Una buena implantación y explotación de un SMR - Parte I

Javier Borda Elejabarrieta 7 de mayo de 2024

846

9

0

0

22 min. de lectura

Prof. Javier Borda Elejabarrieta
Dr. Ing, Ind., Msc Math Models, MBA
Presidente de Sisteplant

1. INTRODUCCIÓN

Lo nuclear vuelve. Cualquier sistema energético no puede ser únicamente dependiente de puntos de generación irregular, sometidos cada vez a un clima más errático por el calentamiento global. Habrá períodos de grandes vientos que obligarán a parar las torres eólicas, y de calmas chichas, que harán lo mismo. Sequías que obligarán a parar las turbinas de las centrales hidráulicas, y lluvias torrenciales que harán necesario aliviar el excedente de las presas sin poderlo acumular. Y lo mismo con la radiación solar, cuya irregularidad creciente hará que la ya de por si baja eficiencia de las placas fotovoltaicas quede mermada.

Todas la renovables son necesarias, pero necesitamos fuentes de fondo estables, libres de emisiones de carbono y libres de avatares cotidianos que acaben suponiendo una generación variable que afecta a oscilaciones irracionales de los precios e incertidumbre en la industria y a los consumidores.

La única respuesta hoy a este problema creciente es el uso de la Energía Nuclear de Fisión de nueva generación, con mejoras radicales en su seguridad y rendimiento (que, por cierto, van de la mano, no hay una sin el otro), y dentro de ella, por hacerla más ágil de instalación y fiable, los MINI-MICRO REACTORES o SMR’s (Small modular nuclear reactor) .

A largo plazo tendremos la nuclear de Fusión de H2, de aún más alto rendimiento termodinámico de Carnot (, Temperaturas de las fuentes caliente y fría), pero faltan 25-30 años para tener una planta industrial estable. Sus problemas están en:

• La contención electromagnética del plasma creado en el toroide del reactor (a varios cientos de millones de grados centígrados) en el ITER.
• Ser capaces de obtener un balance positivo entre la energía obtenida y la suministrada al plasma o a cámaras de compresión por láseres en el confinamiento inercial o por pinzamiento.

Como sabemos, la ventaja de esta energía de generación es que no produce residuo alguno, salvo la irradiación de los propios elementos del reactor.

Así pues, será lo ideal, por su capacidad, su rendimiento, y los cero residuos, pero los problemas tecnológicos para lograr una explotación industrial rentable persistirán aún, como he dicho, bastantes años.

Para retener seguridad de autosuficiencia energética, algo tan importante en los tiempos aún más convulsos que vienen, el MIX de generación de un país debiera ser, al menos, un 50% de fuentes de fondo (centrales nucleares distribuidas o SMR’s), un 30-40% de renovables (básicamente eólica, hidráulica y solar) y un 10% de BIOgas (bio-CH4 con plantas asociadas de H2-green y reducción del CO2 a valores menores que el gas natural). Un tema interesante al respecto es el concepto de “clusters” de energía de generación rural, que figura en el apéndice 2.

Pero ¿por qué hay tanto estigma con lo nuclear?

2. EL ESTIGMA CON LO NUCLEAR

En primer lugar, ciertas tendencias políticas la asocian con lo bélico de forma ignorante e irresponsable. Y en segundo lugar están los 3 accidentes relevantes que han ocurrido en su historia: 3 miles Island (USA), Fukushima (JP) y Chernóbil (extinta URSS).

Esa relevancia está siempre en una fusión parcial del núcleo por fallo de refrigeración con el consiguiente escape de radiación por el fondo del reactor o por su tapa, si la presión excesiva del refrigerante, gas o vaporizado hace que vuele. Pero hay que decir que en ninguno de los tres casos un fallo tecnológico fue el causante; en los casos de USA y la URSS fueron fallos humanos de personal mal instruido o inexperto, y en el de Japón un emplazamiento en un área totalmente inadecuada por ser propensa a terremotos y tsunamis.

