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Reactor de agua a presión (PWR)

El diseño de reactor nuclear más extendido del mundo (~70 % de la flota). El agua del circuito primario, presurizada a 155 bar para mantenerse líquida a 320 °C, lleva el calor de la fisión del combustible de UO₂ a un generador de vapor que alimenta la turbina.

Reacción clave
²³⁵U + n → ¹⁴¹Ba + ⁹²Kr + 3 n + ~200 MeV (reacción en cadena de fisión)

Condiciones de operación

Temperatura
280-320°C
Presión
155bar
Catalizador
U-235 enriquecido (3-5 %), moderador H₂O, control con B/Cd
Fase
liquid

Cómo funciona

Esquema de una central nuclear PWR de agua a presión con tres circuitos separados: primario (155 bar, 320 °C) por la vasija de UO₂, secundario de vapor que mueve la turbina y terciario de refrigeración.
Tres circuitos separados hidráulicamente: la radiactividad queda confinada en el circuito primario, dentro del edificio de contención.

Cómo funciona

Electricidad a partir de fisión o fusión

Una central PWR se apoya en tres circuitos de agua hidráulicamente separados, lo que la hace especialmente segura: el agua del núcleo del reactor, potencialmente contaminada por activación neutrónica, nunca sale del edificio del reactor. En el núcleo, elementos combustibles de UO₂ enriquecido a cerca del 3-5 % de uranio-235 mantienen una reacción de fisión controlada. Cada fisión de ²³⁵U libera ~200 MeV, sobre todo en forma de energía cinética de los fragmentos, y esa energía se convierte en calor en el refrigerante. Las barras de control (aleaciones de boro + cadmio) absorben el exceso de neutrones, lo que permite modular la potencia o parar el reactor. El agua del circuito primario, mantenida líquida a 320 °C por una presión de 155 bar, atraviesa el núcleo y luego el generador de vapor. Allí cede calor al agua del circuito secundario, que hierve a menor presión (~70 bar). Ese vapor mueve la turbina acoplada al alternador y produce electricidad. Después, el vapor se condensa mediante un tercer circuito (agua de río o de mar, o torre de refrigeración) antes de volver al generador de vapor. El EPR de generación III (European Pressurized Reactor) mantiene esta arquitectura y añade seguridad pasiva: un recuperador de corio en caso de fusión del núcleo, doble contención y cuádruple redundancia de los sistemas de seguridad. Una central PWR moderna produce normalmente de 900 a 1 600 MWe y funciona de 18 a 24 meses entre recargas de combustible.

Componentes clave

La función de cada pieza principal y los elementos o compuestos que intervienen.

  • Edificio de contención

    Última barrera de seguridad: contiene la radiactividad incluso en caso de rotura del circuito primario o de fusión parcial del núcleo.

    Edificio cilíndrico de hormigón pretensado (~1 m de espesor), a menudo revestido con una piel metálica estanca. Está diseñado para resistir sobrepresiones internas (~5 bar), el impacto de un avión y los terremotos. Las centrales EPR (generación III+) usan una doble contención con un espacio anular ventilado en depresión para lograr una estanquidad casi total.

    Hormigón pretensado ~1 m · resiste 5 bar de presión interna · doble pared (EPR)

  • Vasija del reactor

    Aloja el núcleo (elementos combustibles + barras de control) sumergido en el agua primaria presurizada.

    Cilindro de acero forjado de una sola pieza, con fondo abombado, de ~12 m de altura y ~4-5 m de diámetro, con paredes de 20-25 cm de espesor. Se presuriza a 155 bar para que el agua no hierva a 320 °C. Los neutrones que salen son absorbidos por una vasija revestida interiormente de acero inoxidable. La vasija es la pieza no reemplazable que define la vida útil del reactor (40-80 años).

    Acero forjado · 155 bar · 320 °C · 12 m × 4-5 m · pared 20-25 cm

    Ver tambiénuo2h2ofe
  • Elementos combustibles de UO₂

    Sede de la fisión nuclear: la energía de cada ²³⁵U fisionado se convierte en calor en el refrigerante primario.

    Pastillas cerámicas de UO₂ (Ø 8-9 mm × 10 mm de altura) sinterizadas y apiladas dentro de una vaina de aleación de circonio (Zircaloy o M5™), que forman barras de combustible de ~4 m. Hay ~250 barras por elemento y ~150-200 elementos por núcleo. El enriquecimiento en ²³⁵U es del 3-5 % (frente al 0.72 % natural). Cada fisión libera ~200 MeV, es decir, unos 80 GJ por gramo de ²³⁵U fisionado.

