Reactor de agua a presión

El reactor de agua a presión (PWR sus siglas inglesas), también llamado reactor de agua a presión o PWR reactor de agua a presión en Inglés, es el sistema de reactor nuclear más común en el mundo:Enero de 2021, dos tercios de los 444 reactores nucleares en funcionamiento en el mundo son de tecnología PWR, así como de buques y submarinos nucleares .

Este reactor está compuesto por tres circuitos, que le permiten aprovechar la energía suministrada por la fisión de los átomos de uranio contenidos en su “núcleo nuclear”.

En el circuito primario , los PWR utilizan el agua como fluido caloportador y actúan como moderadores , lo que los clasifica en la familia de los reactores de agua ligera . Esta agua primaria, que refrigera el núcleo del reactor, se mantiene a alta presión (alrededor de 150 bar ) para permanecer en forma líquida.

El agua del circuito secundario se vaporiza al nivel de los generadores de vapor , lo que no ocurre en los reactores de agua en ebullición (BWR) donde solo hay un circuito.

Los 56 reactores de generación franceses son PWR. Se trata de una tecnología de origen estadounidense desarrollada por Westinghouse , Francia que hasta 1969 se basó en otra tecnología, la UNGG . Este último fue abandonado por razones de rentabilidad y seguridad tras el inicio de una fusión de núcleos en la central nuclear de Saint-Laurent .

El combustible nuclear de un PWR es óxido de uranio débilmente enriquecido  : la proporción de isótopo fisionable U-235 varía del 3 al 5% según el país. El combustible se presenta en forma de aproximadamente 272 bolitas pequeñas (h = 1,35  cm ) apiladas y mantenidas en vainas de zircaloy llamadas varillas (h = 3,75  m ), presurizadas con helio. 264 barras de combustible están dispuestas en forma de conjuntos cuya resistencia mecánica está asegurada por rejillas. Dependiendo de los modelos PWR, se cargan entre 120 y 250 conjuntos en la vasija del reactor.

En el circuito primario, el agua (denominada agua ligera , en contraposición al agua pesada D 2 O) bajo presión se encarga de recuperar el calor producido por el corazón: es este fluido caloportador el que circula dentro de los conjuntos entre las varillas donde tiene lugar la reacción en cadena. Los productos de la reacción nuclear (productos de fisión y transuránicos ) se confinan con el óxido de uranio dentro de la vaina de las varillas para evitar su diseminación y contaminación del circuito primario.

El agua del circuito primario también actúa como moderador: tiene la capacidad de ralentizar o termalizar los neutrones para la fisión .

Como cualquier tipo de reactor térmico (nuclear o de llama), un PWR se enfría mediante un gran flujo de agua fría bombeada desde un río o el mar que constituye la fuente fría del ciclo termodinámico. La mayoría de los reactores enfriados con agua de río están equipados con una torre de refrigeración destinada a eliminar el calor del circuito de refrigeración terciario de los condensadores de turbina.

Historia

El reactor de agua a presión (PWR) es una tecnología nacida en Estados Unidos, utilizada por primera vez para la propulsión de submarinos . Las primeras centrales nucleares que utilizaron este tipo de reactor fueron diseñadas en Estados Unidos por Westinghouse .

Las primeras plantas de PWR en Europa fueron construidas bajo una licencia Westinghouse por los franceses y los alemanes occidentales, antes de que su diseño fuera progresivamente francés.

La última evolución de los PWR europeos es el EPR, o reactor presurizado europeo . El de Westinghouse es el reactor AP1000 .

Los rusos, por su parte, diseñaron una variante del reactor de potencia refrigerante, moderador de agua, conocido como reactor VVER .

Estadísticas

En Enero de 2021, el número de reactores PWR en funcionamiento en el mundo asciende a 302, es decir, dos tercios de los 444 reactores de todas las tecnologías; su capacidad instalada alcanzó los 287  GW , o el 72,8% del total mundial, incluidos los 56 reactores de Francia.

Operación

En un reactor de agua a presión, el control de la reacción se asegura, a corto plazo, insertando o extrayendo barras de control en los conjuntos combustibles, y a medio plazo variando la concentración de boro en el agua del circuito primario .

