GRUPO DE APOYO TECNICO

NOTAS TECNICAS

REACTORES NUCLEARESAVANZADOS

Elaborada por el subgrupo de Notas Tcnicas:

Juan Avelln (SIEMENS)Fernando Ortega (GENERAL ELECTRIC)Estanislao Madroal (WESTINGHOUSE)

2INDICE Pgina

1. INTRODUCCION 31.1 Necesidades Nucleares 31.2 Desarrollo de la alternativa nuclear 41.3 Postura en diversos pases 51.4 Objetivos de los nuevos reactores 72. CONCEPTO Y TIPO DE REACTORES NUCLEARES AVANZADOS 92.1 Reactores con nfasis en la economa. Seguridad activa 92.2 Reactores con nfasis en la seguridad. Seguridad pasiva e inherente 112.3 Proyectos concretos de desarrollo de RNA 162.4 Glosario Especfico Reactores Nucleares Avanzados 183. REACTOR AP600 DE WESTINGHOUSE 193.1 Introduccin 193.2 Caractersticas tcnicas 203.3 Caractersticas de seguridad 253.4 Viabilidad Econmica 304. REACTOR ABWR DE GENERAL ELECTRIC 314.1 Introduccin 314.2 Caractersticas Tcnicas 344.3 Caractersticas de Seguridad 394.4 Viabilidad Econmica 405. REACTOR AVANZADO EUROPEO (EPR) DE NPI 445.1 Introduccin y antecedentes 445.2 Caractersticas Tcnicas 455.3 Caractersticas de Seguridad 525.4 Viabilidad econmica 546. CONSIDERACIONES FINALES 55ANEXO I. GLOSARIO DE TERMINOS Y ACRONIMOS 59

3INTRODUCCIN

Existen en estos momentos en el mundo ms de cuatrocientos reactores enoperacin, que en trminos generales confirman la opcin nuclear como unaalternativa vlida para el suministro energtico de la humanidad. No obstante lavaloracin positiva que la opcin nuclear nos merece, basada en consideracionestcnicas, no sera razonable el desconocer las circunstancias que detienen aldesarrollo nuclear.

Centrndonos en lo que a la comunidad nuclear corresponde, nos proponemospresentar cual es la situacin de la alternativa nuclear en la actualidad, laconveniencia de fomentar su utilizacin, los aspectos tcnicos y econmicos quedeben conferir un aspecto renovado a dicha alternativa, las posturas ante eldesarrollo nuclear en diferentes pases y los programas de desarrollo nuclear en elmundo.

1.1 Necesidades Nucleares

Una primera cuestin a tener en cuenta a la hora de realizar cualquier planificacinenergtica es observar el comportamiento de la demanda energtica en el pasado ypoder, en base a ello y a los condicionantes previstos para el futuro, estimar laevolucin de la misma. Factores tales como el modelo social, econmico, ladistribucin del consumo entre domstico e industrial, entre otros, estn detrs dedichos condicionantes del crecimiento de la demanda y el consumo estimado percapita, haciendo que las previsiones sean muy dispares segn la zona considerada.

En cuanto a la evolucin de la capacidad nuclear instalada, se recoge una variacinque va desde los 16.388 MWe que haba instalados en 1970 hasta los 349.063 MWeque haba a finales de 1999. La participacin del sector nuclear en los diferentespases con dicha opcin se recoge en la tabla adjunta (Extrada de NEW - NuclearEurope Worldscan No. Julio - Agosto 2000).

En lo que a Espaa se refiere, la participacin nuclear en 1993 se situ en un 35,7 %referente a la aportacin a la generacin elctrica, disponiendo a finales de 1999 deuna capacidad nuclear instalada de 7.470 MWe correspondientes al 30,99 % de lacapacidad total.

4World nuclear power status in 1999 the IAEA figures

Reactors inoperation

Reactors underconstruction

Nuclear electricitysupplied in 1999

No. ofUnits

TotalMWe

No. ofUnits

TotalMWe TWh

% ofTotal

Argentina 2 935 1 692 6.59 9.04Armenia 1 376 2.08 36.36Belgium 7 5712 46.60 57.74Brazil 1 626 1 1229 3.98 1.25Bulgaria 6 3538 14.53 47.12Canada 14 9998 6.30 12.44China 3 2167 7 5420 14.10 1.15Czech Rep. 4 1648 2 1824 13.36 20.77Finland 4 2656 22.07 33.05France 59 63103 375.00 75.00Germany 19 21122 160.40 31.21Hungary 4 1729 14.10 38.30India 11 1897 3 606 11.45 2.65Iran 2 2111Japan 53 43691 4 4515 303.26 34.65South Korea 16 12990 4 3820 97.82 42.84Lithuania 2 2370 9.86 73.11Mexico 2 1360 10.00 5.21Netherlands 1 449 3.40 4.02Pakistan 1 125 1 300 0.07 0.11Romania 1 650 1 650 4.81 10.69Russia 29 19.843 3 2825 110.91 14.41Slovak Rep. 6 2408 2 776 13.12 47.02Slovenia 1 632 4.48 37.18South Africa 2 1842 13.47 7.08Spain 9 7470 56.47 30.99Sweden 11 9432 70.10 46.80Switzerland 5 3182 23.52 36.03UK 35 12968 91.19 28.87Ukraine 14 12115 4 3700 67.35 43.77USA 104 97145 727.70 19.80

Total* 433 349063 37 31128 2398.00

* Total includes Taiwan: 6 units, 4884 MWe in operation.

1.2 Desarrollo de la alternativa nuclear

Dadas las modestas aportaciones que las fuentes renovables pueden realizar ydados tambin los recursos limitados existentes de combustibles fsiles, que nopodran soportar por mucho tiempo la demanda energtica, as como los impactosambientales que su uso masivo pueden suponer, parece difcil prescindir a corto ymedio plazo de la Energa Nuclear, que se presenta como una fuente energticafiable, segura, limpia y barata.

5 Existe prcticamente unanimidad en que puede y debe aumentarse la seguridad delos reactores nucleares, logrando incluso reactores intrnsecamente seguros, quepueden proyectarse, construirse y operarse de forma que mejore su economa. Aspues, seguridad y economa sern los dos factores en los que se tratar deprogresar en la mejora de los reactores nucleares, proponiendo una nuevageneracin de reactores que globalmente se denominan Reactores NuclearesAvanzados (RNA).

Aunque la seguridad es una condicin esencial que debe cumplir toda plantanuclear, resulta difcil determinar qu nivel de seguridad es aceptable. Elestablecimiento de niveles de seguridad sobre la base de una cuantificacinobjetiva de esa aceptabilidad, probablemente mediante evaluaciones probabilistasdel riesgo, tendiendo a disminuirlo hasta niveles que cumplan con los lmites quepuedan ser considerados aceptables.

Adems de objetivos de seguridad incorporables a corto medio plazo, existe unareorientacin en el diseo, evolucionando los modelos de seguridad haciacaractersticas de seguridad pasiva (coeficientes de reactividad negativos,gravedad, circulacin natural, etc.), hacia caractersticas de comportamiento delreactor ante situaciones anormales o accidentales que minimicen los requisitos deacciones correctoras o de mitigacin a corto plazo, permitiendo un mayor margende maniobrabilidad (automtica o manual) , hacia la optimizacin de la fiabilidad decomponentes y sistemas mediante la adecuacin de requisitos de calidad,inspeccin, pruebas y mantenimiento, y hacia la estandarizacin y modularizacinen el diseo que faciliten las pruebas y permitan aprovechar en mayor medida laexperiencia adquirida en operacin.

Otra posibilidad comporta la monitorizacin de aquellas variables significativas delestado de seguridad en el que se encuentra la planta, como son la evaluacin de laindisponibilidad on-line de componentes, sistemas y funciones de seguridad de lamisma.

