TIPOS DE CENTRALES.


PRINCIPALES TIPOS DE REACTORES NUCLEARES
Los diferentes tipos de reactores nucleares se diferencian y se clasifican por la tecnología palicada y por los siguientes criterios:
- Combustible utilizado. (diferntes tipos de uranio)
- Refrigerante
- Moderador. Se diferencian: reactores rápidos (sin moderador) y reactores térmicos (agua ligera, pesada o grafito).
Dependiendo de cómo se combinen estos factores se obtine:





Reactor de agua a presión (PWR, Presurized Water Reactor)
Son las más utilizadas del mundo. Disponen de un reactor térmico, moderado y refrigerado por agua, y utilizan como combustible UO2.
Este tipo de centrales tienen dos circuitos de refrigeración completamente aislados entre sí denominados primario y secundario.
El agua del circuito primario pasa por el interior de los tubos en forma de U del generador de vapor. Dentro de este generador de vapor circula agua de refrigeración del circuito secundario, de forma que nunca se mezcla con el agua del primario.
El agua del circuito secundario absorbe el calor del agua del circuito primario y se convierte en vapor. Éste se hace incidir sobre los álabes de una turbina, la cual al girar mueve un alternador que produce energía eléctrica.
Además existe un tercer circuito de refrigeración exterior que es el único cuyo agua tiene contacto con el medio ambiente circundante.


Reactores de agua en ebullición (BWR, Boiling Water Reactor)
Como en el caso de los reactores PWR, también utilizan el agua como refrigerante y moderador y el dióxido de uranio como combustible.
Se diferencian de los anteriores en que el generador de vapor se encuentra incorporado al reactor de forma que el agua refrigerante se convierte en el vapor que mueve la turbina. Por tanto sólo dispone de un circuito de refrigeración.


Reactores refrigerados por gas
Los reactores de alta temperatura refrigerados por gas (HTGR) se vienen desarrollando desde hace mucho tiempo, y aunque ya se han construido varias centrales prototipo o de demostración, no se ha logrado tener pleno éxito en su explotación. El HTGR es básicamente un reactor moderado por grafito con un gas (helio) como refrigerante. El gas He inerte y el diseño especial del combustible hacen posible su funcionamiento a temperaturas considerablemente superiores a las de los reactores refrigerados por agua, lo que permite, a su vez, producir a una temperatura (y presión) mucho más alta el vapor destinado a los generadores convencionales accionados por turbina de vapor, lográndose asi una mejora considerable de la térmica de la central, o producir calor industrial en régimen de alta temperatura para aplicaciones especiales.
En los últimos años, los trabajos de desarrollo se han centrado en unidades modulares pequeñas, visto que los experimentos y análisis han demostrado que dichas unidades pueden lograr un grado excepcional de autoprotección.
A diferencia del combustible LWR y LMFBR, el combustible HTGR no está contenido en agujas de combustible revestidas de metal, sino en partículas de combustible. Estas partículas miden entre 0,2 y 0,6 mm y consisten en una mezcla de óxido o carburo de uranio o torio o uranio/torio. A fin de retener los productos de fisión, cada partícula está revestida con varias capas de material cerámico resistente a altas temperaturas. Las partículas se dispersan de manera homogénea en una matriz de grafito que se comprime ulteriormente en elementos esféricos, bolas, o en forma de barras, que se introducen en los canales de combustible de un bloque de grafito de agujeros múltiples. Las partículas permanecen intactas y retienen prácticamente todos los productos de fisión hasta una temperatura de unos 1600 C. Estas partículas no se funden a una temperatura umbral dada y sólo fallan gradualmente en condiciones de accidente; por lo tanto, no se puede producir una liberación súbita de los productos de fisión.
Los futuros trabajos de desarrollo de los HTGR se centrarán en los estudios para mejorar el comportamiento y prolongar la vida útil de las centrales. Con respecto a lo primero, actualmente se realizan considerables esfuerzos en relación con el denominado ciclo de turbina de gas, en el que el gas en régimen de alta temperatura pasa directamente a una turbina de gas, lo que permite obtener una eficiencia térmica muy elevada y prever costos energéticos reducidos, asi como en lo que atañe a la producción de calor industrial en régimen de muy alta temperatura.




