Small modular reactors research

Reactores Modulares Pequeños
(Small Modular Reactors)
Álvarez Segovia Emiliano
Díaz Ortiz Ana Ximena
Vite Ortega Francisco Guadalupe
Asesor:
Dr. Juan Luis François Lacouture
Estancia II
Marzo-Abril 2021

Tabla de contenido
Lista de figuras 2
Lista de tablas 4
Lista de acrónimos 5
Resumen 6
Abstract 6
Introducción 7
Antecedentes y descripción general 7
Clasificación y ejemplos de los SMR 11
Distribución mundial 22
Beneficios de los SMRs 23
Principales componentes 25
Combustible 28
Sistemas de seguridad 32
Posibles aplicaciones 46
Economía de los SMRs 47
Conclusiones 50
Referencias 51
1

Lista de figuras
Figura 1.Tasas de mortalidad por tipo de energía. (Extraído de Our World in Data) 7
Figura 2. Comparación del tamaño de un SMR con un LWR.(Extraída de What are small modular reactors and
what makes them different?) 10
Figura 3. Reactor DHR400. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 12
Figura 4. Reactor NUWARD.(Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 12
Figura 5. Reactor DMS. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 13
Figura 6. Reactor RITM-200M. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 13
Figura 7. Reactor ABV-6E. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 14
Figura 8. Reactor SHELF. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 14
Figura 9. Reactor GT-MHR. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 15
Figura 10. Reactor PBMR-400. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 15
Figura 11. Reactor HTMR100. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 16
Figura 12. Reactor LFR-TL-X. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 16
Figura 13. Reactor SVBR. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 17
Figura 14. Reactor SEALER. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 17
Figura 15. Reactor Integral de Sales Fundidas. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 18
Figura 16. Reactor smTMSR-400. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 18
Figura 17. Reactor MCSFR. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 19
Figura 18. Reactor Energy Well. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 19
Figura 19. Reactor U-Battery. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 20
Figura 20. Reactor MoveluX. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 20
Figura 21 . Oklo Aurora. (Extraído de World Nuclear Association) 21
Figura 22. Mapa global de la tecnología SMR. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 23
Figura 23. Comparación de los componentes de un reactor PWR convencional y los reactores SMART y
Westinghouse, ambos SMR. (Extraído de international atomic energy agency) 25
Figura 24. Diagrama representativo del uso de la barra de control (Extraída de Control rods schematic.svg) 26
Figura 25. La vasija de presión del reactor (Extraído de Ministerio de Energía de Bielorrusia) 26
Figura 26. Esquema de un generador de vapor. (Extraído de Performance assessment for the water level control
system in steam generator of the nuclear power plant ) 27
Figura 27. Recipiente del reactor integral Westinghouse SMR (Extraído de Modeling Passive Safety in the
Westinghouse Small Modular Reactor: Assessment of Wall Condensation and CMT Natural Circulation) 27
Figura 28. Pellet de uranio (Extraído de Office of Nuclear Energy) 28
Figura 29. Partículas TRISO (Extraído de Office of Nuclear Energy) 28
Figura 30. Guijarros TRISO (Extraído de Office of Nuclear Energy) 28
Figura 31. Esquema de Reactor KP-FHR (Extraído de Advances in Small Modular Reactor Technology
Developments) 30
Figura 32. Esquema del reactor Mk1 PB-FHR y sus componentes. (Extraído de Advances in Small Modular
Reactor Technology Developments) 30
Figura 33. Combustible Fully Ceramic Micro-encapsulated (Extraído de Advances in Small Modular Reactor
Technology Developments) 31
Figura 34. Ensamblaje de combustible del BREST-OD-300 (Extraído de Advances in Small Modular Reactor
Figura 35. Ensamblaje de combustible del LFR-TL-X (Extraído de Advances in Small Modular Reactor
Figura 36. Ensamblaje de combustible del MoveluX. (Extraído de Advances in Small Modular Reactor
Figura 37. Ensamblaje de combustible del SUPERSTAR (Extraído de Core design investigation for a
SUPERSTAR small modular lead-cooled fast reactor demonstrator) 32
Figura 38. Ejemplo de un reactor nuclear pequeño (Extraído de Energy Industry Review) 32
Figura 39. Eliminación de calor del módulo de potencia NuScale durante un apagón prolongado de la
estación (Extraído de NuScale small modular reactor for Co-generation of electricity and water) 33
2

Figura 40. Edificio del reactor NuScale Power para SMR (Extraído de Reactores de potencia. NuScale Power)
34
Figura 41.Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (Extraído de Smaller, cheaper reactor aims to
revive nuclear industry, but design problems raise safety concerns) 35
Figura 42. Vista de un Reactor DMS (Extraído de Progress in Nuclear Energy, Volume 47) 37
Figura 43. RITM-200 (Extraído de OKBM Afrikantov) 38
Figura 44. Vista superior de contención del SHELF. (Extraída de International Atomic Energy Agency,ARIS)
39
Figura 45. GT-MHR posibles rutas de eliminación de calor de descomposición (Extraído de Important
viewpoints proposed for a safety approach of HTGR reactors in Europe) 40
Figura 46. Esquema de trabajo del PBMR (Extraído de Comprehensive Energy Systems Volume 1) 40
Figura 47. Vista alzada de un HTMR (Extraída de HTMR-100 Reactor) 40
Figura 48. Reactor SVBR junto con sus principales componentes. (Extraído de International Conference on
Fast Reactors and Related Fuel Cycles) 40
Figura 49. Vista alzada de un reactor SALER (Extraído de LeadCold, SEALER) 40
Figura 50. Unidad IMSR (Extraído de Integral Molten Salt Nuclear Reactors Could be Deployed in the Next
Decade) 40
Figura 51. Reactor modular de Elysium. (Extraído de Elysium Industries) 43
Figura 52. Componentes del MSR. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 43
Figura 53. Vista lateral de un reactor MSR (Extraído de elysium industries) 43
Figura 54. Reactor Energy Well (Extraído de Centrum výzkumu Řež) 44
Figura 55. Vista del edificio del reactor Energy Well (Extraído de Advances in SMR Technology
Developments) 44
Figura 56. Diseño de la planta de U-Battery. (Extraído de U-Battery) 45
Figura 57. Diseño conceptual de una planta MoveluX. (Extraído de Toshiba Energy Systems) 45
Figura 58. Aplicaciones de los SMRs. (Extraído de Recursos educativos de Energía nuclear de Rincón
educativo del Foro Nuclear) 46
3

Lista de tablas
Tabla 1. Diferencias y similitudes entre los SMR y los LWR. (Extraído de What are small modular reactors
and what makes them different?) 10
Tabla 2. Diseño y estado de SMRs. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 11
Tabla 3. SMRs por país. (Extraído de Advances in SMR Technology Developments) 22
Tabla 4. Comparación de los sistemas de seguridad de la planta de generación actual con el diseño SMR
potencial (obtenida de World Nuclear Association) 34
Tabla 5. Aplicabilidad de los SMRs. (Extraído de Small Modular Reactors: Challenges and Opportunities) 47
Tabla 6. Tecnología nuclear en la actualidad. (Extraído de Small Modular Reactors: Challenges and
Opportunities) 48
Tabla 7. Factores económicos en la comparativa de los SMRs con los LWRs. (Extraído de Small Modular
Reactors: Challenges and Opportunities) 49
4

Lista de acrónimos
SMR Small Modular Reactor
IAEA International Atomic Energy Agency
OIEA Organizaciòn internacional de energía atómica
vSMR Very Small Modular Reactor
MWe MegaWatts eléctricos
IPCC Intergovernmental Panel on Climate Change
IEA International Energy Agency
UCS Union of Concerned Scientists
LEU Low-enriched Uranium
wt% Porcentaje en peso
LWR Light Water Reactor
HWR Heavy Water Reactor
HTGR High Temperature Gas Cooled Reactor
PWR Pressurized Water Reactor
BWR Boiling Water Reactor
CRDM Control Rod Drive Mechanism
OFPU Optimized Floating Power Unit
PBMR Pebble Bed Modular Reactor
HTMR High Temperature Modular Reactor
OTTO Once Through Then Out
LFR Lead-cooled Fast Reactor
TL Transportable Long-lived
LBE Reactor Lead-Bismuth
SEALER Swedish Advanced Lead Reactor
MMR Micro Modular Reactor
TRISO Tri-structural Isotopic
MWt MegaWatts térmicos
HALE-U High-Assay Low-Enriched Uranium
MOX Mixed Uranium-plutonium Oxide
DBC Design Basis Condition
RPV Reactor Pressure Vessel
RHR Residual Heat Removal System
LOCA Loss of Coolant Accident
RP Reactor Plant
SIS Safety Injection System
ECCS Emergency Core Cooling System
MWS Metal-and-Water Shielding
RCCS Reactor Cavity Cooling System
HX Heat Exchanger
RV Reactor Vessel
DHRS Decay Heat Removal System
IRVACS Internal Reactor Vessel Auxiliary Cooling System
FCM Fully Ceramic Micro-encapsulated
RCS Reactor Coolant System
NSSS Nuclear Steam Supply System
NPP Nuclear Power Plant
ABWR Advanced Boiling Water Reactor
LCOE Levelized Cost of Electricity
5

Resumen
Los reactores modulares pequeños ya habían sido desarrollados anteriormente en la década de
1950, pero recientemente, con el incremento de la población y por lo tanto el incremento de
la demanda de energía eléctrica, se les empezó a dar importancia por sus múltiples
aplicaciones. En este trabajo se investigó y se recopiló información acerca de los reactores
modulares pequeños, sus características como su seguridad, el tipo de combustible que
utilizan, sus principales componentes como el núcleo, el presurizador, el generador de vapor,
la vasija y los sistemas de control, y por qué pueden ser una buena opción en estos tiempos
en los cuales el cambio climático se ha convertido en un tema de suma importancia a tratar;
además, se trató su impacto en la economía, y el por qué esta tecnología podría ser redituable
en un futuro cercano. En este documento, en varias ocasiones se compara esta tecnología con
la tecnología existente de reactores PWR y BWR; además, contiene tablas con estas
diferencias o imágenes que muestran de forma gráfica cómo es posible compactar muchos de
los sistemas. También es posible identificar dos categorías de reactores modulares pequeños,
una extraída del libro “Advances in Small Modular Reactor Technology Developments”, del
cual se basa la mayoría de la información en este documento y cuya categorización se toma
como referencia para los ejemplos presentados, y algunos componentes como la seguridad y
el combustible, y otra extraída del documento “Small Modular Reactors: Challenges and
Opportunities”. De igual manera se presentan muchos de los beneficios que estos reactores
ofrecen.
Abstract
Small modular reactors had already been developed previously in the 1950s, but recently,
with the increase in population and therefore the increase in the demand of electricity, they
began to be important due to their multiple applications. In this work, information was
investigated and collected about small modular reactors, their characteristics such as their
safety, the type of fuel they use, their main components such as the core, the pressurizer, the
steam generator, the vessel and the control systems, and why they can be a good option in
these times in which climate change has become an issue to be addressed; in addition, their
impact on the economy was discussed, why this technology could be profitable in the near
future. In this document, on several occasions, this technology is compared with the existing
PWR or BWR technology, furthermore, it contains tables with these differences or images
that show graphically how it is possible to compact many of the systems. It is also possible to
identify two categories of small modular reactors, one extracted from the “Advances in Small
Modular Reactor Technology Developments” book, from which most of the information in
this document is based and whose categorization is taken as a reference for the examples and
some components, such as safety and fuel, and the other extracted from the document “Small
Modular Reactors: Challenges and Opportunities”. In the same way, many of the benefits
that these reactors offer are depicted.
6