Figura 1. Minireactor

Pero desde el punto de vista meramente de catástrofe nuclear ninguno de los tres ha sido apocalíptico. De hecho esa posibilidad solo se daría en el caso de una explosión nuclear del material del núcleo, por alcanzar (en una fusión de su contenido), la masa crítica. Afortunadamente esto es extremadamente remoto aunque tuviera lugar el derretimiento total del combustible, ya que la vasija de contención -cuyo fondo se fundiría también- canaliza a tierra fugas por canales cerámicos independientes que lo impedirían, y también porque en los reactores el Uranio está relativamente poco enriquecido en el fisible U-235, y el Plutonio P-239 se usa en menor cantidad y con otro lay out, ya que es más inestable y rápido. Obviamente esta catastrófica posibilidad es lo primero que los ingenieros desterramos con un adecuado diseño del reactor y vasija que prevea cualquier eventualidad.

Por resumirlo diría que el peligro fundamental de un reactor nuclear, NPP o SMR, es quedarse sin refrigeración y sin capacidad de bajar sus barras de moderación de la combustión (gadolinium pins, veneno que absorbe el flujo neutrónico autogenerado, que es el que fisiona los núcleos del combustible nuclear en una reacción auto-sostenida.

En los reactores de IV generación, esto se hace independientemente de fuentes de energía externa:

• Si sube la presión en la vasija por aumento de temperatura de refrigerante, válvulas retenidas por muelles las vencen y estos:
• Liberan los clips que retienen las barras de veneno neutrónico que caen por gravedad
• Permiten la inundación del núcleo por depósitos de refrigerante situados arriba de la vasija, por gravedad.

Figura 2. Vasija

Con estos conceptos, lo que debe preocuparnos no son prejuicios, sino:

• Optimizar el ciclo de combustible, para maximizar la energía producida por combustible gastado
• Enterrar ese gastado de forma organizada en un lugar libre de acuíferos y sin posibilidad de terremotos (en los SMR’s in-situ, junto con todo el MINI-reactor al final de su vida).
• Enterrarlo en un lugar con lay-out adecuado y mantenible, a ser posible, en la propia central NPP/SMR.
• Utilizar en lo posible reactores que generen más combustible por la fisión que el que consumen (reproductores).
• Llevar un Mantenimiento científico basado en la gestión predictiva de la CURVA de BAÑERA de cada elemento crítico y de la central NPP o SMR como totalidad (a esto lo llamaremos ILCCpm)
• Preparar a fondo las Auditorias continuas y rigurosas de la IAAE (Agencia Internacional de la Energía Atómica).
• Mantener ciclos permanentes integrados de Mejora y Formación tecnológica de las personas de operación y Mantenimiento (O&M) de la central.
• Diseñar tanto para una NPP como un SMR, con tanto cuidado como el reactor y ciclo energético, el entorno y lay-out de la central

3. LA VIDA DE LOS REACTORES NUCLEARES Y LAS GARANTÍAS DE SEGURIDAD

En la FIG 3. Puede verse la distribución por edades en el mundo de las NPP’s y debajo el parámetro de fiabilidad λ (tanto de fallo) de la distribución de Weibull. El inverso de λ es el MTBF (tiempo medio de buen funcionamiento): λ = 1/MTBF

Puede observarse que a partir de los 35 años quedan ya pocas centrales, y que su deterioro es acelerado en general.

Esto se debe a dos aspectos: primero, la inevitable irradiación de los elementos más próximos al núcleo, lo que supone fragilización y grietas por el stress de los ciclos térmicos y, segundo, un mantenimiento ya deficiente por mucho que sea de los equipos auxiliares.

Figura 3. Distribución de vida

La condición limitante es solo la primera; si la vasija y equipos embebidos no renovables están muy irradiados no pueden seguir utilizándose en condiciones de seguridad, y deben ser sustituidos si es factible (con los SMR’s lo es dada su modularidad estándar, prefabricación y ligereza, como veremos, poniendo 2 ó 3 en su lugar) o de lo contrario clausurar la central.

