fbpx
Wikipedia

Reactor nuclear avanzado de agua en ebullición

Septiembre 07, 2021

El Reactor Nuclear Avanzado de Agua en Ebullición (en inglés: Advanced Boiling Water Reactor, ABWR) es un reactor de agua en ebullición de Generación III. El ABWR actualmente es ofrecido por GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) y Toshiba. El ABWR genera energía eléctrica usando vapor para impulsar una turbina conectada a un generador eléctrico; el vapor es generado hirviendo agua usando el calor generado por reacciones de fisión dentro de un combustible nuclear.

Construcción de un reactor nuclear avanzado de agua en ebullición en la planta de energía nuclear de Lungmen en Taiwán.

Los reactores de agua en ebullición (en inglés: Boiling Water Reactor, BWR) son la forma segunda más común[1]​ de reactor de agua ligera con un diseño de ciclo directo que usa menos grandes componentes de abastecimiento de vapor que el reactor de agua presurizada (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR), que emplea un ciclo indirecto. El ABWR es el actual tecnología de punta en reactores de agua en ebullición, y es el primero de los diseños de reactores de Generación III en ser totalmente construido, con varios reactores completos y en operación. Los primeros reactores fueron construidos en el tiempo planificado y bajo presupuesto en en Japón, con otros bajo construcción allí y en Taiwán. Más ABWR han sido ordenados en Estados Unidos, incluyendo dos reactores en el sitio del Proyecto del Sur de Tejas.

El diseño estándar de una planta de un ABWR tiene una salida neta de aproximadamente 1350 MWe (3926 MWth). También ha sido certificado como un diseño final en forma final por la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos, lo que significa que su desempeño, eficiencia, potencia y seguridad ya han sido verificados, haciéndolo burocráticamente más fácil de construir que un diseño no certificado.[2]​

Información general del diseño

 
Recipiente de presión del ABWR. 1: Núcleo del reactor, 2: Barras de control, 3: Bomba de agua interna, 4: Tubería de vapor hacia la turbina generadora, 5: Flujo de agua de refrigeración hacia el núcleo.

El ABWR representa una ruta evolucionaria para la familia de los reactores BWR, con numerosos cambios y mejoras a los diseños previos de estos.

 
Otra foto de la construcción del reactor ABWR de la central nuclear de Lungmen en Taiwán.

Las principales áreas de mejora incluyen:

  • La adición de bombas internas en el reactor (en inglés: Reactor Internal Pumps, RIP) montadas en el fondo del recipiente de presión del reactor (en inglés: Reactor Pressure Vessel, RPV) - 10 en total - los que logran mejorar el desempeño mientras que eliminan las grandes bombas de recirculación en el interior del contenimiento y las asociadas tuberías, complejas y de gran diámetro, de interfaz con el RPV (por ejemplo, el ciclo de recirculación encontrado en los primeros modelos de BWR). Solo el motor del RIP está localizado fuera del RPV en el AWBR. De acuerdo al Documento de Control del Diseño de TIER 1 (que es el documento oficialmente certificado por la Comisión Reguladora Nuclear que generalmente describe el diseño de la planta), cada RIP tiene una capacidad de 6912 m³/h a capacidad nominal.
  • Las capacidades de ajuste de las barras de control han sido suplementadas con la adición de un Motor para Barras de Control de Movimiento Fino (en inglés: Fine Motion Control Rod Drive, FMCRD) electrohidráulico, él que permite ajustes de posición de precisión usando un motor eléctrico, mientras que no se pierde la confiabilidad o redundancia de los sistemas hidráulicos tradicionales que están diseñados para ejecutar un apagado rápido en 2,8 segundos desde la recepción de la señal inicial, o una Inserción de Barras Alternativa (en inglés: Alternate Rod Insertion, ARI) en un tiempo mayor pero aún muy rápido. El FMCRD también mejora la defensa en profundidad en el caso de una contingencia en el sistema hidráulico primario o en el ARI.
  • Un Sistema de Protección del Reactor (en inglés: Reactor Protection System, RPS) totalmente digital (con respaldos digitales redundantes así como respaldos manuales redundantes) que aseguran un alto nivel de confiabilidad y una simplificación para la detección y respuesta a condiciones de seguridad. Este sistema inicia una inserción hidráulica rápida de las barras de control para el apagado (llamado SCRAM por los ingenieros nucleares) cuando sea necesario. Una lógica de apagado rápido de dos-de-cuatro por parámetro asegura que apagados rápidos molestos no sean disparados por la falla de un solo instrumento. El RPS también puede disparar el ARI, con el FMCRD funcionando para apagar la reacción en cadena nuclear. La actuación del Sistema de Control Líquido de Reserva (en inglés: Standby Liquid Control System, SLCS) es proporcionada como una lógica diversa en el poco probable evento de Transientes Anticipados sin Scram (en inglés: Anticipated Transient Without Scram).
  • Controles de reactor totalmente digitales (con respaldos redundantes digitales y manuales) le permiten a la sala de control fácil y rápidamente controlar las operaciones y procesos de la planta. Buses de datos multiplexados digitales relacionados o no con la seguridad separados y redundantes permiten la confiabilidad y diversidad para instrumentación y control.
    • En particular, el reactor está automatizado para el encendido (por ejemplo, iniciar la reacción en cadena nuclear y aumentar la potencia) y para el apagado estándar usando sistemas automáticos únicamente. Por supuesto, los operadores humanos permanecen esenciales para el control y la supervisión del reactor, pero la mayor parte del trabajo para aumentar o disminuir la potencia del reactor puede ser automatizado bajo el control del operador.
  • El Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo (en inglés: Emergency Core Cooling System, ECCS) ha sido mejorado en muchas áreas, proporcionando un muy alto nivel de defensa en profundidad contra accidentes, contingencias e incidentes.
    • El sistema en su totalidad ha sido dividido en tres divisiones; cada división es capaz - por sí misma - de reaccionar a la contingencia máxima del Accidente Base de Diseño (en inglés: Design Basis Accident, DBA) o una Falla Limitante y terminar el accidente antes de dejar al descubierto al núcleo, incluso en el evento de una pérdida de energía externa y una pérdida de alimentación de agua adecuada. Previos BWR tenían dos divisiones, y la descubierta del núcleo (pero no daño) se predecía que ocurriría durante un corto tiempo en el evento de un accidente grave, previo a la respuesta del ECCS.
    • Existen 18 válvulas de seguridad de alivio de sobrepresión (en inglés: Safety Overpressure Relief Valves, SORV), diez de las cuales son parte del Sistema de Despresurización Automático (en inglés: Automatic Depressurization System, ADS), que aseguran que los eventos de sobrepresión del RPV son rápidamente mitigados, y que si es necesario, que el reactor puede ser despresurizado rápidamente a un nivel donde el Anegador de Baja Presión del Núcleo (en inglés: Low Pressure Core Flooder, LPCF), el modo de alta capacidad del sistema de remoción del calor residual, que reemplaza al LPCI y LPCS de los modelos de BWR previos) puede ser usado.
    • Además, el LPCF puede inyectar contra las presiones mucho más altas del RPV, proporcionando un nivel mayor de seguridad en el evento de una falla de tamaño intermedio, que podría ser lo suficientemente pequeña para resultar en una lenta despresurización natural pero ser lo suficientemente grande para resultar en una inyección de refrigerante/pulverización del núcleo a alta presión que las capacidades del sistema para responder serían sobrepasadas por el tamaño de la ruptura.
    • Aunque el bus de energía Clase 1E (relacionado con la seguridad) es aún energizado por tres generadores diésel de emergencia de alta confiabilidad, existe un bus de energía adicional llamado Protección de la Inversión de la Planta (en inglés: Plant Investment Protection) que usa una turbina de gas a combustión que está localizada en el mismo sitio para proporcionar una defensa en profundidad contra apagones de la estación así como para energizar sistemas importantes pero críticos para la seguridad en el caso de un corte de energía externa a la planta.
    • Aunque una división del ECCS no tiene capacidades de Inundación de Alta Presión (en inglés: High Pressure Flood, HPCF), existe una turbobomba para la Refrigeración de la Aislación del Núcleo del Reactor calificada para su uso en áreas de seguridad movida por vapor que está capacitada para funcionar a alta presión, y que tiene una extensiva batería de respaldos para sus sistemas de instrumentación y control, asegurando que la refrigeración es mantenida incluso en el caso de un completo apagón de la planta con una falla de todos los 3 generadores diésel de emergencia, la turbina de gas de combustión, el respaldo de batería primario, y las bombas contra incendios diésel.
    • Existe un piso de concreto armado basáltico extremadamente grueso bajo el RPV que atrapará y mantendrá cualquier material fundido del núcleo caliente que podría caer sobre él en situaciones de contingencias extraordinarias. Además, existen varios enlaces fusibles dentro de la pared que separa el pozo húmedo del pozo seco inferior que inundarán el piso usando el abastecimiento de agua del pozo húmedo, asegurando la refrigeración del área incluso con la falla de los sistemas de mitigación estándares.
  • El contenimiento ha sido mejorado significativamente con respecto al tipo Mark I convencional. Como el tipo Mark I convencional, es del tipo de supresión de la presión, diseñado para manejar vapor evolucionado en el evento de transientes, incidente o accidente desviando el vapor usando tuberías que van hacia una piscina de agua encerrada en el pozo húmedo (o un toro en el caso del Mark I), la baja temperatura de la cual condensará el vapor nuevamente en agua líquida. Esto mantendrá baja la presión del contenimiento. Notablemente, el típico contenimiento del ABWR tiene numerosas capas endurecidas entre el interior del contenimiento primario y la muralla del escudo externo, y tiene una forma cúbica. Una de las principales mejoras es que el reactor tiene una aceleración por terremotos para apagado seguro estándar de 0,3 G; además, está diseñado para resistir un tornado con una velocidad del viento de más de 515 km/h (320 millas por hora). La resistencia sísmica es posible en áreas proclives a terremotos y esto ha sido hecho en las instalaciones de Lungmen en Taiwán, la que ha sido reforzada para resistir hasta 0,4 G en cualquier dirección.
  • El ABWR está diseñado para una vida de servicio de al menos 60 años. El diseño comparativamente simple del ABWR también significa que no hay caros generadores de vapor que necesiten ser reemplazados, disminuyendo el costo total de la operación.
  • De acuerdo a las evaluaciones de riesgo probabilístico realizadas por GEH, un evento de daño al núcleo no ocurriría más a menudo que 1 en 6 millones de años ya que la frecuencia de daño del núcleo (en inglés: Core Damage Frequency, CDF) del ABWR es de 1,6 x 10-7, la segunda probabilidad más baja de CDF para los ESBWR.