Introducción
El constante crecimiento poblacional, que trae consigo fenómenos como la urbanización,
industrialización y mejoras en la calidad de vida, ocasiona una mayor demanda energética, lo
cual ha dado como resultado emisiones alarmantes de gases de efecto invernadero que han
provocado que las consecuencias del cambio climático sean más notorias año con año. Esto
ha hecho necesario redoblar esfuerzos en la búsqueda y aplicación de energías que no sean
contaminantes, teniendo como principales fuentes energéticas los siguientes ejemplos: la
solar, eólica, mareomotriz, nuclear, entre otras. Esta última, la nuclear, se caracteriza por sus
nulas contribuciones en gases de efecto invernadero, además de su alta capacidad energética
y su constante producción que no depende de condiciones climáticas. En los últimos años ha
ido en aumento el interés en mejorar los procesos termonucleares por lo que se han
modernizado las centrales nucleoeléctricas, haciéndolas más seguras y eficientes. Por otro
lado, se ha enfatizado en los reactores modulares pequeños que son una solución novedosa a
la compactabilidad, permitiendo el transporte y haciendo accesible económicamente la
producción de electricidad por medio de fisión. Estás principales mejoras son las que hacen a
estos tipos de reactores más competitivos en numerosos ámbitos y en especial en territorios
con poco acceso a la electricidad o en condiciones más pobres, además de poseer
características de seguridad inherentes, de simplificación y estandarización que podrían hacer
que la capacidad nuclear sea mucho más fácil y más económica de desplegar, y de avances en
términos de la flexibilidad general de la energía nuclear para hacer frente a las futuras
necesidades energéticas.
El presente reporte intenta proveer una visión general sobre los diferentes tipos de reactores
modulares pequeños que actualmente existen y los que están siendo desarrollados en niveles
de investigación, se encontrará información básica sobre 18 distintos reactores pertenecientes
a seis categorías, haciendo hincapié en sus componentes, combustibles utilizados y sistemas
de seguridad. Se analizarán los aspectos económicos de este tipo de reactores ofreciendo el
panorama actual. Además, se proporcionará una descripción completa para evaluar las
oportunidades, y lo que es más importante, los principales desafíos que tienen que superar
para lograr un desarrollo a gran escala y competitividad económica. Este documento se
realizó con el objetivo de recopilar la información más relevante acerca de esta tecnología y
ponerla al alcance de todos aquellos interesados en el área, específicamente a los estudiantes
que se orienten a las aplicaciones de la ingeniería nuclear, para que con esto puedan conocer
la diversidad de opciones que hay actualmente alrededor del mundo y, así, encuentren una
oportunidad de mejora en este amplio campo.
Antecedentes y descripción general
El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) define como pequeños a los
reactores que trabajan a menos de 300 megawatts eléctricos (MWe1
) y como medianos a los
que trabajan entre 300 y 700 MWe incluidas muchas unidades operativas del siglo XX.
1
El MWe bruto indica la potencia producida por la turbina de vapor y el generador adjuntos y también tiene en
cuenta la temperatura ambiente del circuito del condensador.
7

Ambos son denominados reactores pequeños y medianos (SMR por sus siglas en inglés), sin
embargo, SMR se usa más comúnmente como un acrónimo de reactor modular pequeño,
diseñado para construcciones en serie y colectivamente para comprender una gran central
nuclear. El OIEA también propone una subcategoría de reactores muy pequeños Very Small
Modular Reactor (vSMR) para unidades de menos de 15 MWe, especialmente para
comunidades remotas [1].
Los reactores modulares pequeños no son un concepto nuevo, las superpotencias mundiales
los han estado utilizando durante mucho tiempo para impulsar embarcaciones navales de
forma segura recorriendo millones de kilómetros sobre y debajo de los océanos desde la
década de 1950 [2]. En tierra, los gobiernos tradicionalmente optan por grandes instalaciones
nucleares, lo que trae ciertas complicaciones como es su construcción: las plantas nucleares
tardan muchos años en construirse, normalmente alrededor de una década [3], el costo de
construcción puede ser de aproximadamente $9 mil millones de dólares por unidad, según un
informe de Union of Concerned Scientists (UCS) de 2009 [4].
Otro punto más es la constante preocupación de la ciudadanía acerca de su seguridad ya que
estas tienen que ubicarse a las afueras de las ciudades. Sumado a estas implicaciones, se
encuentran eventos como el ocurrido en Fukushima en 2011, dando un fuerte golpe a la
industria nuclear, dejando a entender que la energía nuclear no es segura y tendría grandes
consecuencias en el medio ambiente. Afortunadamente, se han mostrado pruebas estadísticas
y desde un punto de vista operacional, que esto no es así ya que si comparamos las tasas de
mortalidad por fuente de energía se podrá decir que la energía nuclear es segura ya que los
datos nos muestran que 25 personas morirían prematuramente cada año por carbón;18
personas morirían prematuramente cada año por petróleo; 3 personas morirían
prematuramente cada año por gas; nuclear: en un año promedio nadie moriría ya que su tasa
de mortalidad es de 0.07 muertes por Tera watt-hora, lo que significa que pasarían 14 años
antes de que una sola persona muriera; viento: en un año promedio, nadie moriría; pasarán 29
años antes de que alguien muera; energía hidroeléctrica: en un año promedio, nadie moriría;
pasarán 42 años antes de que alguien muera; solar: en un año promedio, nadie moriría, solo
cada 53 años antes de que alguien muera [5]. Esto se puede mostrar de manera clara en la
figura 1.
El Intergovernmental Panel on Climate Change (IPCC) ha advertido la necesidad de reducir
las emisiones de CO2 para el año 2030 para poder evitar consecuencias catastróficas, por lo
que en años recientes se ha visto de manera importante el papel de la energía nuclear para
poder llegar a proporcionar una ayuda hacia la reducción de las emisiones de CO2 a la
atmósfera. Según la International Energy Agency (IEA) y su director, el Dr. Fatih Birol, se ha
hecho énfasis en la energía nuclear gracias a una publicación en 2019 titulada: Nuclear
Power in a Clean Energy System, la cual menciona: “la energía eólica y solar necesitan
desempeñar un papel mucho más importante para que los países cumplan los objetivos de
sustentabilidad, pero es extremadamente difícil que lo cumplan sin la ayuda de la energía
nuclear, esto ha dado pie a la construcción de nuevas centrales nucleares y fomentar el
desarrollo de nuevas tecnologías nucleares”.
8

Figura 1. Tasas de mortalidad por tipo de energía. [6]
Una característica esencial es que debido a las pequeñas potencias unitarias y a su carácter
modular es posible producir estos reactores en fábrica con las ventajas que supone en cuanto
a calidad de fabricación, facilidad de homologación y estandarización, envío al
emplazamiento ya completos y listos para alcanzar la potencia deseada añadiendo unidades
modulares y ensamblando la salida de vapor u otro fluido activo al ciclo turbina-generador.
[5]. En general, los diseños de los SMR se basan en simplicidad de su diseño, la economía de
escala asociada a la producción en fábrica, el ahorro de capital y tiempo de construcción con
el menor número de errores y cambios durante la instalación en el emplazamiento.
El gran potencial de estos reactores se puede resumir en los siguientes factores [7]:
❖ Pequeña potencia y carácter modular, que permiten la casi totalidad de su
construcción en el ambiente controlado de una fábrica y su instalación posterior en el
emplazamiento, módulo a módulo, mejorando así el nivel de calidad y eficiencia del
proyecto.
❖ Flexibilidad de potencia para adaptarse a países con redes menos malladas y potentes.
❖ Gestión independiente de los módulos para mantenimiento y parada de recarga,
mientras los demás permanecen en servicio.
❖ Menores necesidades de agua de refrigeración.
❖ Posibilidad de enterrar parcial o totalmente los módulos para mejorar su seguridad, en
particular su resistencia a ataques aéreos y mejorar su integración en el entorno.
❖ Permiten otros usos, como en plantas de desalación de agua de mar o en ubicaciones
remotas.
Para una mayor comprensión en qué tan diferentes resultan este tipo de reactores en
comparación con los que se están utilizando a gran escala en el presente, se muestra la
siguiente tabla, la cual muestra una comparativa específica de los SMR con los reactores de
agua ligera (LWR, por sus siglas en inglés) [8].
9

Tabla 1. Diferencias y similitudes entre los SMR y los LWR [8].
SMR LWR
Cero emisiones de carbono de la producción de
energía.
Cero emisiones de carbono de la producción de
energía.
90% de capacidad energética. 90% de capacidad energética.
Diseño compacto (parcialmente subterráneo). Diseño de planta a nivel del suelo.
Fabricado en una fábrica. Fabricado en el sitio.
3 a 5 años de construcción. 6 a 12 años en construcción.
Zona de planeación de emergencia en un radio
de 2 km.
Zona de planeación de emergencia en un radio
de 16 km.
Características de seguridad pasiva. Intervención del operador de seguridad
automático.
$1-3 miles de millones de dólares. $6-12 miles de millones de dólares.
Reduce el gasto en combustible. Residuos en la forma de ensambles de
combustible gastado.
Reduce requerimientos de combustible con la
siguiente línea de tecnología.
Requerimientos de combustible estándar.
En cuanto a una de las mayores diferencias que puede notarse en el tamaño de estos dos tipos
de reactores encontramos que, en comparación, sus tamaños respectivos son los mostrados en
la siguiente figura.
Figura 2. Comparación del tamaño de un SMR con un LWR.[9]
10

Clasificación y ejemplos de los SMR
En el documento Advances in Small Modular Reactor Technology Developments del OIEA,
se categoriza a los SMR en seis tipos:
1. Reactores refrigerados por agua (base-tierra)
2. Reactores refrigerados por agua (base-marina)
3. Reactores refrigerados por gas a altas temperaturas
4. Reactores del espectro de neutrones rápidos
5. Reactores de sales fundidas
6. Reactores de tamaño micro
La tabla 1 da a conocer las seis categorías de SMR, así como su diseño, la cantidad de
reactores existentes y en qué estado de operación se encuentran.
Tabla 2. Diseño y estado de SMRs [10].
Tipo de SMR Diseño de
tecnología
Cantidad Operación
Refrigerado por
agua-base en tierra
De dos tipos, Light
Water Reactor (LWR) y
Heavy Water Reactor
(HWR)
25, de compresor
integrado, compacto y
bucle.
A inicios del 2023.
Refrigerado por
agua-base marina.
Montados en barcazas o
sumergibles.
6, algunos en barcos
rompehielos nucleares.
En mayo de 2020.
Refrigerado por gas a
altas temperaturas
Tipo modular: High
Temperature Gas Cooled
Reactor (HTGRs) de
Cuarta Generación.
11, incluyendo el High
Temperature Reactor
(HTR-PM) y de prueba.
En el año 2021.
Espectro de neutrones
rápidos
Utilizan distintos
refrigerantes como sodio
y metales pesados
líquidos y helio en gas.
11, entre ellos el
BREST-OD-300.
En el 2026.
Sales fundidas Cuarta Generación con
un sistema avanzado de
refrigeración.
Existen alrededor de 10
unidades.
Actualmente en
funcionamiento.
Tamaño micro Generar energía eléctrica
de 10 MW.
6, de HTGR y que usan
tubos para transportar
calor.
Estudios emergentes.
Se seleccionaron tres reactores principales, de estos, se logró encontrar su descripción, junto
con su objetivo de aplicación, características principales de diseño donde destacan la
filosofía, principales sistemas como el de suministro de vapor, el núcleo del reactor, el control
de la reactividad, la vasija de presión y el generador de vapor. Además, se encontraban las
características de seguridad que incluyen los sistemas de seguridad, la planta de seguridad y
el desempeño operacional, la instrumentación y el control de sistemas, así como el plan de
diseño, el estado de la licencia, el ciclo de combustible, el plan de disposición de residuos y
los hitos de desarrollo.
11

