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![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-9-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-10-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-11-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-12-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-13-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-14-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-15-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-16-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-17-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-18-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-19-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-20-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-21-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-22-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-23-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-24-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-26-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-27-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-28-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-29-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-30-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-31-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-32-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-33-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-34-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-35-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-36-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-37-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-38-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-39-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-40-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-41-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-42-320.jpg)
![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](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-43-320.jpg)
![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.
43](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-44-320.jpg)
![La protección del combustible TRISO es la primera barrera para
evitar la propagación de productos de fisión.
La vasija del reactor, el contenedor de transporte, el pozo (junto con
el techo blindado de la sala de mantenimiento) y el edificio del
reactor son barreras adicionales. El sistema de seguridad principal
que garantiza el control de la reactividad son las barras de control
con una señal de parada establecida. Durante el funcionamiento, las
barras de control se mantienen en posición operativa mediante
imanes alimentados por energía. En caso de problemas en la
operación, el Sistema de Limitación (LS) regula la potencia del
reactor. La cápsula se derrite después de alcanzar una temperatura
umbral y el absorbente (NaBF4) se libera en la zona activa [10].
Figura 54. Reactor Energy Well. [49]
Figura 55. Vista del edificio del reactor Energy Well [10].
U-Battery del Reino Unido.
Se ha desarrollado un diseño de planta basado en una cavidad de reactor subterránea y una
instalación de almacenamiento de núcleo gastado, ambos servidos por una grúa aérea y
colocados con el módulo de conversión de energía en un edificio de confinamiento ventilado.
El reactor y el intercambiador de calor se colocan uno al lado del otro, pero cada uno en su
propio compartimento. La convección natural se utiliza para enfriar el combustible gastado
con la ayuda de la ventilación especial del depósito de combustible. El diseño prevé que el
combustible se cargue / descargue en contenedores de combustible con acceso a través de la
instalación de manejo de combustible [10].
44](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-45-320.jpg)
![Figura 56. Diseño de la planta de U-Battery [50].
MoveluX de Japón.
El reactor MoveluX está diseñado con seguridad pasiva inherente basada en el principio
natural, es decir, apagado del reactor por propiedad del material moderador, eliminación del
calor de decaimiento de la superficie de la vasija del reactor por circulación natural de aire.
La vasija del reactor se coloca bajo tierra para mejorar la protección del reactor y el blindaje
contra la radiación. El blindaje de radiación en la parte superior del reactor lo protege de
ataques físicos; el núcleo se apagará de forma autónoma por la propiedad material del hidruro
de calcio. Específicamente, la capacidad del hidruro de calcio para moderar los neutrones
(poder de moderación de neutrones) disminuye con el aumento de la temperatura, ya que el
hidrógeno se disocia en ambientes de alta temperatura por encima de los 800 °C. Si la presión
del hidrógeno aumenta por su disociación, el hidrógeno será procesado dentro de un
procesador. El calor de decaimiento después de la parada del reactor se elimina de forma
pasiva. Si la tubería de calor y el circuito secundario están manteniendo su función, la
eliminación del calor de decaimiento, son los mismos que para la eliminación de calor
durante el funcionamiento nominal. En el caso de pérdida de enfriamiento de la tubería de
calor, el calor de decaimiento se eliminaría de la superficie de la vasija del reactor por
circulación del aire [10].
Figura 57. Diseño conceptual de una planta MoveluX [51]
45](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-46-320.jpg)
![Posibles aplicaciones
Muchos de los SMRs tienen previsto un nicho en la electricidad o en los mercados de energía
donde los grandes reactores no serían viables. Por lo tanto, este tipo de reactores podría
cumplir la necesidad de generadores de potencia que sean flexibles para un amplio rango
tanto de usuarios como de aplicaciones, que incluirían el reemplazo de las plantas de
combustibles fósiles, promoviendo así la cogeneración en países en vías de desarrollo con
redes eléctricas pequeñas y permitiendo un híbrido entre los sistemas nucleares y de energías
renovables. Mediante la modularización de la tecnología, uno de los objetivos económicos es
la producción en serie con un menor tiempo de construcción.
En la Figura. 58 se puede observar una escala de temperaturas, en la parte superior se
encuentra el tipo de reactor y en la inferior las distintas aplicaciones que puede desempeñar.
