Un reactor de Generación III es un desarrollo de diseños de reactores nucleares de Generación II que incorporan mejoras evolutivas en el diseño desarrolladas durante la vida útil de los diseños de reactores de Generación II. Estos incluyen tecnología de combustible mejorada , eficiencia térmica superior , sistemas de seguridad significativamente mejorados (incluida la seguridad nuclear pasiva ) y diseños estandarizados para reducir los costos de mantenimiento y capital. El primer reactor de Generación III que comenzó a funcionar fue el Kashiwazaki 6 (un ABWR ) en 1996.
Debido al prolongado período de estancamiento en la construcción de nuevos reactores y la popularidad continua (pero en declive) de los diseños de la Generación II / II + en las nuevas construcciones, se han construido relativamente pocos reactores de tercera generación. Los diseños de la IV generación todavía están en desarrollo a partir de 2020 [actualizar].
Descripción general
Aunque la distinción es arbitraria, las mejoras en la tecnología de los reactores en los reactores de tercera generación están destinadas a dar como resultado una vida operativa más larga (diseñada para 60 años de operación, ampliable a más de 100 años de operación antes de la revisión completa y el reemplazo de la vasija de presión del reactor ) en comparación con los reactores de Generación II usados actualmente (diseñados para 40 años de operación, ampliable a más de 60 años de operación antes de la revisión completa y el reemplazo del recipiente a presión). [1] [2]
Las frecuencias de daños al núcleo de estos reactores están diseñadas para ser más bajas que las de los reactores de Generación II: 60 eventos de daños al núcleo para el EPR y 3 eventos de daño al núcleo para el ESBWR [3] por 100 millones de años-reactor son significativamente más bajos que los 1000 daños al núcleo eventos por 100 millones de años-reactor para los reactores BWR / 4 Generación II. [3]
El reactor EPR de tercera generación también fue diseñado para usar uranio de manera más eficiente que los reactores de Generación II más antiguos, utilizando aproximadamente un 17% menos de uranio por unidad de electricidad generada que estas tecnologías de reactores más antiguos. [4] Un análisis independiente realizado por el científico ambiental Barry Brook sobre la mayor eficiencia y, por lo tanto, las menores necesidades de materiales de los reactores Gen III, corrobora este hallazgo. [5]
Respuesta y crítica
Los defensores de la energía nuclear y algunos que históricamente han sido críticos han reconocido que los reactores de tercera generación en su conjunto son más seguros que los reactores más antiguos. [ cita requerida ]
Edwin Lyman , un científico senior de la Unión de Científicos Preocupados , ha desafiado las elecciones específicas de diseño de ahorro de costos tomadas para dos reactores de Generación III, tanto el AP1000 como el ESBWR . Lyman, John Ma (un ingeniero estructural senior de la NRC) y Arnold Gundersen (un consultor antinuclear ) están preocupados por lo que perciben como debilidades en el recipiente de contención de acero y el escudo de hormigón construido alrededor del AP1000 en que su recipiente de contención no tiene suficientes márgenes de seguridad en el caso de un impacto directo del avión. [6] [7] Otros ingenieros no están de acuerdo con estas preocupaciones y afirman que el edificio de contención es más que suficiente en cuanto a márgenes de seguridad y factores de seguridad . [7] [8]
La Unión de Científicos Preocupados en 2008 se refirió al EPR como el único diseño de reactor nuevo que se está considerando en los Estados Unidos que "... parece tener el potencial de ser significativamente más seguro y más seguro contra los ataques que los reactores actuales". [9] : 7
