El reactor económico simplificado de agua en ebullición ( ESBWR ) es un diseño de reactor de generación III + pasivamente seguro derivado de su predecesor, el reactor de agua en ebullición simplificado (SBWR) y del reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR). Todos son diseños de GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) y se basan en diseños anteriores de reactores de agua en ebullición .
Sistema de seguridad pasiva
Los sistemas pasivos de seguridad nuclear en un ESBWR operan sin usar ninguna bomba, lo que crea una mayor seguridad, integridad y confiabilidad en el diseño, al mismo tiempo que reduce el costo general del reactor. También utiliza la circulación natural para impulsar el flujo de refrigerante dentro de la vasija de presión del reactor (RPV); esto da como resultado un menor número de sistemas que mantener y evita que se produzcan bajas BWR importantes, como roturas en las líneas de recirculación. No hay bombas de circulación o tuberías asociadas, fuentes de alimentación, intercambiadores de calor, instrumentación o controles necesarios para estos sistemas.
Los sistemas de seguridad pasiva de ESBWR incluyen una combinación de tres sistemas que permiten la transferencia eficiente del calor de desintegración (creado a partir de la desintegración nuclear) desde el reactor a las piscinas de agua fuera de la contención: el sistema de condensador de aislamiento, el sistema de enfriamiento impulsado por gravedad y la contención pasiva. Sistema de enfriamiento . Estos sistemas utilizan la circulación natural basada en leyes simples de la física para transferir el calor de descomposición fuera de la contención mientras mantienen los niveles de agua dentro del reactor, manteniendo el combustible nuclear sumergido en agua y adecuadamente enfriado.
En eventos donde el límite de presión del refrigerante del reactor permanece intacto, el Sistema de Condensador de Aislamiento (ICS) se usa para eliminar el calor de descomposición del reactor y transferirlo fuera de la contención. El sistema ICS es un sistema de circuito cerrado que conecta la vasija de presión del reactor a un intercambiador de calor ubicado en la elevación superior del edificio del reactor. El vapor sale del reactor a través de la tubería ICS y viaja a los intercambiadores de calor ICS que están sumergidos en una gran piscina. El vapor se condensa en los intercambiadores de calor y el condensado más denso luego fluye de regreso al reactor para completar el circuito de enfriamiento. El refrigerante del reactor se cicla a través de esta ruta de flujo para proporcionar enfriamiento continuo y agregar agua al núcleo del reactor.
En los casos en que el límite de presión del refrigerante del reactor no permanece intacto y se está perdiendo el inventario de agua en el núcleo, el Sistema de Enfriamiento de Contención Pasiva (PCCS) y el Sistema de Enfriamiento Accionado por Gravedad (GDCS) trabajan en conjunto para mantener el nivel de agua en el núcleo y eliminar el calor de descomposición del reactor transfiriéndolo fuera de la contención.
Si el nivel de agua dentro de la vasija de presión del reactor cae a un nivel predeterminado, debido a la pérdida de inventario de agua, el reactor se despresuriza y se inicia el GDCS. Consiste en grandes piscinas de agua dentro de la contención ubicada sobre el reactor que están conectadas a la vasija de presión del reactor. Cuando se inicia el sistema GDCS, la gravedad obliga al agua a fluir de las piscinas al reactor. Las piscinas están dimensionadas para proporcionar cantidades suficientes de agua para mantener el agua a un nivel por encima de la parte superior del combustible nuclear. Una vez que el reactor se ha despresurizado, el calor de desintegración se transfiere al contenedor a medida que el agua dentro del reactor hierve y sale del recipiente de presión del reactor al contenedor en forma de vapor.
El PCCS consta de un conjunto de intercambiadores de calor ubicados en la parte superior del edificio del reactor. El vapor del reactor sube a través de la contención a los intercambiadores de calor PCCS donde se condensa el vapor. El condensado luego se drena de los intercambiadores de calor PCCS de regreso a las piscinas GDCS donde completa el ciclo y se drena de regreso a la vasija de presión del reactor.
Los intercambiadores de calor ICS y PCCS se sumergen en una piscina de agua lo suficientemente grande como para proporcionar 72 horas de capacidad de eliminación del calor de descomposición del reactor. La piscina se ventila a la atmósfera y se encuentra fuera de la contención. La combinación de estas características permite que la piscina se vuelva a llenar fácilmente con fuentes de agua a baja presión y tuberías instaladas.
