1. Moderadores, para qué sirven, por qué son necesarios, alternativas más utilizadas:
Los moderadores son necesarios en los reactores nucleares para ralentizar los neutrones rápidos que salen del combustible. Estos neutrones se encuentran con un medio, el moderador, en el cual la mayoría de las interacciones son choques elásticos, lo que hace que los neutrones pierdan energía. La vida de un neutrón se puede dividir en tres fases: Liberación, Moderación y Difusión. Durante la fase de moderación, los neutrones pierden energía hasta alcanzar el equilibrio térmico con el medio. A partir de ese momento, los neutrones se transportan por el medio hasta que son absorbidos o se fugan. Para seleccionar el material más idóneo como moderador, se deben tener en cuenta factores como las características de transferencia de calor, las propiedades estructurales, la disponibilidad y el costo.
2. Sistema de control químico y volumétrico en reactores PWR Westinghouse. Descripción del sistema:
El Sistema de Control Químico y Volumétrico (CVCS) es uno de los sistemas auxiliares del primario en los reactores PWR Westinghouse. Cumple funciones de apoyo tanto en operación normal como en emergencia. En operación normal, este sistema es responsable de mantener el inventario de agua en el sistema de refrigeración del reactor, controlar las características químicas y radioquímicas del agua, suministrar agua para el sistema de sellos de las bombas de refrigeración, ajustar la concentración del veneno neutrónico y realizar la prueba hidráulica del primario. En caso de emergencia, el CVCS forma parte del Sistema de Refrigeración de Emergencia y se encarga de suministrar la inyección de seguridad de alta presión. Para realizar todas estas funciones, el sistema moviliza solo el 1% del caudal total de refrigerante.
3. Sistema secundario de una central nuclear de agua a presión. Descripción del conjunto del circuito secundario y función de sus componentes:
El sistema secundario de una central nuclear de agua a presión consta de varios sistemas y componentes. En el sistema de agua de alimentación principal, se coge vapor de los generadores de vapor y se dirige al colector de generadores de vapor a través de líneas de vapor. En caso de fallo, existen válvulas de alivio y válvulas de seguridad para eliminar el vapor en caso de sobrepresión. El vapor pasa luego al cuerpo de la turbina de alta presión y, tras un recalentamiento y extracción de humedad, llega a la zona de baja presión. Las extracciones se dirigen al colector FW a través de turbobombas. Además, existen sistemas auxiliares necesarios para el buen funcionamiento de la central, como el sistema de control químico y volumétrico, el sistema de extracción del calor residual, el sistema de agua de refrigeración de componentes y el sistema de agua de servicios. La contención alberga el sistema de refrigeración del reactor y otros sistemas auxiliares.
4. Tipos de reactores nucleares: combustible, moderador y refrigerante. Tipos de reactores en España
Existen diferentes tipos de reactores nucleares clasificados según el tipo de combustible, moderador y refrigerante que utilizan. Algunos de los tipos más comunes son:
- Reactor de agua a presión (PWR): utiliza uranio como combustible, agua como moderador y refrigerante.
- Reactor de agua en ebullición (BWR): utiliza uranio como combustible, agua como moderador y refrigerante.
- Reactor de agua pesada (PHWR): utiliza uranio como combustible, agua pesada como moderador y refrigerante.
- Reactor de agua ligera (LWGR): utiliza uranio como combustible, grafito como moderador y agua en ebullición como refrigerante.
- Reactor de agua a presión refrigerado por gas (GCR): utiliza uranio metálico como combustible, grafito como moderador y CO2 como refrigerante.
En España, actualmente se encuentran en funcionamiento reactores BWR/3-GE, PWR-W 3 lazos, BWR/6-GE y PWR-KWU 3 lazos.
5. Sistema de refrigeración de calor residual en reactores PWR Westinghouse. Descripción del sistema:
El sistema de refrigeración de calor residual en reactores PWR Westinghouse consta de dos trenes iguales y paralelos. Estos trenes aspiran agua de la rama caliente del sistema de refrigeración del reactor y la descargan en las ramas frías de los lazos. El sistema está compuesto por dos intercambiadores de calor en paralelo y dos bombas centrífugas. Su función principal es disipar el calor residual generado en el núcleo del reactor durante la parada y reducir la temperatura del sistema de refrigeración del reactor durante la segunda fase de enfriamiento. Además, el sistema está conectado al sistema de control químico y volumétrico para purificar el agua durante la recarga del reactor. En caso de emergencia, el sistema también actúa como sistema de refrigeración de emergencia, proporcionando inyección de seguridad a baja presión.
6. Sistema de alimentación de corriente alterna en reactores PWR Westinghouse y KWU. Descripción del caso de Westinghouse y diferencias con KWU:
La principal diferencia entre el sistema eléctrico de los reactores PWR Westinghouse y los PWR KWU radica en que estos últimos permiten trabajar en isla, gracias a un generador principal para consumo propio. Esto significa que, en caso de fallo de corriente, los PWR KWU pueden seguir operando si la potencia se reduce significativamente. Además, los PWR KWU ofrecen la posibilidad de realizar seguimiento de carga y respuesta en frecuencia. Por otro lado, en el caso de los PWR KWU, se requiere una gran fiabilidad de la corriente alterna debido a que todas las bombas dependen de ella. Sin embargo, los PWR Westinghouse combinan alimentación por corriente continua y corriente alterna. En cuanto a los sistemas de salvaguardia, los PWR KWU cuentan con cuatro trenes diferenciados y aislados entre sí, mientras que los PWR Westinghouse tienen menos divisiones diésel y menos redundancia.