Una central parada un tiempo tiene, pues, el factor limitante estabilizado y, si su condición es buena (lo que debe auditarse por la IAAE) rearrancarse con las modificaciones y mejoras oportunas, que sobre todo serán de dotar a la vasija de actuadores seguros pasivos por gravedad, mejoras de manipulación de barras/pellets de combustible, etc. que la aproximen a las NPP de IV generación. Y por supuesto cambiar todos los equipos auxiliares sin miramientos, salvo los de garantía absoluta, pues su coste debe ser asequible y su influencia en la seguridad importante

El lema es siempre: RESTAURAR en cada REVISIÓN de MANTENIMIENTO a una CONDICIÓN MEJOR que cuando ERA NUEVO.

La FIG. 4 presenta de forma más completa la evolución de fiabilidad y eficiencia de un reactor nuclear.

FIG. 4 Evolución de un SMR/NPP

Así pues, el mantenimiento predictivo es la clave. Los retos de un Mantenimiento nuclear son unas inseparables eficiencia y fiabilidad, siendo además la primera un síntoma de avance de cómo irá la segunda. Esto, pocas veces comprendido en el Mantenimiento de instalaciones y equipos convencionales, es la clave de todo. Tan importantes son, que la IAAE las inspecciona de forma continuada, especialmente en lo que concierne al EOL (end of life) y su posible prolongación más allá de la PDL (projected design life). Pues bien, la gestión predictiva integrada de la curva de bañera, que llamaré en adelante ILCCpm, es la herramienta que permite relacionar ambas (eficiencia y fiabilidad) de forma anticipativa.

Tecnológicamente hablando, el envejecimiento está en el alma del deterioro de cualquier NPP, por la agresividad radiactiva y fatiga a la que se ven sometidos sus componentes. Por ello, y dentro de la ILCCpm es obligatorio conocer los mecanismos de desgaste y fatiga y las ecuaciones físicas que están detrás:

• Deterioros de propiedades físico-mecánicas por radiación en las zonas más expuestas (vasija del reactor y todo su edificio de contención con los equipos contenidos).
• Corrosión química.
• Stress mecánico por vibraciones.
• Flujos turbulentos y golpe de ariete y oil-whirl en cojinetes de bombas
• Stress térmico y rotura frágil

Debemos notar que, precisamente ese requerimiento de la ILCCpm y la IAAE de saber la física detrás del deterioro, implica un personal muy particular en su operación:

• Ávido de aprender
• Con alto IQ
• Capaz de trabajar con controles sofisticados e I.A. (Machine Learning)
• O sea, muy pocos, muy buenos.

Y, además, unas prácticas tan exigentes sobre la ILCCpm requieren unos indicadores más estrictos e integrados de Operación y Mantenimiento (en adelante O&M), comprensibles por todos, y relacionados de verdad con el deterioro y su prevención.

Yo propongo estos dos: Entropía S (Fiabilidad) y Eficiencia Tecnológica (Operación) medida por un OEEt mucho más imbricado en la situación de los equipos que los OEE tradicionales que la industria maneja y, además, derivables ambos de la distribución de Weibull que es parte intrínseca de la curva de bañera.

Las defino de esta forma:

que debe ser muy pequeño

por lo tanto, ha de ser grande

4. PUNTOS DE ENVEJECIMIENTO Y DETERIORO MÁS HABITUALES EN UNA CENTRAL NUCLEAR (nnp) O MINI-MICRO REACTOR

Deben clasificarse en 2 grupos: de baja-media implicación en seguridad, y de alta implicación.

a) En baja-media influencia se seguridad

• Deformación por radiación en la vasija del reactor y de la calandria (intercambiador de calor del circuito primario de refrigeración). Esto supone:
  • Si ha aparecido ya fragilidad en componentes de la vasija, pérdidas de refrigerante muy radiactivo. Los ENDs (ensayos no destructivos) regulares del estado de stress y ductilidad de la vasija son esenciales.