Figura 58. Aplicaciones de los SMRs. [52]
El desarrollo de estos reactores es en parte debido a la necesidad de expandir el mercado de
las aplicaciones nucleares más allá de la provisión de electricidad. A un nivel estratégico, esto
puede ser traducido en las siguientes tres oportunidades [53]:
❖ Sistemas energéticos descarbonizados.
❖ Complementando el despliegue de las energías renovables.
❖ Facilitando el acceso a la energía nuclear en nuevos sectores y regiones.
La primera oportunidad está relacionada con que, dentro del sector eléctrico, los SMR
podrían considerarse como un ajuste adecuado en términos de tamaño del reactor para
reemplazar un subconjunto de plantas de energía de carbón que se retiran. También podrían
46](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-47-320.jpg)
![apoyar la descarbonización de otros sectores energéticos, como las aplicaciones de
calefacción, que requieren temperaturas de salida entre 80 y 200 ° C y pueden ser realizadas
fácilmente con algún LWR o SMR donde las aplicaciones potenciales incluyen refinación de
petróleo, desalación de agua, producción de hidrógeno por reformado de gas natural con
vapor y producción de hidrógeno por métodos termoquímicos y electrólisis de alta
temperatura.
Dentro de la segunda oportunidad encontramos que estos reactores tienen características
inherentes de seguimiento de carga que los hacen capaces de operar flexiblemente en
sistemas eléctricos con cargas variables, como en las regiones que persiguen la gran
intervención de energías renovables como la eólica y la fotovoltaica, además, esto se podría
considerar como un sistema híbrido que acople SMR con aplicaciones no eléctricas
(hidrógeno, combustibles sintéticos y desalinización). Estos tipos de sistemas integrados
pueden mejorar la confiabilidad general y resiliencia del sistema energético, lo que los
convierte en una opción económicamente atractiva.
La tercera oportunidad tiene que ver con que la energía nuclear es más limitada en regiones
donde los factores económicos, geográficos y las limitaciones relacionadas con la red
dificultan la construcción de grandes centrales nucleares. Los SMR se pueden implementar
en áreas remotas que no están conectadas a la red, en regiones con redes eléctricas pequeñas
o con pocos sitios adecuados para grandes instalaciones nucleares. Los requisitos de
modularidad y flexibilidad de los SMR contribuyen a su atractivo.
Tabla 5. Aplicabilidad de los SMRs. [53]
Facilitación de acceso Fuera de la red o en lugares remotos, adaptación a las limitaciones
del sitio: sismos y fuentes de enfriamiento, acceso para recién
llegados a la energía nuclear.
Sistemas de
descarbonización
Reemplazo de las viejas plantas de carbón y aplicaciones no
eléctricas.
Complementando
energías renovables
Flexibilidad: seguimiento de carga y efecto de flota, sistemas de
energía integrados.
Economía de los SMRs
Las variables asociadas al impulso de la industria nucleoeléctrica relacionadas a los aspectos
económicos son los siguientes:
1. Aumento en los costos de construcción: Los programas de plantas nucleares a menudo se
encuentran sobre el presupuesto
2. Aumento en los tiempos de construcción: Ha ido en aumento de 66 meses, de principio a
fin hasta alcanzar los 116 meses.
3. Caída en la demanda de construcción: En la actualidad, existen alrededor de 50 plantas en
construcción, que iniciaron hace casi 20 años y consecuentemente la probabilidad de que se
terminen a tiempo es cuestionable.
47](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-48-320.jpg)
![4. Tecnología no probada: La industria nuclear promueve una nueva generación de reactores
(Generación III y III+) y, en etapa de diseño, algunas manufactureras nucleares se enfocan en
los seis tipos de Generación IV. Entre ellos, los que son considerados SMRs son los de sales
fundidas, los rápidos enfriados con metales líquidos y los de altas temperaturas.
5. Mercado no favorable: La economía de la energía nuclear siempre ha sido cuestionada, pues
existe el riesgo de que las plantas cuesten más que el precio de la materia prima. Aunque este
problema deja de presentarse al realizar pequeños reactores modulares de GEN-IV, debido a
la modularización de la construcción y la instalación de cada módulo individual como el
primer elemento de las instalaciones de la planta de energía y a medida que la demanda de
energía aumenta conforme al número de módulos.
