Los reactores nucleares de potencia utilizan el calor generado en el proceso de la fisión nuclear para calentar agua y producir  vapor a alta presión. El vapor es utilizado para mover un generador que produce electricidad.

Esquema básico de un reactor nuclear para producir electricidad

La evolución tecnológica de estos reactores ha respondido a diversos conceptos de diseño e ingeniería asociada, las cuales es posible resumir en los siguientes hitos:

Generación I (desde 1950 hasta mediados de los años 60’): en esta época se diseñaron los primeros reactores nucleares para la generación de energía. Algunos  ejemplos emblemáticos de esta época son:

El Reactor de Calder Hall, construido en el Reino Unido, es considerado como el primer reactor comercial del mundo, debido a que entró en operaciones en el año 1956. Era un reactor de tipo Magnox, pues las barras de combustibles se revestían de una aleación de Magnesio y Aluminio.

El reactor nuclear de Shippingport, en Pensilvania, USA, comenzó a operar el 2 de diciembre de 1957 y se mantuvo hasta 1982. Fue el  primer reactor nuclear de potencia de Estados Unidos, siendo inaugurado por el Presidente Eisenhower. Cuando culminó su desmantelamiento, la gestión y su proceso de cierre fue tan exitoso que sentó las bases futuras de la tecnología de descontaminación y de las técnicas de manejo de desechos nucleares.

Generación II (desde mediado de los 60 hasta mediado de los años 90’): en este período  se establecieron y construyeron los principales diseños de reactores nucleares de potencia para operación comercial, donde la mayoría de ellos aún se encuentra en operación.

Generación III (desde mediado de los años 90 a la actualidad): con la experiencia acumulada en los períodos anteriores, se construyen reactores nucleares de potencia con diseños depurados y más avanzados, caracterizados como los mayores estándares de seguridad y de seguridad pasiva.

Reactores Tipo PWR

Esta tecnología es la de mayor presencia en el mundo, con alrededor de 290 reactores en operación para la generación eléctrica, y varios cientos más para ser utilizados como propulsión naval. Fue originalmente concebido para la propulsión submarina en la época de los 40.

Este reactor usa el agua ligera como refrigerante y moderador de neutrones a la vez. Este diseño se distingue por tener un circuito de refrigeración primario que fluye a través del núcleo del reactor bajo una temperatura y presión muy altas, y un circuito secundario en el que se genera vapor para accionar la turbina. Después de la turbina, el vapor se enfría al ingresar al condensador, donde vuelve a su estado líquido para retornar el circuito primario y cerrarlo. A su vez, el condensador es enfriado por el circuito terciario.   

Un reactor tipo PWR tiene típicamente un elemento combustible constituido de entre 200 a 300 barras, dispuestos verticalmente en el núcleo, y puede tener entre 150 a 250 combustibles, con 80 a 100 toneladas de uranio.

El agua en el núcleo del reactor alcanza en operación normal los 325 °C, por lo tanto debe mantenerse bajo aproximadamente 150 veces la presión atmosférica (15 MPa) para evitar su evaporación. El elemento que se encarga de mantener la presión en el circuito primario es el presurizador. Como se ha mencionado, el agua es también el moderador, luego si se llegara a convertir en vapor, la reacción en fisión se ralentizaría. Este efecto de retroalimentación negativa es una de las características de seguridad de los PWR. Tiene también un sistema de apagado secundario, el cual implica la adición de boro al circuito primario.

El circuito secundario está bajo menos presión y el agua hierve en los generadores de vapor. El vapor impulsa la turbina para producir electricidad, y luego se condensa y se devuelve a los generadores de vapor en contacto con el circuito primario.

Esquema de funcionamiento de reactor tipo PWR

Reactores BWR – Boiling Water Reactor.

Este diseño tiene muchas similitudes con el PWR, excepto que cuenta con un solo circuito en el que el agua está a una presión más baja (aproximadamente 75 veces la presión atmosférica), de manera que se evapora en el núcleo a aproximadamente 285 °C.

El reactor está diseñado para funcionar con 12% a 15% del agua en la parte superior del núcleo como vapor, y por lo tanto con menos efecto moderador y eficiencia en esa zona. Las unidades BWR pueden operar en modo de “seguimiento de carga” más fácilmente que los PWR.

El vapor pasa a través de placas secadoras (separadores de vapor) por encima del núcleo y luego va directamente a las turbinas, que son parte del circuito del reactor. Dado que el agua alrededor del núcleo de un reactor está siempre contaminada con trazas de radionucleidos, significa que la turbina debe estar blindada y se debe considerar protección radiológica durante el mantenimiento. El costo de esto tiende a equilibrar los ahorros debido al diseño más simple de un BWR. La mayor parte de la radiactividad en el agua es de muy corta vida, por lo que al hall de la turbina se puede ingresar poco después de que el reactor se apague.

Un elemento de combustible de un BWR comprende entre 90 y 100 barras de combustible, y hay hasta 750 elementos en un núcleo de reactor, conteniendo hasta 140 toneladas de uranio. El sistema de control secundario que contempla implica restringir el flujo de agua a través del núcleo de manera que más vapor en la parte superior reduce la moderación.

Esquema de funcionamiento de reactor tipo BWR

PHWR  – Pressurised Heavy Water Reactor

El diseño del reactor PHWR se ha desarrollado desde la década de 1950 en Canadá como el CANDU, y desde 1980 también en la India. Los PHWR usan generalmente óxido natural de uranio (0.7% U-235) como combustible, por lo tanto necesitan un moderador más eficiente, en este caso agua pesada (D2O). El PHWR produce más energía por kilogramo de uranio extraído que otros diseños, pero también produce una cantidad mucho mayor de combustible usado por unidad.

El moderador está en un gran tanque llamado calandria, penetrado por varios cientos de tubos de presión horizontales que forman canales para el combustible, enfriados por un flujo de agua pesada a alta presión en el circuito primario de refrigeración, llegando a 290 °C. Tal como en el PWR, el refrigerante primario genera vapor en un circuito secundario para accionar las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se puede reabastecer de combustible progresivamente sin la necesidad de apagarse, aislando tubos de presión individuales del circuito de refrigeración. También es menos costoso de construir que los diseños con una gran vasija a presión, pero los tubos no han demostrado ser tan duraderos como las vasijas.

Un elemento combustible CANDU consiste en un conjunto de 37 barras de combustible de medio metro de longitud (pastillas de combustible de cerámica en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces que se encuentran de extremo a extremo en un canal de combustible. Las barras de control penetran verticalmente en la calandria, y un sistema de apagado secundario implica la adición de gadolinio al moderador. El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo del recipiente de calandria también produce cierta cantidad de calor.

Nuevos diseños PHWR como el Advanced Candu Reactor (ACR) tienen refrigeración de agua ligera y combustible ligeramente enriquecido (CANDU, 2017).

Los reactores CANDU pueden aceptar una variedad de combustibles y pueden funcionar con uranio reciclado a partir del reprocesamiento de combustible empleado en los LWR, o una mezcla de este y de uranio empobrecido que sobran de las plantas de enriquecimiento. Entonces alrededor de 4000 MWe de un PWR podrían alimentar 1000 MWe de capacidad CANDU, con adición de uranio empobrecido. El torio también se puede utilizar en el combustible.

Esquema de funcionamiento de reactor tipo PHWR (CANDU)