Los parámetros típicos de funcionamiento del agua del circuito primario dados en el caso de la serie N4 de 1.450  MWe , el más reciente de los reactores franceses, son los siguientes:

A la salida de los generadores de vapor, el vapor de agua secundario tiene las siguientes características medias:

El vapor de agua a alta presión se expande en el cuerpo de alta presión (HP) de la turbina, luego se sobrecalienta antes de continuar expandiéndose en los cuerpos de baja presión (LP). La turbina acciona un alternador que produce electricidad .

La eficiencia general de convertir el calor en electricidad es aproximadamente del 35,1% en el caso del rodamiento N4 y del 33% en el caso de los modelos anteriores.

A la salida de la turbina, el vapor de agua pasa a través de un condensador para volver al estado líquido y luego extraer ciertos gases no condensables (como el oxígeno ) del agua. Luego, esta agua se recalienta antes de regresar a los generadores de vapor.

En la mayoría de centrales fluviales o fluviales, el calor del agua en el circuito secundario se transfiere a un circuito terciario, que consiste principalmente en una torre de refrigeración , en la que el agua se distribuye en finas gotitas, lo que permite en el por un lado un buen intercambio entre agua y aire y por lo tanto lleva el agua a una temperatura cercana a la del aire ambiente (ver temperatura húmeda ) y por otro lado satura el flujo de agua con vapor de agua. aire que fluye de abajo hacia arriba en la Torre. Parte del flujo de agua se evapora en la torre (aproximadamente 500 a 1000  L / s dependiendo de las condiciones climáticas del momento, es decir, un flujo másico de un orden comparable al flujo de vapor producido por los generadores de vapor de la unidad de control) el resto cae en forma de lluvia en la cuenca ubicada debajo de la torre donde se bombea y vuelve a enfriar el condensador. El agua evaporada es reemplazada por agua proveniente del río o del río. El agua terciaria que se utiliza para enfriar los condensadores de las turbinas de la central eléctrica se bombea corriente arriba de la torre de enfriamiento al río o al río.

Algunos reactores se enfrían extrayendo agua y descargándola directamente en un río o un río , lo que aumenta significativamente la temperatura de estos ríos, lo que en períodos cálidos y / o caudales bajos de estos ríos puede llevar al operador a bajar su nivel de potencia, o incluso para detenerlos.

Tampoco hay refrigeración por aire para los reactores refrigerados por agua de mar, lo que aumenta la temperatura al menos localmente con un rechazo de 10  ° C aproximadamente.

Autoestabilidad del reactor de agua a presión

En el caso del reactor de agua a presión, la elección correcta de las condiciones de funcionamiento (temperatura del moderador y combustible) y de la geometría de la red en el núcleo (dibujo detallado del combustible y de los canales del moderador) puede conducir a funcionamiento reactor estable.

Ejemplo: estando el reactor inicialmente en funcionamiento estable al 100% de potencia, se produce una reducción al 50% de la potencia demandada por la turbina con bastante rapidez (unos minutos). Da lugar a una disminución en el flujo de vapor secundario que provoca un aumento en la temperatura de salida primaria de los generadores de vapor que provoca un aumento en la temperatura del agua en el núcleo. La disminución de la reactividad provocada por el aumento de la temperatura del moderador conduce a una disminución de la potencia del reactor. El flujo primario permanece constante. Después de unos minutos se obtiene un nuevo estado estable:

Ejemplo de un transitorio de potencia autorregulado
Contribución de la reactividad al reducir la temperatura del combustible + Reducir la reactividad al aumentar la temperatura del moderador = 0

Tcomb =

temperatura media del combustible Tm = temperatura media primaria



La diferencia entre la temperatura media del combustible y la del refrigerante moderador es proporcional a la potencia ( ecuación de calor )





° C ° C

con:
Tvap = temperatura del vapor
h = constante
W = potencia

por lo tanto h = 4.444% / ° C

° C

 

En este ejemplo, la reducción de potencia del 100% al 50% se obtiene a costa de un aumento de la temperatura primaria media de 11,7 ° C por autorregulación del reactor sin ninguna maniobra de los absorbentes de control de reactividad o de cambio de primario. flujo. La temperatura de salida del corazón casi no cambia. La presión de vapor aumenta en aproximadamente 28 bar. La expansión del agua primaria hace que el agua ingrese al presurizador.