Si la deformación de la vasija ha progresado porque no se ha reforzado adecuadamente con su progresión, pueden aparecer grietas de importancia en sus soportes de equipos críticos y tuberías, lo que supone de nuevo pérdidas del refrigerante del primario y posibilidad de rotura catastrófica de componentes.

• Reducción de pared de las tuberías de alimentación, corrosión, stress y grietas
• Corrosión de las tuberías del generador de vapor, y pérdidas de líquido no radiactivas.
• Fallos de aislamiento y cortocircuitos en los cables de PVC, oxidación de células y conductores en las baterías de emergencia. Es imprescindible aquí montar sistemas redundantes para tener seguridad de disponibilidad total en caso de que se interrumpa la corriente eléctrica en cualquier sistema esencial para el funcionamiento en régimen suficientemente refrigerado del reactor, o para emergencias

MUY IMPORTANTE:
Hacer inspecciones visuales y de test no invasivos continua y frecuentemente y, ante anomalías, aplicarles los ciclos comentados en la Fig. 6. Excitaciones en frecuencia lo más fiable y completo,

b) En los de alta-crítica influencia en seguridad

• Holguras en los mecanismos de las barras de control del núcleo, lo que puede suponer una moderación de la fisión inadecuada en un momento crítico (por ejemplo en la parada del reactor, o antes del eventual fallo de gran parte de su refrigeración). Su cinemática debe ser monitorizada continuamente por sensores de posición y vibración. De igual manera debe ocurrir con los mecanismos de suelta de barras por gravedad (supresión de mecanismos si son duales, o comprobación de accionamiento y libertad de caída si son específicos) para parar con garantías el reactor en caso de un terremoto o similar.
• Comprobar que en la vasija del reactor y en las estructuras de contención que la acogen los ciclos térmicos no hayan acumulado stress, fragilidad y grietas, lo que supondría fugas de material radiactivo al suelo y ambiente. De nuevo, los NDT’s son imprescindibles, así como la inspección robotizada inteligente continua de la totalidad de sus superficies y orificios. Nuestro software para interacción y filtro inteligente de robots de Mantenimiento ayuda a tener una resolución rápida y precisa de los momentos que pueden ser complicados.
• Deformación y fragilidad por radiación química, y stress térmico de la estructura-montaje del propio reactor; sus células de pellets de uranio. El problema es grave si el agrietamiento produce una masa infra-crítica de combustible y la correspondiente fusión del núcleo (la masa crítica que provocaría una explosión nuclear es extremadamente improbable que se configure, pero la fusión total o parcial del núcleo puede acercar esta terrible posibilidad).

MUY IMPORTANTE entonces:
El Mantenimiento predictivo-preventivo (sustitución) gestionado por la ILCCpm con los datos clave de entropía S y OEE tecnológico (1-S), OBLIGA a que CADA INTERVENCIÓN MÁS QUE RESTITUYA las condiciones óptimas ideales y GENERE UN AVANCE para la seguridad. Es decir:

Intervención crítica = Proyecto MRO

Por lo tanto, ese Estado del Arte se debe lograr así:

• Gestión de la curva da bañera con los principios aquí presentados de las ILCCpm.
• La predicción sistemática on-line y la continua inspección visual y con equipos de vibración, radiación, NDTs etc. de todos los componentes y sistemas, llevando siempre a su sustitución temprana.
  El Mantenimiento permanente de la inteligente exigencia de la IAAE de tener simultáneas seguridad y eficiencia son sus máximas y a la vez (entropía y OEE tecnológico) como indicadores clave de ILCCpm.