Categoría 1: Refrigerado por agua (base tierra) SMRs.
Esta categoría representa SMR de enfriamiento por agua, de varias configuraciones
provenientes de los LWR y los HWR para aplicaciones en tierra y para aplicaciones sin
conexión a la red. Estos diseños representan la tecnología madura considerando que la
mayoría de las grandes plantas que se encuentran hoy en día en operación son reactores de
enfriamiento por agua. Existen alrededor de 25 de estas tecnologías en 12 países Miembros
del OIEA, descritos en Advances in Small Modular Reactor Technology Developments
integrados por PWR de compresor integral, PWR compactos, PWR de bucle, BWR, del tipo
CANDU, y reactores de piscina para calentamiento urbano.
DHR400 (Reactor de Calefacción Urbana) de China.
Tiene una energía térmica de 400 MW, operando a presión
atmosférica a bajas temperaturas. Sus principales aplicaciones son
para desalinización de agua y producción de radioisótopos. Se
encuentra diseñado acorde al reactor de investigación de piscina,
además, adaptado con una estructura simplificada con mantenimiento
conveniente, altamente automatizado que reduce operaciones para
asegurar la seguridad y mejorar la economía. Cuenta con un núcleo
de 69 ensambles combustibles de UO₂ operando 150 días al año.
Además, posee dos sistemas de refrigeración, el principal y el
secundario. Utiliza 8 platos de intercambiadores de calor cuyo
sistema de calor residual se divide en dos, 2.4 MW en la piscina de
circulación natural y 4 MWen la piscina exterior con circulación
forzada. Sus características de seguridad incluyen un gran volumen
de agua en la piscina del reactor, dos sets de sistemas de apagado del
mismo, sistemas de enfriamiento del agua de la piscina y un sistema
de eliminación del calor de decaimiento.
Figura 3. Reactor DRH400. [10]
NUWARD (PWR Integral) de Francia.
Desarrollado como un SMR de Tercera Generación para
generar un total de 340 MW provenientes de dos módulos
independientes para ofrecer operación flexible. Con un
sistema de suministro de vapor y una vasija de presión,
instalados dentro de un contenedor de acero sumergido en
la pared de agua subterránea. Tiene una fácil integración a
la red eléctrica. Está integrado con el sistema primario de
enfriamiento para asegurar la seguridad, además, contiene
en una vasijaúnica tanto los componentes del sistema
refrigerante del reactor principal como los generadores de
vapor, el presurizador y el Control Rod Drive Mechanism
(CRDM). Su núcleo tiene 17x17 ensambles de UO₂ con un
intervalo de recarga de 24 meses.
Figura 4. Reactor NUWARD. [10]
12

DMS (Simplificador modular) de Japón.
Es un reactor pequeño-mediano que a grandes rasgos funciona
como un BWR con una capacidad de 840 MW o de 300 MW. El
calor producido en el núcleo es removido por circulación natural
por lo que se eliminan las bombas y sus fuentes de alimentación de
potencia. Debido a esto, los internos del reactor y algunos sistemas
han sido simplificados. Sus principales características tienen que
ver con la simplificación de sistemas y equipos. Pueden ser
utilizados en regiones remotas dando un uso no eléctrico de energía
como calefacción urbana, minas y desalinización. Su sistema de
abastecimiento de vapor es cíclico donde el vapor generado en el
núcleo va directamente hacia la turbina. Su núcleo está cargado con
400 ensambles de combustible utilizando UO₂ con una densidad
del núcleo de 44 MW/m² y cuenta con un periodo de recarga de 24
meses.
Figura 5. Reactor DMS [10]
Categoría 2: Refrigerado por agua (base marina) SMRs.
Esta categoría presenta conceptos que pueden ser desplegados en aplicaciones marinas, ya
sea como unidad de potencia flotante montada en alguna barcaza o como unidad de potencia
sumergible. Su aplicación tan única permite opciones flexibles de implementación. El primer
SMR conectado a la red pertenece a esta categoría, con el despliegue del KLT-40S
denominado Academia Lomonosov, como una planta nuclear flotante en Pevek. La
Federación Rusa inició con su operación comercial en mayo de 2020.
RITM-200M de Rusia.
El KLT-40S y el RITM-200 son lo más moderno dentro de las líneas
de los SMRs, teniendo incorporado lo mejor de sus predecesores. Se
encuentran disponibles para implementación comercial a mediano y
largo plazo, y la mejora en éste es que la recarga de combustible se
incrementó hasta 10 años. El diseño fue realizado para las
instalaciones del Optimized Floating Power Unit (OFPU) donde
existen dos reactores que proveen electricidad a consumidores
domésticos e industriales. Este reactor hace posible aumentar la
salida eléctrica en un 40% y reduce sus dimensiones en un 45% así
como la masa en un 35% con respecto al KLT-40S. Contiene 4
generadores de vapor integrados con la vasija de presión del reactor,
cuenta con 4 bombas para la circulación principal y un presurizador.
Su sistema de enfriamiento está basado en la circulación forzada
durante la operación normal. Contiene un casete enriquecido para
asegurar la operación a largo plazo sin realizar un reabastecimiento
de UO₂ y cumple con los requisitos internacionales de no
proliferación. Su núcleo consiste en 241 ensambles con
enriquecimiento del 20%.
Figura 6. Reactor RITM-200M [10]
13

ABV-6E de Rusia.
Es una planta nuclear que produce 14 MW y 6 MW en modo de
cogeneración o 9 MW en modo de condensación. Su diseño fue
desarrollado en base a los PWR, el principal objetivo es desarrollar
pequeños astilleros, transportables y multipropósitos que puedan
funcionar de 10 a 12 años sin reabastecerse en plataformas de
atraque o en la costa. Está diseñado con la capacidad de potenciar
una unidad flotante que, dependiendo de las necesidades de la región
pueda proveer la cogeneración de calor y energía o pueda ser usado
en otras aplicaciones. Su diseño incorpora un circuito primario con
circulación natural del primer refrigerante, retroalimentación
negativa con inercia térmica mejorada, sistemas de seguridad
pasivos y auto-activados, incremento de la resistencia para eventos
extremos externos y errores del personal, uso de combustible con
enriquecimiento de casi el 20% y opera en condiciones de 16.2 MPa.
El núcleo comprende 121 ensambles hexagonales de UO₂ casete.
Figura 7. Reactor ABV-6E [10]
SHELF de Rusia.
Este reactor puede serla fuente de poder local en una
comunidad remota y difícil de localizar, generando
6.6 MW. Puede desarrollarse de dos formas:
- Conteniendo todos los componentes del reactor.
- Con la cápsula que además incluye el generador de
turbina, el control remoto y automático, sistema de
monitoreo y protección de la regulación de salida de
potencia.
Puede usarse flotante o sumergible, su diseño es
similar a las plantas nucleares de propulsión, su
utilización incluye la costa ártica. Su núcleo de UO₂
consiste en 163 ensambles hexagonales.
Figura 8. Reactor SHELF [10]
Categoría 3: Refrigerado por gas a altas temperaturas SMRs.
Esta parte provee información delos HTGR modulares endesarrollo y enconstrucción. La
mayoría se encuentran en desarrollo o enla etapa de construcción. Proveen altas temperaturas
(arriba de los 750°C) que pueden ser utilizadas para una mayor y más eficiente generación de
energía eléctrica, una gran variedad de aplicaciones industriales, así como para la
cogeneración. El HTR-PM es considerado como el siguiente SMR que podrá ponerse en
operación en el 2021 en China, además de los HTGR que son reactores de prueba que han
estado en operación en Japón y China los últimos 20 años.
14

GT-MHR de Rusia.
El reactor modular con turbina de gas helio combina un
HTGR con un ciclo de conversión Brayton para producir
electricidad a una alta eficiencia. Como la unidad del reactor
puede producir altas temperaturas del refrigerante, el sistema
modular del reactor puede producir hidrógeno eficientemente
por medio de electrólisis o división termoquímica del agua.
Utiliza varios esquemas de conversión, como lo son un ciclo
de turbina de gas, un ciclo de turbina de vapor y un circuito
que suministra calor para aplicaciones industriales. El diseño
modular del reactor produce un amplio rango de 200 a 600
MW; en sí, el sistema contiene una turbina de gas, un
generador de electricidad y un compresor de gas. Su objetivo
de seguridad es proveer la capacidad de remover el calor de
decaimiento del núcleo por medios pasivos de transferencia
de calor sin el uso de ningún sistema activo de seguridad. El
combustible es de partículas recubiertas por una capa de
pirocarbono seguido de una capa más densa
Figura 9. Reactor GT-MHR [10]
PBMR-400 (Pebble Bed Modular Reactor) de Sudáfrica.
Su diseño está basado en el HTR alemán, que puede alojar otros módulos
acorde a la demanda, además puede usarse como central de carga base o
de seguimiento, configurado con respecto a la demanda necesaria. Este
diseño está siendo desarrollado desde 1996 siendo el que mejor
evolucionó de 200 a 400 MW con un núcleo anular, se encarga de
producir electricidad a una alta eficiencia por medio de un ciclo Brayton
empleando una turbina de gas de helio. Funciona con un lecho de bolas de
grafito con un esquema de alimentación multi-pase, siendo el refrigerante
helio a altas temperaturas. Su núcleo contiene aproximadamente 452,000
esferas de combustible donde los elementos frescos son añadidos en la
parte superior del reactor mientras que las esferas utilizadas son
removidas en el fondo para así poder mantener el reactor a máxima
potencia; en promedio, las esferas se recirculan unas 6 veces dentro del
reactor. Todo esto se encarga de reducir los picos de potencia y
temperaturas máximas del combustible en operación normal además de
condiciones de pérdidas de enfriamiento. El kernel de combustible es UO₂
enriquecido que está recubierto por una capa porosa de pirocarbono, una
más densa del mismo material, seguido por una de carburo de silicio y
otra de pirocarbono. El ciclo que utiliza es cerrado, donde el helio es el
refrigerante usado para transportar directamente el calor del núcleo a la
turbina, proponiendo beneficios de simplificación, con el potencial de
bajar los costos tanto de capital como los operacionales.
Figura 10. Reactor PBMR-400 [10]
15

HTMR100 de Sudáfrica.
Es un reactor de lecho de bolas con un gas refrigerante a altas
temperaturas, moderador de grafito y refrigerado por flujo forzado
de helio. Su diseño es para producir vapor de buena calidad que se
encuentra acoplado a un generador de vapor para obtener 35 MW.
El vapor también puede usarse en una amplia variedad de
aplicaciones de cogeneración. También podría ser utilizado para
proveer energía de alta temperatura para procesos de calefacción.
Puede suministrar energía directamente a la red y de manera
autónoma. El esquema Once Through Then Out (OTTO) lo lleva
a una mejora del costo-eficiencia del manejo del sistema del
combustible. La unidad del reactor consiste en una vasija de
presión de acero, un barril de núcleo también de acero, bloques
reflectores de grafito, varillas absorbentes de neutrones, tubos
guía, mecanismos de manejo e instrumentación de válvulas. La
vasija está diseñada para soportar 4 MPa de presión mientras que
la estructura de grafito permite la expansión tanto diferencial
como volumétrica debido a la temperatura e incluso a la distorsión
inducida por la fluencia de neutrones. Los elementos del
combustible son esferas en las que las partículas
TRISO-recubiertas se distribuyen aleatoriamente dentro de la
matriz de grafito, puede utilizar varios tipos de combustible.
Figura 11. Reactor HTMR100 [10]
Categoría 4: Espectro de neutrones rápidos SMRs.
LFR-TL-X (Lead-cooled Fast Reactor y Transportable Long-lived) de Luxemburgo.
Es un concepto de innovación que abarca una familia de SMRs
enfriados por plomo fundido; en el nombre la X es un número
que va acorde a los MW obtenidos, y puede ser de un valor de 5,
10 o 20. El objetivo conceptual de su diseño es verificar hasta
qué extensión es posible aplicar simplificaciones utilizadas en
diseños anteriores para tener un reactor muy pequeño con un
nivel similar de compacidad. Los usos que se le pueden dar son:
para localidades sin interconectividad a la red, plataformas
petroleras en la costa, minas, islas y propulsión naval. Es un
reactor rápido de tipo piscina con todos los componentes
primarios instalados dentro de la vasija del reactor. Su núcleo es
monolítico, con un haz cilíndrico de pines arreglados en una
malla triangular que debe ser removido del todo para ser
reemplazado con un núcleo fresco en una instalación
centralizada. El combustible considerado es uranio poco
enriquecido en su forma de metal u óxido, aunque combustibles
más avanzados como nitruros o carburos pueden considerarse.
Figura 12. Reactor LFR-TL-X [10]
16