El RPV y el Sistema de Abastecimiento de Vapor Nuclear (en inglés: Nuclear Steam Supply System, NSSS) tienen significativas mejoras, tales como la substitución de los RIP, la eliminación de los ciclos de tuberías de recirculación externas convencionales y las bombas en el contenimiento que impulsaban bombas de chorro para producir un flujo forzado en el RPV. Los RIP proporcionan significativas mejoras relacionadas con la confiabilidad, desempeño y mantenibilidad, incluyendo una reducción en la exposición laboral a la radiación relacionada con las actividades en el contenimiento durante las labores de mantenimiento. Estas bombas son alimentadas por motores de rotor húmedo con los alojamientos conectados al fondo del RPV y eliminando las tuberías de recirculación externa de gran diámetro que son posibles vías de fugas. Las 10 bombas de recirculación internas están localizadas en el fondo de la región de bajada del anillo (entre el borde del núcleo y la superficie interna del RPV). Consecuentemente, las bombas de recirculación internas eliminan todas las bombas de chorro en el RPV, todas las tuberías y grandes bombas del ciclo de recirculación externas, las válvulas de aislación y las boquillas de gran diámetro que penetraban el RPV y la necesidad de succionar agua y el retorno al RPV. Este diseño por lo tanto reduce las peores fugas debajo de la región del núcleo a un equivalente efectivo de una fuga de 51 mm (2 pulgadas) de diámetro. La línea de productos BWR3-BWR6 tiene un potencial de fugas análogo de 61 o más centímetros de diámetro. Un gran beneficio de este diseño es que reduce grandemente la capacidad de flujo requerido por el ECCS.

El primero de los reactores en usar bombas de recirculación interna fueron diseñados por ASEA-Atom (ahora Westinghouse Electric Company por fusiones y compras, que es propiedad de Toshiba) y construidos en Suecia. Estas plantas han operado muy exitosamente por muchos años.

Las bombas internas reducen la potencia de bombeo requerida para el mismo flujo por aproximadamente la mitad de lo que requiere un sistema de bombas de chorro con ciclos de recirculación externos. Así, en adición a las mejoras de costo y seguridad debido a la eliminación de las tuberías, la eficiencia termal de la planta en su totalidad es incrementada. La eliminación de las tuberías de recirculación externa también reduce la exposición laboral a la radiación del personal durante los mantenimientos.

Un característica operacional atractiva en el diseño ABWR son los motores eléctricos de las barras de control de movimiento fino, usadas por primera vez en los BWR de AEG (más tarde Kraftwerk Union AG, ahora AREVA). Los BWR más antiguos usaban un sistema de pistones de bloqueo hidráulicos para mover las barras de control en incrementos de 15 centímetros (6 pulgadas). Adicionalmente el diseño de barras de control de movimiento fino mejoran grandemente el posicionamiento real positivo de la barra de control y reduce similarmente el riesgo de un accidente con los motores de las barras de control al punto que no se requiere de un limitador de velocidad en las hojas de la base de cruciforme de las barras de control.

El ABWR está totalmente automatizado para responder a un accidente de pérdida de refrigerante (en inglés: Loss-Of-Coolant Accident, LOCA), y no se requiere acción por parte del operador durante 3 días. Después de 3 días los operadores deben reabastecer los suministros de agua del ECCS. Estos y otras mejoras hacen de las plantas significativamente más seguras que los previos reactores.

Ubicaciones

A diciembre de 2006, cuatro ABWR estaban en operación en Japón: las unidades 6 y 7 de Kashiwazaki-Kariwa, que se inauguraron en 1996 y 1997, la unidad 5 de Hamaoka, inaugurada el 2004 habiendo comenzado su construcción en el año 2000, y Shika 2 que comenzó operaciones comerciales el 15 de marzo de 2006. Otros dos reactores está cerca de ser completados en Lungmen en Taiwán, y otro más en Shimane 3 en Japón, con los trabajos principales del sitio iniciados en el 2008 y con una finalización planificada para el año 2012.

Otros ABWR están planificados para Japón, y los ABWR también han sido propuestos para ser construidos en Estados Unidos bajo el Programa de Energía Nuclear 2010. Un incentivo parta la construcción de un ABWR es que la Comisión Reguladora Nuclear (en inglés: Nuclear Regulatory Commission, NRC) aprobó el diseño del ABWR en el año 1997 y la construcción tendría un trámite burocrático más fácil que realizar para ser aprobada; de ahí que los ABWR pueden ser construidos más rápido que los otros diseños con aprobación pendiente.

El 19 de junio de 2006, NRG Energy archivo una Carta de Intención con la Comisión Reguladora Nuclear para construir dos ABWR de 1358 MWe en el sitio del Proyecto del Sur de Tejas.[3]​ El 25 de septiembre de 2007, 'NRG Energy' y 'CPS Energy' sometieron una solicitud para una Licencia de Construcción y Operaciones (en inglés: Construction and Operations License, COL) para estas plantas con la NRC. NRG Energy es un comercializador de generadores y CPS Energy es la más grande instalación de propiedad municipal de Estados Unidos.

Confiabilidad

Los cuatro ABWR en operación eran a menudo apagados debido a problemas técnicos. La Agencia Internacional de Energía Atómica documenta esto con el 'factor operacional' (que es el tiempo con producción de electricidad en relación al tiempo total desde la operación comercial). Las primeras dos plantas en Kashiwazaki-Kariwa (bloques 6 y 7) alcanzaron factores operacionales inferiores al 70%, significando que aproximadamente un 30% de un año promedio ellas no estaban produciendo electricidad.[4]​[5]​ En contraste otras planta de energía nuclear modernas como la coreana OPR-1000, la canadiense Candu 6 o el alemán Konvoi muestran factores operacionales de aproximadamente un 90%.[6]​

La potencia de salida de los dos nuevos ABWR en la planta de energía nuclear de Hamaoka y Shika tuvo que ser bajada debido a problemas técnicos en las turbinas.[7]​ Después de corregir estos problemas ambas plantas de energía aún tienen un alto tiempo de fuera de servicio y muestran factores operacionales de bajo el 50%.[8]​[9]​