También ha habido problemas en la fabricación de las piezas de precisión necesarias para mantener la operación segura de estos reactores, con sobrecostos, piezas rotas y tolerancias de acero extremadamente finas que causan problemas con los nuevos reactores en construcción en Francia en la planta de energía nuclear de Flamanville . [10]
Reactores existentes y futuros
Los primeros reactores de generación III se construyeron en Japón, en forma de reactores avanzados de agua en ebullición . En 2016, un reactor de Generación III + VVER-1200 / 392M entró en funcionamiento en la Planta de Energía Nuclear II de Novovoronezh en Rusia, que fue el primer reactor de Generación III + en funcionamiento. [11] Varios otros reactores de Generación III + están en fase de construcción tardía en Europa, China, India y Estados Unidos. El próximo reactor de Generación III + que entrará en funcionamiento es un reactor Westinghouse AP1000 , la Central Nuclear de Sanmen en China, que estaba programado para entrar en funcionamiento en 2015. [12] Se completó y alcanzó la criticidad el 21 de junio de 2018, y entró en vigencia. operación comercial el 21 de septiembre de 2018. [ cita requerida ]
En los Estados Unidos, los diseños de reactores están certificados por la Comisión Reguladora Nuclear (NRC). A octubre de 2014[actualizar]la comisión aprobó cinco diseños y también está considerando otros cinco diseños. [13]
Reactores de generación III
Reactores de generación III actualmente en funcionamiento o en construcción
Desarrollador (es) | Nombre (s) del reactor | Tipo | MW e (neto) | MW e (bruto) | MW th | Notas |
---|---|---|---|---|---|---|
General Electric , Toshiba , Hitachi | ABWR; US-ABWR | BWR | 1350 | 1420 | 3926 | En funcionamiento en Kashiwazaki desde 1996. NRC certificado en 1997. [9] |
KEPCO | ABR-1400 | PWR | 1383 | 1455 | 3983 | En funcionamiento en Kori desde enero de 2016. |
CGNPG | ACPR-1000 | 1061 | 1119 | 2905 | Versión mejorada del CPR-1000 . El primer reactor se pondrá en funcionamiento en 2018 en Yangjiang -5. | |
CGNPG , CNNC | Hualong One (HPR-1000) | 1090 | 1170 | 3050 | En parte, una fusión de los diseños chinos ACPR-1000 y ACP-1000, pero en última instancia una mejora desarrollada de forma incremental en los diseños anteriores CNP-1000 y CP-1000. [14] Inicialmente se pretendía que se llamara "ACC-1000", pero finalmente se denominó "Hualong One" o "HPR-1000". Las unidades 3 y 6 de Fangchenggang serán las primeras en utilizar el diseño HPR-1000, y las unidades 3 y 4 se encuentran actualmente en construcción a partir de 2017[actualizar]. [15] | |
OKBM Afrikantov | VVER -1000/428 | 990 | 1060 | 3000 | Primera versión del diseño AES-91, diseñada y utilizada para las Unidades 1 y 2 de Tianwan , que entró en funcionamiento en 2007. | |
VVER -1000 / 428M | 1050 | 1126 | 3000 | Otra versión del diseño AES-91, también diseñada y utilizada para Tianwan (esta vez para las Unidades 3 y 4, que se pusieron en línea en 2017 y 2018, respectivamente). | ||
VVER -1000/412 | 917 | 1000 | 3000 | Primer diseño AES-92 construido, utilizado para el Kudankulam . |
Los diseños de la generación III aún no se han adoptado ni construido
Desarrollador (es) | Nombre (s) del reactor | Tipo | MW e (neto) | MW e (bruto) | MW th | Notas |
---|---|---|---|---|---|---|
General Electric , Hitachi | ABWR-II | BWR | 1638 | 1717 | 4960 | Versión mejorada del ABWR. Estado de desarrollo incierto. |
Mitsubishi | APWR; US-APWR; EU-APWR; APWR + | PWR | 1600 | 1700 | 4451 | Dos unidades planeadas en Tsuruga canceladas en 2011. La licencia NRC de EE. UU. Para dos unidades planeadas en 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 , con el APWR + teniendo mayor eficiencia y salida eléctrica. |
Westinghouse | AP600 | 600 | 619 | ? | Certificado por la NRC en 1999. [9] Se convirtió en el diseño AP1000 más grande. [dieciséis] | |