Como factor decisivo para la viabilidad del desarrollo de la generacinnucleoelctrica resulta imprescindible alcanzar un nivel de economa ventajosofrente al resto de alternativas de generacin elctrica, adems de otrasconsideraciones tales como la necesidad de diversificacin de las fuentes deenerga, desarrollo tecnolgico, uso optimizado y conservacin de los recursosnaturales.

1.3 Postura en diversos pases

La aceptacin de la alternativa nuclear tiene una fuerte componente social y stavara segn la sociedad considerada. As, las sociedades de los diferentes pasesno coinciden en lo que debe considerarse un nivel de seguridad y funcionamientoeconmico aceptable. Adems, las prioridades y valores nacionales difieren de unoa otro pas, por lo que los programas de desarrollo nuclear en aquellos pases conla capacidad tecnolgica suficiente para llevarlo a buen trmino presentan ciertasdiferencias que resulta interesante identificar.

En los pases con capacidad tecnolgica se pueden distinguir varios grupos, entrelos que se encuentran aquellos en los que la energa nuclear ha sufrido una menorcontroversia social (ej. Canad, Francia, Japn), los cuales han adoptado comoestrategia el desarrollo evolutivo de los actuales conceptos LWR, LMR y HWR, yaquellos en donde ha existido una fuerte controversia social en torno a la energa

6nuclear (Ej. Suecia, EEUU, Alemania ) y que han iniciado programas de desarrolloorientados principalmente hacia la seguridad. Otros pases, ente los que puedecitarse a Espaa apuestan por reas tecnolgicas tales con la mejora en laseguridad y economa de los reactores actuales, con la posibilidad de estudiardiseos avanzados que sean una evolucin de los actuales LWR y siguiendo laevolucin de los conceptos pasivos, e incluso al igual que en pases como Italiaparticipando en programas internacionales conjuntamente con otros pases

Las incertidumbres de todo tipo ( viabilidad tcnica, econmica, licenciamiento,etc.) que parecen pesar sobre la generacin energtica de origen nuclear hallevado a una situacin de tendencia a la creacin de grupos o consorcios entresuministradores de equipo principal, compaas elctricas, organismosinstitucionales y compaas suministradoras de ingeniera y bienes de equipo, parael desarrollo de los nuevos Reactores Nucleares Avanzados, no solo a nivel depas sino ente firmas de varios pases. Adems, en determinados casos se hansentado las bases para que los organismos reguladores de varios pases seencuentren tambin implicados en la marcha de proyectos de RNA, como es elcaso de Francia y Alemania con el proyecto NPI.

En lo que respecta a Espaa el panorama socio - poltico, respecto al desarrollo de laenerga nuclear no resulta muy alentador, a la moratoria nuclear le sigue elabandono definitivo de todos los proyectos de CC.NN.

Mejores perspectivas presenta el panorama del desarrollo tecnolgico nuclearmediante el Programa espaol de Centrales Nucleares Avanzadas que constituye elmayor esfuerzo conjunto, con participaciones de empresas privadas, pblicas yentidades oficiales, encaminado al desarrollo de las centrales avanzadas en Espaa.

Liderado por DTN- Agrupacin Elctrica para el Desarrollo Tecnolgico Nuclear -, enrepresentacin del Sector Elctrico Espaol, con la participacin de las empresasms relevantes del sector nuclear, como UTE (INITEC-EMPRESARIOSAGRUPADOS), ENUSA, ENSA y TECNATOM, as como con el laboratorio nacionalCIEMAT, contando as mismo con el apoyo del antes denominado Ministerio deIndustria y Energa.

Todas las actividades del Programa son realizadas teniendo en cuenta los requisitoseuropeos aplicables a nuevos reactores, definidos en el EUR y que son unareferencia obligada en los proyectos en curso o de nueva implantacin

Hasta el momento se ha participado en los siguientes proyectos con distinto grado dededicacin :

Programa ALWR (EPRI): La participacin del Sector Elctrico Espaol,conjuntamente con otros pases europeos en el programa ALWR, gestionadopor el EPRI (Electrical Power Research Institute) se centr en los aspectosde: a) URD (Utility Requirements Document) con participacin en lassucesivas revisiones y ediciones del documento de requisitos de las EE.EE.americanas, aportando el vista de punto europeo b) Certificacin: conparticipacin en el proceso de licenciamiento que culmina con la emisin deFDA (Final Design Approval) y la Certificacin del Diseo por parte de la NRC

Programa SBWR (Diseo Bsico): realizndose por parte Espaolaimportantes actividades de diseo bsico

Proyecto AP600 (Diseo Bsico y de Detalle): en el reactor simplificado deagua a presin de Westinghouse se desarrollaron actividades dentro de losdiseos bsico y de detalle.

7 Proyecto ABWR (Diseo de detalle): La participacin se centrbsicamente en el diseo de elementos de ingeniera como diseo de salade control computarizada, ingeniera y diseo de sistemas, diseo de isla deturbina y diseo de componentes primarios.

Proyecto EPP (Diseo Bsico): la participacin en el proyecto EPP(European Pressurized Passive Plant) de Westinghouse se realizaconjuntamente con pases europeos y el alcance consiste en la adaptacindel diseo AP600 a la situacin europea

Proyecto EBWR (Cumplimiento EUR - European Utility Requirements yDiseo Conceptual): en este proyecto se analiza el diseo del ABWR antelos requisitos del EUR e identifica las posibles diferencias identificando eldiseo de las alternativas necesarias.

Proyecto Lungmen (Explotacin de resultados). Mencin especial merecela actividad de realizacin de servicios para la Central Nuclear de Lungmen(2 unidades ABWR) en Taiwan en la que General Electric es suministradordel NSSS, mediante la cual se ha acordado con GE el que DTN gestione enEspaa la identificacin de oportunidades y oferta de suministro deservicios y equipos a General Electric para la Central de Lungmen.

Proyecto EUR (Requisitos de diseo). Participacin de DTN en el desarrolloconjunto con empresas elctricas de 10 pases europeos para laelaboracin del EUR, lo cual constituye un pilar importante sobre el que seasienta toda la poltica sobre Centrales Nucleares Avanzadas del SectorElctrico Espaol.

1.4 Objetivos de los nuevos reactores

El xito de los nuevos reactores nucleares depende de que demuestrensatisfactoria y simultneamente su buen funcionamiento en trminos de seguridady economa. Ello en vistas a ser atractivos tanto para las compaas utilitarias comopara el pblico en general.

Los programas para el desarrollo de nuevos reactores en el mundo pueden serclasificados de acuerdo a que el concepto de reactor persiga la mejora en laseguridad o en la economa como objetivo principal. Cuando la mejora en laseguridad es el objetivo primero, la seguridad forma parte de la solucin delproblema como una restriccin al nmero de posibilidades econmicamenteviables. Cuando por contra la economa es el objetivo principal, sta puede llevarsehasta el punto en que dejen de satisfacerse los requerimientos de seguridadaceptables.

Generalmente dichos objetivos suelen expresarse en trminos de un tercer factorque incide directamente sobre los dos anteriores y que se refiere a la disponibilidady operabilidad, en cuyos trminos los objetivos pueden resumirse como sigue: Incremento del factor de disponibilidad. Incremento de los mrgenes de diseo y operacin. Mejora de la capacidad de seguimiento de carga. Simplificacin u optimizacin de las operaciones de mantenimiento. Incremento de la fiabilidad de componentes y sistemas.

8 Simplificacin de sistemas, incluyendo sistemas pasivos sin intervencinnecesaria del operador.

Reduccin de volumen de residuos. etc.

92. CONCEPTO Y TIPO DE REACTORES NUCLEARES AVANZADOS

2.1 Reactores con nfasis en la economa. Seguridad activa

En la mayora de pases lderes con capacidad tecnolgica nuclear el intersprincipal se centra en el desarrollo de diseos orientados hacia el funcionamientoeconmico, aunque sin descuidar los objetivos en trminos de seguridad. Estosprogramas de desarrollo de nuevos reactores avanzados suelen presentar lassiguientes caractersticas: 1) Diseos evolutivos respecto a sus predecesores; biencon una gran experiencia operacional e incorporables a corto medio plazo (tiposLWR y HWR), o bien con poca experiencia operacional e incorporables a medio -largo plazo (tipo LMR) generalmente, diseos de elevada potencia (en torno a 900-1500 MWe).