SVBR de Rusia.
Es un reactor modular rápido multipropósito con refrigerante de
Plomo-Bismuto con una potencia equivalente de 100 MW. Esta
tecnología ha sido utilizada por la Federación Rusa en diversos
submarinos nucleares y se caracteriza por ser de Cuarta
Generación. Su capacidad va de los 100 hasta los 600 MW
creando las condiciones para satisfacer los requerimientos de
los consumidores en sectores de la industria atómica, creando
plantas nucleares y plantas de cogeneración de baja y media
capacidad, además puede usarse en sistemas de desalinización
nuclear. Su diseño está basado en la experiencia operacional del
Reactor Lead-Bismuth (LBE) para aplicaciones de submarinos
de propulsión. Tiene una mejora inherente en su protección y
seguridad pasiva, posibilidad de operar con distintos
combustibles en diversos ciclos con un diseño compacto y una
máxima disponibilidad de fábrica del reactor. Su núcleo opera
sin reabastecimiento parcial cuya configuración permite una
menor densidad de potencia comparado con los submarinos
nucleares.
Figura 13. Reactor SVBR [10]
SEALER (Swedish Advanced Lead Reactor) de Suecia.
Fue diseñado para satisfacer las demandas de potencia comercial
de zonas árticas de Canadá, por lo que puede ser comercialmente
viable ya que también puede ser instalado dentro de las minas
reduciendo costos y haciendo más rentables los minerales
inferiores. La instalación de este tipo de reactores podría proveer
una completa seguridad pasiva en el campo de la minería ártica.
Entre sus mejoras se incluye la simplificación del ciclo de
combustible con un núcleo de larga duración, y el uso de
combustible de dióxido de uranio con enriquecimiento menor al
20%. Se reduce el costo de sistemas de seguridad por medio de la
combinación de la vasija sellada y localizando el núcleo bajo
tierra. La segunda provisión ofrece un sitio para la carga de
combustible y refrigerante durante una ventana de tiempo para que
puedan entregar mediante la transportación segura en mar abierto.
Fue diseñado con el menor núcleo posible que obtiene la criticidad
con neutrones de espectro rápido, y consiste en 19 ensambles de
combustible, 12 de control, 6 de apagado, 24 de reflector y 24 de
blindaje.
Figura 14. Reactor SEALER [10]
Categoría 5: Sales fundidas SMRs.
Este tipo de reactores promete muchas ventajas incluyendo la mejora en la seguridad debido a
las propiedades inherentes de las sales con un sistema de refrigerante de una sola fase a bajas
presiones que elimina la necesidad de grandes contenedores, un sistema de altas temperaturas
17

que resulta en un sistema altamente eficiente y un ciclo flexible de combustible. Muchas de
sus actividades se encuentran bajo licencias preliminares en los Estados Unidos y Canadá.
Reactor Integral de Sales Fundidas de Canadá.
Es un SMR térmico de 440 MW que combina una vasija del reactor
completamente sellada con bombas integrales, intercambiadores de
calor y barras de apagado, todos montados dentro de una sola vasija del
núcleo. Esta es reemplazada únicamente al término de su vida útil
(normalmente de 7 años). Esta planta está diseñada para acomodar
varios usuarios de carga desde la base hasta el seguimiento, así, al
utilizar un solo núcleo modular y reemplazable se pueden alcanzar altos
niveles de confiabilidad. Ha sido específicamente diseñado para
fabricación industrial, sus componentes son pequeños y transportables
por carretera, su núcleo está diseñado para un período corto de vida que
permite a las líneas de fabricación producir unidades semi-automáticas
como las líneas de producción de motores de aviones. La tecnología del
reactor emplea una sal derretida de fluoruro que a su vez sirve como
refrigerante primario que circula en medio de un núcleo moderado de
grafito e intercambiadores primarios de calor.
Figura 15. Reactor Integral de Sales Fundidas [10]
smTMSR-400 de China.
Una ruta de desarrollo de tres pasos fue propuesto para realizar la cría
de torio-uranio en un reactor de sal fundida con capacidad de 400
MW, que demuestra la factibilidad del uso del ciclo de combustible
del torio y verifica sus propiedades de conversión. Este sistema
demuestra la seguridad altamente intrínseca y la confiabilidad de la
ingeniería de este tipo de reactores, como el apagado por la
retroalimentación negativa por altas temperaturas y el drenado de la
sal de combustible, además de los sistemas de remoción pasiva de
calor residual. Fue diseñado como un conversor de torio y un
quemador in situ accionado por uranio poco enriquecido. Después del
reprocesamiento en lote tanto el torio como el uranio pueden ser
reciclados en un nuevo reactor para minimizar la masa del
combustible gastado. Puede utilizarse como una fuente de calor de
alta temperatura que no solo puede ser utilizada para generación de
energía, pero puede satisfacer diversas necesidades como
desalinización de agua de mar, abastecimiento de calor, obtención de
hidrógeno, etc. Su módulo fue diseñado como una estructura de bucle
compacta con el núcleo del reactor, con tres intercambiadores de
sal/calor, que puede llenarse con sales de LiF-BeF2- ZrF4-ThF4 -UF4
y cientos de bloques prismáticos de grafito.
Figura 16. smTMSR-400. [10]
18

Molten Chloride Salt Fast Reactor de Estados Unidos.
Tiene una configuración modular en su construcción que
permite el cierre del ciclo de combustible promoviendo la
seguridad pasiva, confiabilidad, resistencia a la
proliferación y generación de energía amigable con el
ambiente. El combustible es parte del líquido del
intercambiador de calor del fluido eutéctico con calor
directamente depositado en el líquido
combustible/refrigerante. Está diseñado para producción
doméstica y exportación que utiliza combustible gastado
nuclear, plutonio o uranio agotado. Fue diseñado con base
en reactores de agua, de metales líquidos, de gas y tubos
de calor. Su núcleo es de sal pura, excepto por canal
paralelo (downcomer) al núcleo situado en el borde, y la
válvula baja es el borde del núcleo con un reflector radial.
Figura 17. MCSFR de 10/100 a 500 MW [10]
Categoría 6: Tamaño micro SMRs.
Un desarrollo sin precedentes surge con la tendencia de los SMRs muy pequeños, diseñados
para generar electricidad de hasta 10 MW con diversos tipos de refrigerantes. Muchos
diseños se encuentran bajo desarrollo de licencias en Canadá y los Estados Unidos con
despliegues preparados en el corto plazo. En el año de 2019, una aplicación de sitio fue
admitida por el Global First Power para un solo reactor modular usando tecnología Micro
Modular Reactor (MMR). Estos microreactores están sirviendo como un futuro nicho de
electricidad y mercados de calefacción urbana en regiones remotas, minería, industrias y
pescaderías que por décadas han servido como plantas de potencia a base de diésel.
Energy Well de la República Checa.
Es un micro reactor de fluoruro de alta
temperatura de 20 MW bajo desarrollo dentro
de la tecnología de sales fundidas. El diseño
tiene intención de funcionar en áreas remotas
como fuente energética a largo plazo y fuente
de calor. Se encuentra siendo enfocado en
operación remota y en poblaciones pobladas
para así garantizar la producción de
electricidad, calor e hidrógeno como
almacenamiento de energía. El propósito es
proveer una fuente de energía estable y limpia.
Adopta un ciclo de 7 años con un diseño del
núcleo de 19 ensambles hexagonales con
combustible Tri-structural isotopic (TRISO).
Figura 18. Energy Well [10]
19

U-Battery del Reino Unido.
Es un HTR modular avanzado capaz de proveer un
sistema de bajo costo y eficiencia baja en carbono
integrado localmente con fuente de poder confiable y
calor para industrias intensivas en energía y
locaciones remotas. Es un reactor multipropósito que
consiste en un bloque estandarizado acoplado a una
interfaz de uso que utiliza la energía contenida dentro
del refrigerante de nitrógeno. Su núcleo anular y
prismático se compone de 12 columnas de
combustible cada una con 5 elementos de grafito
apilados en un arreglo lobulado.
Figura 19. Reactor U-Battery [10]
MoveluX de Japón.
Es un reactor movible para uso local en X mercado, siendo un
reactor multipropósito de 10 MW. Utiliza tubos de calor como
refrigerante primario del núcleo, lo que promueve la
seguridad pasiva. Utiliza uranio bajamente enriquecido
(menor al 5%) que mejora la seguridad nuclear y la no
proliferación. El material moderador es necesario para reducir
el tamaño del núcleo, que en este caso es hidruro de calcio
capaz de operar hasta 800°C. Puede utilizarse tanto para
producir electricidad como calor e hidrógeno, y ya que el
sistema puede instalarse en lugares remotos el calor puede ser
utilizado en plantas químicas y molinos de acero. Además, es
capaz de proveer de 3 a 4 MW para usarse de forma
autónoma sin conexión a la red. Su núcleo consiste en el
combustible, moderador, tubos de calor y aparatos de control,
en el núcleo, el silicio de uranio y el hidruro de calcio son
utilizados como materiales moderadores.
Figura 20. Reactor MoveluX [10]
Existen otras dos categorías de SMRs que son: Reactores Homogéneos Acuosos (AHRs) y
Microreactores de Tubos de Gas, los primeros tienen el combustible mezclado con un
moderador líquido, típicamente se utiliza nitrato de uranio mínimamente enriquecido en
solución acuosa. Cerca de 30 de estos reactores han sido construidos y tienen la ventaja de ser
autorregulados y tener los productos de fisión continuamente removidos por la recirculación
del combustible, algunas de sus aplicaciones posibles son para programas espaciales y como
fuente portátil de neutrones de alta intensidad.
En el 2006 se publicó un estudio que probó que los reactores de fisión térmicos posibles a
realizar sería, específicamente, un AHR esférico potenciado por una solución de
20

Am-242m(NO3)3 en solución acuosa. Su masa sería de 5 kg aproximadamente con 0.7 kg de
la solución y su diámetro de 19 cm. Su potencia de salida sería de apenas algunos kW.
Los segundos utilizan un fluido en numerosos tubos de acero horizontales sellados para
conducir el calor del combustible del núcleo hacia el condensador externo con un
intercambiador de calor. No es necesaria la utilización de bombas para efectuar el continuo
flujo interno de vapor / líquido isotérmico a menos de la presión atmosférica. El principio es
bien establecido a pequeña escala, pero como un metal líquido es usado como fluido el
reactor se eleva a unos cuantos MW, existe un gran coeficiente de reactividad de temperatura
negativo. El trabajo experimental para estos reactores para el espacio ha alcanzado los 100
kWe usando sodio como fluido. Los microrreactores pueden tener espectros de neutrones
rápidos, epitermales o térmicos, pero por encima de 100 kWe generalmente son reactores
rápidos.
Actualmente, la empresa Oklo se está encargando de desarrollar un reactor rápido de 1.5
MWe utilizando combustible metálico HALEU U-Zr basado en el del EBR-II, pero con
menor quemado. Está diseñado para funcionar hasta 20 años antes de recargar combustible.
Es inherentemente seguro, con un gran coeficiente de reactividad de temperatura negativo y
no requiere refrigeración por agua. En junio de 2020, la Comisión Reguladora Nuclear de los
Estados Unidos aceptó una solicitud de Oklo para una licencia combinada de construcción y
operación.
AURORA de los Estados Unidos.
Es un diseño de central eléctrica que
conlleva a un decaimiento de calor del
tipo de tubos de gas sellados que
transportan el calor desde el núcleo del
reactor hasta un sistema de conversión
de energía de dióxido de carbono
supercrítico para generar electricidad.
No requiere refrigeración por agua y
debe ser instalado a un nivel por debajo
del suelo. Como referencia, un día
después de apagarse produce 21 kW de
calor de decaimiento y un mes después
continúa produciendo 7 kW.
Figura 21 . Oklo Aurora [11]
Se debe mencionar que la anterior no es la única manera de clasificar a los SMR, existen más,
como por ejemplo la que presenta el documento Small Modular Reactors: Challenges and
Opportunities de la Agencia de Energía Nuclear y que consiste en cinco categorías:
1. LWR-SMR de una sola unidad: uso de tecnología LWR y combustibles bien
establecidos para proporcionar unidades independientes que pueden reemplazar las
pequeñas unidades de combustibles fósiles o implementarse como generación
distribuida.
2. LWR-SMR de varios módulos: también utilizan tecnología LWR y pueden utilizarse
como reemplazo de la capacidad de carga base de tamaño medio o en un marco de
generación distribuida, según la capacidad de generación.
21