Ingeniería de combustión | Sistema 80+ | 1350 | 1400 | ? | Certificado por la NRC en 1997. [9] Proporcionó una base para el APR-1400 de Corea . [17] | |
OKBM Afrikantov | VVER -1000/466 (B) | 1011 | 1060 | 3000 | Este fue el primer diseño de AES-92 que se desarrolló, originalmente destinado a construirse en la planta de energía nuclear propuesta de Belene , pero la construcción se detuvo más tarde. | |
Candu Energy Inc. | EC6 | PHWR | ? | 750 | 2084 | El EC6 (Enhanced CANDU 6) es una actualización evolutiva de los diseños CANDU anteriores. Al igual que otros diseños de CANDU, es capaz de 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 flexibilidad de combustible extrema con la capacidad de manejar numerosas mezclas potenciales de combustible reprocesado e incluso torio. Actualmente se encuentra en fase de desarrollo tardío como parte de una empresa conjunta entre SNC-Lavalin , CNNC y Shanghai Electric . | ||
Varios (consulte el artículo de MKER ). | MKER | BWR | 1000 | ? | 2085 | Un desarrollo del reactor nuclear RBMK . Corrige todos los errores y fallas de diseño del reactor RBMK y agrega un edificio de contención total y características de seguridad nuclear pasiva , como un sistema de enfriamiento pasivo del núcleo. El prototipo físico del MKER-1000 es la quinta unidad de la central nuclear de Kursk . La construcción de Kursk 5 se canceló en 2012 y un VVER-TOI cuya construcción está en curso desde 2018 se está construyendo en su lugar a partir de 2018. [18] [19] [20] (ver artículo de RBMK ) |
Reactores de generación III +
Los diseños de reactores Gen III + son un desarrollo evolutivo de los reactores Gen III, que ofrecen mejoras en la seguridad sobre los diseños de reactores Gen III. Los fabricantes comenzaron el desarrollo de sistemas Gen III + en la década de 1990 basándose en la experiencia operativa de los reactores de agua ligera de Estados Unidos, Japón y Europa occidental . [ cita requerida ]
La industria nuclear comenzó a promover un renacimiento nuclear sugiriendo que los diseños Gen III + deberían resolver tres problemas clave: seguridad, costo y edificabilidad. Se pronosticaron costos de construcción de US $ 1.000 / kW, un nivel que haría que la energía nuclear fuera competitiva con el gas, y se esperaban tiempos de construcción de cuatro años o menos. Sin embargo, estas estimaciones resultaron demasiado optimistas. [ cita requerida ]
Una mejora notable de los sistemas Gen III + con respecto a los diseños de segunda generación es la incorporación en algunos diseños de características de seguridad pasiva que no requieren controles activos o la intervención del operador, sino que dependen de la gravedad o la convección natural para mitigar el impacto de eventos anormales. [ cita requerida ]
Los reactores de Generación III + incorporan características de seguridad adicionales para evitar el tipo de desastre sufrido en Fukushima en 2011. Los diseños de Generación III +, seguridad pasiva, también conocida como enfriamiento pasivo, no requieren una acción sostenida del operador o retroalimentación electrónica para apagar la planta de manera segura en caso de una emergencia. Muchos de los reactores nucleares de Generación III + tienen un receptor de núcleo . Si el revestimiento de combustible y los sistemas de la vasija del reactor y las tuberías asociadas se funden, el corium caerá en un colector de núcleos que contiene el material fundido y tiene la capacidad de enfriarlo. Esto, a su vez, protege la barrera final, el edificio de contención . Como ejemplo, Rosatom instaló un colector de núcleo de 200 toneladas en el reactor VVER como la primera gran pieza de equipo en el edificio del reactor de Rooppur 1 , describiéndolo como "un sistema de protección único". [21] [22] En 2017, Rosatom inició las operaciones comerciales del reactor NVNPP-2 Unidad 1 VVER-1200 en el centro de Rusia, lo que marca la primera puesta en marcha completa del mundo de un reactor de generación III +. [23]