En la práctica, una acción sobre las barras de control permite respetar con mayor precisión el programa de temperatura primaria (generalmente aumentando ligeramente con la potencia) lo que evita un aumento excesivo de la presión de vapor secundaria, limita la entrada de agua al presurizador y al calentamiento. de la temperatura de entrada al tanque, pero es concebible que, dado que la respuesta natural del reactor por sí sola permite regular la potencia, se facilite así la acción de los operadores o de los automatismos.

Equilibrio de neutrones

Se supone que el único material fisionable es 235 U. Los números que se muestran son órdenes de magnitud. 100 fisiones de uranio 235 liberan una media de 250 neutrones , que dan lugar a las siguientes reacciones:

Componentes principales

Sistemas de control de núcleo y capacidad de respuesta

En todo momento se debe controlar la reacción en cadena para controlar la potencia del reactor. La energía térmica del reactor se produce principalmente por la fisión de los átomos de combustible fisionables (alrededor del 90%). La otra parte es liberada por productos de fisión radiactivos (menos del 10%), que emiten calor y radiación cuando vuelven a un estado estable.

El tiempo de descomposición de los productos de fisión no se puede cambiar. Por tanto, la potencia del reactor se modifica aumentando o disminuyendo el número de neutrones que participan en la reacción en cadena. Para ello utilizamos dos fenómenos físicos: moderación y captura.

La captura se puede realizar añadiendo ácido bórico al agua en el circuito primario. Al capturar los neutrones resultantes de las desintegraciones, se evita que mantengan la reacción en cadena ( veneno de neutrones ). Las barras de control, también absorbentes de neutrones, pueden insertarse o retirarse en el reactor para capturar más o menos neutrones. Una parada automática del reactor es provocada por la caída de estas barras de control.

La adición de ácido bórico al circuito primario es relativamente lenta (15 minutos) y sirve para compensar fenómenos lentos, como el envenenamiento por xenón / samario o el desgaste del combustible. Las barras de control (o grupos) se utilizan para ajustar la potencia del corazón durante los transitorios más rápidos. La inserción de los racimos tiene el efecto negativo de provocar una deformación significativa del flujo (distribución de la potencia del reactor en función de la altura).

Para que ocurra la reacción en cadena en un reactor PWR, es necesario termalizar los neutrones ralentizándolos. El poder moderador del agua depende de su temperatura. Entonces, dentro de un cierto límite, la potencia se puede cambiar cambiando la temperatura.

Bombas y bucles primarios

Bombas primarias son Helico-centrífuga muy alta potencia bombas (casi 7  MWe por bomba) el desarrollo de una cabeza de alrededor de 100  m en el flujo nominal (alrededor de 24 000  m 3 / h ). 24.500  m 3 / hy 106  m de altura manométrica en el caso del rodamiento N4. Estas son bombas "rellenas", ya que la potencia del motor es demasiado alta para tolerar un diseño completamente sellado de rotor húmedo. Las bombas primarias son generalmente de una sola velocidad (la rotación depende de la frecuencia de la red en el caso de un motor síncrono ). Sin embargo, esta alta potencia se utiliza para calentar el circuito primario desde el apagado en frío hasta alcanzar las condiciones de divergencia prescritas. Las bombas primarias principales están equipadas con un volante destinado a moderar la disminución del caudal en caso de corte de energía eléctrica a la bomba, dando así el tiempo necesario para que la caída de los absorbentes detenga la reacción en cadena. En caso de parada total de las bombas primarias, la circulación del agua está asegurada por la diferencia de temperatura (y por tanto la densidad) entre el ramal caliente, calentado por el núcleo y el ramal frío, enfriado por los generadores de vapor. Esta operación de termosifón garantiza el enfriamiento del núcleo en caso de falla de todas las bombas primarias.

Los bucles primarios son tubos de gran diámetro (casi 0,75  m ) y un espesor de alrededor de 7  cm que no muestra mucha flexibilidad; el diseño de los sujetadores de los generadores de vapor y las bombas primarias toleran la expansión de los bucles.