    Pastillas de UO₂ Ø 8 mm · vaina de circonio · enriquecimiento en ²³⁵U 3-5 %

    Ver tambiénuo2u
  • Barras de control

    Regulan la potencia y detienen la reacción en cadena absorbiendo neutrones libres.

    Barras de aleación Ag-In-Cd (80 % Ag, 15 % In, 5 % Cd) o de B₄C, que se introducen entre las barras de combustible desde la parte superior de la vasija. El boro y el cadmio tienen secciones eficaces de captura de neutrones térmicos enormes. En una parada de emergencia («scram») la inserción completa dura ~2 segundos. La regulación fina de la potencia también usa boro soluble en el agua primaria (~600 ppm al inicio del ciclo).

    Ag-In-Cd o B₄C · scram en ~2 s · boro soluble 0-1500 ppm

    Ver tambiénbcdagin
  • Generador de vapor

    Intercambiador de calor entre el circuito primario (radiactivo) y el secundario (agua limpia que hierve).

    Cilindro vertical (~21 m de altura, ~5 m de diámetro) que contiene ~5 500 tubos en U de aleación Inconel 690 (resistente a la corrosión bajo tensión). El agua primaria a 320 °C circula por el interior de los tubos; el agua secundaria, a 70 bar, los baña por fuera y hierve a 285 °C. La superficie de intercambio de calor es de ~7 000 m². Cada PWR tiene 3 o 4 de ellos: su integridad es crítica, y una fuga en un tubo es el incidente más vigilado de toda la flota.

    Inconel 690 · ~5500 tubos en U · ~7000 m² · secundario 70 bar / 285 °C

    Ver tambiénh2ofenicr
  • Presionador

    Mantiene la presión del circuito primario en 155 bar para evitar la ebullición a 320 °C.

    Recipiente vertical parcialmente lleno de agua, coronado por un colchón de vapor (equilibrio líquido/vapor saturado a 345 °C / 155 bar). La dilatación térmica del fluido primario calentado hace subir el nivel del agua y comprime el vapor, de modo que la presión aumenta. Unas resistencias eléctricas en la parte inferior y unas duchas de agua fría en la superior permiten un control fino (±2 bar). Si la presión se desvía demasiado, unas válvulas de alivio descargan vapor en un tanque de condensación.

    155 bar · 345 °C · calentadores eléctricos + aspersión · válvulas de seguridad

  • Turbina-alternador

    Convierte la energía cinética del vapor en electricidad (~37 % de rendimiento neto).

    Turbina de vapor de varios cuerpos (alta presión + 2 o 3 etapas de baja presión) que gira a 1500 o 3000 rpm, acoplada a un alternador síncrono refrigerado por hidrógeno. La turbina de un PWR de 1300 MWe consume ~6 500 t/h de vapor. El rendimiento de Carnot tiene un tope de ~40 % (vapor saturado a 285 °C, foco frío a 25 °C), de ahí la importancia de un buen foco frío. Es la parte «clásica» del proceso, idéntica a la de una central de gas o de carbón.

    AP + BP · 1500-3000 rpm · ~6500 t/h de vapor · rendimiento neto ~37 %

  • Condensador terciario

    Condensa el vapor agotado de la turbina en un circuito cerrado y lo devuelve al generador de vapor.

    Enorme intercambiador de calor (~30 000 m² de tubos de latón o titanio) refrigerado con agua de río, de mar o de torre de refrigeración. El vacío creado por la condensación (~50 mbar absolutos) mejora el rendimiento de la turbina. Una central de 1300 MWe suele evacuar 2000 MW de calor residual al circuito terciario, de ahí los icónicos penachos blancos de las torres de refrigeración (vapor de agua puro, sin radiactividad).

    ~30 000 m² · vacío ~50 mbar · ~2000 MW de calor cedido · penacho = vapor puro

    Ver tambiénh2o

Principios físicos y químicos

Las leyes fundamentales que hacen posible este proceso y las restricciones que imponen.

  • Reacción nuclear en cadena controlada

    Un neutrón térmico golpea un núcleo de ²³⁵U → fisión en dos fragmentos + 2 o 3 neutrones + ~200 MeV. Si cada fisión produce en promedio exactamente 1 neutrón que provoca otra fisión (k_eff = 1), el reactor es crítico: la potencia se mantiene constante. Por encima, la potencia sube; por debajo, decae. Todo el control consiste en mantener k_eff cerca de 1 mediante las barras de control y el boro soluble.

