Los reactores de agua a presión, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren que los neutrones de fisión rápida se ralenticen (un proceso llamado moderación o termalización) para interactuar con el combustible nuclear y sostener la reacción en cadena. En los PWR, el agua refrigerante se utiliza como moderador al permitir que los neutrones sufran múltiples colisiones con átomos de hidrógeno ligeros en el agua, perdiendo velocidad en el proceso. Esta «moderación» de neutrones ocurrirá más a menudo cuando el agua es más densa (se producirán más colisiones). El uso de agua como moderador es una característica de seguridad importante de los PWR, ya que un aumento de temperatura puede hacer que el agua se expanda, dando mayores «espacios» entre las moléculas de agua y reduciendo la probabilidad de termalización, reduciendo así el grado en que los neutrones se ralentizan y, por lo tanto, reduciendo la reactividad en el reactor. Por lo tanto, si la reactividad aumenta más allá de lo normal, la moderación reducida de neutrones hará que la reacción en cadena se ralentice, produciendo menos calor. Esta propiedad, conocida como coeficiente de temperatura negativo de reactividad, hace que los reactores PWR sean muy estables. Este proceso se conoce como «Autorregulador», es decir, cuanto más caliente se vuelve el refrigerante, menos reactiva se vuelve la planta, cerrándose ligeramente para compensar y viceversa. Por lo tanto, la planta se controla a sí misma alrededor de una temperatura determinada por la posición de las barras de control.
En contraste, el diseño del reactor RBMK utilizado en Chernobyl, que utiliza grafito en lugar de agua como moderador y utiliza agua hirviendo como refrigerante, tiene un gran coeficiente térmico positivo de reactividad que aumenta la generación de calor cuando aumentan las temperaturas del agua refrigerante. Esto hace que el diseño RBMK sea menos estable que los reactores de agua a presión. Además de su propiedad de ralentizar neutrones cuando sirve como moderador, el agua también tiene la propiedad de absorber neutrones, aunque en menor grado. Cuando la temperatura del agua del refrigerante aumenta, aumenta la ebullición, lo que crea vacíos. Por lo tanto, hay menos agua para absorber neutrones térmicos que ya han sido ralentizados por el moderador de grafito, lo que provoca un aumento de la reactividad. Esta propiedad se llama coeficiente de reactividad del vacío, y en un reactor RBMK como Chernobyl, el coeficiente de vacío es positivo, y bastante grande, causando transitorios rápidos.Esta característica de diseño del reactor RBMK se considera generalmente como una de las varias causas del desastre de Chernobyl.
El agua pesada tiene una absorción de neutrones muy baja, por lo que los reactores de agua pesada tienden a tener un coeficiente de vacío positivo, aunque el diseño del reactor CANDU mitiga este problema mediante el uso de uranio natural no enriquecido; estos reactores también están diseñados con una serie de sistemas de seguridad pasiva que no se encuentran en el diseño original del RBMK.
Los PWR están diseñados para mantenerse en un estado de moderación, lo que significa que hay espacio para aumentar el volumen de agua o la densidad para aumentar aún más la moderación, porque si la moderación estuviera cerca de la saturación, una reducción en la densidad del moderador/refrigerante podría reducir significativamente la absorción de neutrones mientras reduce la moderación solo ligeramente, lo que hace que el coeficiente de vacío sea positivo. Además, el agua ligera es en realidad un moderador de neutrones algo más fuerte que el agua pesada, aunque la absorción de neutrones del agua pesada es mucho menor. Debido a estos dos hechos, los reactores de agua ligera tienen un volumen moderador relativamente pequeño y, por lo tanto, tienen núcleos compactos. Un diseño de próxima generación, el reactor de agua supercrítico, es aún menos moderado. Un espectro de energía de neutrones menos moderado empeora la relación de captura / fisión para el 235U y especialmente para el 239Pu, lo que significa que más núcleos fisibles no se fisionan en la absorción de neutrones y en su lugar capturan el neutrón para convertirse en un isótopo no fisil más pesado, desperdiciando uno o más neutrones y aumentando la acumulación de actínidos transuránicos pesados, algunos de los cuales tienen vidas medias largas.