Generadores de vapor

Los generadores de vapor suelen ser evaporadores con tubos en U verticales y recirculación que producen vapor seco saturado gracias a una etapa de separación por secado en la parte superior. Sin embargo, los generadores de vapor tipo Babcok son de tubos rectos y de paso único y los generadores de las centrales eléctricas VVER rusas tienen un eje horizontal, una disposición favorable desde el punto de vista de la resistencia a los terremotos.

Presurizador

El presurizador constituye el vaso de expansión del circuito primario, que compensa la expansión del agua por su expansión térmica , y asegura el control de la presión de 155  bar en el circuito primario. La temperatura del agua en el presurizador se mantiene en 345,80  ° C gracias a una serie de varillas calefactoras eléctricas ubicadas en la parte inferior (como los calentadores de agua ordinarios). Está conectado a un bucle activo del circuito primario. También lleva las válvulas de seguridad del circuito primario.

Circuitos auxiliares

Un PWR está equipado con numerosos circuitos destinados a realizar varias funciones auxiliares de la función principal de extracción de calor del núcleo y de transferencia a los generadores de vapor. Estos circuitos están designados por grupos de tres letras. Se presentan por categorías a continuación.

Circuitos frigoríficos
  • Descarga de vapor en el condensador en derivación de las principales válvulas de vapor, el primer método de refrigeración muy eficiente que requiere:
    • la disponibilidad de circuitos de refrigeración terciaria para los condensadores de la planta;
    • reposición de agua en los generadores de vapor si continúa la descarga;
  • refrigeración estacionaria (RRA); esta función la proporciona un circuito que consta de un circuito primario interno al recinto de contención que se intercambia con un circuito de agua intermedio que pasa por el recinto, intercambiándose él mismo con la fuente fría (mar o río). Este circuito debe poder eliminar la energía residual después de detener la reacción en cadena cuando la descarga a los condensadores se ha perdido o deliberadamente no está disponible. El riesgo de indisponibilidad está vinculado a la ocurrencia de una fuga en los intercambiadores entre el circuito de agua primario e intermedio que atraviesa la contención y, por lo tanto, requiere el aislamiento de este último (evento no encontrado de facto, sin embargo, en plantas en servicio);
  • funcionamiento de los bucles primarios: Los circuitos anteriores requieren el funcionamiento de las bombas primarias principales (posiblemente a velocidad reducida) para garantizar la circulación del agua en el recipiente y el núcleo; sin embargo, se verificó que la extracción de energía residual del núcleo podría lograrse con el circuito primario principal operando en convección natural.
Circuitos auxiliares nucleares

Circuito de control volumétrico y químico (RCV); este circuito asegura en particular:

  • la gestión del agua durante el recalentamiento y enfriamiento para compensar la expansión o contracción del agua primaria con la temperatura;
  • control del contenido de ácido bórico;
  • desgasificación del agua y saturación con hidrógeno para limitar la corrosión por oxígeno;
  • suministro de energía de emergencia para sellos de bombas primarias;
  • control de la presión del circuito primario cuando se encuentra en estado monofásico (sin colchón de vapor en el presurizador).
Circuitos de seguridad
  • Circuito de inyección de agua de seguridad (RIS), línea que cruza la contención y termina en los bucles con en serie de los bucles;
    • Uno o más acumuladores de agua a presión de gas capaces de inyectar un alto flujo de agua de forma pasiva (generalmente uno en cada bucle del circuito primario).
    • Una o más bombas de inyección de alta presión (generalmente dos bombas redundantes con una fuente de alimentación diferente)
    • Una bomba de inyección de agua a baja presión capaz de recircular el agua presente en la cámara de contención succionada por sumideros en el fondo de la cámara.
  • Circuito de refrigeración de emergencia (ASG), línea de descarga de vapor de los generadores de vapor que alimenta una turbobomba por sí misma capaz de reponer los generadores de vapor con agua fría bombeada de una reserva dedicada. Durante el grave incidente de Blayais, las descargas en los condensadores y el circuito RRA no estuvieron disponibles después de la inundación parcial de la unidad, la extracción de la energía residual del núcleo se basó en este circuito que funcionó correctamente.
Redundancias

Se han aplicado diferentes niveles y modos de redundancia a lo largo del tiempo a los circuitos y otras funciones auxiliares, sabiendo que en los PWR en funcionamiento en Francia el número de colas de seguridad es a priori igual al número de lazos (las líneas de seguridad de hecho fluyen hacia atrás el ramal frío aguas abajo de las bombas primarias, por lo que a menos que existan disposiciones especiales, hay tantas líneas de inyección de seguridad como lazos, pero por ejemplo puede haber dos bombas de inyección en paralelo para la misma función en una sola línea).