Reactores de generación III + actualmente en funcionamiento o en construcción
Desarrollador (es) | Nombre (s) del reactor | Tipo | MW e (neto) | MW e (bruto) | MW th | Primera conexión a la red | Notas |
---|---|---|---|---|---|---|---|
Westinghouse , Toshiba | AP1000 | PWR | 1117 | 1250 | 3400 | 2018-06-30 Sanmen [24] | Certificado por la NRC en diciembre de 2005. [9] |
SNPTC , Westinghouse | CAP1400 | 1400 | 1500 | 4058 | La primera versión / derivada "nativa" china desarrollada y ampliada del AP1000. El acuerdo de codesarrollo de Westinghouse otorga a China los derechos de propiedad intelectual para todas las plantas de desarrollo conjunto> 1350 MWe. Primeras dos unidades actualmente en construcción en Shidao Bay . Se planea que el CAP1400 sea seguido por un diseño CAP1700 y / o CAP2100 si los sistemas de enfriamiento pueden ampliarse lo suficiente. | ||
Areva | EPR | 1660 | 1750 | 4590 | 2018-06-29 Taishan [25] | ||
OKB Gidropress | VVER -1200 / 392M | 1114 | 1180 | 3200 | 2016-08-05 Novovoronezh II [26] [27] | La serie VVER-1200 también se conoce como diseño AES-2006 / MIR-1200. Este modelo en particular fue el modelo de referencia original utilizado para el proyecto VVER-TOI . | |
VVER -1200/491 | 1085 | 1199 | 3200 | 2018-03-09 Leningrado II [28] | |||
VVER -1200/509 | 1114 | 1200 | 3200 | En construcción en Akkuyu 1 . | |||
VVER -1200/523 | 1080 | 1200 | 3200 | 2,4 GWe Rooppur planta de energía nuclear de Bangladesh está bajo construcción.La dos unidades de VVER- 1200/523 de generación de 2,4 GWe están previstas para ser operativo en 2023 y 2024. [29] | |||
VVER -1200/513 | ? | 1200 | 3200 | Versión estandarizada del VVER-1200 basada en parte en el diseño VVER-1300/510 (que es el diseño de referencia actual para el proyecto VVER-TOI ). Se espera que la primera unidad esté terminada para 2022 en Akkuyu . | |||
VVER -1300/510 | 1115 | 1255 | 3300 | El diseño VVER-1300 también se conoce como diseño AES-2010 y, a veces, se designa erróneamente como diseño VVER-TOI. El VVER-1300/510 se basa en el VVER-1200 / 392M que se usó originalmente como diseño de referencia para el proyecto VVER-TOI , aunque el VVER-1300/510 ahora cumple esa función (lo que ha llevado a la confusión entre el VVER -TOI diseño de la planta y el VVER-1300/510 diseño del reactor ). Actualmente, se prevé la construcción de varias unidades en varias plantas nucleares rusas. Primeras unidades en construcción en la central nuclear de Kursk . [30] [31] | |||
BARC | IPHWR-700 | PHWR | 630 | 700 | 2166 | 2021 | Sucesor del PHWR autóctono de 540MWe con mayor rendimiento y características de seguridad adicionales. En construcción y que entrará en funcionamiento en 2020. La unidad 3 de la central nuclear de Kakrapar alcanzó la primera criticidad el 22 de julio de 2020. La unidad 3 se conectó a la red el 10 de enero de 2020. [32] |
Los diseños de la generación III + aún no se han adoptado ni construido
Desarrollador (es) | Nombre (s) del reactor | Tipo | MW e (neto) | MW e (bruto) | MW th | Notas |
---|---|---|---|---|---|---|
Toshiba | EU-ABWR | BWR | ? | 1600 | 4300 | Versión actualizada del ABWR diseñada para cumplir con las directrices de la UE, aumentar la producción del reactor y mejorar la generación de diseño a III +. |
Areva | Kerena | 1250 | 1290 | 3370 | Anteriormente conocido como SWR-1000. Basado en diseños BWR alemanes, principalmente el de las unidades B / C de Gundremmingen . Co-desarrollado por Areva y E. ON . | |