Bloque de reactor[10]​ Potencia de salida neta
(potencia de salida neta planificada) 		Comienzo de la
operación comercial 		Factor Operacional[11]​ desde el comienzo
de la operación en el 2011
HAMAOKA-5 1212 MW (1325 MW) 18.01.2005 46,7 %
KASHIWAZAKI KARIWA-6 1315 MW 07.11.1996 69,6 %
KASHIWAZAKI KARIWA-7 1315 MW 02.07.1996 64,1 %
SHIKA-2 1108 MW (1304 MW) 15.03.2006 47,1 %

Despliegues

Nombre de la planta Cantidad de reactores Capacidad medida Ubicación Operador Inicio de la construcción Año completado (primera criticidad) Costo (USD) Notas
Central nuclear de Kashiwazaki-Kariwa 2 1356MW Kashiwazaki, Japón TEPCO 1992,1993 1996,1996 Primera instalación
Central nuclear de Shika 1 1358MW Shika, Japón Hokuriku Electric Power Company 2001 2005
Central nuclear de Hamaoka 1 1267MW Omaezaki, Japón Chuden 2000 2005 El 14 de mayo de 2011 Hamaoka 5 fue apagado por petición del gobierno japonés. La planta está localizada en el área con una alta probabilidad de accidente por tsunami.
Shimane Nuclear Power Plant 1 1373MW Matsue, Japón Chugoku Electric Power Company 2007 2011
Central nuclear de Lungmen 2 1350MW Gongliao Township, República de China Taiwan Power Company 1997 2011 $9,2 mil millonres Bajo construcción, terminación estimada para diciembre de 2011
Central nuclear de Higashidōri 3 1385MW Higashidōri, Japón Tohoku Electric Power y TEPCO 2010 Est 2017 Todas las unidades bajo construcción
Central nuclear de Ōma 1 1383MW Ōma, Japón J-Power 2010 Est 2014 Bajo construcción, primera planta nuclear para J-Power
South Texas Project 2 1358MW Bay City (Texas), Estados Unidos NRG Energy, TEPCO y CPS Energy $14 mil millones Cancelado en marzo de 2011[12]​

ABWR-II

La siguiente generación de reactores de este tipo se ha denominado ABWR-II, estos están siendo desarrollados en Japón.[13]​ El trabajo de desarrollo se inició en el año 1991.[14]​ El propósito principal es lograr barras de combustible más grandes, mejores características de seguridad, menores tiempos de espera y una mayor flexibilidad del ciclo de combustible. El número de haces de combustible nuclear en el núcleo del reactor disminuye cuando se compara con el ABWR promedio. Las barras de control aumentan de tamaño para lograr que un haz de combustible sea manejado por dos barras de control en el núcleo del reactor. El ABWR-II también poseerá un mejor modo de apagado que su predecesor. La potencia de diseño se calcula en aproximadamente 1700 MW.[13]​

El reactor será capaz de utilizar 224 haces de combustible, lo que permitirá una operación de 18 meses con una combustión del combustible de 60 GWd/t. Se estima que el costo de construcción de este tipo de reactor debería ser similar al de un ABWR. Al reducir el número de haces de combustible en el núcleo del reactor, disminuye la duración del tiempo de mantenimiento.[13]​

Referencias

  1. http://world-nuclear.org/NuclearDatabase/rdResults.aspx?id=27569
  2. «Design Certification Information Page - ABWR». Design Certification Applications. Gobierno federal de los Estados Unidos, Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos, Rockville, MD, Estados Unidos. 3 de junio de 2009. Consultado el 28 de agosto de 2009. 
  3. . Archivado desde el original el 17 de mayo de 2007. Consultado el 17 de mayo de 2007. 
  4. http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.ophis.htm?country=JP&site=KASHIWAZAKI%20KARIWA&units=&refno=55&opyear=2010&link=HOT (enlace roto disponible en Internet Archive; véase el historial, la primera versión y la última).]
  5. . Archivado desde el original el 4 de junio de 2011. Consultado el 17 de julio de 2011. 
  6. IAEA - Nuclear Power Reactors in the World - 2010 Edition - Vienna 2010
  7. . Archivado desde el original el 13 de marzo de 2017. Consultado el 16 de septiembre de 2012. 
  8. [1] (enlace roto disponible en Internet Archive; véase el historial, la primera versión y la última).
  9. . Archivado desde el original el 4 de junio de 2011. Consultado el 5 de julio de 2011. 
  10. Sistema de Información de la Potencia de los Reactores de la IAEA: (englisch)
  11. . Archivado desde el original el 4 de octubre de 2011. Consultado el 16 de septiembre de 2012. 
  12. NRG finaliza proyecto para construir nuevos reactores nucleares
  13. ↑ Desarrollo del Núcleo del ABWR-II (enlace roto disponible en Internet Archive; véase el historial, la primera versión y la última). (en inglés)
  14. (en inglés)

Nota

Véase también

Enlaces externos

  • Página oficial de GE Energy para el ABWR
  • NRC's Issued Design Certification page on the ABWR
  • Característics de Ingeniería de Seguridad en el ABWR
  •   Datos: Q379393