En toda su generalidad, el problema de los despidos es, por tanto, complicado. Para ilustrar la pregunta a modo de ejemplo: en determinados casos, las 4 líneas de inyección de determinados proyectos no están dimensionadas para asegurar el 100% de la función y hablamos por ejemplo de una redundancia a 4 veces el 50% para comparar con una organización a 3 veces 100%.

Por lo tanto, primero surge un diseño general basado en:

  • retroalimentación de diseños anteriores;
  • cumplimiento de determinadas normas profesionales o administrativas existentes ( por ejemplo: aquellas que han existido durante mucho tiempo en términos de válvulas de seguridad que protegen los dispositivos de presión o normas UTE en cuanto al diseño de cuadros eléctricos);
  • la aplicación de reglas simples de redundancia basadas en un único análisis de fallas de los componentes activos y la eliminación de los modos comunes más obvios como, por ejemplo, los modos comunes de alimentación. Luego se lleva a cabo un análisis probabilístico sistemático para verificar la robustez del diseño con respecto a los “eventos iniciadores” que pueden conducir, por una cascada de eventos, a daños significativos en el reactor. Este estudio de EPS para seguridad probabilística confirma el enfoque clásico de análisis booleano por iniciador independiente, evento agravante en el curso del escenario, falla única de un sistema activo en espera o en operación requerida.

Operaciones principales

Durante el funcionamiento, el reactor de agua a presión puede encontrarse en una de las siguientes situaciones:

  • potencia de funcionamiento en un estado estable o cambio de carga; la situación de funcionamiento de la energía se define por el estado abierto de las válvulas de vapor, el reactor crítico en condiciones nominales de temperatura y presión, las bombas primarias en funcionamiento, el nivel en el presurizador formado y dentro del rango autorizado.
    • el alternador puede estar conectado a la red o en situación de autonomía eléctrica ( Islanding ) (disyuntores principales abiertos o cerrados) o en modo “sin carga” mientras se espera el acoplamiento o en situación de recalentamiento,
    • durante la operación eléctrica, la operación del reactor consiste en respetar el programa de temperatura primario prescrito actuando sobre las barras de control (generalmente aumentando ligeramente con la carga), monitoreando el funcionamiento de las bombas primarias, monitoreando el nivel en el presurizador ajustado dentro del rango prescrito;
  • parada en caliente crítica o subcrítica en condiciones nominales; la situación de apagado en caliente difiere de la situación de "potencia" por el estado cerrado de las válvulas de vapor; el corazón puede ser crítico a potencia cero o bajo crítico;
  • apagado en frío  ; el apagado en frío difiere del apagado en caliente por las condiciones de temperatura y presión. El estado del refrigerante se aproxima al que corresponde a las condiciones de presión y temperatura ambiente y también se caracteriza por la ingestión de la burbuja de vapor en el presurizador;
  • recalentamiento / enfriamiento que consiste en cambiar el reactor de apagado en caliente a apagado en frío y viceversa. En los reactores de potencia eléctrica, el recalentamiento se realiza mediante la entrada de calor de las bombas primarias. La divergencia del reactor ocurre cuando el reactor caliente se encuentra en las proximidades de las condiciones nominales, nivel nominal del presurizador, contenido de ácido bórico regulado;
    • durante el recalentamiento, el exceso de agua del circuito primario se extrae por un lado para crear la burbuja presurizadora y compensar la expansión. Durante estas transferencias de agua, el contenido de boro del circuito se mantiene dentro de su rango normal,
    • el enfriamiento es proporcionado por los circuitos auxiliares, el agua adicional es proporcionada por las bombas de carga,
  • parada en frío para renovación de combustible

Características típicas

Las características comparativas de los cuatro tipos de reactores operados en Francia se dan en la siguiente tabla.