7. Sistema de refrigeración de calor residual en reactores BWR. Descripción del sistema:
El sistema de refrigeración de calor residual en reactores BWR se utiliza para disipar el calor residual generado por el núcleo del reactor bajo condiciones normales y anormales en parada. Este sistema incluye la refrigeración de calor residual en parada, la LPCI (Inyección de Líquido de Protección del Núcleo), la refrigeración de la piscina de supresión, la condensación de vapor del reactor en parada caliente, el rociado de la contención y el tratamiento de gases radiactivos. El sistema trata los gases radiactivos extraídos desde el condensador principal y permite detectar varillas falladas. Es importante destacar que existen dos tipos de efectos de la radiación: los efectos no estocásticos, que se relacionan con la dosis de forma determinista, y los efectos estocásticos, que son probabilísticos y pueden aparecer pero no necesariamente.
8. Reactores de generación IV. Objetivos y principales diseños:
Los reactores de generación IV son una cooperación internacional para el desarrollo de la próxima generación de reactores nucleares. Los principales objetivos de estos reactores son: energía nuclear sostenible, cantidad mínima de residuos radiactivos, competitividad económica, sistemas seguros y fiables, resistencia a la proliferación nuclear y alta protección física. Algunos de los principales diseños de reactores de generación IV son: SFR, LFR, GFR, VHTR, SCWR y MSR.
9. Reactores de generación III/III*. Objetivos y principales diseños:
Los reactores de generación III y III+ se caracterizan por aumentar la redundancia de sistemas de seguridad, utilizar sistemas pasivos, disminuir el número de sistemas activos y de tuberías, aumentar la modularidad para reducir el tiempo de construcción y disminuir la frecuencia de daño al núcleo. Algunos de los principales diseños de reactores de generación III/III+ son: ABWR, EPR, AP1000, OPR1000, APR1400, VVER1200 y APWR1700.
10. Sistemas de agua de alimentación en PWR Westinghouse y KWU. Diferencias:
En los sistemas de agua de alimentación de los PWR Westinghouse y KWU existen diferencias en cuanto a su funcionamiento en potencia, arranque/parada y emergencia. En el caso de los PWR Westinghouse, el sistema de agua de alimentación principal recoge vapor de los generadores de vapor y lo dirige al colector de vapor a través de líneas de vapor. En caso de fallo, existen válvulas de alivio y de seguridad para eliminar el vapor en caso de sobrepresión. El vapor pasa luego al cuerpo de la turbina de alta presión y, tras un recalentamiento y extracción de humedad, llega a la zona de baja presión. Las extracciones se dirigen al colector FW a través de turbobombas. En el caso de los PWR KWU, el sistema de agua de alimentación principal consta de tres motobombas que aspiran del depósito de alimentación mediante tres líneas independientes. En caso de fallo, se realiza la alimentación a los generadores de vapor mediante motobombas de arranque/parada que aspiran el agua del depósito. En caso de emergencia, el sistema de agua de alimentación de emergencia dispone de cuatro trenes con motores diésel y bombas para inyectar agua a los generadores de vapor.
11. Características y componentes del núcleo, combustible y barras de control. Diferencias entre BWR y PWR Westinghouse:
El núcleo de un reactor nuclear contiene el combustible y las barras de control. En el caso de los PWR Westinghouse, el núcleo se encuentra dentro del barrilete y alberga el combustible de uranio. El agua circula entre los deflectores y las paredes del barrilete, y las barras de control están dentro del combustible y deben estar perfectamente alineadas. En el caso de los BWR, el núcleo mide 4m y se compone de 624 elementos. Las barras de control encajan entre los elementos y hay una por cada 4 elementos. El agua que entra a cada elemento es la misma que sale para evitar la formación de caudales. En cuanto a los componentes del núcleo, ambos tipos de reactores cuentan con columnas de soporte, tubos de guía y agujas para albergar las varillas de las barras de control. Sin embargo, los PWR Westinghouse tienen una estructura más compleja que permite el seguimiento de carga y la regulación de frecuencia.
12. Vasija en PWR y BWR:
En los reactores PWR, la vasija es un componente que no se puede cambiar y limita la vida de la planta a 60-80 años. La vasija tiene 4m de diámetro por 12m de altura y alberga el combustible. Los componentes internos de la vasija se dividen en dos partes: la estructura soporte inferior del núcleo y la estructura soporte superior del núcleo. Estos componentes tienen funciones como soportar el núcleo, mantener la alineación del combustible y las barras de control, limitar el movimiento del combustible, dirigir el refrigerante a través del combustible y la cabeza de la vasija, servir de blindaje y guiar la instrumentación intranuclear. En el caso de los BWR, la vasija es más corta y ancha que en los PWR Westinghouse y tiene menos altura de contención y menos balanceo ante terremotos. Además, la vasija no tiene instrumentación en el fondo y la losa de cimentación es de hormigón armado.
13. Efectos estocásticos y no estocásticos de la radiación:
Los efectos no estocásticos de la radiación son aquellos que se relacionan con la dosis de forma determinista. Por ejemplo, dosis altas de rayos X pueden causar enrojecimiento de la piel o cataratas en los ojos. Por otro lado, los efectos estocásticos de la radiación son probabilísticos y pueden aparecer pero no necesariamente. Algunos ejemplos de efectos estocásticos son el desarrollo de cáncer y las mutaciones genéticas.