• Muy pocas personas y muy buenas para interpretar sistemas inteligentes y ecuaciones físicas intrincadas, así como para gobernar robots interactivos para el mantenimiento predictivo regular y frecuente de zonas poco accesibles o peligrosas.
• Un sistema integrado de mejoras radical y continua (MR/MC) que se aplica para profundizar en cada intervención. Y en relación con esto,
• Una política exigente de “more tan restore initial conditions”, consiguiendo así crecer en eficiencia año a año, y no decaer en un bajo ROI que condicionaría, en manos desaprensivas, a reducir gastos de conservación y gestión y a un peligro muy serio en una instalación cuyo falle catastróficos es de consecuencias imprevisibles

Figura 5. Núcleo de un SMR y barras

5. ¿QUÉ ES UN SMR?, DIFERENCIAS ESTRATÉGICAS, TECNOLÓGICAS Y ECONÓMICAS CON UN REACTOR CONVENCIONAL NPP. PAÍSES CON I+D Y PROTOTIPOS OPERATIVOS

Es precisamente la sofisticación y seguridad built-in de los equipos y sistemas de una NPP lo que hace que sus plazos de diseño, construcción, pruebas y puesta e marcha sean muy altos (a veces hasta 10 años), con muchas iteraciones hacia atrás y, por tanto, con una rentabilidad penosa difícil de compensar en su vida útil (unos 20-30 años).

Entonces, nacen los MINIREACTORES MODULARES (SMR’s, Small Nuclear Modular Reactors), con una potencia reducida (entre 1/10 y 1/20 de la de una NPP convencional), y lo más importante, con la capacidad de ser prefabricados modularmente en una planta productiva.

Las implicaciones de esto son obvias:

• Gran fiabilidad de un producto “estandarizado”
• Puesta en marcha rápida
• Inversión reducida
• Impacto catastrófico aún más acotado y mucho menor por su tamaño [1]
• Semienterradas, con poco impacto ambiental y, además, tanto la minicentral como sus residuos enterrables “in situ” con seguridad al final de su vida útil.
• Distribución geográfica mejor adaptada al consumo y menos pérdidas en la red eléctrica

A pesar de todo ello, si queremos mantener aún más altos los estándares de eficiencia operativa y de seguridad, debemos aplicar los mismos procedimientos de Operación y Mantenimiento que hemos usado normalmente en las NPPs existentes, incluso yendo un paso más allá con la gestión permanente predictiva a largo plazo de la salud del SMR: la anticipación es la clave para que sean rentables y nunca pase nada.

La diferencia estratégica más importante entre los SMR’s y las NPP convencionales es su rapidez de pueta en marcha, huella e inversión reducidas, y fiabilidad implícita desde fábrica: es un producto semi-standard ensayado en su totalidad previamente en planta.

Aunque su reducido tamaño puede parecer que es un inconveniente por la relación MWe/Inversión [2] , su agilidad de puesta en marcha (4-6 años comparada con los 10-12 de una central nuclear convencional) hace que comience a rendir antes, y la TRI (tasa de rentabilidad interna calculada por el método de Discounted Cash-flow o DCF) es mejor. Pueden ser un buen negocio para empresas energéticas de renovables de tamaño medio-grande.

Esa flexibilidad se ve reforzada por su concepto modular; la estructura del panel de combustible puede crecer hacia su parte externa, siempre que la vasija se escoja con esa previsión. Esto permite adaptar la oferta a la demanda, sin suponer una gran obra (prácticamente puede considerarse una recarga de combustible habitual).

Para reducir la “huella” en el terreno y hacerlos “enterrables” in-situ es conveniente no pasar de unos 250 MWe y 20.000 m². Reduciendo el número de lazos térmicos y blindando a radiación [3] los intercambiadores, se puede pasar de los 3 loops típicos a 2: loop reactor–intercambiador y loop del circuito de la turbina de vapor, con lo que sería posible llegar a tener esos 250MWe en unos 10- 12.000 m². Esto es nimio comparado con una NPP tradicional

Una cuestión interesante es situar al lado del SMR una fuente de energía solar o Bio-gas que alimenten con cogeneración una batería de emergencia para el caso límite de que alguno de los equipos de la Central no críticos (los críticos en emergencias ya dijimos que no dependían de energía y elementos móviles, sino que estáticos como muelles y la gravedad) mantengan su funcionamiento y eviten pérdidas y rearranques. Ver de nuevo el Apéndice 2 de Clusters energéticos rurales.