6. Materia prima no confiable: El valor de los costos de materia prima ha ido variando
significativamente resultando en que el precio de la electricidad también varíe, creando un
rango de entre $21 y $76/MWh.
7. Necesidad de subsidios: La introducción de los mercados de energía ha significado que los
dueños de las plantas se encuentren expuestos no solo a los riesgos de sobrecostos, sino
también con respecto a la fiabilidad de la planta.
8. Avivamiento o decline nuclear: Cerca del 11% de la electricidad producida en el mundo es
generada por 450 reactores nucleares, alrededor de 60 reactores más se encuentran en
construcción lo que equivale al 16% de la capacidad existente, mientras que adicionalmente
150-160 cubrirían casi la mitad de la capacidad existente.
En la siguiente tabla podemos observar el campo de utilización que tienen en la actualidad las
generaciones más utilizadas de los reactores mencionados y que se poseen en el presente.
Tabla 6. Tecnología nuclear en la actualidad [53].
Generación del Reactor Utilización
GEN-III Los que se encuentran actualmente en operación son los ABWR (Advanced
Boiling Water Reactor) desarrollados en Japón. Para el final de 2006,
cuatro de ellos se encontraban en servicio y otros dos en construcción en
Taiwán. El tiempo de la construcción se encontraba por arriba del rango.
GEN-III + Ninguna de estas plantas ha sido completada, los más promovidos son los
últimos diseños dentro de las nuevas generaciones de PWRs, un particular
European Pressurized Water Reactor y el Westinghouse AP1000.
GEN-IV Se encuentran aún en diseño de papel, pueden funcionar con combustible
de plutonio, sin embargo, aún presentan dificultades técnicas que los hacen
imposibles de desplegar en las próximas dos décadas.
Un modelo de financiamiento podría ser desarrollado con un proyecto que tendría lugar en la
ausencia de financiamiento de políticas federales con respecto a la industria nuclear. Las
nuevas plantas tendrán un costo de electricidad nivelado (LCOE), con un precio requerido
para cubrir costos operacionales y de capital entre los rangos de $47 a $71 por MWh. Estos
rangos exceden las proyecciones de las plantas de carbón y de gas.
Luego de que los costos de ingeniería y de construcción han sido pagados, existe un muy
buen prospecto para bajar los LCOEs nucleares, lo que permitirá que la energía nuclear sea
48](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-49-320.jpg)
![competitiva en el mercado. Estas políticas permitirían la competitividad incluyendo garantías
de préstamos, depreciación acelerada, créditos fiscales para la inversión y producción.
A largo plazo, esta competitividad podría mejorar aún más debido a las preocupaciones
sobre las emisiones de gases de efecto invernadero debido a la generación de energía con
combustibles fósiles [12].
El único diseño GEN-IV que se basa en reactores previamente comerciales es el reproductor
rápido refrigerado por sodio (SFR). El GIF establece que un problema para el SFR es la
reducción de costos a niveles competitivos; ninguno de los SFR construidos hasta la fecha ha
sido económico de construir u operar.
El resumen del despliegue económico de las centrales nucleares dentro de la próxima
generación y la próxima década es el siguiente:
1. Economía del despliegue de plantas durante la próxima década.
❖ Costo de capital como factor determinante dentro de la competitividad de la energía
nuclear.
❖ Los costos de ingeniería de primero en su clase para nuevos diseños nucleares podrían
aumentar los costos de capital en un 35%, lo que afecta negativamente a la
competitividad de la energía nuclear.
❖ La prima de riesgo pagada a la fianza para financiar la construcción de nuevas plantas
nucleares como factor dentro de la competitividad económica de la energía nuclear.
2. Economía del despliegue de la siguiente serie de plantas nucleares.
❖ Con base al beneficio de la experiencia de las primeras plantas lo que se espera es que
los LCOEs bajen, por lo que no es necesaria la asistencia financiera.
3. Políticas de los gases de efecto invernadero en el futuro.
❖ Con la implementación de estas políticas, el LCOE del petróleo podría aumentar a
$91 por MWh y la del gas a $68 por MWh, lo que aseguraría la competitividad de la
energía nuclear.
