Reactor de agua en ebullición (BWR)
Reactor nuclear de ciclo directo: el agua del núcleo hierve a 285 °C / 70 bar y produce el vapor que mueve directamente la turbina, sin circuito secundario. ~70 reactores en servicio (~25 % de la flota mundial), sobre todo en Estados Unidos, Japón y Suecia.
Condiciones de operación
- Temperatura
- 285°C
- Presión
- 70bar
- Catalizador
- Ninguno (reacción nuclear)
- Fase
- two-phase (water + steam)
Cómo funciona
Cómo funciona
Electricidad a partir de fisión o fusión
Componentes clave
La función de cada pieza principal y los elementos o compuestos que intervienen.
Vasija a presión del BWR
Contiene el núcleo, el separador de vapor y el secador: toda la cadena termohidráulica cabe en una sola envolvente.
Vasija cilíndrica de acero ferrítico de unos 21 m de altura y 6 m de diámetro, más alta que la de un PWR (15 m) porque aloja la separación y el secado internos del vapor. Presión de operación de 70 bar, temperatura de 285 °C. El espesor de pared (~150 mm) es menor que en un PWR gracias a la menor presión, una ventaja económica del diseño.
21 m × 6 m · 70 bar · 285 °C · acero ferrítico
Núcleo de combustible de UO₂
Mantiene la fisión controlada del ²³⁵U y hace hervir el agua de refrigeración.
~600 a 800 elementos combustibles (según el tamaño del reactor), cada uno formado por 92 barras de UO₂ enriquecido al 3-5 % en ²³⁵U dentro de una vaina de zircaloy. Las barras de control (B₄C o Ag-In-Cd) se insertan por abajo, una particularidad del BWR, porque la parte superior está ocupada por los separadores de vapor. El ciclo de combustible suele durar de 18 a 24 meses antes de la recarga.
600-800 conjuntos · UO₂ enriquecido 3-5 % · vaina de Zircaloy
Ver tambiénuo2Separador y secador de vapor
Separa el vapor de las gotas de agua para entregar vapor seco a la turbina.
Sobre el núcleo, la mezcla de agua y vapor atraviesa primero unos ~250 ciclones (centrifugación) y luego un secador de placas en chevron. El vapor de salida contiene menos del 0.1 % de humedad, condición necesaria para no erosionar los álabes de la turbina. El agua separada vuelve al núcleo por un conducto descendente, lo que proporciona la convección natural del circuito primario.
~250 ciclones · secador de chevrones · humedad < 0.1 %
Bombas de chorro de recirculación
Modulan el caudal del núcleo sin piezas móviles dentro de la vasija.
Una particularidad elegante del BWR: de 16 a 24 bombas de chorro (sin rotor) dentro de la vasija, alimentadas por 2 circuitos de recirculación externos. Al variar su caudal cambia la fracción de huecos a la salida del núcleo, una palanca rápida de modulación de potencia (sin mover las barras de control). Los BWR/4 y /6 usan este principio; el ABWR las sustituye por bombas internas selladas (RIP).
16-24 bombas de chorro · 2 lazos externos · regulación por caudal
Contención Mark I/II/III
Contiene la radiactividad en caso de accidente, mediante una piscina de supresión de presión.
Diseño icónico: un pozo seco en forma de pera que aloja la vasija, conectado mediante conductos descendentes a un toro parcialmente lleno de agua (pozo húmedo). Si hay una fuga de vapor, este atraviesa el pozo húmedo, que lo condensa, y así se limita la presión interna. El Mark I (Fukushima) es compacto pero tiene poco volumen libre; el Mark II y el III amplían la contención. Los BWR recientes (ABWR, ESBWR) usan una contención cilíndrica más sencilla.
Pozo seco + pozo húmedo · supresión de presión de vapor · Mark I/II/III · cilíndrico en gen III+
Principios físicos y químicos
Las leyes fundamentales que hacen posible este proceso y las restricciones que imponen.
Ciclo directo de vapor: simplicidad frente a protección radiológica
Mientras que el PWR separa el circuito primario (radiactivo, presurizado) del secundario (limpio) mediante un generador de vapor, el BWR usa un único flujo de agua a través del núcleo, la turbina y el condensador. Esto es termohidráulicamente más sencillo y más barato en inversión, pero obliga a clasificar toda la sala de turbinas como zona de radiación controlada por la radiactividad residual del vapor (principalmente ¹⁶N, con un período de semidesintegración de 7.1 s: la radiactividad desaparece rápidamente al parar el reactor).
Une seule boucle eau-vapeur · ¹⁶O(n,p)¹⁶N en cœurCoeficiente de huecos negativo (seguridad pasiva)
Cuanta más agua hierve en el núcleo, mayor es la fracción de vapor (huecos) y menor la moderación de neutrones (el vapor es ~1000 veces menos denso que el agua líquida). Menos moderación = menos fisiones térmicas = menos potencia. Este bucle de realimentación es estabilizador por naturaleza: un embalamiento local se autoextingue. Es una de las ventajas clave de los BWR sobre los RBMK soviéticos (que tenían un coeficiente positivo, causa raíz de Chernóbil).
α_void < 0 → P diminue quand fraction vapeur augmente
Compuestos implicados
Reactivo
Principales aplicaciones
- Generación de electricidad de base95 %
- Producción de calor industrial (poco habitual)5 %
El legado de Fukushima y el giro hacia la seguridad pasiva
- Refrigeración pasiva por gravedad (~72 h sin alimentación eléctrica)
- Recombinadores catalíticos pasivos de hidrógeno (autocatalíticos pasivos)
- Recuperadores de corio (core catcher)
- Bombas internas estancas (RIP) en lugar de bombas de chorro (ABWR)
- BWRX-300 — SMR de 300 MWe con ciclo directo simplificado
Procesos similares o competidores
Procesos industriales relacionados: otra química, otra tecnología.
- Reactor de agua a presión (PWR)
Tecnología competidora dominante (~70 % de la flota mundial); ciclo indirecto con circuito secundario separado del núcleo: turbina no radiactiva.
- candu
Reactor canadiense de agua pesada y uranio natural: no necesita enriquecimiento, pero tiene una infraestructura más compleja.
- molten-salt-reactor
Reactor de sales fundidas (generación IV): combustible disuelto en sal líquida a presión atmosférica, con seguridad pasiva intrínseca. Todavía en fase de demostrador.