Los países más avanzados con prototipos operativos son USA, UK, Argentina, Japón, Corea S, Rusia y China; casi todos los más desarrollados. Francia no lo está porque tiene nada menos que 56 reactores en 19 centrales, y tiene el reto de rearrancar 30 parados por distintas causas. Esto es factible siempre que la estructura del reactor y su vasija no estén excesivamente deteriorados (fragilidad por irradiación) y si lo estuvieran, quizá colocando en su lugar varios SMR. Además pretende hacer 20 nuevas centrales. En cualquier caso los loops e instrumentación debieran renovarse. Alemania debe aclarase -lo necesita- ya que fue la pionera en el desarrollo de un SMR en los 80 que por razones meramente políticas aparcó.

Varios países escandinavos (Noruega, Suecia, Finlandia) tienen reactores NPP operativos y aún no se lo han planteado, les hacen su buen servicio.
Yo diría que para que podamos tener SMR’s “ready-to” faltan 3-5 años, no más. Las empresas occidentales implicada como NuScale, GE, RR, Mitsubishi, les dan fiabilidad suficiente.

Como NOTA IMPORTANTE añadiría que, a pesar de su comparado pequeño tamaño y su fabricación estándar y modular, NO DEJAN DE SER REACTORES NUCLEARES con una periferia de manejo y gestión del proceso compleja y delicada que debe ser extremadamente fiable, por lo que sólo cabe un Mantenimiento que prime de forma integrada seguridad y eficiencia (al final son lo mismo, si una se deteriora le sigue la otra, son síntomas cruzados), con el ILCCpm que hemos visto antes y que explora de manera inteligente la fiabilidad productiva de la “curva de bañera” global de la Central a partir de sus componentes críticos, algo muy delicado por sus efectos cruzados e interactivos.

6. DESCRIPCIÓN TÉCNICA DE UN SMR, Y LOS TIPOS QUE VEO MÁS FACTIBLES

Cuando digo “veo más factibles” me refiero que sean simplificaciones a escala de los sistemas y tipos ya probados en las NPP

Primero hemos de recordar que en la fisión, un núcleo “pesado” con exceso de neutrones puede, en determinadas circunstancias, ser excitado con la frecuencia con que estos últimos golpean a los átomos vecinos. El fenómeno de la fisión se produce cuando la frecuencia natural de oscilación de un átomo al chocar con un neutrón coincide con la llegada del flujo de éstos, generando resonancia y partiendo el núcleo.

En esta división, la energía de enlace (manifestada en la “sobremasa” de los gluones que ligan a protones-neutrones dentro del núcleo) es liberada según la fórmula de la relatividad de Einstein: E = δm · c² donde δm es la “sobremasa” (muy pequeña) y c la velocidad de la luz (muy grande). En el proceso se liberan todos los neutrones del núcleo, que a su vez atacan otros núcleos de igual forma, y esa enorme cantidad de energía E en forma de radiación (fundamentalmente fotones de alta frecuencia gamma γ).

Cuando esa frecuencia natural coincide con la del flujo neutrónico y ocurre esto, se dice que el material es fisible. Son fisibles, por ejemplo, el U-235 y el Pu-239 (más inestable y rápido de oscilación).

En una bomba A, una “masa crítica” de material fisible con una determinada forma que tiende a ser esférica, produce un flujo autocontenido y no amortiguado de neutrones, que acaban generando una reacción en cadena que origina una partición prácticamente simultánea de todos sus núcleos y una enorme detonación.