3. SMR móviles/transportables: actualmente aplican la tecnología LWR y están
diseñados para moverse fácilmente de un lugar a otro. Los reactores flotantes se
incluyen en esta categoría.
4. SMR de Generación IV (Gen IV): aplican tecnologías avanzadas que no son LWR e
incluyen muchos de los conceptos que han sido investigados por el Foro Internacional
de Generación IV (GIF) en los últimos años.
5. Reactores micro modulares (MMR): representan diseños de menos de 10 MWe de
capacidad, a menudo capaces de funcionar de forma semiautónoma y con una
capacidad de transporte mejorada en relación con los SMR más grandes. Por lo
general, estas tecnologías no se basan en LWR y aplican una amplia gama de
enfoques tecnológicos, incluidas las tecnologías Gen IV. Los MMR están destinados
principalmente a la operación sin conexión a la red en ubicaciones remotas donde se
espera que sean competitivos con las fuentes de electricidad predominantes.
Distribución mundial
Se debe destacar que los SMR mostrados previamente no son los únicos en existencia,
además de que es un campo de la energía nuclear que se encuentra más que nada dentro de
las etapas de desarrollo e investigación, el documento Advances in Small Modular Reactor
Technology Developments, que fue actualizado en el año de 2020, nos muestra los avances
realizados en los años 2011, 2012, 2014, 2016 y 2018 con el único objetivo de proveer la
información general de las últimas actualizaciones en cuanto al estado del diseño de los
SMRs, encargándose de reportar los avances tecnológicos de la mayoría de las líneas dentro
de cada categoría. El documento reporta 73 reactores que se encuentran extendidos a lo largo
del mundo de la siguiente manera:
Tabla 3. SMRs por país [10].
País Reactor
Canadá SSR-WB, ARC-100, U-Battery, MCSFR, CANDU SMR y IMSR
EUA NuScale, mPower, W-SMR, SMR-160, BWRX-300, SC-HTGR, XE-100,
MMR, EM², W-LFR, LFTR, MK1-PB-FHR, MCSFR, eVinci, SUPERSTAR,
THORCON, AURORA
Argentina CAREM
República Checa ENERGY WELL y TEPLATOR
Dinamarca CA-WB y CMSR
Suecia SEALER
Reino Unido UK-SMR, SSR-WB, SSR-TS y el U-Battery
Luxemburgo LFR-AS-200 y LFR-TL-X
Francia NUWARD
Italia IRIS
22

Rusia RITM-200M, RITM-200, VK-300, KIT-405, KARAT-45, SVBR-100,
BREST-OD-300, KARAT-100, VBER-300, ELENA, MHR-T, MHR-100,
ABV6-E, GT-MHR, UNITHERM, SHELF y RUTA-70
China HTR-PM, ACP100, NHR-200, HAPPY200, smTMSR, ACPR-505, CAP200,
DHR400 y HTR-10
Japón GTHT300, FUJI, HTTR-30, DMS, 45, MoveLux y el BWRX-300
República de Corea SMART y el microURANUS
India AHWR300, IHTR y el IMSBR
Arabia Saudita SMART
Indonesia RDE y THORCON
Sudáfrica PBMR-400, el HTMR-100 y el A-HTR-100
Nota: Los mencionados en negritas son los descritos en el apartado previo y la distribución
está hecha tal y como se observa en la figura 22.
Figura 22. Mapa global de la tecnología SMR. [10]
Beneficios de los SMRs
Se debe tomar en cuenta que este tipo de reactores ofrecen una inversión menor de capital
inicial, mayor escalabilidad y una gran flexibilidad de ubicación para poblaciones que los
reactores tradicionales. Además, tienen un gran potencial en cuanto a mejorar la seguridad
comparado con los primeros diseños [12]. Algunas de otras ventajas son:
❖ Modularidad.
Hace referencia a la fabricación de componentes para el sistema de suministro de vapor desde
la fabricación hasta el punto de entrega. Estos reactores tienen previsto requerir poca
preparación en el sitio y así reducir los largos tiempos de construcción, también proveen una
23

simplificación de diseño, mejorando la seguridad, la economía y la calidad además de mayor
flexibilidad en comparación con grandes plantas nucleares. Pueden irse añadiendo módulos
de acuerdo con las necesidades energéticas.
❖ Inversión menor de capital.
Esto es debido al menor costo de las plantas ya que los componentes modulares y la
fabricación de fábrica pueden reducir costos de construcción y la duración de los mismos.
❖ Flexibilidad de ubicación.
Estos pueden proveer energía para aplicaciones donde las grandes plantas no son necesarias o
debido a que los sitios no cuentan con la estructura necesaria, esto incluye mercados
eléctricos pequeños, áreas aisladas, redes pequeñas y sitios con agua limitada y superficies
con acres, o aplicaciones industriales únicas. Se espera que puedan convertirse en opciones
llamativas ante el reemplazo o reconstrucción de las plantas de combustibles fósiles, o plantas
con una fuente de energía que no emite gases de efecto invernadero.
❖ Mayor eficiencia.
Los SMRs pueden acoplarse con otros tipos de energías, tanto las renovables como los
combustibles fósiles para aprovechar recursos y mejorar la eficiencia y múltiples productos
finales mientras se incrementa la estabilidad de la red y la seguridad. Algunos reactores más
avanzados pueden producir calor de procesos a altas temperaturas para generación eléctrica o
aplicaciones industriales.
❖ Salvaguardas y seguridad/No proliferación.
Sus diseños tienen la ventaja de tener en cuenta las salvaguardas actuales y requerimientos de
seguridad. El sistema de instalaciones de protección incluye barreras que pueden resistir a
escenarios de desastres aéreos y otras amenazas específicas. Algunos serán diseñados para
soportar largas etapas sin reabastecimiento de combustible que podrían fabricarse y
alimentarse en una fábrica, sellados y transportados a los sitios de generación de energía o
calor de procesos, para luego volver a la fábrica para recargar combustible; este enfoque
podría ayudar a minimizar el transporte y la manipulación de material.
❖ Crecimiento de la industria y manufactura.
En relación con su competitividad económica se arraiga en el concepto de manufactura en
masa de las partes modulares y los componentes que reducirán el precio por kilowatt-hora de
electricidad a la par de las fuentes de generación actuales. Entonces existe tanto mercado
doméstico como internacional donde la industria americana se encuentra bien posicionada
para competir.
❖ Desarrollo económico.
El despliegue de los SMRs para sustituir a la generación eléctrica actual se encuentra con las
necesidades crecientes de generación que resultaron en el crecimiento de la manufactura
doméstica, impuestos, fábricas bien pagadas, construcción y trabajos operativos. Un estudio
económico realizado en 2010 estimó que un prototipo de 100 MWe que costó $500 millones
de manufactura e instalación crearía alrededor de 700 trabajos y generaría $1.3 billones en
ventas, $404 millones en ganancias y $35 millones en impuestos indirectos de negocios. El
estudio indicaba un impacto económico significativo que sería realizado por el despliegue de
una compañía de manufactura de SMR a niveles moderados.
24

Principales componentes
Como se ha mencionado anteriormente, la reducción en el tamaño de los reactores provoca
que algunos componentes sean innecesarios, sin embargo, hay otros que son imprescindibles.
En esta sección se hablará de aquellos componentes que son utilizados en los SMR.
En la figura 23 se muestra cómo los componentes pueden agruparse e integrarse en diseños
más compactos [13].
Figura 23. Comparación de los componentes de un reactor PWR convencional y los reactores SMART y
Westinghouse, ambos SMR. [13]
Mejorar los componentes en este tipo de reactores hace que puntos importantes como la
seguridad, contención y mitigación de accidentes (tratado de mejor manera en el apartado de
seguridad) se han vuelto indispensables.
Sistema nuclear de suministro de vapor (NSSS)
El NSSS es la parte de la central nuclear (NPP) que se utiliza para producir vapor para
abastecer las unidades generadoras de turbinas que a su vez generan electricidad. Mejora la
seguridad y confiabilidad del reactor al aumentar el margen térmico y la capacidad del
sistema, y al usar componentes y materiales más confiables además de los avances en el
sistema de salvaguardias [14].
Núcleo del reactor
El núcleo es la parte de un reactor nuclear que contiene los componentes del combustible
nuclear donde tienen lugar las reacciones nucleares y se genera el calor. Normalmente, el
combustible es uranio poco enriquecido contenido en varillas de combustible individuales. El
núcleo también contiene componentes estructurales, los medios para moderar los neutrones y
controlar la reacción, y los medios para transferir el calor del combustible a donde se
requiera, fuera del núcleo [15].
25

Control de reactividad
El método más rápido para ajustar los niveles de neutrones inductores de fisión en un reactor
es mediante el movimiento de las barras de control. Están fabricadas con material absorbente
de neutrones, como cadmio, hafnio o boro y se insertan o extraen del núcleo para controlar la
velocidad de reacción o detenerla. En algunos reactores, se utilizan barras de control
especiales. Se utiliza para permitir que el núcleo mantenga un bajo nivel de energía de
manera eficiente p.Ej. PWR [16].
Figura 24. Diagrama representativo del uso de
la barra de control. La imagen de la izquierda
muestra las barras de control (verde)
insertadas completamente en el núcleo del
reactor, poniendo el reactor en un estado
subcrítico. En la imagen de la derecha, se
eliminan las barras de control, lo que permite
que más neutrones aceleren la reacción en
cadena de fisión [17].
Vasija de presión del reactor
Los recipientes a presión del reactor (RPV) son recipientes grandes de acero cilíndricos que
contienen el núcleo, el refrigerante y estructuras internas, que requieren una alta confiabilidad
para soportar altas temperaturas y presiones [18].
Figura 25. La vasija de presión del reactor [18]
Generador de vapor
El generador de vapor es un intercambiador de calor que transmite calor de un circuito
primario, por el que circula el agua que se calienta en el reactor, a un circuito secundario,
transformando el agua en vapor de agua que posteriormente se expande en las turbinas de
vapor, produciendo el movimiento de éstas que a la vez hacen girar los generadores
eléctricos, produciendo la energía eléctrica [19]. Parte del enfriamiento de reactores de agua a
presión (PWR & PHWR) donde el refrigerante primario de alta presión que trae calor del
reactor se utiliza para producir vapor para la turbina, en un circuito secundario [16].
26