Sección Indicador Unidad 900 MWe 1.300 MWe 1.450 MWe EPR
Potencia Potencia eléctrica neta MW 915 1320 1.450 1.600
Potencia eléctrica bruta MW 965 1370 1,530 1.700
Potencia térmica nominal MWt 2,785 3.817 4.250 4.324
Producir % 31,6 a 33,1 34,1 hasta 35 35,7 hasta 35,9 37
Velocidad de rotación de la unidad turboalternante rpm 1500 1500 1500 1500
Recinto de contención Tipo sencillo doble doble doble
Cerramiento interior: hormigón pretensado Hormigón pretensado Hormigón pretensado Hormigón pretensado Hormigón pretensado
Sellado de la piel con sin sin con
Diámetro interior metro 37 47,8 43,8 48
Altura interior en el centro metro 55,88 55,56 57,48 48
espesor de pared metro 0,9 1.2 1.2 1.3
Volumen interno bruto total m 3 58.000 83,700 86.000 90.000
Cerramiento externo: hormigón armado Hormigón armado Hormigón armado Hormigón armado
espesor de pared metro 0,55 0,55 1.3
Circuito primario Presión laboral MPa 15,5 15,5 15,5 15,5
Temperatura del agua a la entrada del tanque. ° C 286 292,8 292.2 295,6
Temperatura del agua a la salida del tanque. ° C 323,2 328,7 329,6 330,2
Numero de bucles 3 4 4 4
Volumen del circuito primario (con presurizador) m 3 271 399 406 460
Tanque Diámetro interior mm 4,003 4 394 4.486 4 885
Altura total metro 13,2 13,6 13.645 13.105
Espesor de la pared al nivel del corazón mm 200 220 225 250
Material acero 16MND5 16MND5 16MND5 16MND5
Masa vacía total t 332 435 462 520
Generador de vapor Número 3 4 4 4
Presión de vapor en la salida de carga completa barra de abdominales 58 64,8 72,8 77,4
Temperatura de salida GV ° C 273 281 288 293
Flujo de vapor por vela mayor t / h 1.820 1.909 2 164 2 197
Superficie de intercambio m 2 4 746 6,940 7,308 7 960
Altura total metro 20,6 22,3 21,9 24,2
Masa total (sin agua) t 302 438 421
Corazón Combustible: pellets cilíndricos UO 2
Altura activa de lápices mm 3.660 4.270 4.270 4.200
Diámetro de los pellets mm 8.2 8.2 8.2 8.2
Diámetro externo de las varillas mm 9.5 9.5 9.5 9.5
Materiales de revestimiento de lápices Zircaloy Zircaloy Zircaloy M5
Número de lápices por conjunto 264 264 264 265
Número de conjuntos combustibles en el núcleo 157 193 205 241
Potencia lineal media a potencia nominal W / cm 178 170,5 179,6 155
Control de reactividad Número de grupos de control 57 sesenta y cinco 73 89
Material absorbente Ag.In.Cd Clústeres híbridos Ag.In.Cd y B4C
Bomba primaria Caudal nominal por bomba m 3 / h 21,250 23,325 24.500 27 195
Poder de hot-mate kW 5.400 5.910 6.600 8.000
Altura manométrica total metro 90,7 96,6 106 hasta 190,2 98,1

Arquitectura

Una central nuclear equipada con PWR se organiza en torno a varios edificios, los principales de los cuales se detallan a continuación.

Edificio de reactores (BR)

El recinto, formado por un doble muro de hormigón para los reactores de 1300 y 1450 MWe, y de un solo muro de hormigón recubierto por una piel metálica en su superficie interna para los reactores de 900 MWe, participa en la contención de materiales radiactivos. Como tal, se le conoce comúnmente como la tercera barrera de contención  ; la vaina de combustible (zircaloy) y la carcasa del circuito primario (acero) constituyen respectivamente la primera y la segunda barrera.

Edificio combustible (BK)

Adjunto al edificio del reactor, el edificio de combustible sirve principalmente como una esclusa de aire de acceso para el combustible.

La parte principal de este edificio es la piscina de desactivación . En este último, el combustible gastado se almacena antes de su eliminación. Una regla es dejar siempre suficiente espacio en esta piscina, pase lo que pase, para almacenar todo el combustible contenido en el núcleo (en caso de incidente o accidente).