En un reactor, se evita esa reacción en cadena y se tiene controlada con un flujo de neutrones determinado que produzca particiones acotadas del núcleo. Esto se hace con la mayor o menor introducción entre el combustible (en barras lineales para alejarse de la forma esférica) de unas barras especiales de veneno neutrónico, que los absorbe y contiene ese flujo (barras de control de geodinio). Y por otra parte se evita cualquier riesgo de formación de una “masa crítica” de material fisible si, por falta de refrigeración, se fundiera el núcleo del reactor y se depositara el material fisible en su parte inferior. Pero aunque esto ocurriera, la baja concentración de % de material fisible en el combustible hace extremadamente improbable cualquier explosión nuclear y solo la forma de una esfera completa la aumentaría (no una media esfera). De todas formas, por si acaso, lo bueno es procurar canales de salida cerámicos delgados, en estrella que dispersen ese fundido radioactivo.

Es importante saber que en la naturaleza, el Uranio se encuentra en la forma U-238, que no tiene la frecuencia natural ni sección eficaz adecuadas del U-235 fisible y que solo está mezclado con su veta en una proporción ínfima del 0,7%.

Entonces, es preciso un proceso previo de enriquecimiento del 238 en términos de una proporción adecuada de 235, lo que se hace en plantas especializadas que lo obtienen por procedimientos de difusión o centrifugado gaseosos principalmente.
En un reactor nuclear, la proporción del U-235 útil es del 3-5%. En una bomba puede llegar a ser del 20-30%.

Veamos a continuación un ejemplo de diseño de distribución de combustible y veneno en el núcleo y una estructura de las barras del primero.

Figura 7. Estructura de las barras de combustible

Aunque hay más tipos de SMR’s como prototipos, los que veo más apropiados tanto por fiabilidad de ser conocidos en las NPP, o por interés de minimizar residuos, son el “Otto Hahn PWR” de neutrones térmicos (refrigerado por agua líquida presurizada), con U-235, y el “Fast- breeder reactor FBR” reproductor de combustible Pu-239, con neutrones rápidos, refrigerado por metal líquido, de gran velocidad de entrada en régimen en las paradas, y agilidad de regulación de parámetros en operación por la poca inercia térmica de los metales (en general Na, sodio líquido).

La siguiente figura representa su estructura general

Figura 8. Reactor rápido reproductor refrigerado por metal líquido

Esa reproducción se basa en rodear el núcleo de una coraza delgada de Pu-238, que por bombardeo de neutrones, al no ser fisionable, se convierte en Pu-239, fisil, y evita una buena parte de su minería.

Otro tema, con estos interesantes reactores de Plutonio FBR es su compacidad (son las que se usan en los submarinos nucleares de la USN, RN, y la rusa), muy buena para el concepto de SMR “enterrable in-situ”. Y una conveniencia es encerrar el circuito primario dentro de la vasija, y diseñando adecuadamente un intercambiador de calor primario blindado a dicha radiación, hacer únicamente 2 lazos (loops) térmicos, con lo que el rendimiento energético es bastante mayor y la turbina sigue sin ser radioactiva (ver figura arriba).

La recarga de combustible y su correspondiente parada son importantes. No es algo tan simple como “sustituir las barras usadas”, sino que se aprovecha para pasar las más centrales a la periferia del reactor, y así cada vez, con lo que se minora la fuga neutrónica y se optimiza el quemado.

El diseño de la cúpula del reactor debe hacerse para tener una manipulación precisa y segura, servo y/o robotizada. Las barras en los SMR’s, tienen una altura de 2 (en los MICRO-reactores) a 5 (en los MINI) metros, con potencias totales de 10 MW en los MICRO a 300 en los MINI (una NPP tradicional anda entre los 500 y 2000 MW). Es por eso que la cúpula excede en esas longitudes, mayoradas, por ejemplo en 4 y 10 m, a la propia altura del reactor.

