Un reactor de agua en ebullición (BWR) (ing: Boiling Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en inglés), diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el que el agua común que se utiliza como refrigerante y moderador.Esta alcanza la ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que mueve el generador eléctrico. Conocimientos adicionales recomendados
Funcionamiento
En un reactor del tipo BWR solo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear (C) hace hervir el agua produciendo vapor. Este último asciende hacia una serie de separadores y secadores que lo separan del caudal del agua de refrigeración, reduciendo el contenido humedad del vapor, lo cual aumenta la calidad de éste. El vapor seco fluye entonces en dirección a la turbina (T) que mueve el generador eléctrico (G). Tras esto el vapor que sale de la turbina pasa por un condensador (K) que lo enfría obteniéndose nuevamente agua liquida, la cual es impulsada mediante bombas (P) de nuevo hacia el interior de la vasija que contiene el núcleo (V). Dado que el vapor fluye desde el reactor, éste se comporta como una máquina térmica convencional, pudiendo existir asociadas otras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en inglés MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina.
ControlLa potencia del reactor se controla mediante dos métodos:
DiseñoEl circuito agua/vapor se encuentra a una presión baja comparada con los reactores de tipo PWR (unas 75 veces la presión atmosférica) y, por tanto, el agua hierve en el núcleo a una temperatura de alrededor de 258 ºC. El reactor está diseñado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del núcleo en forma de vapor, dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite la ebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presión atmosférica). Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisotopos, se requiere que la turbina este blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protección radiológica durante los trabajos de mantenimiento. El aumento de coste relacionado con el funcionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensa con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor en comparación con la de un PWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (en su mayoría es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempo después de haber detenido el reactor. En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras de combustible, y hay más de 800 de estos elementos el núcleo del reactor, sumando un total de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El número de elementos combustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor. En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor. Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continua generando calor debido a la radiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario que el PWR que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante. Ventajas
Desventajas
Véase tambiénCategoría: Reactores nucleares |
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