El núcleo del reactor es más corto que en las plantas BWR convencionales para reducir la caída de presión sobre el combustible, lo que permite la circulación natural. Hay 1.132 haces de barras de combustible y la potencia térmica es de 4.500 MWth en el SBWR estandarizado. [1] La producción nominal se calcula en 1594 MWe brutos y 1535 MWe netos, lo que arroja una eficiencia de Carnot total de la planta de aproximadamente el 35%. [2]
En caso de accidente, el ESBWR puede permanecer en un estado estable y seguro durante 72 horas sin ninguna acción del operador o incluso sin energía eléctrica. Los sistemas de seguridad ESBWR están diseñados para operar normalmente en caso de apagón de la estación, lo que impidió el funcionamiento adecuado de los sistemas de enfriamiento del núcleo de emergencia en la planta de energía nuclear de Fukushima Daiichi . Debajo del recipiente, hay una estructura de tubería que permite el enfriamiento del núcleo durante cualquier accidente muy severo. Estos tubos facilitan el enfriamiento por encima y por debajo del núcleo fundido con agua. El informe final de evaluación de seguridad aceptado por la NRC informa una frecuencia general de daños al núcleo de 1,65 * 10 −8 por año (es decir, aproximadamente una vez cada 60 millones de años). [3]
Proceso de revisión de diseño de NRC
El ESBWR recibió un Informe de Evaluación de Seguridad [4] y una Aprobación de Diseño Final [5] positivos el 9 de marzo de 2011. El 7 de junio de 2011, la NRC completó su período de comentarios públicos. [6] La regla final se emitió el 16 de septiembre de 2014, después de que se resolvieron dos problemas pendientes con el modelado de cargas de GE-Hitachi en el secador de vapor. [7] [8]
En enero de 2014, GE Hitachi pagó 2,7 millones de dólares para resolver una demanda que alegaba que hizo afirmaciones falsas a la NRC sobre su análisis del secador de vapor. [9]
La NRC otorgó la aprobación en septiembre de 2014. [10] Sin embargo, en septiembre de 2015 la NRC retiró la solicitud de Licencia Combinada de Construcción y Operación para la primera unidad ESBWR propuesta en Grand Gulf Nuclear Generating Station , a solicitud del propietario Entergy . [11]
El 31 de mayo de 2017, la Comisión Reguladora Nuclear anunció que había autorizado la emisión de una Licencia Combinada para la unidad 3 de la Estación de Generación Nuclear de North Anna . [12] [13]
Ver también
Referencias
- ^ Fennern, Larry E. (15 de septiembre de 2006). "Seminario ESBWR - Reactor, núcleo y neutrónica" (PDF) . GE Energy / Nuclear . Departamento de Energía de Estados Unidos. Archivado desde el original (PDF) el 14 de noviembre de 2010 . Consultado el 14 de marzo de 2012 .
- ^ "Certificado de diseño emitido - Reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR)" . Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. 19 de febrero de 2015 . Consultado el 27 de septiembre de 2015 .
- ^ "Informe final de evaluación de seguridad de ESBWR" (PDF) . Comisión Reguladora Nuclear . Consultado el 7 de mayo de 2013 .
- ^ "Paquete ML103470210 - Capítulos finales de ESBWR FSER" . Comisión Reguladora Nuclear . Consultado el 14 de marzo de 2012 .
- ^ Johnson, Michael R. (9 de marzo de 2011). "Aprobación del diseño final para el reactor de agua en ebullición económico simplificado" (PDF) . Departamento de Energía de Estados Unidos . Consultado el 14 de marzo de 2012 .
- ^ "Finaliza el período de comentarios públicos de la NRC sobre la solicitud de certificación de reactores ESBWR de GE Hitachi Nuclear Energy" (Comunicado de prensa). Genewscenter.com. 23 de junio de 2011. Archivado desde el original el 24 de marzo de 2012 . Consultado el 14 de marzo de 2012 .
- ^ "Programa de revisión de la aplicación ESBWR" . Comisión Reguladora Nuclear . 17 de julio de 2012 . Consultado el 4 de noviembre de 2012 .
- ^ "NRC certifica el nuevo diseño de reactor de GE-Hitachi" (PDF) . Comisión Reguladora Nuclear . 16 de septiembre de 2014 . Consultado el 16 de septiembre de 2014 .
- ^ "EE.UU. multa a la unidad nuclear de GE Hitachi por un diseño defectuoso del reactor" . Reuters. 23 de enero de 2014 . Consultado el 24 de enero de 2014 .
- ^ http://www.world-nuclear-news.org/NN-Design-approval-for-the-ESBWR-1709201401.html
- ^ "US Entergy abandona formalmente la aplicación ESBWR" . Internacional de Ingeniería Nuclear. 24 de septiembre de 2015 . Consultado el 24 de septiembre de 2015 .
- ^ NRC emitirá una nueva licencia de reactor a Dominion para el sitio North Anna | 31 de mayo de 2017
- ^ Central eléctrica de North Anna, Unidad 3 | NRC.gov
enlaces externos
- Sitio web de GE Energy ESBWR
- Informe de situación 100 - Reactor económico simplificado de agua en ebullición (ESBWR) [ enlace muerto permanente ] , ARIS, OIEA, 01-08-2011
- Artículo de la revista POWER sobre ESBWR
- Página de descripción general de NRC ESBWR
- Evaluación probabilística de riesgos ESBWR
- Documento de control de diseño de ESBWR, Rev.10
- Descripción general del diseño publicada en ANS Nuclear News (2006).