Algunos conceptos de diseño de los SMR’s que me parecen relevantes, por afectar a la seguridad, entorno y eficiencia, son los siguientes:

• Únicamente dos lazos (circuitos primario y secundario) para mayor eficiencia técnica y menor “huella” en el terreno. Intentar así no pasar de 15.000m2 con 300MW).
• Reactor, cúpula y piscina de combustible gastado enterrados, pero accesibles a manipulación exterior hasta el final de la vida del SMR.
• Ubicación en zona con garantía absoluta de sismicidad cero, y separación “blindada” de la zona radioactiva enterrada, libre de fisuras, de cualquier acuífero y, por supuesto, de la fuente de refrigeración del loop 2 de la turbina. Este circuito secundario no tiene que ser enterrable, no recibe radioactividad si el diseño del intercambiador primario es adecuado y es interior a la vasija.
• Ningún mecanismo de seguridad (válvulas de sobrepresión, accionamientos de la caída completa de las barras de control de gladiolino, etc.) debe depender de fuentes de energía y sí de:
  • Resortes que son “vencidos” por sobre presión del refrigerante
  • Depósitos de emergencia de refrigerante extra situados en la cúpula, e inundando el núcleo por mera gravedad ante una emergencia de sobrepresión del refrigerante
  • Bajada completa de “apagado” de las barras de control, por “trigers” accionados por muelles vencidos por sobrepresión del refrigerante en la vasija
• Los sensores serán del tipo MEMS, ultraprecisos y fiables, y el cableado con blindaje especial que minora la radiación. Contactos y empalmes, lo mismo e inoxidables.
• Válvulas auto-fusibles que permiten la salida de emergencia del combustible por el fondo de la vasija a canales cerámicos radiales en caso de fusión del núcleo (aunque esto sea extremadamente remoto en un SMR o una NPP de IV generación)
• Como medida adicional, tener una fuente externa segura, para la garantía total de alimentación permanente de toda la instrumentación (sensores, comunicaciones, sala de control), con baterías para al menos 2 días de su consumo (ver apéndice 2 nuevamente)
• Diseñar formas y canales de flujo para usar la convección como medio general de evacuación final del calor al exterior, lo que requerirá menos bombas y turbosoplantes.
• Hot-dual standby de cada elemento mecánico crítico, tanto en el funcionamiento normal del SMR como en sus paradas regulares o eventos de emergencia.
• Prever la estructura de la vasija y del soporte de las barras de combustible, control (veneno neutrónico), y sondas para un crecimiento modular razonable (que es precisamente una ventaja clave de los SMR). Hasta un 50% adicional al número inicial de barras es razonable por no deteriorar la fiabilidad inicial.
• Prever sistemas de Machine-Learning de I.A. orientados a control de fiabilidad global del reactor (como operación regular (añadiéndoles SR -regresión simbólica- para mejorar la comprensión profunda de los eventos técnicos) como para facilitar inspecciones profundas de los técnicos de la IAAE.
• Un SMR es una máquina de precisión, por su tamaño, más que una central nuclear convencional. Eso implica que el diseño de su periferia y obra civil debe ser acorde, y ejecutado aún con mayores estándares.
• Diseñar el proyecto siempre para menos de 15.000 m2 de “huella”, y 4-5 años de plazo de puesta en marcha. Lo contrario anula las ventajas que un MINI-MICRO reactor nos aporta técnicamente.
• Muy poco staff y de muy alta cualificación tecnológica, curiosidad y capacidad de profundizar y resolver rápido.

Bien, esto en cuanto al diseño de una MICRO o MINI central nuclear. En la fabricación seriada de sus componentes (vasija incluida hacia adentro), se utilizan prácticamente sólo técnicas avanzadas que garanticen la máxima calidad:

• Fabricación aditiva metálica (3Dp)
• Electron-beam
• Deposición metálica (SMD, PVD, etc)

Y ninguna soldadura. La idea es hacer al SMR libre de la fragilidad que conllevan los ciclos térmicos (apagado y arranque por recarga o mantenimiento) y la radioactividad de operación, aunque esta sea relativamente menor que en una Central Nuclear covencional NPP (Ver apéndice 1).

.../... Continua en Parte II

REFERENCIAS

[1] El riesgo y efectos de accidente crecen aproximadamente con el cuadrado de la potencia de la NPP (**)

[2] MWe = Megavatios eléctricos

[3] Para evitar que la turbina sea radiactiva