Reactores LWR

A la hora de planificar la estrategia de relanzamiento de la alternativa nuclear nohay que olvidar la experiencia acumulada, donde los reactores LWR constituyencasi el 90 % de todos los reactores empleados en la actualidad.

Estos reactores son mejoras evolutivas de los actuales LWR, tanto en el aspectoeconmico como de seguridad. Se trata de mejorar reas consideradas de menorimportancia en los diseos anteriores, principalmente buscando mejorar ladisponibilidad, operacin y mantenimiento de la planta, mejorar la utilizacin delcombustible, eliminar las incertidumbres en su construccin, reducir los costes yacortar el tiempo para su construccin y licenciamiento.

Los programas ms destacados dentro de este apartado se llevan a cabo endiversos pases, tales como Alemania, Estados Unidos, Francia, Japn y Suecia.La mayora de stos se presentan a modo de resumen en la tabla adjunta.

Estos nuevos diseos parten de la enorme experiencia acumulada en la operacincomercial de sus predecesores, donde el tipo PWR supone cerca el 54% y el tipoBWR cerca del 20 % del total de las plantas nucleares en funcionamiento.

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Reactores LWR de gran tamao

REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

APWR PWR 1250 Westinghouse EE.UU.

System-80+ PWR 1345 ABB CE

ABWR BWR 1250 General Electric

CONVOY PWR 1300 KWU Alemania

APWR-Si PWR 990 Siemens

KHCR PWR 1500

SWR1000 BWR 1000

N4 PWR 1450 Framatome-EDF Francia

RCVS PWR 900 EDF-Framatome-CEA

REP 2000 PWR (*) EDF-Framatome

EPR PWR 1450 Nuclear Power International(Framatome y Siemens/KWU)

FranciaAlemania

SIZEWELL-B PWR 1200 Nuclear Electric plc. yWestinghouse

Reino UnidoEE.UU

BWR-90 BWR 1050 ABB Atom Suecia

APWR-J PWR 1350 Kansai Electric, Mitsubishi yWestinghouse

JapnEE.UU.

ABWR-J BWR 1350 Tokyo Electric Power, GeneralElectric, Toshiba y Hitachi

APWR 1000 PWR 1000 Westinghouse, INITEC, ENSA,ENUSA y ENDESA

EspaaEE.UU.

(*) Programa de especificacin de las caractersticas del diseo de reactor avanzado.

Reactores HWR

Los proyectos de desarrollo de nuevos reactores avanzados HWR tienden a lamejora evolutiva de sus predecesores del tipo PHWR diseados por AECL deCanad. Estos ltimos se encuentran actualmente en operacin comercial endiversos pases, habiendo acumulado una notable experiencia y constituyendo estetipo casi el 7 % del total de plantas nucleares en funcionamiento, aunque lamayora se encuentran en el pas de origen, Canad.

No es de extraar pues que los programas de desarrollo de reactores HWR estnliderados por el diseador AECL conjuntamente con la empresa Ontario Hydro enCanad. Estos, basados en dichos PHWR, tienden hacia la mejora en laseguridad, operacin y mantenimiento de la planta , aumentar su disponibilidad ydisminuir su coste.

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Reactores tipo HWR

REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

CANDU 600 PHWR 665 AECL y Ontario Hydro Canad

CANDU 3 PHWR 450

CANDU 6000 PHWR 900

Reactores LMR

Diversos pases en todo el mundo tienen programas de desarrollo de reactores deltipo LMR. Sin embargo, puede decirse que con excepcin de EE.UU., el principalmotivo para su desarrollo ha sido buscar un mejor aprovechamiento econmico delcombustible, merced a la conversin del U-238 en Pu en este tipo de reactoresdenominados frecuentemente reproductores. Entre estos pases se encuentranFrancia, Alemania, Reino Unido y Japn, habindose agrupado los tres primerosjunto con participacin belga e italiana en un consorcio europeo para desarrollar unnuevo reactor rpido, el EFR.

En EE.UU. la motivacin por este tipo de reactores avanzados se ha encaminadohacia el aprovechamiento de las caractersticas de seguridad pasiva que sepueden obtener mediante diseos avanzados del tipo LMR de baja potencia.

Reactores LMR

REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

EFR LMFBR 1500 EFR Associates(Novatome Interatom NNC Belgonucleaire Ansaldo)

FranciaAlemaniaReino UnidoBlgicaItalia

Monju LMFBR 280 JAPC y EPDC Japn

DFBR LMFBR 600-800 JAPC

2.2 Reactores con nfasis en la seguridad. Seguridad pasiva e inherente

El nfasis en la seguridad ha surgido como consecuencia de la demanda por partede la sociedad de un mayor grado de seguridad en las plantas nucleares. Ellosupone principalmente una mayor retencin de los materiales radiactivos derivadosdel proceso de fisin del combustible nuclear. La forma de procurarlo consiste enque se satisfagan los siguientes postulados: a) mantener la integridad del

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combustible, b) confinar el refrigerante contaminado con radiactividad y c) retenerel material radiactivo dentro de la contencin.

A la vez que se habla de peligros inherentes, se habla de seguridad inherente,relacionada con las mismas caractersticas del diseo y operacin de la planta. As,se entiende por caractersticas de seguridad inherente a aquellas relativas a laplanta las cuales evitan o eliminan un determinado (o determinados) peligrosinherentes, debindose estas caractersticas a la eleccin de los materiales,condiciones de diseo y explotacin. Entre las caractersticas inherentes msdestacadas cabe sealar: coeficiente de reactividad negativo, refrigerante inerte,materiales incombustibles, etc.

Un concepto de planta avanzada suele presentar, en el caso ms favorable,caractersticas de seguridad inherente pero nicamente referidas a la eliminacinde uno o varios peligros inherentes al concepto, de manera que el resto de peligrospotenciales deben ser controlados mediante dispositivos o funciones de seguridadadecuadas para ello.

Existen determinadas funciones esenciales para la seguridad que son comunes atodos los tipos de reactores, avanzados o no, y que se refieren a: parada de emergencia del reactor refrigeracin de emergencia del reactor, y confinamiento de los productos de fisin

Las caractersticas particulares del diseo de la planta han de tender a satisfacerdichas funciones de seguridad. Para ello, en la actualidad se utilizan sistemas deseguridad activa (algo que se utiliza en los reactores avanzados evolutivos),mientras que en el diseo de reactores avanzados con nfasis principal en laseguridad se tiende a la utilizacin de caractersticas o sistemas de seguridadpasiva

El trmino de seguridad pasiva se utiliza para calificar las caractersticas deseguridad de la operacin de estructuras y elementos (componentes y sistemas),que han sido diseados para contrarrestar sucesos especficos sin requerir ningunafuerza, ni fuente de potencia elctrica o mecnica, ni seal de actuacin, exterioresa las propias estructuras o elementos. Las caractersticas pasivas de dichossistemas deben basarse exclusivamente en las leyes naturales y en laspropiedades de los materiales, as como en la no actuacin humana.

La utilizacin de caractersticas de seguridad inherente y pasiva supone, por logeneral, incrementar el grado de seguridad alcanzado, aunque suele penalizar elfuncionamiento econmico de la planta, ya que los sistemas implicados suelen serms fiables aunque menos efectivos econmicamente que los elementos deseguridad activa.

Aunque todos los conceptos de reactores avanzados basados en la seguridadincorporan en mayor o menor medida caractersticas de seguridad inherente ypasiva, es precisamente su grado de utilizacin lo que nos ha movido a dividir lapresentacin de este apartado en dos bloques, denominados seguridad pasiva yseguridad inherente.