El agua de la piscina contiene 2.500  ppm de ácido bórico , para seguir neutralizando los neutrones emitidos por los núcleos de los elementos fisionables, pero que son muy pocos para sostener la fisión nuclear. Además, cada elemento combustible se coloca en una celda, y la distancia entre ellos impide obtener una masa crítica. Por tanto, la reacción en cadena no puede reiniciarse en una piscina.

Edificio de auxiliares nucleares (BAN)

Siempre adjunto al edificio del reactor y al edificio de combustibles, el BAN contiene todos los circuitos útiles para el funcionamiento del reactor (química del agua tratada, etc.) o para el tratamiento de los distintos efluentes que pueden contener productos radiactivos. Este edificio es, por tanto, una zona controlada desde el punto de vista de la radiactividad (estanqueidad dinámica, ventilación filtrada,  etc. ).

Este edificio también contiene sistemas de respaldo utilizados en caso de incidente o accidente (para unidades de 900  MW ).

Para las centrales eléctricas de 900  MWe , este edificio es compartido por dos unidades.

Edificio eléctrico (BL)

Este edificio contiene todo el equipo eléctrico necesario para el correcto funcionamiento de una unidad y su equipo de respaldo.

Este edificio también alberga la sala de control principal, así como un panel de respaldo, que permite que la unidad se apague de manera segura si la sala de control no está disponible.

Para las centrales eléctricas de 900  MWe , este edificio es compartido por dos unidades. Para las etapas P4, P'4 (1300  MWe ) y N4 (1450  MWe ), hay un edificio por tramo.

Sala de máquinas (SDM)

La sala de máquinas contiene todo el circuito secundario de la unidad (la turbina, el condensador, los calentadores, las bombas,  etc. ), así como sus auxiliares (lubricación de la turbina,  etc. ).

Para plantas de 900  MWe de aterrizaje CP0 y CP1, la sala de máquinas es compartida por dos tramos; por otro lado, la sala de máquinas está separada para las centrales nucleares CP2 (caso de Chinon , Cruas y Saint-Laurent ).

Edificio auxiliar de respaldo (BAS)

Este edificio solo existe para las etapas de 1.300  MWe (P4 y P'4) y 1.450  MWe (N4). Allí se encuentran los circuitos de respaldo utilizados en caso de accidente (RIS, EAS y ASG). Este edificio se coloca debajo del BL. Incluye partes en un área controlada y partes fuera de un área controlada.

Seguridad

En un reactor de agua a presión, muchos sistemas y equipos (especialmente los importantes para la seguridad) son redundantes, especialmente los vinculados a los circuitos primario y secundario, para reducir el riesgo de falla.

Grandes fallas

Accidente de Three Mile Island

La 28 de marzo de 1979Cuando se produjo el accidente nuclear de Three Mile Island (EE. UU.), Una serie de incidentes provocaron la fusión de parte del corazón del reactor n o  2, lo que provocó la liberación al medio ambiente de una pequeña cantidad de radiactividad. El accidente fue clasificado en el nivel 5 de la escala INES .

Incidente grave de Davis-Besse

En Marzo de 2002, el operador de la central nuclear Davis-Besse (Estados Unidos) descubrió, durante un control realizado durante una parada del reactor, que el ácido bórico presente en el circuito primario del reactor había disuelto localmente la casi totalidad del espesor de los cruces de la tapa del tanque. Una brecha podría haber inundado el recinto del reactor con agua radiactiva, dañado el equipo y posiblemente causado daños al combustible ( fusión parcial ) por pérdida de refrigeración. Este incidente fue clasificado como 5 ª más peligrosa por la NRC, que también lo clasificó en el nivel 3 en la escala INES. Después de reparaciones y mejoras que costaron $ 600 millones, el reactor se reinició en 2004. FirstEnergy multó a NRC con $ 5 millones en 2005. El Departamento de Justicia de los Estados Unidos también ordenó a la compañía pagar una segunda multa de 28 millones de dólares .