Figura 26. Esquema de un generador de vapor [20]
Presurizador
La función del presurizador es controlar la presión del sistema. Si la temperatura del sistema
de refrigeración aumenta, la densidad del refrigerante del reactor disminuiría y el agua
ocuparía un volumen mayor, lo que genera un aumento de presión. Si la temperatura
disminuyera el agua ocuparía un volumen menor y la presión disminuiría. El presurizador se
encarga de mantener la presión dentro de los márgenes adecuados para la operación del
reactor [21].
Figura 27 .Vasija del reactor integral Westinghouse SMR [22]
Sistemas de instrumentación y control
En una central nuclear se dispone de instrumentación adecuada que permite vigilar el
comportamiento del reactor y medir los valores de sus parámetros más relevantes como lo
son el flujo neutrónico, las temperaturas, la presión, el nivel del refrigerante en la vasija, etc.
Esta información es procesada por los sistemas de control del reactor que mantienen el
funcionamiento estable del mismo controlando, entre otros parámetros, la posición de las
barras de control, es decir su grado de inserción dentro del núcleo. Además, los parámetros
27

relevantes que afectan al funcionamiento del reactor tienen establecidos unos valores límite,
de tal manera que si se supera cualquiera de ellos se genera de manera inmediata la señal de
parada automática del reactor, que produce la inserción rápida de las barras de control, a esto
se le denomina “disparo del reactor" [23].
Sistema de refrigeración del reactor
El sistema primario, que también es conocido como Sistema de Refrigeración del Reactor
(RCS), está compuesto por la vasija del reactor, donde se encuentra el combustible, las
bombas de refrigeración del reactor, el presurizador, y las tuberías que conectan los
diferentes componentes. La función del RCS es transferir el calor desde el combustible al
generador de vapor además de evitar que los productos de fisión del combustible se escapen y
generen daños materiales y radiológicos [21].
Combustible
Algunos pequeños reactores modulares que están surgiendo requieren combustible
enriquecido en el extremo superior de lo que se define como uranio poco enriquecido2
(o
LEU por sus siglas en inglés) en un 20% de U-235 [1]. Sin embargo, existen diferentes
porcentajes de uranio-235 y en diferentes presentaciones que se usan en varios SMR
alrededor del mundo. A continuación, se muestra cómo las diferentes categorías de reactores
usan este combustible y otros.
Los reactores refrigerados por agua (base en tierra) usan generalmente pellets de uranio (ver
Fig. 28) con un enriquecimiento de U-235 menor al 5%, por ejemplo: el reactor CAREM-25,
desarrollado por la Comisión Nacional de Energía Atómica de Argentina usa UO2
enriquecido entre el 1.8% y 3.1%; el reactor ACP100 desarrollado por la Corporación
Nuclear Nacional China usa UO2 cuyo enriquecimiento se encuentra entre 1.9% y 4.95%; por
otro lado, el CANDU SMR desarrollado por Candu Energy Inc. usa uranio natural no
enriquecido [10], que, según el servicio geológico mexicano, en estado natural, el uranio está
compuesto de uranio-235 en un 0.7205% [24]; otro ejemplo más es el TEPLATOR en
República Checa, el cual reutiliza el combustible ya consumido de reactores VVER
(desarrollados por la antigua unión soviética y retomados por Rusia) los cuales tenían un
enriquecimiento inicial del 3.6 por ciento en peso (wt%) de U-235, o, si se usa combustible
fresco, este debe estar con un enriquecimiento de 1.2 wt% de U-235. Otros reactores de esta
misma categoría usan uranio con un enriquecimiento mayor, llegando incluso a un poco
menos del 20%. Otros incluso no usan pellets de uranio sino partículas de este elemento
contenidas en matrices de zirconio o siluminio (aleación de silicio y aluminio), como en el
caso del UNITHERM, o usan cermet (aleación 0.6 UO2 + 0.4 Al) como en el caso del
RUTA-70, ambos desarrollados por NIKIET en la federación rusa [10].
2
Para mantener una reacción nuclear en cadena en los núcleos de los reactores, el combustible debe ser
enriquecido con el isótopo uranio-235. El enriquecimiento se consigue separando los isótopos mediante la
difusión o centrifugado de gas, aunque actualmente se están desarrollando nuevas tecnologías [25].
28

Los reactores refrigerados por agua (base marina), en su mayoría necesitan pellets de uranio
enriquecido en un porcentaje menor al 20%, sin embargo, algunos, similares a los que están
en tierra, usan un enriquecimiento menor al 5% [10].
Para la categoría 3, que son los reactores enfriados por gas a altas temperaturas, se comienza
a usar un tipo de combustible en partícula denominado Tri-structural Isotopic (TRISO) [10].
Cada partícula está formada por un núcleo de combustible de uranio, carbono y oxígeno, y el
núcleo está encapsulado por tres capas de materiales a base de carbono y cerámica que evitan
la liberación de productos de fisión radiactivos (ver Fig. 29) cada partícula, entonces, actúa
como su propio sistema de contención gracias a sus capas de triple revestimiento. Las
partículas son muy pequeñas, aproximadamente del tamaño de una semilla de amapola,
aunque también se pueden fabricar en gránulos cilíndricos (o Pellets) o en esferas del tamaño
de una bola de billar llamadas "guijarros" (ver Fig. 30). Los combustibles TRISO son
estructuralmente más resistentes a la irradiación de neutrones, la corrosión, la oxidación y las
altas temperaturas, además no se pueden derretir en un reactor pues pueden soportar
temperaturas extremas que están mucho más allá del umbral de los combustibles nucleares
actuales [26].
Figura 28. Pellet de uranio [26] Figura 29. Partículas TRISO [26] Figura 30. Guijarros TRISO [26]
La categoría cuatro de SMR, es decir los del espectro de neutrones rápidos, usan en su
mayoría UO2, pero hay otros que usan compuestos diferentes, tal es el caso del reactor
BREST-OD-300 desarrollado por NIKIET en la Federación Rusa el cual usa una mezcla de
nitruros de uranio y plutonio, otro ejemplo más es el combustible metálico conformado por
aleación de uranio y zirconio, basados en uranio enriquecido el cual es usado por el ARC-100
de ARC Nuclear Canada, Inc. en Canadá y el 4S de Toshiba Corporation en Japón, el núcleo
de este último reactor junto con las características del combustible, están diseñados para que
se recargue cada 30 años. Es también en esta categoría que se comienza a utilizar las mezclas
de óxido de uranio y plutonio (MOX) en forma de pellets como en el caso del reactor
LFR-AS-200 del HNE en Luxemburgo, aunque otro reactor desarrollado por ellos
considerado como vSMR, el LFR-TL-X, usa LEU en forma de metal u óxido como opción
principal, sin embargo también se pueden considerar combustibles más avanzados como el
nitruro o el carburo, por ejemplo el EM2
de General Atomic en los Estados Unidos usa
carburo de uranio, combustible que cumple con el alto requisito de carga de uranio, además
de que su conductividad y punto de fusión son muy altos. Este combustible necesita su
material de revestimiento, el cual en este caso es carburo de silicio, principalmente debido a
29

su estabilidad bajo irradiación a largo plazo, cabe destacar que, en este reactor, tanto el
combustible como el material de revestimiento cumplen con los límites de temperatura de los
criterios de diseño para operaciones normales y condiciones de accidente. Es en esta
categoría en donde se encuentra el reactor SUPERSTAR, acrónimo para Sustainable
Proliferation-resistance Enhanced Refined Secure Transportable Autonomous Reactor, en el
que se prevé el uso de combustible de nitruro ligado con plomo para su despliegue en el
futuro, sin embargo, se requerirán pruebas importantes para calificar el combustible de
nitruro y obtener la aceptación reglamentaria para su uso y puesto que el plazo para la
calificación de combustible de nitruro es demasiado largo como para una demostración de
este reactor a corto plazo, la demostración de SUPERSTAR utiliza la innovadora forma de
combustible metálico a base de partículas de uranio, plutonio y zirconio que no requiere un
enlace de sodio, lo que elimina la necesidad de incorporar sodio dentro de un LFR, por lo
tanto, el propósito para incorporar esta forma de combustible metálico a base de partículas es
facilitar el despliegue a corto plazo, sin embargo, si lo comparamos con el combustible de
nitruro enlazado con plomo, la forma de combustible metálico a base de partículas puede
presentar algunos inconvenientes [10]. Otro dato interesante es que el plutonio usado para el
SUPERSTAR es de grado de armas militares [27] por lo que a este combustible se le puede
dar un uso más productivo que el bélico.
Los SMR de sales fundidas, como su nombre lo indica, usan sales como refrigerante y
combustible. Las sales de uso principal son: LiF, BeF2, ZrF4, ThF4, UF4. Algunos reactores
dentro de esta categoría complementan a las sales con combustibles TRISO en forma de
lecho de guijarros (Ver figuras 31 y 32) como en el KP-FHR por Kairos Power o el Mk1
PB-FHR por UC Berkeley, ambos en Estados Unidos. Esta combinación de sales y
combustibles TRISO da como resultado un reactor de baja presión y alta temperatura con
sistemas robustos de seguridad pasiva (se habla de seguridad pasiva en el apartado
correspondiente a seguridad en este documento). Además de la seguridad pasiva e inherente,
el diseño también reduce la dependencia de estructuras y componentes de grado nuclear de
alto costo y aprovecha las tecnologías convencionales para reducir los costos de capital [10].
Figura 31. Esquema de Reactor KP-FHR en donde se Figura 32. Esquema del reactor Mk1 PB-FHR
aprecia el combustible TRISO en forma de guijarros. [10] y sus componentes.[10]
30

Por último, la categoría de los reactores de tamaño micro usan combustibles diferentes, este
puede ser TRISO o combustible metálico. Aquí se podrá encontrar siliciuros, específicamente
U3Si2 como en el caso del reactor MoveluX desarrollado por Toshiba Corporation en Japón.
Pero el combustible más sobresaliente en esta categoría es el usado por MMRTM
de Ultra Safe
Nuclear Corporation en los Estados Unidos, este recibe el nombre de Fully Ceramic
Micro-encapsulated (o FCM™) similar al combustible conocido como TRISO en
combustible de grafito, que se usa ya que el grafito es un moderador de bajo costo utilizado a
menudo en reactores nucleares, pero a diferencia del combustible TRISO compactado en una
matriz de grafito de forma tradicional, el combustible FCM™ reemplaza la matriz de grafito
con una matriz densa de SiC (ver figura 33), esto crea
una barrera adicional para la liberación de productos de
fisión y mejora las características estructurales y de
contención de cada partícula TRISO. Gracias a que el
SiC proporciona una mejor contención del producto de
fisión, estabilidad a la irradiación y características
térmicas en comparación con el grafito, la combinación
de TRISO con una matriz de SiC proporciona un
combustible extremadamente resistente y estable con
una extraordinaria estabilidad a altas temperaturas y a la
irradiación [10].
Figura 33. Combustible Fully Ceramic Micro-encapsulated [10]
No se habló de la configuración pues en la mayoría de ellos se considera una configuración
de ensamble hexagonal que es similar a la de muchos otros reactores (ver figuras 34, 35, 36 y
37) exceptuando los reactores de lecho mencionadas anteriormente.
Figura 34. Ensamblaje de combustible del Figura 35. Ensamblaje de combustible del LFR-TL-X
BREST-OD-300 [10] [10]
31

Figura 36. Ensamblaje de combustible del MoveluX Figura 37. Ensamblaje de combustible del SUPERSTAR
[10] [27]
Sistemas de seguridad
Los diseños de SMR tienen la ventaja de tomar en cuenta las salvaguardias y los requisitos de
seguridad actuales. Los sistemas de protección de instalaciones, incluidas las barreras que
pueden soportar escenarios de accidentes de aeronaves y otras amenazas como lo pueden ser:
terremotos, tsunamis, etc. Son parte del proceso de ingeniería que se está aplicando al nuevo
diseño de SMR [12]. La mayoría de los SMR se construirán por debajo del nivel del suelo
para mejorar la seguridad y la protección, abordando las vulnerabilidades de los escenarios de
amenazas de fenómenos naturales y sabotajes (véase en la Fig. 38). Estos SMR pueden
fabricarse y cargarse de combustible en la fábrica, sellarse y transportarse al sitio para generar
electricidad o procesar calor, y luego devolverse a la fábrica para su descarga al final del ciclo
de vida. Este enfoque puede ayudar a minimizar el transporte y la manipulación de materiales
nucleares.
Figura 38. Ejemplo de un reactor nuclear pequeño [28]
Se espera que los SMR ligeros, a base de agua, se alimenten con uranio, es decir,
aproximadamente un 5% de U-235, similar a las grandes centrales nucleares existentes [12].
32