Es imposible el lograr obtener un estimado real de esta nueva tecnología debido a la etapa de
desarrollo en la que se encuentra, por lo tanto, en vez de realizar un estimado de costos se
puede hacer una comparativa con la generación actual de reactores utilizados, especialmente
en cuanto a sus actividades relacionadas en la construcción de los SMR con los LWR, lo que
podemos analizar en la siguiente tabla:
Tabla 7. Factores económicos en la comparativa de los SMRs con los LWRs. [53]
Factor SMR LWR
Escala económica Su escala no es tan amplia. Poseen una gran ventaja.
Fabricación Por su tamaño y componentes
compactos se arman en lugares
más pequeños y más rápidamente.
Presentan dificultades que no pueden
verse reducidas debido a su tamaño y
componentes.
49](https://image.slidesharecdn.com/smallmodularreactorsresearch-210428004421/85/Small-modular-reactors-research-50-320.jpg)
Small modular reactors research
- 1. Reactores Modulares Pequeños (SmallModular Reactors) Álvarez Segovia Emiliano Díaz Ortiz Ana Ximena Vite Ortega Francisco Guadalupe Asesor: Dr. Juan Luis François Lacouture Estancia II Marzo-Abril 2021
- 2. Tabla de contenido Listade 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
- 3. Lista de figuras Figura1.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 Technology Developments) 31 Figura 35. Ensamblaje de combustible del LFR-TL-X (Extraído de Advances in Small Modular Reactor Technology Developments) 31 Figura 36. Ensamblaje de combustible del MoveluX. (Extraído de Advances in Small Modular Reactor Technology Developments) 32 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
- 4. Figura 40. Edificiodel 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
- 5. Lista de tablas Tabla1. 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
- 6. Lista de acrónimos SMRSmall 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
- 7. Resumen Los reactores modularespequeños 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
- 8. Introducción El constante crecimientopoblacional, 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
- 9. Ambos son denominadosreactores 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
- 10. Figura 1. Tasasde 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
- 11. Tabla 1. Diferenciasy 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
- 12. Clasificación y ejemplosde 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
- 13. Categoría 1: Refrigeradopor 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
- 14. 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
- 15. ABV-6E de Rusia. Esuna 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
- 16. GT-MHR de Rusia. Elreactor 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
- 17. HTMR100 de Sudáfrica. Esun 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
- 18. SVBR de Rusia. Esun 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
- 19. que resulta enun 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
- 20. Molten Chloride SaltFast 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
- 21. U-Battery del ReinoUnido. 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
- 22. Am-242m(NO3)3 en soluciónacuosa. 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
- 23. 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
- 24. 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
- 25. 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
- 26. Principales componentes Como seha 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
- 27. Control de reactividad Elmétodo 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
- 28. Figura 26. Esquemade 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
- 29. relevantes que afectanal 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
- 30. Los reactores refrigeradospor 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
- 31. su estabilidad bajoirradiación 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
- 32. Por último, lacategoría 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
- 33. Figura 36. Ensamblajede 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
- 34. Hablando de manerageneral 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
- 35. fluye de regresoal 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
- 36. 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
- 37. los diseños creíblesdeben 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
- 38. Categoría 1: Refrigeradopor 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
- 39. Categoría 2: Refrigeradopor 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
- 40. SHELF de Rusia Eldiseño 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
- 41. radiación pasiva yconducción 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
- 42. decaimiento. El sistemaDHR1 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