Septiembre 07, 2021
reactor, nuclear, avanzado, agua, ebullición, reactor, nuclear, avanzado, agua, ebullición, inglés, advanced, boiling, water, reactor, abwr, reactor, agua, ebullición, generación, abwr, actualmente, ofrecido, hitachi, nuclear, energy, toshiba, abwr, genera, en. El Reactor Nuclear Avanzado de Agua en Ebullicion en ingles Advanced Boiling Water Reactor ABWR es un reactor de agua en ebullicion de Generacion III El ABWR actualmente es ofrecido por GE Hitachi Nuclear Energy GEH y Toshiba El ABWR genera energia electrica usando vapor para impulsar una turbina conectada a un generador electrico el vapor es generado hirviendo agua usando el calor generado por reacciones de fision dentro de un combustible nuclear Construccion de un reactor nuclear avanzado de agua en ebullicion en la planta de energia nuclear de Lungmen en Taiwan Los reactores de agua en ebullicion en ingles Boiling Water Reactor BWR son la forma segunda mas comun 1 de reactor de agua ligera con un diseno de ciclo directo que usa menos grandes componentes de abastecimiento de vapor que el reactor de agua presurizada en ingles Pressurized Water Reactor PWR que emplea un ciclo indirecto El ABWR es el actual tecnologia de punta en reactores de agua en ebullicion y es el primero de los disenos de reactores de Generacion III en ser totalmente construido con varios reactores completos y en operacion Los primeros reactores fueron construidos en el tiempo planificado y bajo presupuesto en en Japon con otros bajo construccion alli y en Taiwan Mas ABWR han sido ordenados en Estados Unidos incluyendo dos reactores en el sitio del Proyecto del Sur de Tejas El diseno estandar de una planta de un ABWR tiene una salida neta de aproximadamente 1350 MWe 3926 MWth Tambien ha sido certificado como un diseno final en forma final por la Comision Reguladora Nuclear de Estados Unidos lo que significa que su desempeno eficiencia potencia y seguridad ya han sido verificados haciendolo burocraticamente mas facil de construir que un diseno no certificado 2 Indice 1 Informacion general del diseno 2 Ubicaciones 3 Confiabilidad 4 Despliegues 5 ABWR II 6 Referencias 7 Nota 8 Vease tambien 9 Enlaces externosInformacion general del diseno Editar Recipiente de presion del ABWR 1 Nucleo del reactor 2 Barras de control 3 Bomba de agua interna 4 Tuberia de vapor hacia la turbina generadora 5 Flujo de agua de refrigeracion hacia el nucleo El ABWR representa una ruta evolucionaria para la familia de los reactores BWR con numerosos cambios y mejoras a los disenos previos de estos Otra foto de la construccion del reactor ABWR de la central nuclear de Lungmen en Taiwan Las principales areas de mejora incluyen La adicion de bombas internas en el reactor en ingles Reactor Internal Pumps RIP montadas en el fondo del recipiente de presion del reactor en ingles Reactor Pressure Vessel RPV 10 en total los que logran mejorar el desempeno mientras que eliminan las grandes bombas de recirculacion en el interior del contenimiento y las asociadas tuberias complejas y de gran diametro de interfaz con el RPV por ejemplo el ciclo de recirculacion encontrado en los primeros modelos de BWR Solo el motor del RIP esta localizado fuera del RPV en el AWBR De acuerdo al Documento de Control del Diseno de TIER 1 que es el documento oficialmente certificado por la Comision Reguladora Nuclear que generalmente describe el diseno de la planta cada RIP tiene una capacidad de 6912 m h a capacidad nominal Las capacidades de ajuste de las barras de control han sido suplementadas con la adicion de un Motor para Barras de Control de Movimiento Fino en ingles Fine Motion Control Rod Drive FMCRD electrohidraulico el que permite ajustes de posicion de precision usando un motor electrico mientras que no se pierde la confiabilidad o redundancia de los sistemas hidraulicos tradicionales que estan disenados para ejecutar un apagado rapido en 2 8 segundos desde la recepcion de la senal inicial o una Insercion de Barras Alternativa en ingles Alternate Rod Insertion ARI en un tiempo mayor pero aun muy rapido El FMCRD tambien mejora la defensa en profundidad en el caso de una contingencia en el sistema hidraulico primario o en el ARI Un Sistema de Proteccion del Reactor en ingles Reactor Protection System RPS totalmente digital con respaldos digitales redundantes asi como respaldos manuales redundantes que aseguran un alto nivel de confiabilidad y una simplificacion para la deteccion y respuesta a condiciones de seguridad Este sistema inicia una insercion hidraulica rapida de las barras de control para el apagado llamado SCRAM por los ingenieros nucleares cuando sea necesario Una logica de apagado rapido de dos de cuatro por parametro asegura que apagados rapidos molestos no sean disparados por la falla de un solo instrumento El RPS tambien puede disparar el ARI con el FMCRD funcionando para apagar la reaccion en cadena nuclear La actuacion del Sistema de Control Liquido de Reserva en ingles Standby Liquid Control System SLCS es proporcionada como una logica diversa en el poco probable evento de Transientes Anticipados sin Scram en ingles Anticipated Transient Without Scram Controles de reactor totalmente digitales con respaldos redundantes digitales y manuales le permiten a la sala de control facil y rapidamente controlar las operaciones y procesos de la planta Buses de datos multiplexados digitales relacionados o no con la seguridad separados y redundantes permiten la confiabilidad y diversidad para instrumentacion y control En particular el reactor esta automatizado para el encendido por ejemplo iniciar la reaccion en cadena nuclear y aumentar la potencia y para el apagado estandar usando sistemas automaticos unicamente Por supuesto los operadores