Hablando de manera general del tema tenemos que tomar en cuenta que las grandes plantas
nucleares que son edificios complejos que dependen de sistemas de energía externos energía
de CA, generadores de respaldo, etc., todos estos cumpliendo la función de enfriar el
combustible dentro del reactor, comúnmente llamados “activos”. El principal problema y el
más alarmante es que en caso de pérdida de energía eléctrica estos sistemas dejan de
funcionar y existe una grave dificultad ya que aumenta los riesgos de accidentes. Si se supone
algo que no se consideró en el diseño final de un reactor nuclear, puede que el sistema falle
como lo ocurrido en Fukushima, en 2011, cuando un segundo tsunami golpeó la central
nucleoeléctrica causando un desastre. Otro inconveniente es el mantenimiento y el
reabastecimiento de combustible. Cada 18 a 24 meses estas plantas se detienen para cambiar
el combustible [29], lo que generalmente lleva un mes sin producción de energía eléctrica;
esto hace a los SMRs ideales para poder tratar estos inconvenientes.
Los reactores modulares pequeños mejoran la seguridad y la protección a través de una
menor potencia térmica comúnmente llamada Mega Watt térmico (MWt3
) del núcleo y el uso
de sistemas de seguridad pasiva el cual menciona que no requiere la ayuda de ningún tipo
mecanismo de apagado que podría fallar si pierde energía eléctrica. Para esto, los SMR
funcionarían de tal manera que aprovechan la fuerza de gravedad, las diferentes presiones, la
transferencia de calor (conducción y convección natural) esto haría que la reacción nuclear
sea ralentizada en lugar de acelerarse en caso de accidente o pérdida de potencia [30] (véase
en la figura 39).
Figura 39. Eliminación de calor del módulo de potencia durante un apagón prolongado de la estación [31]
Un ejemplo de la seguridad pasiva es el SMR de NuScale, el cual emplea un reactor de agua
ligera de circulación natural con el núcleo del reactor y generadores de vapor de bobina
helicoidal ubicados en una cámara de reactor común en una contención cilíndrica de acero
(véase en la Figura 40). En caso de emergencia, automáticamente se abren válvulas
especializadas (válvulas de ventilación del reactor) lo que permite que el vapor se libere de la
vasija del reactor al recipiente de contención, a continuación, el vapor se condensa y el agua
3
El MWt depende del diseño del propio reactor nuclear real y se relaciona con la cantidad y calidad del vapor
que produce.
33

fluye de regreso al núcleo a través del segundo juego de válvulas en el fondo de la vasija del
reactor. El vapor generado por el agua hirviendo recircula configurando un proceso de
seguridad pasiva que dura hasta que el calor y la presión se estabilizan (véase en la Figura 41)
[32]. El módulo de contención de la cámara del reactor estaría sumergido en agua en una
piscina relacionada con la seguridad del edificio del reactor, que es también el último
disipador de calor para el reactor evitando una fundición del combustible [33]. Teniendo esto
en cuenta es posible comparar detalladamente estos sistemas SMR con Sistemas relacionados
con la seguridad de la generación actual [1], todo esto detallado en la Tabla 4.
Figura 40. Edificio del reactor NuScale Power para SMR [34]
Tabla 4. Comparación de los sistemas de seguridad de la planta de generación actual con el diseño SMR
potencial [1]
Sistemas relacionados con la seguridad de
la generación actual
Sistemas de seguridad SMR
Sistema de inyección de alta presión.
Sistema de inyección a baja presión.
No se requiere un sistema de inyección de
seguridad activa. El enfriamiento del núcleo se
mantiene mediante sistemas pasivos.
Sumidero de emergencia y requisitos de altura
de succión positiva neta asociada (NPSH) para
bombas relacionadas con la seguridad.
Sin bombas relacionadas con la seguridad para
la mitigación de accidentes; por lo tanto, no hay
necesidad de sumideros y protección de su
suministro de succión.
Generadores diésel de emergencia. El diseño pasivo no requiere corriente alterna
(CA) de emergencia para mantener el
enfriamiento del núcleo. El calor del núcleo se
elimina por transferencia de calor a través del
recipiente.
Sistemas de calor de contención activa. No se requiere debido al rechazo pasivo del
calor fuera de la contención.
Sistema de rociado de contención. No se requieren sistemas de aspersión para
reducir la presión del vapor
34

Sistemas de iniciación, instrumentación y
control (I & C) del sistema de enfriamiento del
núcleo de emergencia (ECCS). Los sistemas
complejos requieren una cantidad significativa
de pruebas que contribuyen a la falta de
confiabilidad de la planta y a los desafíos de los
sistemas de seguridad.
Los sistemas de seguridad más simples y / o
pasivos requieren menos pruebas y no son tan
propensos a iniciarse inadvertidamente.
Sistema de agua de alimentación de emergencia,
tanques de almacenamiento de condensado y
suministros de agua de refrigeración de
emergencia asociados.
La capacidad de eliminar el calor del núcleo sin
un sistema de agua de alimentación de
emergencia es una mejora de seguridad
significativa.
Figura 41. Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia [35]
A pesar de contar con puntos importantes en materia de seguridad, no está exenta de
problemas que aún se están tratando, por ejemplo, la UCS ha tenido un gran acercamiento e
incertidumbre acerca de la seguridad de estos reactores. Uno de los principales puntos a tratar
acerca de los SMR es que deberían ser más seguros que los diseños de reactores actuales. Sin
embargo, sus ventajas de seguridad no son tan sencillas como sugieren algunos proponentes
[36].
❖ Los SMR utilizan sistemas de enfriamiento pasivo que no dependen de la
disponibilidad de energía eléctrica. Esto sería una ventaja genuina en muchos
escenarios de accidentes, pero no en todos. Los sistemas pasivos no son infalibles y
35

los diseños creíbles deben incluir sistemas de enfriamiento de respaldo activos
confiables. Pero esto aumentaría el costo.
❖ Los SMR cuentan con sistemas de contención más pequeños y menos robustos. Esto
puede tener consecuencias negativas para la seguridad, incluida una mayor
probabilidad de daños por explosiones de hidrógeno. Los diseños de SMR incluyen
medidas para evitar que el hidrógeno alcance concentraciones explosivas, pero no son
tan confiables como una contención más robusta, lo que, nuevamente, aumentaría los
costos.
❖ Como se abordó anteriormente, los SMR bajo tierra como medida de seguridad es una
gran ventaja ante algún tipo de amenaza natural; sin embargo, la ubicación
subterránea es un arma de doble filo: reduce el riesgo en algunas situaciones (como un
terremoto) y lo aumenta en otras (como una inundación; lo cual es algo cada vez más
presente a causa del calentamiento global). También puede dificultar la intervención
de emergencia y, por lo tanto, también aumenta el costo.
Otro punto por tratar son los estándares de seguridad que en caso de los SMR son menos
estrictos. Algunos representantes de la industria han sugerido que la ubicación subterránea
podría hacer que los SMR sean menos vulnerables a los ataques, pero esto es cierto solo en
algunos posibles escenarios de ataque; en otros, la ubicación subterránea podría funcionar a
favor de los atacantes. Independientemente de las salvaguardias que se agreguen al diseño de
una planta, se necesitará una fuerza de seguridad robusta y flexible [36].
Finalmente, un punto que es clave en la concesión de licencias y la certificación puede ser un
gran obstáculo, un ejemplo de ello es NuScale que aún se encuentra en la etapa de concesión
de licencias y se enfrenta a una serie de preguntas que incluyen problemas potenciales con el
sistema de apagado automático [32], ya que el reactor de NuScale debe sumergir su
combustible en agua con boro, un elemento que absorbe neutrones, a diferencia del agua, y
ralentiza las reacciones en cadena de fisión que generan calor y radiactividad [37] . Esa agua
se puede evaporar durante una emergencia, lo que significa que el boro faltará en el agua que
se condensa en el reactor y el recipiente de contención. Cuando el agua pobre en boro vuelva
a entrar en el núcleo, posiblemente podría reactivar la reacción en cadena y posiblemente
derretir el núcleo [38]. Tras este inconveniente NuScale ya se encuentra trabajando en
mejorar su reactor SMR siguiendo las especificaciones propias del Gobiernos de Estados
Unidos. A pesar de ello NuScale y EE. UU. no son los únicos capaces de mejorar la
tecnología SMR alrededor del mundo, (véase de nuevo el apartado de Clasificación y
ejemplos de los SMR) alrededor de 18 países han invertido en investigación y/o diseñado sus
propios reactores.
En este último apartado, siguiendo el mismo orden visto en el tema Clasificación y ejemplos
de los SMR, se mostrarán las características de seguridad de cada reactor.
36

Categoría 1: Refrigerado por agua (base tierra) SMRs.
DHR400 (Reactor de Calefacción Urbana) de China.
El DHR400 está diseñado con características de seguridad inherentes, estos incluyen un gran
volumen de agua en la piscina del reactor, dos conjuntos de sistemas de apagado del reactor,
un sistema de enfriamiento de agua de la piscina etc. Con estos diseños se puede lograr un
enfriamiento del núcleo estable a largo plazo en todas las condiciones. En el caso de un
accidente, el reactor puede apagarse automáticamente por la retroalimentación de reactividad
negativa inherente, y el núcleo del reactor se mantendrá inundado durante hasta 26 días,
incluso sin más intervenciones [10].
NUWARD (PWR Integral) de Francia.
Los sistemas de seguridad asociados están diseñados para:
❖ Gestión pasiva de todos los escenarios: Condición de base de diseño (DBC por sus
siglas en inglés) sin necesidad de la acción de ningún operador, ninguna fuente
externa final de disipación de calor , ninguna inyección de boro o cualquier fuente de
alimentación eléctrica externa (normal y de emergencia) durante más de tres días.
El enfoque de seguridad de NUWARD se beneficia de las siguientes características del diseño
para satisfacer y mantener un estado seguro con la mínima intervención del equipo operativo:
❖ Funcionamiento sin boro que proporciona una gran y constante contra reacción del
moderador y evita la dilución del boro.
❖ Una contención sumergida metálica que proporciona enfriamiento pasivo durante
varios días.
Se incorporan dos trenes de sistema de extracción de calor pasivo que transfieren por
circulación natural el calor de decaimiento desde el núcleo a la pared de agua que rodea la
contención a través de dos generadores de vapor compactos de seguridad; además, adopta una
contención de acero como la tercera barrera sumergida en una pared de agua. La pared de
agua que rodea la contención asegura la función de eliminación de calor durante más de tres
días sin la necesidad de un disipador externo final de calor [10].
DMS (Simplificador modular) de Japón
El DMS tiene un mayor inventario de refrigerante en
comparación con los LWR de circulación forzada de la
misma potencia. Esto se debe a que se aumenta la altura de
la RPV para asegurar la potencia motriz para la circulación
natural. El diámetro de la RPV también se incrementa para
acomodar más ensambles de combustibles. Estas
características eliminan la necesidad de un sistema de
inyección de alta presión. Como medida de defensa en
profundidad, se adoptan sistemas de seguridad híbridos
mejorados que combinan métodos pasivos y activos. El
sistema de eliminación de calor residual (RHR por sus
siglas en inglés) puede eliminar el calor residual no solo
durante la parada normal de la planta, sino también durante
un accidente [10].
Figura 42 . Vista de un Reactor DMS. [39]
37

Categoría 2: Refrigerado por agua (base marina) SMRs.
RITM-200M de Rusia.
El RITM-200 aplica el principio de seguridad con
características inherentes y sistemas pasivos. Las
características de seguridad inherentes se aplican para
controlar la densidad de potencia, limitar la
temperatura del refrigerante primario, la velocidad de
despresurización del circuito primario, mantener la
integridad de la vasija del reactor en accidentes graves,
etc. Se combinan sistemas de seguridad pasivos y
activos para hacer frente a incidentes operativos y
accidentes de diseño. El sistema de refrigeración del
núcleo consta de un Sistema de Inyección de Seguridad
(SIS) para la inyección de agua en el circuito primario
para mitigar las consecuencias de un accidente de
rotura por pérdida de refrigerante. La contención consta
de tres niveles: primario, diseñado para una presión
interna de 0.5 MPa, secundario: un núcleo de concreto
para proteger la contención primaria, el tercer nivel:
estructura de concreto para disipar la mayor parte de la
energía del impacto externo y minimizar la influencia
en la contención secundaria [10].
Figura 43. RITM-200 [40]
ABV-6E de Rusia.
La seguridad del ABV-6E es de suma importancia considerando su proximidad al área
pública y, al mismo tiempo, su ubicación alejada de las principales instalaciones técnicas, lo
que podría brindar soporte técnico oportuno. Las unidades de energía flotantes y terrestres
utilizan los sistemas avanzados de seguridad activa y pasiva para el enfriamiento de
emergencia durante un tiempo ilimitado durante los accidentes base de diseño y más allá de
ellos [10].
Los sistemas de seguridad incluyen:
❖ Sistema de eliminación de calor pasivo.
❖ Sistema de enfriamiento pasivo del núcleo.
❖ Sistema de inundación de agua de la cavidad del reactor.
❖ Sistema de inyección de líquido absorbedor de respaldo.
El ECCS está diseñado para compensar la fuga de refrigerante primario y enfriar el núcleo
del reactor en caso de un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El ECCS se
compone de las bombas de alto cabezal que inyectan agua en la RPV si hay suministro de
energía disponible, y los hidroacumuladores que suministran agua bajo la acción del gas
comprimido. El tanque de blindaje de metal y agua (MWS) es una estructura sustancial para
el equipo del reactor RP. El sistema pasivo de inundación de agua del reactor está diseñado
para proteger la RPV contra la fusión. La estructura de la cavidad del reactor asegura el
intercambio de calor estable entre la RPV y el tanque MWS [10].
38