- 43. reactor está ubicadabajo 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
- 44. Molten Chloride SaltFast 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. 43
- 45. La protección delcombustible TRISO es la primera barrera para evitar la propagación de productos de fisión. La vasija del reactor, el contenedor de transporte, el pozo (junto con el techo blindado de la sala de mantenimiento) y el edificio del reactor son barreras adicionales. El sistema de seguridad principal que garantiza el control de la reactividad son las barras de control con una señal de parada establecida. Durante el funcionamiento, las barras de control se mantienen en posición operativa mediante imanes alimentados por energía. En caso de problemas en la operación, el Sistema de Limitación (LS) regula la potencia del reactor. La cápsula se derrite después de alcanzar una temperatura umbral y el absorbente (NaBF4) se libera en la zona activa [10]. Figura 54. Reactor Energy Well. [49] Figura 55. Vista del edificio del reactor Energy Well [10]. U-Battery del Reino Unido. Se ha desarrollado un diseño de planta basado en una cavidad de reactor subterránea y una instalación de almacenamiento de núcleo gastado, ambos servidos por una grúa aérea y colocados con el módulo de conversión de energía en un edificio de confinamiento ventilado. El reactor y el intercambiador de calor se colocan uno al lado del otro, pero cada uno en su propio compartimento. La convección natural se utiliza para enfriar el combustible gastado con la ayuda de la ventilación especial del depósito de combustible. El diseño prevé que el combustible se cargue / descargue en contenedores de combustible con acceso a través de la instalación de manejo de combustible [10]. 44
- 46. Figura 56. Diseñode la planta de U-Battery [50]. MoveluX de Japón. El reactor MoveluX está diseñado con seguridad pasiva inherente basada en el principio natural, es decir, apagado del reactor por propiedad del material moderador, eliminación del calor de decaimiento de la superficie de la vasija del reactor por circulación natural de aire. La vasija del reactor se coloca bajo tierra para mejorar la protección del reactor y el blindaje contra la radiación. El blindaje de radiación en la parte superior del reactor lo protege de ataques físicos; el núcleo se apagará de forma autónoma por la propiedad material del hidruro de calcio. Específicamente, la capacidad del hidruro de calcio para moderar los neutrones (poder de moderación de neutrones) disminuye con el aumento de la temperatura, ya que el hidrógeno se disocia en ambientes de alta temperatura por encima de los 800 °C. Si la presión del hidrógeno aumenta por su disociación, el hidrógeno será procesado dentro de un procesador. El calor de decaimiento después de la parada del reactor se elimina de forma pasiva. Si la tubería de calor y el circuito secundario están manteniendo su función, la eliminación del calor de decaimiento, son los mismos que para la eliminación de calor durante el funcionamiento nominal. En el caso de pérdida de enfriamiento de la tubería de calor, el calor de decaimiento se eliminaría de la superficie de la vasija del reactor por circulación del aire [10]. Figura 57. Diseño conceptual de una planta MoveluX [51] 45
- 47. Posibles aplicaciones Muchos delos SMRs tienen previsto un nicho en la electricidad o en los mercados de energía donde los grandes reactores no serían viables. Por lo tanto, este tipo de reactores podría cumplir la necesidad de generadores de potencia que sean flexibles para un amplio rango tanto de usuarios como de aplicaciones, que incluirían el reemplazo de las plantas de combustibles fósiles, promoviendo así la cogeneración en países en vías de desarrollo con redes eléctricas pequeñas y permitiendo un híbrido entre los sistemas nucleares y de energías renovables. Mediante la modularización de la tecnología, uno de los objetivos económicos es la producción en serie con un menor tiempo de construcción. En la Figura. 58 se puede observar una escala de temperaturas, en la parte superior se encuentra el tipo de reactor y en la inferior las distintas aplicaciones que puede desempeñar. Figura 58. Aplicaciones de los SMRs. [52] El desarrollo de estos reactores es en parte debido a la necesidad de expandir el mercado de las aplicaciones nucleares más allá de la provisión de electricidad. A un nivel estratégico, esto puede ser traducido en las siguientes tres oportunidades [53]: ❖ Sistemas energéticos descarbonizados. ❖ Complementando el despliegue de las energías renovables. ❖ Facilitando el acceso a la energía nuclear en nuevos sectores y regiones. La primera oportunidad está relacionada con que, dentro del sector eléctrico, los SMR podrían considerarse como un ajuste adecuado en términos de tamaño del reactor para reemplazar un subconjunto de plantas de energía de carbón que se retiran. También podrían 46