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Seguridad pasiva

Se trata de diseos que no presentan ninguna caracterstica de seguridadinherente, e incorporan sistemas pasivos para cumplir con todas o algunas de lasfunciones esenciales para la seguridad.

Seguridad inherente

Se trata de diseos donde se conjugan algunas caractersticas de seguridadinherente con la incorporacin de sistemas pasivos para cumplir las funcionesesenciales para la seguridad, los cuales controlan el resto de peligros potencialessubyacentes al concepto de reactor avanzado. Estas funciones suelen serrealizadas en su totalidad por sistemas pasivos, aunque pueden existirredundancias donde se utilizan en parte sistemas activos.

El desarrollo de nuevos reactores avanzados con nfasis principal en la seguridadsuelen presentar las siguientes caractersticas: a) diseos innovadores respecto asus predecesores; bien con cierta experiencia operacional en reactores depequea o mediana potencia, incorporables a cortomedio plazo (tipo LWR casi -pasivos y modulares GCR), o bien con escasa o nula experiencia operacional eincorporables a medio - largo plazo (modulares y pasivos LWR y LMR), y b)diseos de potencia intermedia (casi - pasivos, en torno a los 300-600 MWe) o baja(pasivos, en torno a los 100-300 MWe).

Entre los pases involucrados en este tipo de reactores se encuentran EE.UU.,Alemania, Suecia, Reino Unido e Italia.

REACTORES CON SEGURIDAD PASIVA

Pequeos tipo LWR

El conjunto de reactores considerados dentro de este apartado presentan, como seha comentado anteriormente, una gran disparidad en el grado de aplicacin decaractersticas de seguridad pasiva, aunque todos tienen en comn el hecho depertenecer al tipo LWR y de presentar entre los 300 y 600 MWe. Combinandocaractersticas de seguridad activa y pasiva se pretende eliminar en cierto gradoalgunas de las penalizaciones que la seguridad pasiva impone sobre la viabilidadeconmica del nuevo reactor avanzado.

El objetivo consiste en desarrollar diseos conceptualmente innovadores,recurriendo a utilizar sistemas de seguridad pasivos tanto para la parada delreactor como para la extraccin del calor residual ( por ejemplo, convencinnatural, gravedad, etc.). Adems se trata de diseos por lo general modulares yestndar, con potencias intermedias respecto de los actuales LWR de grantamao, pero buscando ser competitivos frente a stos; principalmente mediante lasimplificacin en el diseo, la estandarizacin, acortar los tiempos de construcciny disminuir las incertidumbres.

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Pequeos LWR

REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

AP600 PWR 630 WESTINGHOUSE EE.UU.

NUPACK PWR 600

B 600 PWR 600 Babcock and Wilcox

MAP PWR 300 ABB CE

SBWR BWR 600 General Electric

NP 300 PWR 300 Framatome Francia

PWR 600 PWR 600 Nuclear PowerInternational (Siemens-Framatome)

AlemaniaFrancia

SBWR 200 BWR 200 Siemens Alemania

SIR PWR 320 Rolls-Royce, ABB CE,Stone and WebsterEngineering y AEATechnology

Reino UnidoEE.UU.

REACTORES CON SEGURIDAD INHERENTE

Modulares LWR

El desarrollo de reactores nucleares avanzados del tipo modulares LWR tienden alas caractersticas de seguridad inherente y pasiva destacadas anteriormente.Siguen dos reglas fundamentales en su filosofa de diseo:

El ncleo debe quedar sumergido en agua bajo cualquier circunstancia creble oprevisible- durante un largo perodo de tiempo tras un accidente, no requirindoseaccin humana o funcin activa alguna para garantizar la seguridad.

La seguridad que el ncleo sumergido no sufre daos importantes en cuanto alcombustible como consecuencia de una refrigeracin deficiente.

Modulares LWR

REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

PIUS PWR 500 ABB Atom Suecia

PIUS-BWR BWR 750 Oak Ridge National Lab. EE.UU.

ISER PWR 210 Universidad de Tokio Japn

IRIS PWR -- JAERI

MARS PWR 800 (t) Universidad de Roma Italia

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Modulares GCR

Este tipo de reactores nucleares avanzados con caractersticas de seguridadinherente y pasiva ( baja densidad de potencia, gran masa de grafito ) han sidopensados tanto para suministro de vapor y calor (de proceso ), como deelectricidad, cubriendo un amplio abanico de potencias para amoldarse a lasdiferentes necesidades de cogeneracin elctrica y vapor, tanto a gran escalacomo a nivel de consumo local. Para ello se afirman en el concepto demodularizacin de las plantas.

El conjunto del nuevo concepto HTGR se apoya en la experiencia ganada en laoperacin desde mediados de los 50 de las plantas refrigeradas con CO2 . Eldiseo del nuevo reactor modular tipo HTGR pone el mayor nfasis en elmantenimiento de la integridad del combustible, utilizando para ello un combustibleque es capaz de soportar elevadas temperaturas, el cual puede permanecerinalterado incluso en el supuesto de que los medios de refrigeracin estnseriamente perjudicados, limitando para ello la potencia del reactor ( baja potencia). La manera de procurarlo consiste en la refrigeracin de la vasija del reactor porconvencin natural, utilizando aire atmosfrico, o si este medio falla, mediante latransferencia de calor por radiacin.

Modulares GCR

REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

HTR-500 HTGCR 500 ABB (grupo HTR) Alemania

HTR-Module HTGCR 100 (200 t) Siemens/Interatom(grupo HTR)

MHTGR HTGCR 150 (350t)

General Atomics EE.UU.

Modulares LMR

Las caractersticas de seguridad pasiva de los modulares LMR inciden en menormedida en la robustez del combustible que en procurar una convencin naturalaltamente fiable para el refrigerante del reactor a un sumidero de calor al objeto derefrigerar el combustible. No obstante, tambin utilizan, como los modulares GCR,una convencin natural del aire alrededor de la vasija del reactor y el fenmeno deradiacin trmica desde dicha vasija a los alrededores, como medio de refrigerar elncleo.

Adems, entre sus objetivos se encuentra el mejor aprovechamiento delcombustible. Para ello no solo consumen menos sino que permiten producir nuevocombustible. Al mismo tiempo podran quemar actnidos dispuestos en el ncleo,con lo cual constituyen un medio interesante para eliminar residuos radiactivos demuy alta actividad y perodo muy largo.

Modulares LMR

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REACTOR TIPO POTENCIA(MWe)

SUMINISTRADOR PAIS

PRISM LMFBR 155 General Electric EE.UU.

SAFR LMFBR 450 Rockwell International

2.3 Proyectos concretos de desarrollo de RNA

En la figura adjunta, se presentan las lneas ms destacadas de los diversosdesarrollos de Reactores Nucleares Avanzados.

En primer lugar, la Figura adjunta muestra de manera grfica las distintas lneasseguidas en el desarrollo de los citados conceptos avanzados. En esta figurapuede verse como la lnea principal consiste en el desarrollo de reactoresavanzados evolutivos, tambin denominados grandes, principalmente del tipoLWR, sin olvidar los CANDU del tipo HWR o el EFR del tipo LMR. En cuanto a losconceptos avanzados basados en la seguridad inherente o pasiva, de nuevo lalnea basada en los reactores del tipo LWR, distinguindose entre pequeos ymodulares, vuelve a ser la ms destacada, mientras que los conceptos GCR yLMR del tipo modular quedan en un segundo plano.

Tambin se muestra de manera grfica en la citada figura (ver la base de partidade las diferentes lneas de desarrollo) cmo la experiencia de la que se nutren losdistintos conceptos avanzados vara desde la abrumadora aportacin comparativade los conceptos LWR actuales frente a la poca aportacin de los diseos GCR yHWR actuales y la escasa aportacin de los LMR.

