (que es el prototipo del diseño VVER-TOI ). Se espera que la primera instalación se complete en 2022 en la central nuclear de Akkuyu . | |||
| VVER -1200/523 | 1080 | 1200 | 3200 | La planta de energía nuclear de Rooppur en Bangladesh está en construcción. Se planea poner en servicio dos unidades de potencia VVER-1200/523 en 2023 y 2024 [31] . | |||
| BARC (India) | IPHWR-700 | PHWR | 630 | 700 | 2166 | 2021 | Sucesor del PHWR doméstico de 540 MW con mayor potencia y características de seguridad adicionales. Está en construcción y debería entrar en servicio en 2020. La unidad de potencia n.º 3 de la central nuclear de Kakrapar obtuvo por primera vez potencia crítica el 22 de julio de 2020 y se conectó a la red el 10 de enero de 2020 [32] . |
| Desarrollador | nombre del reactor | Tipo de | Potencia eléctrica (neta), MW | Potencia eléctrica (bruta), MW | Potencia térmica, MW | notas |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Toshiba | UE-ABWR | BWR | ? | 1600 | 4300 | Versión actualizada de ABWR , diseñado de acuerdo con las directivas de la UE, mayor potencia del reactor, diseño mejorado al nivel III+. |
| areva | Kerena | 1250 | 1290 | 3370 | Anteriormente conocido como SWR-1000. Basado en proyectos alemanes BWR, principalmente proyectos Gundremmingen B/C. Desarrollado conjuntamente por Areva y E.ON. | |
| general electric hitachi | ESBWR es | 1520 | 1600 | 4500 | Basado en el diseño SBWR aún por lanzar, que a su vez se basó en el ABWR . Se cree que el proyecto fue desarrollado para la central nuclear North Anna -3 (EE. UU.). Elimina completamente el uso de bombas de recirculación a favor de la circulación natural, lo cual es muy inusual para un diseño de reactor de agua en ebullición. | |
| KEPCO | TAE+ | poder | 1505 | 1560 | 4290 | Sucesor del APR-1400 con mayor potencia y funciones de seguridad adicionales. |
| ArevaMitsubishi _ _ | ATMEA1 | 1150 | ? | 3150 | Propuesto para la planta de energía nuclear de Sinop ( Turquía ) | |
| OKB "Gidropress " | VVER -600/498 | ? | 600 | 1600 | Versión reducida de VVER-1200. El despliegue comercial está previsto para 2030 en la central nuclear de Kola . | |
| Candu Energy Inc. (Canadá) | ACR-1000 | PHWR | 1085 | 1165 | 3200 | Reactor CANDU avanzado con moderador de agua pesada tradicional pero refrigerante de agua ligera. Esto reduce en gran medida los costos de agua pesada, pero el reactor pierde la capacidad inherente de CANDU de utilizar uranio natural no enriquecido como combustible. |