General Electric , Hitachi | ESBWR | 1520 | 1600 | 4500 | Basado en el diseño SBWR inédito que a su vez se basó en el ABWR . Ser considerado para North Anna-3 . Evita el uso de bombas de recirculación por completo en favor de un diseño completamente dependiente de la circulación natural (que es muy inusual para un diseño de reactor de agua hirviendo). | |
KEPCO | APR + | PWR | 1505 | 1560 | 4290 | Sucesor del APR-1400 con mayor rendimiento y características de seguridad adicionales. |
Areva , Mitsubishi | ATMEA1 | 1150 | ? | 3150 | La planta propuesta de Sinop no prosiguió | |
OKB Gidropress | VVER -600/498 | ? | 600 | 1600 | Esencialmente un VVER-1200 reducido. Despliegue comercial previsto para 2030 en Kola . | |
Candu Energy Inc. | ACR-1000 | PHWR | 1085 | 1165 | 3200 | El reactor CANDU avanzado es un diseño CANDU híbrido que retiene el moderador de agua pesada pero reemplaza el refrigerante de agua pesada con refrigerante de agua ligera convencional, lo que reduce significativamente los costos de agua pesada en comparación con los diseños CANDU tradicionales, pero pierde la capacidad característica de CANDU de utilizar uranio natural no enriquecido como combustible. . |
Ver también
- Reactor de segunda generación
- Reactor de IV generación
- Lista de tipos de reactores
Referencias
- ^ "Nuevo material promete vidas de reactores de 120 años" . www.world-nuclear-news.org . Consultado el 8 de junio de 2017 .
- ^ "Reactores de potencia nuclear avanzados | Generación III + Reactores nucleares - Asociación Nuclear Mundial" . www.world-nuclear.org . Consultado el 8 de junio de 2017 .
- ^ a b "Energía nuclear de próxima generación: el ESBWR" (PDF) .
- ^ Forsythe, Jan (18 de febrero de 2009). "3 R de la energía nuclear: lectura, reciclaje y reprocesamiento: ... Haciendo un mejor mañana para Little Joe" . AuthorHouse: a través de Google Books.
- ^ "Uso de combustible para energía nuclear Gen III +" . 26 de octubre de 2011.
- ^ Adam Piore (junio de 2011). "Energía nuclear: planificación para el cisne negro". Scientific American . Falta o vacío
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( ayuda ) - ^ a b Matthew L. Wald. Critics Challenge Safety of New Reactor Design New York Times , 22 de abril de 2010.
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- ^ a b c d e "Energía nuclear en un mundo en calentamiento" (PDF) . Unión de científicos interesados . Diciembre de 2007 . Consultado el 1 de octubre de 2008 .
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- ^ "Nuevos diseños de reactores comerciales" . Archivado desde el original el 2 de enero de 2009.
- ^ "Copia archivada" . Archivado desde el original el 11 de diciembre de 2012 . Consultado el 9 de enero de 2009 .CS1 maint: copia archivada como título ( enlace )
- ^ "Ciclo del combustible nuclear de Rusia | Ciclo del combustible nuclear ruso - Asociación Nuclear Mundial" . world-nuclear.org .
- ^ "Bloguear sobre lo impensable: ¿El futuro de los reactores de grafito refrigerados por agua?" . 21 de abril de 2008.
- ^ "Реакторная установка МКЭР - 1500" . reactors.narod.ru .
- ^ "Diseño del reactor Gen III" . Ingeniería energética . Consultado el 24 de agosto de 2020 .
- ^ "Instalación del colector de núcleos en curso en Rooppur 1" . Noticias nucleares mundiales . Consultado el 5 de junio de 2019 .
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- ^ "Planta de energía nuclear de Rooppur, Ishwardi" . Tecnología de energía .
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- ^ "На Курской АЭС-2 началось сооружение новых блоков" . www.atominfo.ru .
- ^ "Unidad 3 de la central nuclear de Kakrapar sincronizada a red" . Live Mint. 10 de enero de 2020 . Consultado el 18 de enero de 2020 .
enlaces externos
- Base de conocimientos sobre reactores nucleares , OIEA
- Reactores nucleares avanzados de potencia , Asociación Nuclear Mundial , mayo de 2008