Dentro de esta figura se muestra tambin como existen dos lneas claramentediferenciadas en el desarrollo de reactores avanzados del tipo LMR,distinguindose los grandes de los modulares, aunque todos ellos utilizandosodio lquido como refrigerante y moderador. Dentro de los reactores avanzadosdel tipo LWR se distinguen tres orientaciones, los grandes, los pequeos y losmodulares. En cuanto a los reactores avanzados del tipo GCR nicamente setiende al desarrollo de reactores modulares de alta temperatura refrigerados ymoderados por helio. El tipo HWR sigue basndose en la utilizacin de aguapesada como refrigerante y moderador.

Por ltimo, en la citada figura tambin puede observarse el propsito de aplicacinde los diferentes conceptos avanzados. As, los reactores del tipo HCR yparticularmente los modulares del tipo LWR pueden aplicarse a cogeneracin deelectricidad, vapor, calor, etc. El resto de reactores LWR y los HWR se concibenprincipalmente como generadores de electricidad a gran escala, aunque por suscaractersticas de diseo y operacin los del tipo HWR suponen un mejoraprovechamiento del combustible, aunque esto ltimo es una caractersticaprincipal de los conceptos avanzados de reactores del tipo LWR.

A pesar de que muchas de las abreviaciones son bastantes conocidas, en la tablaadjunta se presentan a modo de resumen el significado de las ms destacadas.

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Lneas de Desarrollo de Conceptos de Reactores Nucleares Avanzados (RNA)

GRANDESM ODULARESPEQUEOSM ODULARES

G eneracin ElectricidadElectricidad y A plicaciones A prov. C om b.

HTR-500HTR-Group

HTR-M oduleHTR-Group

GHR 10HTR-Group

MHTG RGA

PIUSAsea Atom

ISERU. Tokio

IR ISJAERI

MARSU. Roma

PIUS - BW RORNL

GRANDES

G CR (Helio)

ABW RGE

BW R 90ABB Atom

SW R 1000Siemens

ESBW RGE

EPRNPI

APW R-SISiemens

KHCRSiemens

CONVO YKW U

APW RW

N4Framatome

RCVSFramatome

REP 2000EDF

SYSTEM 80ABB CE

APW R 1000In itec

SIZEW ELL-BNEP

AP 600W

NP 300Framatome

PRW 600NPI

NUPACKW

B 600B&W

MAPABB CE

SIPABB CE

LW R

SBW R 600GE

SBW R 200Siemens

CANDUAECL

HW R LM R (Sodio)

SAFRRockwell

PRISMGE

DFBRJAPC

MONJUJAPC

EFREFR Associates

Nota.- Los tres diseos resaltados se describen con mas detalle en los captulos siguientes, al ser los mas representativos de los reactores avanzados actuales

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2.4 Glosario Especfico Reactores Nucleares Avanzados

TIPOS: GCR: Gas Cooled ReactorHWR: Heavy Water ReactorLMR: Liquid Metal ReactorLWR: Liquid Water Reactor

NOMBRES FABRICANTESAP Advanced passive ABB Asea Brown BoveriBWR Boiling Water Reactor ABB CE ABB Combustion EngineeringABWR Advanced Boiling Water Reactor AECL Atomic Energy of Canada Ltd.APWR Advanced Pressurized Water Reactor B & W Babcock and WilcoxALWR Advanced Light Water Reactor EDF Electricit de FranceAP-600 Advanced Passive-600 EFR Asso. European Fast Reactor Associates

(Novatome, Interatom, NNC,Belgonucleaire, Ansaldo)

B-600 B&W Advanced Reactor GA General AtomicBWR 90 Sweden Boiling Water Reactor GE General ElectricDFBR Demonstration Fast Breeder Reactor HTR-group ABB y SiemensEFR European Fast Reactor JAERI Japan Atomic Energy Research

InstituteEPP European Passive Pressurized

ReactorJAPC Japan Atomic Power Company

EPR European Pressurized Reactor KWU Draftwerk UnionESBWR European Simplified Boiling Water

ReactorNEP Nuclear Electric Plc

GHR Gas-cooled Heating Reactor NPI Nuclear Power InternationalHTR High Temperature Reactor ORNL Oak Ridge National LaboratoryIRIS Integrated Reactor with Inherent

SafetyW Westinghouse

ISER Intrinsically Safe and EconomicalReactor

KHCR High Conversion PWRMAP Minimum Attention PlantMARS Multipurpose Advanced Reactor

Inherently SafeMHTGR Modular High Temperature Gas-

cooled ReactorPIUS Process Inherently Ultimately SafetyPRISM Power Reactor Inherently Safe ModulePWR Pressurized Water ReactorRCVS Convertible Spectral Shift ReactorREP 2000 PWR francs de la prxima

generacinSAFR Sodium Advanced Fast ReactorSBWR Simplified Boiling Water ReactorSBWR Small Boiling Water ReactorSIR Safe Integral ReactorSWR BWR Pasivo de Siemens

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3. REACTOR AP600 DE WESTINGHOUSE

3.1 Introduccin

El diseo de Westinghouse denominado AP-600 es una central nuclear avanzadade 600 MWe que utiliza las fuerzas de la naturaleza y un diseo simplificado paramejorar tanto la operacin como la seguridad de la planta, as como para reducirlos costes de construccin.

Como parte del esfuerzo de cooperacin entre el programa de reactoresavanzados de agua ligera del departamento de energa de los EE.UU (DOE) y elinstituto para la investigacin de la generacin elctrica (EPRI), el equipo deWestinghouse del AP600 ha desarrollado una planta de 600 MWe simplificada,segura y econmica, para as comenzar una nueva era en el campo de lageneracin nuclear. Diseado para satisfacer los requisitos del DOE, el AP600 deWestinghouse es una elegante combinacin de innovadores sistemas deseguridad que dependen de las fuerzas de la naturaleza y tecnologas altamenteprobadas durante aos de operacin.

El AP600 ha sido desarrollado con una participacin y revisin industrial que notiene antecedentes. El diseo del AP600 se ha beneficiado de la participacin deexpertos en todas las reas a nivel internacional. En la siguiente figura semuestra una lista de las diferentes organizaciones que han intervenido en eldiseo y revisin del AP600.

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El diseo del AP600 de Westinghouse simplifica tanto los sistemas de plantacomo los requisitos de mantenimiento e inspeccin, mediante la drsticareduccin del nmero de vlvulas, bombas, tuberas y diversos componentescomplejos. Los sistemas de seguridad del AP600 son fundamentalmente pasivos,dependientes de las fiables fuerzas de la naturaleza (gravedad, circulacin,conveccin, evaporacin, condensacin) en lugar de componentes alimentadoscon corriente elctrica.

Aunque el AP600 utiliza sistemas simplificados y pasivos para aumentar laseguridad de la planta, la efectividad de la tecnologa ha venido demostrndose atravs de aos de operacin y pruebas. Los componentes principales del AP600estn basados en largas experiencias operativas satisfactorias. Las bombas delrefrigerante del reactor han sido usadas por la marina americana durantedcadas. Los generadores de vapor, presionador, combustible y vasija del reactorestn basados en tecnologa ampliamente probada en la operacin de las plantasactuales, con mejoras desarrolladas a travs de la experiencia operativa. Lossistemas de seguridad pasiva son la extensin natural de una tecnologa utilizadacon anterioridad: desde hace muchos aos los reactores PWR suministrados porWestinghouse disponen de acumuladores para aportar agua de refrigeracin alreactor en caso de accidente, sin la necesidad de bombas.

El AP600 proporciona altos grados de seguridad. El diseo descansa sobre masde 40 aos de experiencia en componentes de reactores de agua ligera ytecnologa, por lo tanto no es necesaria la construccin de una planta dedemostracin. EL AP600 HA RECIBIDO LA APROVACION FINAL DEL DISEOPOR PARTE DE LA AUTORIDAD REGULADORA DE LOS EE.UU. (NRC).