Reactores rápidos
Los reactores rápidos utilizan neutrones rápidos en apoyo del proceso de fisión, contrariamente a los reactores refrigerados por agua y por gas, los cuales utilizan neutrones térmicos . Los reactores rápidos se conocen también generalmente como reproductores, ya que producen combustible, además de consumirlo. La reproducción de plutonio permite a los reactores rápidos extraer 60 veces más energía del uranio que los reactores térmicos por lo que podrían resultar económicos y ventajosos para los países que no disponen de abundantes recursos de uranio. El mayor despliegue de la energía nucleoeléctrica en los decenios venideros conducirá probablemente a un agotamiento de los recursos de uranio, y puede que en la primera mitad del próximo siglo sea necesario recurrir a los reactores reproductores para producir material fisionable.
En el espectro de neutrones rápidos presentes en tales reacciones, todos los elementos transuránicos se vuelven fisionables, por lo que los reactores rápidos podrían contribuir igualmente al quemado del plutonio procedente de la explotación de otros tipos de reactores y del desmantelamiento de las armas nucleares, así como a la disminución del inventario total de transuránicos dentro del macrosistema , transmutándolos en energía y productos de fisión; la reelaboración y el reciclado del combustible en los reactores rápidos permitiría el quemado de los radisótopos transuránicos de período muy largo, reduciendo considerablemente el tiempo de aislamiento requerido en el caso de los desechos de actividad alta.
Los reactores rápidos están refrigerados normalmente por metal líquido (sodio), por lo que se denominan reactores rápidos refrigerados por metal líquido (LMFR). Se han diseñado, construido y explotado con éxito centrales LMFR, tales como el BN-600 en Rusia, el Superphénix de 1200 MWe en Francia, y el Monju de 280 MWe en el Japón.
Los nuevos trabajos de desarrollo de los reactores rápidos se centran en los requisitos económicos y de seguridad revisados para la próxima generación de centrales nucleares. Prosiguen igualmente los trabajos encaminados a mejorar el grado de quemado y la tecnología de reciclado del combustible, a fin de reducir las cantidades de desechos radiactivos producidos en las centrales.
Actualmente se encuentran en estudio varios tipos distintos de LMFR, así como el empleo más amplio de sistemas pasivos para lograr una mayor seguridad; entre éstos se encuentran el BN-800M de Rusia, el DFBR del Japón, y el PFBR de la India. También existe un diseño de LMFR avanzado de pequeña y mediana potencia, desarrollado por la General Electric de los Estados Unidos de América. Este concepto de ALMR incorpora dispositivos de seguridad pasiva, e incluye instalaciones de gestión y reelaboración de desechos, así como la fabricación de combustible en el emplazamiento de la central, formando un sólo parque nuclear a fin de minimizar los riesgos de proliferación de materiales fisionables. Entre otros reactores rápidos avanzados figura el reactor rápido europeo (EFR), que podría llegar a ser ampliamente utilizado para el reciclado de plutonio y la producción de electricidad.
Central con reactor de agua pesada.

Este modelo prácticamente no se utiliza, fue desarrollado en Cánada y utiliza el uranio natural como combustible y como moderador, agua pesada. Como refrigerante se emplea agua pesada a presión, en el circuito primario y agua ligera en el circuito secundario.

Central con receptores de seguridad pasiva.

Se encuentran en fase de desarrollo. Consisten en accionar los sistemas de seguridad por medios pasivos, basados en medios o principios físicos naturales como la gravedad, convención, etc. Con ello se evita cualquier error.