humanos permanecen esenciales para el control y la supervision del reactor pero la mayor parte del trabajo para aumentar o disminuir la potencia del reactor puede ser automatizado bajo el control del operador El Sistema de Refrigeracion de Emergencia del Nucleo en ingles Emergency Core Cooling System ECCS ha sido mejorado en muchas areas proporcionando un muy alto nivel de defensa en profundidad contra accidentes contingencias e incidentes El sistema en su totalidad ha sido dividido en tres divisiones cada division es capaz por si misma de reaccionar a la contingencia maxima del Accidente Base de Diseno en ingles Design Basis Accident DBA o una Falla Limitante y terminar el accidente antes de dejar al descubierto al nucleo incluso en el evento de una perdida de energia externa y una perdida de alimentacion de agua adecuada Previos BWR tenian dos divisiones y la descubierta del nucleo pero no dano se predecia que ocurriria durante un corto tiempo en el evento de un accidente grave previo a la respuesta del ECCS Existen 18 valvulas de seguridad de alivio de sobrepresion en ingles Safety Overpressure Relief Valves SORV diez de las cuales son parte del Sistema de Despresurizacion Automatico en ingles Automatic Depressurization System ADS que aseguran que los eventos de sobrepresion del RPV son rapidamente mitigados y que si es necesario que el reactor puede ser despresurizado rapidamente a un nivel donde el Anegador de Baja Presion del Nucleo en ingles Low Pressure Core Flooder LPCF el modo de alta capacidad del sistema de remocion del calor residual que reemplaza al LPCI y LPCS de los modelos de BWR previos puede ser usado Ademas el LPCF puede inyectar contra las presiones mucho mas altas del RPV proporcionando un nivel mayor de seguridad en el evento de una falla de tamano intermedio que podria ser lo suficientemente pequena para resultar en una lenta despresurizacion natural pero ser lo suficientemente grande para resultar en una inyeccion de refrigerante pulverizacion del nucleo a alta presion que las capacidades del sistema para responder serian sobrepasadas por el tamano de la ruptura Aunque el bus de energia Clase 1E relacionado con la seguridad es aun energizado por tres generadores diesel de emergencia de alta confiabilidad existe un bus de energia adicional llamado Proteccion de la Inversion de la Planta en ingles Plant Investment Protection que usa una turbina de gas a combustion que esta localizada en el mismo sitio para proporcionar una defensa en profundidad contra apagones de la estacion asi como para energizar sistemas importantes pero criticos para la seguridad en el caso de un corte de energia externa a la planta Aunque una division del ECCS no tiene capacidades de Inundacion de Alta Presion en ingles High Pressure Flood HPCF existe una turbobomba para la Refrigeracion de la Aislacion del Nucleo del Reactor calificada para su uso en areas de seguridad movida por vapor que esta capacitada para funcionar a alta presion y que tiene una extensiva bateria de respaldos para sus sistemas de instrumentacion y control asegurando que la refrigeracion es mantenida incluso en el caso de un completo apagon de la planta con una falla de todos los 3 generadores diesel de emergencia la turbina de gas de combustion el respaldo de bateria primario y las bombas contra incendios diesel Existe un piso de concreto armadobasaltico extremadamente grueso bajo el RPV que atrapara y mantendra cualquier material fundido del nucleo caliente que podria caer sobre el en situaciones de contingencias extraordinarias Ademas existen varios enlaces fusibles dentro de la pared que separa el pozo humedo del pozo seco inferior que inundaran el piso usando el abastecimiento de agua del pozo humedo asegurando la refrigeracion del area incluso con la falla de los sistemas de mitigacion estandares El contenimiento ha sido mejorado significativamente con respecto al tipo Mark I convencional Como el tipo Mark I convencional es del tipo de supresion de la presion disenado para manejar vapor evolucionado en el evento de transientes incidente o accidente desviando el vapor usando tuberias que van hacia una piscina de agua encerrada en el pozo humedo o un toro en el caso del Mark I la baja temperatura de la cual condensara el vapor nuevamente en agua liquida Esto mantendra baja la presion del contenimiento Notablemente el tipico contenimiento del ABWR tiene numerosas capas endurecidas entre el interior del contenimiento primario y la muralla del escudo externo y tiene una forma cubica Una de las principales mejoras es que el reactor tiene una aceleracion por terremotos para apagado seguro estandar de 0 3 G ademas esta disenado para resistir un tornado con una velocidad del viento de mas de 515 km h 320 millas por hora La resistencia sismica es posible en areas proclives a terremotos y esto ha sido hecho en las instalaciones de Lungmen en Taiwan la que ha sido reforzada para resistir hasta 0 4 G en cualquier direccion El ABWR esta disenado para una vida de servicio de al menos 60 anos El diseno comparativamente simple del ABWR tambien significa que no hay caros generadores de vapor que necesiten ser reemplazados disminuyendo el costo total de la operacion De acuerdo a las evaluaciones de riesgo probabilistico realizadas por GEH un evento de dano al nucleo no ocurriria mas a menudo que 1 en 6 millones de anos ya que la frecuencia de dano del nucleo en ingles Core Damage Frequency CDF del ABWR es de 1 6 x 10 7 la segunda probabilidad mas baja de CDF para los ESBWR El RPV y el Sistema de Abastecimiento de Vapor Nuclear en ingles Nuclear Steam Supply System NSSS tienen significativas mejoras tales como la substitucion de los RIP la eliminacion de los ciclos de tuberias de recirculacion