3.2 Caractersticas tcnicas

Sistema de refrigeracin del reactor

El sistema de refrigeracin del reactor (RCS) del AP600 consiste en dos circuitosde trasferencia de calor con sendos generadores de vapor, una bomba delrefrigerante del reactor en cada lazo y una rama caliente sencilla y dos ramasfras para la circulacin del refrigerante entre el reactor y cada uno de losgeneradores de vapor. El sistema tambin incluye un presionador, tuberas deinterconexin y las vlvulas e instrumentacin necesarias para el control de laoperacin y la actuacin de los sistemas de salvaguardias. Todos los equiposestn situados en el edificio de contencin y los componentes principales hansido probados en reactores en operacin bajo condiciones similares de caudal,temperatura y presin.

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Generadores de vapor

En el AP600 se utilizan dos generadores de vapor del modelo Delta-75. Elgenerador de vapor modelo Delta-75 est basado en el Modelo F deWestinghouse. Este modelo F es un diseo probado con cerca de un centenar deunidades en operacin comercial actualmente. Los generadores de vapor tipo Fque han sustituido a los modelos antiguos en gran cantidad de centrales poseenun rcord impresionante de menos de un tubo daado por generador de vaporcada cuatro aos.

Esta mejora en las caractersticas de los generadores de vapor se han logradogracias a diferentes mejoras de diseo incorporadas para mejorar el rendimientoy aumentar la vida en servicio. Estas mejoras incluyen una expansin hidrulicade toda la longitud del material, placas de soporte de tubos en acero inoxidablemandrinado, uso de Inconel 690 tratado trmicamente como material de los tubospara mejorar su resistencia a la corrosin, mejora de las barras antivibracin,mejora de los separadores de humedad primario y secundario as como lautilizacin de tubos de esquema triangular.

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Westinghouse lider el desarrollo del material para tubos Inconel 690, que ha sidoincluido por el EPRI (Instituto para la investigacin de la energa elctrica) en eluso de los nuevos generadores de vapor. El Inconel 690 dispone de excelentescaractersticas de resistencia ante corrosin generalizada, es resistente a lacorrosin bajo tensin producida por el agua del circuito primario y dispone deunas bajas tasas de aportacin de material al circuito primario, con lo que seespera que los niveles de radiacin en el lado primario se reduzcan en un 50%,comparados con las unidades equipadas con el material antiguo Inconel 600.

Presionador

El presionador de AP600 est basado en el diseo estndar de Westinghouseque se est utilizando actualmente en unas 70 plantas en todo el mundo. Lospresionadores de Westinghouse estn basados en una tecnologa con mas de 30aos de experiencia operativa satisfactoria. El tamao del presionador del AP600es de mas de 45 m3, aproximadamente un 30 % mayor del que normalmente seutilizara en una planta tradicional de potencia similar.

Disponer de un presionador tan grande aumenta los mrgenes de operacindurante los transitorios y elimina la necesidad de la actuacin de la vlvula dealivio. Esto produce una planta con mayor disponibilidad, pues se producirnmenos disparos del reactor, y requerir de menos tiempo para recuperar lascondiciones operativas despus de un transitorio. Tambin se elimina lanecesidad de las vlvulas de alivio actuales, lo que disminuye posibles fuentes defugas del RCS as como su mantenimiento.

Los calentadores del presionador del AP600 son de un diseo similar a los que seestn utilizando en las centrales PWR de Westinghouse actualmente enoperacin. Los calentadores estn montados verticalmente, instalados en elinterior de las penetraciones del fondo de la pared del presionador. Estoscalentadores estn sellados individualmente con las penetraciones para mantenerla barrera de presin del sistema.

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Bombas de refrigeracin del reactor

El sistema de refrigeracin del reactor del AP600 utiliza unas bombascompletamente encapsuladas para circular el refrigerante del circuito primario atravs del ncleo del reactor, tuberas y generadores de vapor. Se montan dosbombas directamente en la entrada de refrigerante de cada generador de vapor.Esto permite que las bombas y el generador de vapor compartan el mismosoporte estructural, simplificando el sistema de soportes y permitiendo un mayorespacio para el mantenimiento de la bomba y del generador de vapor. El soportevertical combinado de las bombas y el generador de vapor es una columnasimple que va desde el suelo hasta el fondo del generador de vapor.

Los motores encapsulados invertidos han estado siendo utilizados por mas de 25aos en los sistemas de circulacin de plantas de combustibles fsiles, sucomportamiento ha sido mejor que el de las unidades no invertidas por que lacavidad del motor se refrigera mejor en el interior del encapsulado. Se hanconstruido y puesto en servicio unas 1300 unidades de este tipo. En el AP600 lasbombas estn integradas con el generador de vapor en posicin invertida.

Las ventajas de este tipo de diseo de bombas son significantes. Los sistemasauxiliares necesarios para los motores de las bombas encapsuladas son muchomenos complejos que los que se necesitan para las bombas con sellos. Lasbombas encapsuladas son mas tolerantes a condiciones fuera de diseo y reducela probabilidad de pequeos LOCAs (prdida de refrigerante del reactor) aleliminarse el sistema de sellado. La integracin de la succin de la bomba en elfondo del generador de vapor elimina la rama intermedia del lazo de refrigeracin,reduciendo la cada de presin en el lazo y eliminado la posibilidad de undescubrimiento del ncleo durante un pequeo LOCA.

Combustible

El diseo de combustible del AP600 est basado en la actual tecnologa de 17x17optimizado que se est utilizando en unas 120 plantas en operacin en todo elmundo. Se han fabricado mas de 25000 elementos combustibles de este tipo. Se

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han aadido mejoras en este tipo de combustible, como son rejillas de Zircaloy,cabezales superiores desmontables y mayor capacidad de quemado.

Se ha diseado en el AP600 un ncleo de baja densidad mediante un tamaosuperior al de una planta tradicional de 600 MW. Como resultado el nmero deelementos combustibles ha aumentado de 121 a 145 y la mayora de losparmetros nucleares y trmicos se han mejorado en un 25 o 30 %. Con ello sereduce el enriquecimiento del combustible, la necesidad de absorbentesconsumibles, se consiguen mayores ciclos del combustible y un incremento demas del 15 % en los mrgenes sobre el lmite de ebullicin nucleada.

La combinacin de un deflector radial, el ncleo de baja densidad de potencia ylos elementos combustibles optimizados producen una reduccin del 20 % en loscostes del ciclo del combustible. El diseo del ncleo permite ciclos de operacinde 18 meses con un factor de capacidad del 85 % y no requiere venenosconsumibles, excepto para el primer ciclo de operacin.

Otra caracterstica del diseo del ncleo del AP600 es la utilizacin de barras decontrol de baja absorcin, denominadas barras grises, para permitir unseguimiento de carga diario sin necesidad de cambiar la concentracin de boroen el refrigerante del reactor.

Vasija del reactor

El ncleo, vasija del reactor e internos del AP600 son, esencialmente, los mismosque en un diseo convencional de un PWR de Westinghouse. La vasija delreactor del AP600 ha incorporado mejoras debidas a experiencias operativas.

Aunque el AP600 solo tiene dos lazos de refrigeracin del reactor, la vasija delreactor es similar a la del modelo tradicional de 3 lazos. Cada lazo del primariodel AP600 dispone de 2 ramas fras y una rama caliente, con lo que la vasijaestndar para tres lazos puede utilizarse sin mas necesidad que efectuarpequeas reorientaciones de las toberas de entrada y salida. Adems, la gran

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vasija del reactor del AP600 incluye un ncleo de mayor tamao que en el casode una planta tradicional de dos lazos. Con el mayor tamao del ncleo y lamisma potencia, la densidad de potencia se reduce, lo que aade mrgenes deseguridad a la planta.