- 48. apoyar la descarbonizaciónde otros sectores energéticos, como las aplicaciones de calefacción, que requieren temperaturas de salida entre 80 y 200 ° C y pueden ser realizadas fácilmente con algún LWR o SMR donde las aplicaciones potenciales incluyen refinación de petróleo, desalación de agua, producción de hidrógeno por reformado de gas natural con vapor y producción de hidrógeno por métodos termoquímicos y electrólisis de alta temperatura. Dentro de la segunda oportunidad encontramos que estos reactores tienen características inherentes de seguimiento de carga que los hacen capaces de operar flexiblemente en sistemas eléctricos con cargas variables, como en las regiones que persiguen la gran intervención de energías renovables como la eólica y la fotovoltaica, además, esto se podría considerar como un sistema híbrido que acople SMR con aplicaciones no eléctricas (hidrógeno, combustibles sintéticos y desalinización). Estos tipos de sistemas integrados pueden mejorar la confiabilidad general y resiliencia del sistema energético, lo que los convierte en una opción económicamente atractiva. La tercera oportunidad tiene que ver con que la energía nuclear es más limitada en regiones donde los factores económicos, geográficos y las limitaciones relacionadas con la red dificultan la construcción de grandes centrales nucleares. Los SMR se pueden implementar en áreas remotas que no están conectadas a la red, en regiones con redes eléctricas pequeñas o con pocos sitios adecuados para grandes instalaciones nucleares. Los requisitos de modularidad y flexibilidad de los SMR contribuyen a su atractivo. Tabla 5. Aplicabilidad de los SMRs. [53] Facilitación de acceso Fuera de la red o en lugares remotos, adaptación a las limitaciones del sitio: sismos y fuentes de enfriamiento, acceso para recién llegados a la energía nuclear. Sistemas de descarbonización Reemplazo de las viejas plantas de carbón y aplicaciones no eléctricas. Complementando energías renovables Flexibilidad: seguimiento de carga y efecto de flota, sistemas de energía integrados. Economía de los SMRs Las variables asociadas al impulso de la industria nucleoeléctrica relacionadas a los aspectos económicos son los siguientes: 1. Aumento en los costos de construcción: Los programas de plantas nucleares a menudo se encuentran sobre el presupuesto 2. Aumento en los tiempos de construcción: Ha ido en aumento de 66 meses, de principio a fin hasta alcanzar los 116 meses. 3. Caída en la demanda de construcción: En la actualidad, existen alrededor de 50 plantas en construcción, que iniciaron hace casi 20 años y consecuentemente la probabilidad de que se terminen a tiempo es cuestionable. 47
- 49. 4. Tecnología noprobada: La industria nuclear promueve una nueva generación de reactores (Generación III y III+) y, en etapa de diseño, algunas manufactureras nucleares se enfocan en los seis tipos de Generación IV. Entre ellos, los que son considerados SMRs son los de sales fundidas, los rápidos enfriados con metales líquidos y los de altas temperaturas. 5. Mercado no favorable: La economía de la energía nuclear siempre ha sido cuestionada, pues existe el riesgo de que las plantas cuesten más que el precio de la materia prima. Aunque este problema deja de presentarse al realizar pequeños reactores modulares de GEN-IV, debido a la modularización de la construcción y la instalación de cada módulo individual como el primer elemento de las instalaciones de la planta de energía y a medida que la demanda de energía aumenta conforme al número de módulos. 6. Materia prima no confiable: El valor de los costos de materia prima ha ido variando significativamente resultando en que el precio de la electricidad también varíe, creando un rango de entre $21 y $76/MWh. 7. Necesidad de subsidios: La introducción de los mercados de energía ha significado que los dueños de las plantas se encuentren expuestos no solo a los riesgos de sobrecostos, sino también con respecto a la fiabilidad de la planta. 8. Avivamiento o decline nuclear: Cerca del 11% de la electricidad producida en el mundo es generada por 450 reactores nucleares, alrededor de 60 reactores más se encuentran en construcción lo que equivale al 16% de la capacidad existente, mientras que adicionalmente 150-160 cubrirían casi la mitad de la capacidad existente. En la siguiente tabla podemos observar el campo de utilización que tienen en la actualidad las generaciones más utilizadas de los reactores mencionados y que se poseen en el presente. Tabla 6. Tecnología nuclear en la actualidad [53]. Generación del Reactor Utilización GEN-III Los que se encuentran actualmente en operación son los ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) desarrollados en Japón. Para el final de 2006, cuatro de ellos se encontraban