Notas y referencias

Notas

  1. La ligera diferencia entre la potencia del núcleo y la potencia de la caldera proviene de la potencia proporcionada por las bombas primarias muy potentes.
  2. La temperatura de entrada en el tanque es más alta que la temperatura del vapor producido.
  3. Los reactores más recientes han incrementado gradualmente la presión de vapor producida por los generadores de vapor para llevarla a 78 bar correspondiente al valor óptimo de un ciclo termodinámico en vapor saturado y así aumentar la eficiencia termodinámica de las plantas.
  4. Estrictamente hablando, las temperaturas finales de entrada de núcleo y de salida son ligeramente diferentes: por un lado, la tasa de flujo másico primario (en kg / s) se reduce un poco debido a que las bombas primarias imponen una velocidad de flujo de volumen constante y no una El caudal másico, o la densidad del agua que pasa por las bombas, disminuye con el aumento de la temperatura de salida de los generadores de vapor, por otro lado, la capacidad calorífica del agua primaria en el núcleo aumenta con el aumento de la temperatura primaria promedio. . De facto, estos dos efectos funcionan en direcciones opuestas y los valores exactos son cercanos a los indicados.
  5. Aquí solo nos ocupamos de los efectos a corto plazo de una reducción o aumento de potencia. Los fenómenos a largo plazo como el efecto xenón deben examinarse, además, sabiendo muy bien que en el caso del reactor de agua a presión, parte del efecto xenón también puede tratarse simplemente reduciendo la temperatura primaria media.
  6. 10  MWe en frío.
  7. El fallo simple sólo se justifica en la medida en que el sistema activo en cuestión, por ejemplo en standby disponible, es objeto de una monitorización capaz de detectar un fallo oculto.
  8. Pero también si es necesario para aclararlo o resaltar inhomogeneidades.
  9. Por operadores o por autómatas.
  10. La divergencia del núcleo en ausencia de un nivel en el presurizador es una operación peligrosa que está estrictamente prohibida.
  11. Entre las condiciones de funcionamiento nominales y las temperaturas ordinarias, la densidad del agua varía en un 25%.
  12. Todos los sistemas, por ejemplo, reactores y generadores de vapor, incluidos

Referencias

  1. (in) Reactores operacionales y de apagado a largo plazo por tipo , Agencia Internacional de Energía Atómica , 14 de enero de 2021.
  2. (in) Reactores operacionales y de apagado a largo plazo por país , Agencia Internacional de Energía Atómica , 14 de enero de 2021.
  3. La flota de reactores nucleares franceses en funcionamiento Los componentes de un reactor en detalle , IRSN (consultado el 14 de enero de 2021).
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  5. Pierre Coppolani, "  La caldera de los reactores de agua a presión  " (consultado el 2 de julio de 2011 ) p.   13.
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  7. (en) Información general sobre el accidente de Three Mile Island , informe de la Autoridad Reguladora Nuclear (NRC) sobre el accidente en Three Mile Island, 11 de agosto de 2009.
  8. Un agujero con un diámetro de unos 10  cm estaba presente en la tapa cerca de un pasaje para el mecanismo, el agujero en cuestión estaba prácticamente atravesado. A pesar de esto, no hubo ruptura en el agua porque la presión primaria (más de 150  bares) fue soportada por el único revestimiento de acero inoxidable del tanque, con un espesor de 1 a 2  cm .
  9. (en) John W. Craig, "  Calificación INES del 'evento' de degradación de la cabeza del reactor Davis-Besse  " [PDF] , la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. ,21 de marzo de 2002.
  10. (in) "  AVISO DE VIOLACIÓN Y PROPUESTA DE IMPUESTOS DE SANCIONES CIVILES - $ 5,45 millones; (INFORME DE LA OFICINA DE INVESTIGACIONES DE NRC Nº 3-2002-006; INFORME DE INSPECCIÓN ESPECIAL DE NRC Nº 50-346 / 2002-08 (DRS)); ESTACIÓN DE ENERGÍA NUCLEAR DAVIS-BESSE  ” , en nrc.gov ,21 de abril de 2005(consultado el 10 de diciembre de 2019 )
  11. (en) "  NRC: Antecedentes sobre las mejoras resultantes del incidente de Davis-Besse  " en www.nrc.gov (consultado el 10 de diciembre de 2019 )

Ver también

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