Reactor de agua a presión (PWR)
El tipo de reactor nuclear más extendido, en el que agua a alta presión refrigera el núcleo sin hervir y transfiere el calor a un circuito de vapor independiente.
En un PWR, el circuito primario se mantiene a unos 155 bar para que el agua siga líquida con temperaturas de salida del núcleo de 315–330 °C. Un presionador controla la presión; las bombas del refrigerante del reactor hacen circular el agua por los generadores de vapor, donde el calor pasa a un circuito secundario que produce vapor a unos 60–70 bar para la turbina. El agua radiactiva del primario nunca llega a la turbina.
Los PWR, incluidos los diseños rusos VVER, suman aproximadamente el 70 % de los reactores en funcionamiento y de su potencia en el mundo. El combustible son pastillas de dióxido de uranio enriquecido al 3–5 % en U-235, en varillas con vaina de zircaloy agrupadas en elementos combustibles; en cada recarga, cada 12–24 meses, se sustituye cerca de un tercio del núcleo. El agua hace a la vez de refrigerante y de moderador, lo que da un coeficiente de huecos negativo: si se pierde agua o hierve, la reactividad baja, un rasgo de seguridad intrínseca muy importante.
Entre los diseños de generación III+ figuran el AP1000 de Westinghouse (refrigeración pasiva durante 72 horas sin intervención del operador; Vogtle 3 y 4 en EE. UU., Sanmen y Haiyang en China), el EPR (1.600–1.650 MWe; Taishan, Olkiluoto 3, Flamanville 3, Hinkley Point C), el APR-1400 coreano, el Hualong One chino y el VVER-1200 ruso. Sus factores de capacidad típicos son del 80–93 %. La mayoría de los SMR de agua ligera son PWR integrales a escala reducida.
Términos relacionados
Todos los términos →- Reactor de agua en ebullición (BWR)
Reactor nuclear de agua ligera en el que el refrigerante hierve en el núcleo y el vapor resultante mueve directamente la turbina, sin generadores de vapor.
- Fisión nuclear
División de un núcleo atómico pesado, como el uranio-235 o el plutonio-239, en núcleos más ligeros tras absorber un neutrón, liberando unos 200 MeV de energía y nuevos neutrones.
- Enriquecimiento de uranio
Proceso que eleva la proporción de U-235 fisible en el uranio por encima de su 0,711 % natural para fabricar combustible para reactores o, a niveles muy altos, material para armas.
- SMR (pequeño reactor modular)
Reactor nuclear de hasta unos 300 MWe por módulo, pensado para fabricarse en serie en fábrica y montarse por módulos, con menos plazo de obra y menos riesgo financiero.
- Grado de quemado (burnup)
Energía térmica extraída del combustible nuclear por unidad de masa de metal pesado inicial, expresada normalmente en gigavatios-día por tonelada (GWd/tHM).
- Aumento de potencia (uprate)
Incremento autorizado de la potencia máxima de una central existente, casi siempre un reactor nuclear, conseguido con una medición más precisa o con mejoras de los equipos.