en servicio y otros dos en construcción en Taiwán. El tiempo de la construcción se encontraba por arriba del rango. GEN-III + Ninguna de estas plantas ha sido completada, los más promovidos son los últimos diseños dentro de las nuevas generaciones de PWRs, un particular European Pressurized Water Reactor y el Westinghouse AP1000. GEN-IV Se encuentran aún en diseño de papel, pueden funcionar con combustible de plutonio, sin embargo, aún presentan dificultades técnicas que los hacen imposibles de desplegar en las próximas dos décadas. Un modelo de financiamiento podría ser desarrollado con un proyecto que tendría lugar en la ausencia de financiamiento de políticas federales con respecto a la industria nuclear. Las nuevas plantas tendrán un costo de electricidad nivelado (LCOE), con un precio requerido para cubrir costos operacionales y de capital entre los rangos de $47 a $71 por MWh. Estos rangos exceden las proyecciones de las plantas de carbón y de gas. Luego de que los costos de ingeniería y de construcción han sido pagados, existe un muy buen prospecto para bajar los LCOEs nucleares, lo que permitirá que la energía nuclear sea 48
- 50. competitiva en elmercado. Estas políticas permitirían la competitividad incluyendo garantías de préstamos, depreciación acelerada, créditos fiscales para la inversión y producción. A largo plazo, esta competitividad podría mejorar aún más debido a las preocupaciones sobre las emisiones de gases de efecto invernadero debido a la generación de energía con combustibles fósiles [12]. El único diseño GEN-IV que se basa en reactores previamente comerciales es el reproductor rápido refrigerado por sodio (SFR). El GIF establece que un problema para el SFR es la reducción de costos a niveles competitivos; ninguno de los SFR construidos hasta la fecha ha sido económico de construir u operar. El resumen del despliegue económico de las centrales nucleares dentro de la próxima generación y la próxima década es el siguiente: 1. Economía del despliegue de plantas durante la próxima década. ❖ Costo de capital como factor determinante dentro de la competitividad de la energía nuclear. ❖ Los costos de ingeniería de primero en su clase para nuevos diseños nucleares podrían aumentar los costos de capital en un 35%, lo que afecta negativamente a la competitividad de la energía nuclear. ❖ La prima de riesgo pagada a la fianza para financiar la construcción de nuevas plantas nucleares como factor dentro de la competitividad económica de la energía nuclear. 2. Economía del despliegue de la siguiente serie de plantas nucleares. ❖ Con base al beneficio de la experiencia de las primeras plantas lo que se espera es que los LCOEs bajen, por lo que no es necesaria la asistencia financiera. 3. Políticas de los gases de efecto invernadero en el futuro. ❖ Con la implementación de estas políticas, el LCOE del petróleo podría aumentar a $91 por MWh y la del gas a $68 por MWh, lo que aseguraría la competitividad de la energía nuclear. Es imposible el lograr obtener un estimado real de esta nueva tecnología debido a la etapa de desarrollo en la que se encuentra, por lo tanto, en vez de realizar un estimado de costos se puede hacer una comparativa con la generación actual de reactores utilizados, especialmente en cuanto a sus actividades relacionadas en la construcción de los SMR con los LWR, lo que podemos analizar en la siguiente tabla: Tabla 7. Factores económicos en la comparativa de los SMRs con los LWRs. [53] Factor SMR LWR Escala económica Su escala no es tan amplia. Poseen una gran ventaja. Fabricación Por su tamaño y componentes compactos se arman en lugares más pequeños y más rápidamente. Presentan dificultades que no pueden verse reducidas debido a su tamaño y componentes. 49
- 51. Coincidencia con la demanda Suconstrucción acelerada de una menor capacidad provee mejor flujo de efectivo y beneficios. Si la demanda energética sigue creciendo sería necesario construir y obtener mayores giga-watts más rápidamente con estos. Disponibilidad Al tener distintas unidades, el mantenimiento y reabastecimiento de combustible solo afecta ciertas áreas. Es necesario tener un paro total en caso de realizar reabastecimiento de combustible. Simplificación del diseño Los sistemas compactos permiten diseños en sistemas de seguridad pasivos. En realidad su simplificación de sistemas es mínima. Por lo tanto, podría decirse que la competitividad económica de los SMR dependerá en gran medida de la existencia de un gran mercado para apoyar las economías de serie necesarias para contrarrestar las deseconomías de escala ya que, al evaluar la justificación económica la cuestión de un mercado sigue siendo una necesidad central. Por un lado, si los SMRs se fabrican en masa, similares a las aeronaves comerciales, los beneficios económicos podrían ser significativos. Esto requeriría que