La utilizacin de un deflector neutrnico radial contribuye a reducir los costes delciclo del combustible y a extender la vida del reactor. Este deflector, que rodea alncleo, reduce la fuga neutrnica, mejorando la utilizacin de neutrones por partedel ncleo y reduciendo el dao a la vasija del reactor por fluencia neutrnica.

3.3 Caractersticas de seguridad

Seguridad pasiva

El objetivo principal del diseo del AP600 fue crear una planta muy simplificadaque cumpliera los requisitos reguladores de la NRC, que cumpliera o superara loscriterios de seguridad de la NRC y que estuviera conforme con todas laslecciones aprendidas sobre seguridad del pasado; sin olvidar en ningn momentoel ser econmicamente competitiva con otros mtodos de generacin deelectricidad. Estos objetivos se han conseguido con la utilizacin de componentesaltamente probados en operacin, con lo que no es necesaria la construccin deprototipos o modelos de demostracin. La simplificacin de los sistemas deplanta, junto con el incremento en los mrgenes de operacin reduce lasacciones requeridas por parte del operador en caso de accidente. El AP600 norequiere ninguna accin por parte del operador para mantener una configuracinsegura durante la ocurrencia de algn accidente base de diseo.

La utilizacin en el AP600 de los elementos de seguridad pasiva reduce en granmedida los requisitos, tanto de operacin como de mantenimiento. El AP600 hasido diseado para tener un periodo corto de construccin mediante el uso detcnicas de construccin modular, similares a las utilizadas en la construccin debarcos. El objetivo del diseo es de un calendario de 36 meses desde el primeraporte de hormign hasta la puesta en marcha a plena carga. Una ventajaaadida mediante esta tcnica es que gran parte de las inspecciones de garantade calidad pueden ser completadas en el proceso de fabricacin antes de que losmdulos sean enviados al emplazamiento.

El AP600 utiliza sistemas de seguridad pasivos para aumentar la seguridad de laplanta y as satisfacer los criterios de seguridad de la NRC. Estos sistemasutilizan nicamente fuerzas naturales, como la gravedad, la circulacin natural ygases comprimidos. No se utilizan ventiladores, generadores diesel, enfriadores uotros elementos rotatorios en los subsistemas de seguridad pasiva. Se utilizanunas pocas vlvulas sencillas para alinear los sistemas de seguridad pasivacuando es necesario. En la mayora de los casos estas vlvulas son de falloseguro (es decir, ante una prdida de energa se sitan en alineamiento deseguridad) y normalmente estn dirigidas por fuentes de alimentacinininterrumpidas de clase 1E. Estos sistemas de seguridad pasiva sonsignificantemente mas sencillos que los sistemas tradicionales de seguridad delas centrales PWR.

Adems de la simplicidad, los sistemas de seguridad pasiva no requieren de lagran cantidad de sistemas de soporte tpicos de otras plantas nucleares, comopueden ser suministro de corriente alterna, agua de refrigeracin, edificios

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ssmicos. La simplificacin del AP600 incluye la eliminacin de los generadoresdiesel de clase seguridad y todo su conjunto de sistemas de apoyo, aire dearranque, tanques de almacenamiento de combustible, bombas detransferencia... Como resultado estos sistemas de apoyo no necesitan ser declase seguridad y pueden ser simplificados o incluso eliminados.

Los sistemas de seguridad pasiva del AP600 son el sistema pasivo de inyeccinde seguridad, el sistema de eliminacin pasiva de calor residual y el sistema derefrigeracin pasiva del edificio de la contencin. Todos estos sistemas pasivoshan sido diseados para cumplir el criterio de fallo simple de la NRC y susrequisitos recientes, incluyendo las lecciones aprendidas del accidente de TMI ylos conceptos de seguridad genricos y no resueltos. Tambin se han utilizadolos anlisis probabilsticos de seguridad (APS) para cuantificar la seguridad deldiseo.

Refrigeracin del ncleo

El sistema pasivo de refrigeracin del ncleo del AP600 (PXS) efecta dosfunciones principales: inyeccin de seguridad, junto con aporte de refrigerante delreactor para controlar el inventario del mismo, y eliminacin del calor residual. Seha demostrado mediante anlisis de ordenador que el PXS proporciona unarefrigeracin del ncleo efectiva para diversos tamaos y localizaciones deroturas. Estos clculos muestran que el PXS evita los daos al ncleo pararoturas de hasta 8 pulgadas (lneas de inyeccin a la vasija) y proporcionaalrededor de 500 F de margen para el pico mximo de temperaturas en la vainapara la rotura en guillotina de la tubera principal de refrigeracin.

Inyeccin de seguridad

El PXS utiliza tres fuentes de agua para mantener la refrigeracin del ncleo:tanques de aporte del ncleo (CMT), acumuladores y tanque de almacenamientode agua de recarga en el interior de contencin (IRWST). Todas estas fuentes deinyeccin estn conectadas directamente a dos entradas a la vasija del reactor.Estas conexiones, que han sido utilizadas en las plantas de dos lazos existentesen la actualidad, reducen la posibilidad de que se pierda parte del caudal deinyeccin.

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El aporte pasivo de refrigerante del reactor se utiliza para compensar pequeasfugas tras algn transitorio o cuando el sistema de aporte normal no estdisponible. Se han diseado tanques de aporte al ncleo (CMT), llenos con aguaborada, para proporcionar su funcin a cualquier presin del sistema derefrigeracin del reactor (RCS) con el nico uso de la fuerza de la gravedad.Estos tanques se han diseado para la presin total del RCS y se sitan porencima de las tuberas de los lazos del RCS. Si el nivel de agua en el presionadoralcanzara un muy bajo nivel, el reactor sera disparado, junto con las bombas derefrigeracin del reactor, y las vlvulas de descarga de los CMTs abriranautomticamente. Las elevaciones relativas de los CMTs y del presionador sontales que si el nivel de refrigerante en el RCS continuara bajando, el agua de losCMTs caera por gravedad en el interior de la vasija del reactor.

Al igual que en los actuales reactores tipo PWR se requieren los acumuladorespara grandes accidentes de prdida de refrigerante (LOCA) por la necesidad deun gran aporte inicial de caudal para rellenar la vasija del reactor, el fondo de lamisma y el anillo bajante tras el vaciado del RCS que se produce en este tipo deaccidente. La presin del gas fuerza las vlvulas antirretorno que habitualmenteimpiden la entrada de agua del RCS hacia los acumuladores. Los acumuladoresse han dimensionado para responder ante la rotura de la mayor tubera existente,rellenando rpidamente el anillo de la vasija y su parte inferior. Los acumuladorescontinuaran aportando agua para ayudar a los CMTs a la reinundacin delncleo.

El agua de inyeccin a largo plazo est suministrada mediante gravedad desde elIRWST, que est localizado en el interior de la contencin, por encima de loslazos del RCS. Normalmente el IRWST est aislado del RCS mediante unasvlvulas antirretorno. Este tanque est diseado para actuar con presinatmosfrica. Por lo tanto el RCS debe estar despresurizado para que se produzcala inyeccin. El AP600 controla automticamente la despresurizacin del RCSpara reducirla hasta 10 psig, en cuyo punto la columna de agua en el IRWST essuficiente para compensar la baja presin del RCS y las prdidas de carga en laslneas de inyeccin. El sistema de despresurizacin automtica (ADS) consta decuatro etapas de vlvulas para permitir una reduccin de la presin del RCS

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relativamente lenta y controlada. Las tres primeras etapas estn conectadas alpresionador y descargan al IRWST. La cuarta etapa est conectada a la ramacaliente y descarga mediante vlvulas de aislamiento a la contencin. Las etapasdel ADS son actuadas por el nivel en el CMT.