    ²³⁵U + n → ¹⁴¹Ba + ⁹²Kr + 3 n + ~200 MeV
    Se aplica a los componentescombustible-uo2barres-controle
  • Moderación de neutrones por el agua

    Los neutrones nacidos de la fisión son rápidos (~2 MeV) y demasiado energéticos para fisionar eficazmente el ²³⁵U. El agua los frena mediante colisiones elásticas con los protones del H₂O: normalmente 18-20 colisiones para bajar hasta ~0.025 eV (velocidad térmica). A esa energía, la sección eficaz de fisión del ²³⁵U es de ~580 barns, frente a ~1 barn para neutrones rápidos. Por eso un PWR necesita agua en el núcleo: sin ella, la reacción se apaga.

    n_rapide + H_eau → n_thermique (~0,025 eV)
    Se aplica a los componentescuve-reacteurcombustible-uo2
  • Transporte de calor bifásico y ciclo de Rankine

    El agua primaria se mantiene líquida a 320 °C gracias a los 155 bar y lleva el calor al generador de vapor. Allí, el agua secundaria a 70 bar hierve a 285 °C, se convierte en vapor sobrecalentado, se expande en la turbina liberando su energía cinética y luego se vuelve a condensar en el condensador. Es un ciclo de Rankine clásico, idéntico al de una central de carbón, salvo que la fuente de calor es nuclear.

    η_Carnot ≈ 1 − T_froide / T_chaude ≈ 40 % théo · ~37 % réel

Compuestos implicados

Principales aplicaciones

  • Electricidad de base con bajas emisiones de carbono95 %
  • Cogeneración de calor industrial3 %
  • Desalinización de agua de mar1 %
  • Propulsión naval militar1 %

Generación IV, SMR y cierre del ciclo del combustible

La tecnología PWR es madura (60 años de experiencia), pero afronta tres frentes: modularizar para reducir costes y retrasos (SMR), mejorar la seguridad pasiva (EPR de generación III+, generación IV) y cerrar el ciclo del combustible para limitar los residuos de vida larga (MOX, reactores reproductores, reciclado de actínidos menores). Al mismo tiempo, la ampliación de la vida útil de la vasija (de 40 a 60 y a 80 años) depende de vigilar la fragilización del acero por los neutrones.
  • SMR (reactores modulares pequeños): reactores prefabricados de ~300 MWe (NuScale, Rolls-Royce SMR, NUWARD)
  • EPR (gen III+): recuperador de corio, redundancia cuádruple, doble contención (Flamanville 3, Hinkley Point C)
  • Combustible MOX: reciclaje del Pu procedente del reprocesamiento (hasta el 30 % del núcleo en Francia)
  • Combustible ATF (tolerante a accidentes): vainas de SiC o recubrimientos de Cr para frenar la oxidación en caso de accidente
  • Vigilancia de las vasijas con probetas testigo para prolongar la explotación hasta 60-80 años
  • Reactores de generación IV (sales fundidas, gas de alta temperatura, metal líquido) — demostradores en curso

Procesos similares o competidores

Procesos industriales relacionados: otra química, otra tecnología.

  • centrale-bwr

    Reactor de agua en ebullición: el agua hierve directamente en la vasija (~70 bar). Un solo circuito y sin generador de vapor: más sencillo, pero el vapor de la turbina es radiactivo.

  • centrale-candu

    Reactor canadiense de agua pesada (D₂O): puede usar uranio natural sin enriquecer gracias a la absorción neutrónica muy baja del D₂O. Recarga con el reactor en marcha.

  • epr

    Evolución de generación III+ del PWR franco-alemán: 1600-1700 MWe, seguridad pasiva, vida útil de más de 60 años (Flamanville 3, Olkiluoto 3, Hinkley Point C).

  • reacteur-sels-fondus

    Reactor de sales fundidas (generación IV): combustible disuelto en sales de fluoruro líquidas a 700 °C; seguridad intrínseca, mayor rendimiento y menos residuos. Hay demostradores en marcha (TerraPower, Copenhagen Atomics).

Historia y descubrimiento

Año de descubrimiento
1957
Primera implantación industrial
1957
Westinghouse Electric (Shippingport, USA)· Estados Unidos
Fuentes
  • IAEA — Nuclear Power Reactors in the World (PRIS)
  • OECD/NEA — Nuclear Energy Data
  • EDF — La filière REP française
  • ASN — Sûreté des réacteurs à eau pressurisée
  • Westinghouse — AP1000 design control document
Procesos