SHELF de Rusia
El diseño integral del reactor SHELF ha eliminado la
tubería de refrigerante primaria y las juntas soldadas
y válvulas asociadas, lo que ha dado a la instalación
un diseño más simple y una mayor confiabilidad y
seguridad. En el caso de una fuga, la seguridad del
reactor se logra con la nivelación de la presión en la
contención y en el reactor, y mediante la terminación
del flujo de salida. Los componentes y tuberías, que
están sujetos a la presión del circuito primario, se
mantienen dentro de la contención para confinar
cualquier sustancia radiactiva durante los accidentes.
La contención también incluye la posibilidad de
inundar el núcleo para eliminar el calor de
decaimiento, junto con un sistema de enfriamiento
pasivo para eliminar el calor residual [41].
Figura 44. Vista superior de contención del SHELF. [41]
Categoría 3: Refrigerado por gas a altas temperaturas SMRs.
GT-MHR de Rusia.
El diseño de seguridad del GT-MHR es proporcionar la capacidad de rechazar el calor de
decaimiento del núcleo basándose en medios pasivos (naturales) y activos de transferencia de
calor [41]. Las características que determinan la seguridad y garantizan la estabilidad
térmica, neutrónica, química, etc. de la unidad del reactor, son: utilización de helio
refrigerante, que tiene algunas propiedades específicas; combustible nuclear en forma de
partículas de combustible revestidas con cerámicos multicapa, que conservan la integridad y
contienen los productos de fisión en condiciones de alto quemado y altas temperaturas; el
calor de decaimiento acumulado se elimina del núcleo a través de la vasija del reactor al
sistema de enfriamiento de la cavidad del reactor y luego a la atmósfera mediante procesos
físicos naturales de conductividad térmica, radiación, convección (véase en la figura 45).
La planta GT-MHR incorpora sistemas de seguridad basados en los siguientes principios:
1) Uso de procesos naturales para la operación del sistema de seguridad en condiciones de
accidente; 2) Redundancia física, separación e independencia de los canales del sistema; 3)
Estabilidad a los impactos y fallas internas y externas causadas por condiciones de accidente;
4) Diagnóstico continuo o periódico de las condiciones del sistema [10].
Figura 45. GT-MHR posibles rutas de eliminación de calor de descomposición: (derecha) sistema de
enfriamiento de apagado activo; (centro) sistema de enfriamiento pasivo de la cavidad del reactor; (izquierda)
39

radiación pasiva y conducción de postcalentamiento a la contención del silo (más allá del evento de base de
diseño) [42]
PBMR-400 (Pebble Bed Modular Reactor) de Sudáfrica.
El diseño asegura que las partículas recubiertas en las esferas
de combustible retengan todos los productos de fisión
radiactivos incluso durante condiciones de accidente. Esta
característica elimina la necesidad de sistemas adicionales,
energía eléctrica para garantizar la circulación del refrigerante
a través del núcleo después de un accidente. El calor de
decaimiento puede eliminarse del reactor mediante
mecanismos pasivos de transporte de calor, como la
conductividad térmica, la radiación térmica y la convección de
calor natural en combinación con un intercambiador de calor
que se colocan cerca de la vasija de presión del reactor [41].
El sistema de enfriamiento de la cavidad del reactor
proporciona un medio para eliminar el calor de forma pasiva
durante un tiempo definido e indefinidamente con el uso de un
sistema activo después de rellenar el sistema de enfriamiento.
Figura 46. Esquema de trabajo del PBMR [43]
HTMR100 de Sudáfrica.
El sistema de seguridad de la planta no tiene sistemas de seguridad
diseñados en términos de intervención activa humana o mecánica para
garantizar la seguridad nuclear. Las características del núcleo del reactor, p.
Ej. un pequeño exceso de reactividad y un fuerte coeficiente de reactividad
negativo de temperatura apagarán el reactor y mantendrán una condición en
la que no se produzcan daños en el combustible, las estructuras del núcleo y
la vasija del reactor. El sistema de enfriamiento de la cavidad del reactor
(RCCS) elimina el calor irradiado desde el reactor hacia las paredes de la
cavidad del reactor. La barrera principal de los productos de fisión son las
partículas de combustible recubiertas con TRISO, que mantienen los
productos de fisión contenidos en todos los eventos postulados, incluso si
falla la segunda barrera (el sistema de recipiente de presión primario) y la
tercera barrera (el sistema de filtro del edificio) [10].
Figura 47. Vista alzada de un HTMR [44]
Categoría 4: Espectro de neutrones rápidos SMRs.
LFR-TL-X (Lead-cooled Fast Reactor y Transportable Long-lived) de Luxemburgo.
El LFR-TL-X se basa en las propiedades favorables del plomo y en las características de
diseño específicas. En un reactor refrigerado por plomo hay un gran margen entre la
temperatura de funcionamiento y el límite de seguridad, y el LFR-TL-X aprovecha este
margen para la activación de los sistemas pasivos de apagado y eliminación de calor de
decaimiento que no necesitan fuentes de energía ni intervención del operador y, por lo tanto,
también están libres de ataques cibernéticos.
El DHR se realiza mediante dos sistemas redundantes diversos (DHR1 y DHR2), cada uno de
los cuales consta de dos bucles idénticos. Un bucle es adecuado para eliminar el calor de
40

decaimiento. El sistema DHR1 elimina el calor a través del colector frío del sistema primario.
Cada circuito del sistema DHR2 está equipado con espirales de tubos de sección transversal
cuadrada para transferir por radiación el calor a un sistema de agua-vapor desde el recipiente
del reactor al recipiente de seguridad. El reactor está provisto de una contención de concreto
externa a prueba de misiles. La dimensión de la contención se mantiene pequeña por la muy
baja energía potencial almacenada en el refrigerante. Un recipiente de seguridad elimina
cualquier accidente por pérdida de refrigerante (LOCA) incluso en el caso de una falla del
recipiente del reactor [10].
SVBR de Rusia.
La combinación de un diseño de reactor rápido con refrigerante de metales pesados operando
en un diseño de reactor integral asegura que el sistema del reactor SVBR cumpla con los
niveles de seguridad del proyecto internacional del OIEA para la prevención de accidentes
graves y la seguridad inherente, según análisis y estudios [71]. Este es un reactor de
neutrones rápidos, en el que no hay efectos de envenenamiento, bajo exceso de reactividad,
bajo valor de efecto de reactividad de temperatura negativa y efecto de reactividad de vacío
negativo. La eliminación de la emisión de radiactividad al medio ambiente está asegurada por
el sistema de barreras de defensa dispuestas. Los sistemas de seguridad en la planta del
reactor incluyen cerraduras, fusibles de barras de seguridad auxiliares para proporcionar un
apagado pasivo, membrana de disco de ruptura para evitar la sobre presurización y la
eliminación pasiva del calor residual en caso de un apagón [10].
Figura 48. Reactor SVBR junto con sus principales componentes [45].
SEALER (Swedish Advanced Lead Reactor) de Suecia.
Figura 49. vista alzada de un reactor SALER [46]
La seguridad pasiva del reactor se garantiza mediante la
eliminación del calor de decaimiento del núcleo por
convección natural del refrigerante de plomo. El
transporte del calor residual del sistema primario se logra
mediante la activación de enfriadores por inmersión que
mantendrán las temperaturas del sistema dentro del rango
de operación normal. Los conjuntos de apagado están
puestos sobre el núcleo durante el funcionamiento
nominal y están diseñados para ser insertados
pasivamente por gravedad. La inserción se inicia
cortando la corriente a los electroimanes. La unidad del
41

reactor está ubicada bajo tierra con un tapón superior de concreto para la protección de
accidentes de avión y, como tal, no requiere una contención convencional en forma de escudo
biológico de concreto [10].
Categoría 5: Sales fundidas SMRs.
Reactor Integral de Sales Fundidas de Canadá.
El objetivo de seguridad del diseño IMSR es
lograr una alta seguridad inherente. No se
necesita ninguna acción del operador,
electricidad o componentes mecánicos
alimentados externamente para garantizar las
funciones de seguridad primarias de control,
enfriamiento y contención. El reactor funciona a
baja presión, lo que es una ventaja de utilizar
una mezcla de refrigerante de combustible de
baja volatilidad térmica y químicamente estable.
El enfriamiento del IMSR durante condiciones
anormales no depende de la despresurización
del reactor o de llevar refrigerante externo al
reactor. El diseño IMSR combina la tecnología
del reactor de sal fundida con un diseño de
reactor integral rodeado por la vasija de
protección que se enfría mediante el sistema de
enfriamiento auxiliar interno de la vasija del
reactor (IRVACS) en funcionamiento continuo
[10].
Figura 50. Unidad IMSR. [47]
smTMSR-400 de China.
El smTMSR-400 contiene dos juegos de sistema de barra de control con diferentes
mecanismos de conducción, que se accionarán automáticamente en caso de accidente. Este
reactor está diseñado con dos sistemas pasivos de eliminación de calor de decaimiento
(DHRS). Uno está ubicado alrededor de la vasija de seguridad en el silo (DHRS1), otro está
en el tanque de drenaje de la sal de combustible instalado directamente debajo de la vasija del
reactor (DHRS2).
Hay cuatro barreras de contención en el smTMSR-400: el primero, el módulo del reactor
fabricado con una aleación a base de níquel resistente a altas temperaturas y a la corrosión; el
segundo, el recipiente de seguridad que garantizará la estanqueidad al gas y contendrá la sal
filtrada; el tercero, la propia sal de combustible, que tiene un alto grado de retención en
algunos elementos radiactivos importantes; la cuarta, es la construcción subterránea que
puede prevenir la propagación de materiales radiactivos en un accidente y puede resistir
desastres naturales y ataques terroristas [10].
42

Molten Chloride Salt Fast Reactor de Estados Unidos.
Las características pasivas incluyen la gran masa y
la capacidad calorífica del combustible y la sal del
tanque para reducir el calentamiento. Las bombas
llenan constantemente el sistema primario desde el
fondo y pueden activarse por altas o bajas
temperaturas de la sal. Cuando las bombas se
detienen, la sal del combustible comienza a
drenarse inmediatamente de la vasija del reactor
(RV) y del intercambiador de calor (HX) a un
tanque de drenaje de fuga de calor con apagado
pasivo con enfriamiento externo de la sal del
tanque. Los RV y HX también se enfrían con sal
del tanque. El MCSFR tiene tres barreras de
contención intrínsecas y tres físicas para las fugas:
unión química, fuga hacia adentro, congelación de
sal, carcasas RV y HX de sal de combustible,
carcasa del tanque de protección / enfriamiento,
cilindro de contención de baja presión subterráneo
[10].
Figura 51. Reactor modular de Elysium [48]
Figura 52. Componentes del MSR [10] Figura 53. Vista lateral de un reactor MSR [48]
Categoría 6: Tamaño micro SMRs.
Energy Well de la República Checa.
El reactor Energy Well tiene un gran enfoque en la seguridad pasiva y la simplicidad. Las
principales características de seguridad del reactor incluyen: Presión atmosférica en circuitos
primarios y secundarios. Se opta por la eliminación pasiva del calor residual del circuito
primario a través del contenedor en caso de pérdida de flujo. En la fase inicial del evento, la
alta capacidad calorífica de la sal fundida permitirá que la producción de calor se acumule en
el refrigerante primario hasta que las pérdidas de calor exceda la potencia residual.
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