externas convencionales y las bombas en el contenimiento que impulsaban bombas de chorro para producir un flujo forzado en el RPV Los RIP proporcionan significativas mejoras relacionadas con la confiabilidad desempeno y mantenibilidad incluyendo una reduccion en la exposicion laboral a la radiacion relacionada con las actividades en el contenimiento durante las labores de mantenimiento Estas bombas son alimentadas por motores de rotor humedo con los alojamientos conectados al fondo del RPV y eliminando las tuberias de recirculacion externa de gran diametro que son posibles vias de fugas Las 10 bombas de recirculacion internas estan localizadas en el fondo de la region de bajada del anillo entre el borde del nucleo y la superficie interna del RPV Consecuentemente las bombas de recirculacion internas eliminan todas las bombas de chorro en el RPV todas las tuberias y grandes bombas del ciclo de recirculacion externas las valvulas de aislacion y las boquillas de gran diametro que penetraban el RPV y la necesidad de succionar agua y el retorno al RPV Este diseno por lo tanto reduce las peores fugas debajo de la region del nucleo a un equivalente efectivo de una fuga de 51 mm 2 pulgadas de diametro La linea de productos BWR3 BWR6 tiene un potencial de fugas analogo de 61 o mas centimetros de diametro Un gran beneficio de este diseno es que reduce grandemente la capacidad de flujo requerido por el ECCS El primero de los reactores en usar bombas de recirculacion interna fueron disenados por ASEA Atom ahora Westinghouse Electric Company por fusiones y compras que es propiedad de Toshiba y construidos en Suecia Estas plantas han operado muy exitosamente por muchos anos Las bombas internas reducen la potencia de bombeo requerida para el mismo flujo por aproximadamente la mitad de lo que requiere un sistema de bombas de chorro con ciclos de recirculacion externos Asi en adicion a las mejoras de costo y seguridad debido a la eliminacion de las tuberias la eficiencia termal de la planta en su totalidad es incrementada La eliminacion de las tuberias de recirculacion externa tambien reduce la exposicion laboral a la radiacion del personal durante los mantenimientos Un caracteristica operacional atractiva en el diseno ABWR son los motores electricos de las barras de control de movimiento fino usadas por primera vez en los BWR de AEG mas tarde Kraftwerk Union AG ahora AREVA Los BWR mas antiguos usaban un sistema de pistones de bloqueo hidraulicos para mover las barras de control en incrementos de 15 centimetros 6 pulgadas Adicionalmente el diseno de barras de control de movimiento fino mejoran grandemente el posicionamiento real positivo de la barra de control y reduce similarmente el riesgo de un accidente con los motores de las barras de control al punto que no se requiere de un limitador de velocidad en las hojas de la base de cruciforme de las barras de control El ABWR esta totalmente automatizado para responder a un accidente de perdida de refrigerante en ingles Loss Of Coolant Accident LOCA y no se requiere accion por parte del operador durante 3 dias Despues de 3 dias los operadores deben reabastecer los suministros de agua del ECCS Estos y otras mejoras hacen de las plantas significativamente mas seguras que los previos reactores Ubicaciones EditarA diciembre de 2006 cuatro ABWR estaban en operacion en Japon las unidades 6 y 7 de Kashiwazaki Kariwa que se inauguraron en 1996 y 1997 la unidad 5 de Hamaoka inaugurada el 2004 habiendo comenzado su construccion en el ano 2000 y Shika 2 que comenzo operaciones comerciales el 15 de marzo de 2006 Otros dos reactores esta cerca de ser completados en Lungmen en Taiwan y otro mas en Shimane 3 en Japon con los trabajos principales del sitio iniciados en el 2008 y con una finalizacion planificada para el ano 2012 Otros ABWR estan planificados para Japon y los ABWR tambien han sido propuestos para ser construidos en Estados Unidos bajo el Programa de Energia Nuclear 2010 Un incentivo parta la construccion de un ABWR es que la Comision Reguladora Nuclear en ingles Nuclear Regulatory Commission NRC aprobo el diseno del ABWR en el ano 1997 y la construccion tendria un tramite burocratico mas facil que realizar para ser aprobada de ahi que los ABWR pueden ser construidos mas rapido que los otros disenos con aprobacion pendiente El 19 de junio de 2006 NRG Energy archivo una Carta de Intencion con la Comision Reguladora Nuclear para construir dos ABWR de 1358 MWe en el sitio del Proyecto del Sur de Tejas 3 El 25 de septiembre de 2007 NRG Energy y CPS Energy sometieron una solicitud para una Licencia de Construccion y Operaciones en ingles Construction and Operations License COL para estas plantas con la NRC NRG Energy es un comercializador de generadores y CPS Energy es la mas grande instalacion de propiedad municipal de Estados Unidos Confiabilidad EditarLos cuatro ABWR en operacion eran a menudo apagados debido a problemas tecnicos La Agencia Internacional de Energia Atomica documenta esto con el factor operacional que es el tiempo con produccion de electricidad en relacion al tiempo total desde la operacion comercial Las primeras dos plantas en Kashiwazaki Kariwa bloques 6 y 7 alcanzaron factores operacionales inferiores al 70 significando que aproximadamente un 30 de un ano promedio ellas no estaban produciendo electricidad 4 5 En contraste otras planta de energia nuclear modernas como la coreana OPR 1000 la canadiense Candu 6 o el aleman Konvoi muestran factores operacionales de aproximadamente un 90 6 La potencia de salida de los dos nuevos ABWR en la planta de energia nuclear de Hamaoka y Shika tuvo que ser bajada debido a problemas tecnicos en las turbinas 7 Despues de corregir estos problemas ambas plantas de energia