el mercado de un solo diseño sea relativamente grande, lo que subraya la necesidad de un mercado global, mientras que se sugiere que solo un pequeño subconjunto de los muchos diseños en desarrollo podrán, en última instancia, establecer ese mercado global. En cualquier caso, lograr un mercado global requerirá niveles más altos de armonización regulatoria y una estricta consolidación del mercado. De igual manera debemos tomar en cuenta que el mercado potencial de SMRs no se limita a consideraciones económicas y requeriría de un esfuerzo global entre gobiernos, reguladores, vendedores, proveedores y futuros propietarios para abordar simultáneamente los diferentes desafíos que están relacionados con la tecnología, las licencias y marcos legales, los problemas en cuanto a la cadena de abastecimiento y los ciclos de combustible además de la percepción y compromiso del público. Conclusiones Con base en la información presentada en este documento y la revisión de las fuentes bibliográficas correspondientes, se concluye que los SMRs son una tecnología competitiva debido a sus características peculiares, de entre las que se destacan la reducción en el tamaño de reactores nucleares, la reducción y simplificación de algunos sistemas de operación, la reducción del costo económico, la mejora en los sistemas de seguridad, pero sin duda, la característica más sobresaliente es la modularidad que a su vez otorga practicidad, lo que permite que la tecnología de fisión llegue a lugares remotos o de difícil acceso, donde centrales nucleares no podrían ser construidas por falta de capital o de espacio. 50
- 52. Los SMRs podríanser considerados como la primera propuesta para ofrecer energía eléctrica o calorífica sin necesidad de emitir dióxido de carbono a la atmósfera, lo que contribuye favorablemente a combatir el cambio climático, además de que su funcionamiento como generación distribuida no depende de condiciones climáticas a diferencia de las otras energías renovables. En general, este tipo de reactores ofrecería beneficios similares a la de los reactores convencionales con una mejora a la economía, los tiempos de fabricación, la practicidad, entre otras tratadas anteriormente. Se espera que, con la información recopilada, sea posible que el lector conozca a fondo la tecnología de los reactores modulares pequeños y lo que pueden ofrecer en materia energética, asimismo se invita que se consulten las referencias bibliográficas para una mejor comprensión de los temas tratados. Referencias 1. World Nuclear Association. (2016-2021). Small nuclear power reactors. Recuperado el 5 de abril de 2021, de World Nuclear Association Sitio web: https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/small-nuc lear-power-reactors.aspx 2. NAVAL NUCLEAR PROPULSION. (s. f.). BWX Technologies. Recuperado 6 de abril de 2021, de https://www.bwxt.com/what-we-do/naval-nuclear-propulsion 3. L.Lovins, A. (2019, 11 diciembre). Does Nuclear Power Slow Or Speed Climate Change? Forbes. https://www.forbes.com/sites/amorylovins/2019/11/18/does-nuclear-power-slow-or-speed-climate-chan ge/?sh=1fe6651506b4 4. The Cost of Nuclear Power. (2014, 21 julio). Union of Concerned Scientists. https://www.ucsusa.org/resources/nuclear-power-cost 5. Hannah Ritchie. (2020, 10 febrero). What are the safest and cleanest sources of energy? Our World in Data. https://ourworldindata.org/safest-sources-of-energy 6. Sovacool, B. K., Andersen, R., Sorensen, S., Sorensen, K., Tienda, V., Vainorius, A. & Bjørn-Thygesen, F. (2016). Balancing safety with sustainability: assessing the risk of accidents for modern low-carbon energy systems. Journal of cleaner production 7. Características y ventajas de los reactores modulares pequeños (SMR) - Foro Nuclear. (2019). Retrieved 20 April 2021, from https://www.foronuclear.org/actualidad/a-fondo/caracteristicas-y-ventajas-de-los-reactores-modulares-p equenos/ 8. What are small modular reactors and what makes them different? ANSTO. (2020). Recuperado el 20 de abril de 2021, de https://www.ansto.gov.au/news/what-are-small-modular-reactors-and-what-makes-them-different 9. ANSTO Staff. (2020, 17 julio). What are small modular reactors and what makes them different? ANSTO. https://www.ansto.gov.au/news/what-are-small-modular-reactors-and-what-makes-them-different 10. International atomic energy agency. (2020). Advances in Small Modular Reactor Technology Developments. Austria: IAEA. 11. Dalton David. (2020, 31 marzo). Microreactors / Aurora Will Cost $10m To Build And $3m A Year To Operate, Says Oklo. NucNet. https://www.nucnet.org/news/aurora-will-cost-usd10m-to-build-and-usd3m-a-year-to-operate-says-oklo -3-2-2020 12. Zohuri, B. & McDaniel, P.. (2019). Advanced Smaller Modular Reactors, An Innovative Approach to Nuclear Power. Suiza: Springer. 51
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