Alimentoeditar
Después del enriquecimiento, el polvo de dióxido de uranio (UO
2) se quema en un horno de sinterización de alta temperatura para crear gránulos cerámicos duros de dióxido de uranio enriquecido. Los pellets cilíndricos se revisten con una aleación de circonio metálica resistente a la corrosión, que se rellena con helio para ayudar a la conducción de calor y detectar fugas. Zircaloy se elige debido a sus propiedades mecánicas y su sección transversal de baja absorción. Las barras de combustible terminadas se agrupan en conjuntos de combustible, llamados paquetes de combustible, que luego se utilizan para construir el núcleo del reactor. Un PWR típico tiene conjuntos de combustible de 200 a 300 barras cada uno, y un reactor grande tendría aproximadamente 150-250 conjuntos de este tipo con 80-100 toneladas de uranio en total. Generalmente, los paquetes de combustible consisten en barras de combustible agrupadas de 14 × 14 a 17 × 17. Un PWR produce entre 900 y 1.600 MWe. Los paquetes de combustible PWR tienen aproximadamente 4 metros de longitud.
El repostaje para la mayoría de los PWR comerciales se realiza en un ciclo de 18 a 24 meses. Aproximadamente un tercio del núcleo se reemplaza cada repostaje, aunque algunos esquemas de repostaje más modernos pueden reducir el tiempo de repostaje a unos pocos días y permitir que el repostaje se realice con una periodicidad más corta.
Controleditar
En el reactor PWR, la potencia se puede ver como la siguiente demanda de vapor (turbina) debido a la retroalimentación de reactividad del cambio de temperatura causado por el aumento o disminución del flujo de vapor. (Véase: Coeficiente de temperatura negativo.) Las barras de control de boro y cadmio se utilizan para mantener la temperatura del sistema primario en el punto deseado. Para disminuir la potencia, los reguladores del operador cierran las válvulas de entrada de la turbina. Esto daría lugar a que se extraiga menos vapor de los generadores de vapor. Esto da como resultado que la temperatura del bucle primario aumente. La temperatura más alta hace que la densidad del agua refrigerante del reactor primario disminuya, lo que permite velocidades de neutrones más altas, por lo tanto, menos fisión y menor potencia de salida. Esta disminución de la potencia eventualmente dará lugar a que la temperatura del sistema primario vuelva a su valor de estado estacionario anterior. El operador puede controlar la temperatura de funcionamiento en estado estacionario mediante la adición de ácido bórico y/o el movimiento de barras de control.
El ajuste de reactividad para mantener el 100% de potencia a medida que el combustible se quema en la mayoría de los PWR comerciales normalmente se logra variando la concentración de ácido bórico disuelto en el refrigerante del reactor primario. El boro absorbe fácilmente los neutrones y, por lo tanto, aumentar o disminuir su concentración en el refrigerante del reactor afectará la actividad de los neutrones de forma correspondiente. Se requiere un sistema de control completo que involucra bombas de alta presión (generalmente llamado sistema de carga y descarga) para eliminar el agua del bucle primario de alta presión y volver a inyectar el agua con diferentes concentraciones de ácido bórico. Las barras de control del reactor, insertadas a través de la cabeza del recipiente del reactor directamente en los haces de combustible, se mueven por las siguientes razones:para poner en marcha el reactor,para apagar las reacciones nucleares primarias en el reactor,para acomodar transitorios a corto plazo, como cambios de carga en la turbina,
Las barras de control también se pueden usar para compensar el inventario de veneno nuclear y para compensar el agotamiento de combustible nuclear. Sin embargo, estos efectos generalmente se acomodan al alterar la concentración de ácido bórico del refrigerante primario.
En contraste, los BWR no tienen boro en el refrigerante del reactor y controlan la potencia del reactor ajustando el caudal del refrigerante del reactor.