aun tienen un alto tiempo de fuera de servicio y muestran factores operacionales de bajo el 50 8 9 Bloque de reactor 10 Potencia de salida neta potencia de salida neta planificada Comienzo de la operacion comercial Factor Operacional 11 desde el comienzo de la operacion en el 2011HAMAOKA 5 1212 MW 1325 MW 18 01 2005 46 7 KASHIWAZAKI KARIWA 6 1315 MW 07 11 1996 69 6 KASHIWAZAKI KARIWA 7 1315 MW 02 07 1996 64 1 SHIKA 2 1108 MW 1304 MW 15 03 2006 47 1 Despliegues EditarNombre de la planta Cantidad de reactores Capacidad medida Ubicacion Operador Inicio de la construccion Ano completado primera criticidad Costo USD NotasCentral nuclear de Kashiwazaki Kariwa 2 1356MW Kashiwazaki Japon TEPCO 1992 1993 1996 1996 Primera instalacionCentral nuclear de Shika 1 1358MW Shika Japon Hokuriku Electric Power Company 2001 2005Central nuclear de Hamaoka 1 1267MW Omaezaki Japon Chuden 2000 2005 El 14 de mayo de 2011 Hamaoka 5 fue apagado por peticion del gobierno japones La planta esta localizada en el area con una alta probabilidad de accidente por tsunami Shimane Nuclear Power Plant 1 1373MW Matsue Japon Chugoku Electric Power Company 2007 2011Central nuclear de Lungmen 2 1350MW Gongliao Township Republica de China Taiwan Power Company 1997 2011 9 2 mil millonres Bajo construccion terminacion estimada para diciembre de 2011Central nuclear de Higashidōri 3 1385MW Higashidōri Japon Tohoku Electric Power y TEPCO 2010 Est 2017 Todas las unidades bajo construccionCentral nuclear de Ōma 1 1383MW Ōma Japon J Power 2010 Est 2014 Bajo construccion primera planta nuclear para J PowerSouth Texas Project 2 1358MW Bay City Texas Estados Unidos NRG Energy TEPCO y CPS Energy 14 mil millones Cancelado en marzo de 2011 12 ABWR II EditarLa siguiente generacion de reactores de este tipo se ha denominado ABWR II estos estan siendo desarrollados en Japon 13 El trabajo de desarrollo se inicio en el ano 1991 14 El proposito principal es lograr barras de combustible mas grandes mejores caracteristicas de seguridad menores tiempos de espera y una mayor flexibilidad del ciclo de combustible El numero de haces de combustible nuclear en el nucleo del reactor disminuye cuando se compara con el ABWR promedio Las barras de control aumentan de tamano para lograr que un haz de combustible sea manejado por dos barras de control en el nucleo del reactor El ABWR II tambien poseera un mejor modo de apagado que su predecesor La potencia de diseno se calcula en aproximadamente 1700 MW 13 El reactor sera capaz de utilizar 224 haces de combustible lo que permitira una operacion de 18 meses con una combustion del combustible de 60 GWd t Se estima que el costo de construccion de este tipo de reactor deberia ser similar al de un ABWR Al reducir el numero de haces de combustible en el nucleo del reactor disminuye la duracion del tiempo de mantenimiento 13 Referencias Editar http world nuclear org NuclearDatabase rdResults aspx id 27569 Design Certification Information Page ABWR Design Certification Applications Gobierno federal de los Estados Unidos Comision Reguladora Nuclear de Estados Unidos Rockville MD Estados Unidos 3 de junio de 2009 Consultado el 28 de agosto de 2009 Copia archivada Archivado desde el original el 17 de mayo de 2007 Consultado el 17 de mayo de 2007 http www iaea org cgi bin db page pl pris ophis htm country JP amp site KASHIWAZAKI 20KARIWA amp units amp refno 55 amp opyear 2010 amp link HOT enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima Copia archivada Archivado desde el original el 4 de junio de 2011 Consultado el 17 de julio de 2011 IAEA Nuclear Power Reactors in the World 2010 Edition Vienna 2010 Copia archivada Archivado desde el original el 13 de marzo de 2017 Consultado el 16 de septiembre de 2012 1 enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima Copia archivada Archivado desde el original el 4 de junio de 2011 Consultado el 5 de julio de 2011 Sistema de Informacion de la Potencia de los Reactores de la IAEA Japan Nuclear Power Reactors Alphabetic englisch NEPIS Manual Archivado desde el original el 4 de octubre de 2011 Consultado el 16 de septiembre de 2012 NRG finaliza proyecto para construir nuevos reactores nucleares a b c Desarrollo del Nucleo del ABWR II enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima en ingles IAEA Seccion de Desarrollo de la Tecnologia de la Energia Nuclear en ingles Nota EditarEsta obra contiene una traduccion derivada de Advanced boiling water reactor de Wikipedia en ingles concretamente de esta version publicada por sus editores bajo la Licencia de documentacion libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribucion CompartirIgual 3 0 Unported Esta obra contiene una traduccion derivada de Advanced Boiling Water Reactor de Wikipedia en aleman concretamente de esta version publicada por sus editores bajo la Licencia de documentacion libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribucion CompartirIgual 3 0 Unported Vease tambien EditarEnergia nuclear Seguridad nuclear en Estados Unidos Accidentes nucleares en Estados Unidos Aspecto economicos de las nuevas plantas de energia nuclear Reactor de agua presurizada Reactor de agua de moderacion reducidad Reactor de agua pesada avanzadoEnlaces externos EditarPagina oficial de GE Energy para el ABWR NRC s Issued Design Certification page on the ABWR Caracteristics de Ingenieria de Seguridad en el ABWR Datos Q379393Obtenido de https es wikipedia org w index php title Reactor nuclear avanzado de agua en ebullicion amp oldid 133569044, wikipedia, wiki, leyendo, leer, libro, biblioteca,

español

, española, descargar, gratis, descargar gratis, mp3, video, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, imagen, música, canción, película, libro, juego, juegos