Extraccin de calor residual

El AP600 dispone de un subsistema pasivo de eliminacin del calor residual(PRHR) que protege la planta frente a transitorios que inutilicen el agua dealimentacin normal y los sistemas de vapor. Los resultados de los anlisis deWestinghouse, utilizando cdigos aprobados por la NRC, han mostrado que elsubsistema PRHR satisface los criterios de seguridad para los accidentes deprdida de agua de alimentacin, rotura de lnea de agua de alimentacin y roturade lnea de vapor, con fallo nico en el mismo. Los transitorios previstos sindisparo del reactor (ATWS) han sido tambin analizados, mostrando comoresultado picos de presin en el RCS de 2900 psig, dentro de los criterios de laNRC.

El intercambiador de calor del PRHR consiste en un conjunto de tuberasconectadas con el RCS formando un lazo de circulacin natural. El lazo estnormalmente aislado del RCS mediante vlvulas que estn cerradas, estas fallanabiertas si se pierde su alimentacin. Los tubos del intercambiador de calor estnsituados en el interior del IRWST. Esta ubicacin sita al intercambiador de calordel PRHR sobre los lazos del RCS, con lo que el agua caliente que abandona elRCS por su rama caliente subir hacia el intercambiador de calor del PRHR endonde ser enfriada. La diferencia de temperatura entre el agua caliente deentrada al intercambiador y el agua fra de salida provocar la circulacin naturalen el lazo formado. Si las bombas de refrigeracin del reactor estn enfuncionamiento aumentar el caudal por el intercambiador de calor del PRHR.

El IRWST proporciona el sumidero de calor para el intercambiador de calor delPRHR. El volumen de agua del IRWST es suficiente para absorber el calor dedesintegracin de los productos de fisin durante un plazo de dos horas antes de

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que el agua contenida en el mismo empiece a hervir. Despus de esto seempezar a crear vapor de agua que ir a la contencin. Este vapor condensaren el recubrimiento de acero de la contencin y volver a caer en el IRWST.

Contencin

El sistema pasivo de refrigeracin de la contencin del AP600 (PCS) proporcionael ltimo sumidero de calor para la planta.

Se ha demostrado tanto en los anlisis de ordenador como en las pruebas que elPCS es capaz de proporcionar una refrigeracin y despresurizacin adecuadasdel edificio de contencin tras accidentes en los que la presin de diseo no hayasido superada. La cubierta de acero de la contencin proporciona una superficiede transferencia trmica que elimina el calor del interior de la contencin y loenva a la atmsfera. El calor es eliminado de la cubierta de la contencinmediante un caudal de aire por circulacin natural que no puede ser aislado.

En el caso poco probable de un accidente, el enfriamiento por aire se puedesuplementar mediante un proceso de evaporacin de agua en la parte exterior dela cubierta de la contencin. El agua cae por gravedad desde un tanquelocalizado en la parte superior del edificio de contencin. Dos vlvulasnormalmente cerradas, de fallo en abierto, se abren para iniciar el drenaje delagua. El tamao del tanque es tal que permite un drenaje durante tres das,despus de este tiempo se espera que el tanque sea rellenado para poder seguircumpliendo con su propsito. Si el tanque no es rellenado despus de estos tresidas, la presin en el interior de la contencin se incrementara, aunque se hacalculado que el pico de presin tardara unas dos semanas en alcanzar el 90%de la presin de diseo de la contencin.

3.4 Viabilidad Econmica

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El AP600 de Westinghouse no es solamente una central nuclear avanzada,representa una nueva forma de hacer negocios que proporciona las necesidadesdel nuevo entorno de las compaas productoras. El AP600 est ayudando acambiar la forma en la que el mundo ve la construccin de nuevas centralesnucleares.

Es crucial, para las nuevas centrales nucleares, ser mas sencillas y menoscostosas de construir, operar y mantener. El AP600 requiere el 50% menos devlvulas, el 80% menos de tuberas de seguridad, el 70% menos de cableado decontrol, el 35% menos de bombas (ninguna de clase seguridad) y el 45% menosde volumen de edificio ssmico que otros reactores convencionales.

Las centrales nucleares comerciales de Westinghouse tienen un excelente rcordde seguridad. Hay mas plantas operando con seguridad de tecnologaWestinghouse que de cualquier otro tipo. La seguridad en esta planta operativasse consigue mediante una gran cantidad de equipos de emergencia, complejos yredundantes, que requieren energa elctrica y, ocasionalmente, actuaciones porparte del operador. Esto se conoce como seguridad activa. El AP600 alcanza laseguridad mediante el aprovechamiento de las fuerzas de la naturaleza, talescomo gravedad, circulacin natural, conveccin, evaporacin y condensacin. Aldepender de esas fuerzas naturales no es necesaria la existencia de complejossistemas activos ni la accin de lo operadores.

4. REACTOR ABWR DE GENERAL ELECTRIC

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4.1 Introduccin

El reactor de Agua en Ebullicin Avanzado (ABWR) de General Electric (GE)representa lo mas moderno en 40 aos de evolucin de los reactores BWR. Sudiseo estndar incorpora lo mejor del diseo BWR en el mundo con objeto demejorar la eficiencia, seguridad, fiabilidad y costes de capital.

El ABWR es ahora la referencia de la industria al liderar los programas dedesarrollo de reactores avanzados. Este reconocimiento se debe a losimportantes hitos alcanzados, siendo los principales:

Primero en recibir la Aprobacin Final de Diseo (FDA) por la U.S.Nuclear Regulatory Commision (NRC)

Primer Reactor Avanzado de Agua Ligera (ALWR) construido Primer reactor avanzado en producir potencia Unico reactor grande (1300+ MWe) seleccionado por las compaas

elctricas de EE.UU. para diseo detallado (fondos FOAKE), Primero en obtener la certificacin completa del diseo bajo el proceso de

licenciamiento 10CFR52 de la NRC Primer reactor avanzado en operacin comercial Primer reactor avanzado licenciado en Japn y Taiwan En proceso de homologacin European Utility Requirements (EUR Vol. 3)

El 7 de Noviembre de 1996 marca un hito en el desarrollo de reactoresavanzados en el mundo al entrar en operacin comercial la unidad 6 deKashiwazaki - Kariwa (Japn) operada por su propietario Tokyo Electric PowerCompany (TEPCO). A esta unidad le ha seguido la Unidad 7 que entr enoperacin comercial el 2 de Julio de 1997, la ltima de los varios ABWRs queJapn pretende construir en el futuro prximo.

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Kashiwazaki 6 y 7: primeros reactores avanzados construidos (ABWRs)

Los ABWRs construidos hasta la fecha representan un rcord en el tiempo deconstruccin, que en el caso de la Unidad 6 es de 36.5 meses desde que secomenz la cimentacin hasta la carga de combustible. Esto representa unareduccin de hasta 12 meses respecto a la duracin promedio de proyectosanteriores en el mismo emplazamiento.

Las dos unidades ABWR K-6 y K7 funcionan desde su operacin comercial sinnovedad estando ambas en su cuarto ciclo de vida, con una experiencia deoperacin acumulada de mas de 7 aos.

Debido al xito sin precedentes de K-6 y K-7, Taiwan Power Company (TPC)encarg a GE dos nuevas plantas ABWR para el emplazamiento de Lungmenpara su operacin comercial en los aos 2004 y 2005. Debido a problemaspolticos internos asociados con la coalicin gobernante actual de Taiwan, ambosproyectos estn en este momento suspendidos, aunque no cancelados.

Las dos unidades de Lungmen estn basadas en el diseo ABWR licenciado enEE. UU. para adaptarse a los requisitos de la NRC y que es ligeramente diferentedel licenciado en Japn.

Lungmen project in Taiwan under construction (ABWRs)

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El desarrollo del ABWR de GE tuvo lugar durante los aos 80, con el apoyo deTEPCO. Los objetivos de dicho diseo avanzado incluan aspectos conocidoscomo el mejor de su clase: Mejoras de seguridad incluida la reduccin de frecuencia de dao al ncleo

en dos ordenes de magnitud (objetivo 10-7 / ao) Diseo para 60 aos de vida Ciclos de combustible de 18 o 24 meses Factor de capacidad del 87% al 90% (dependiendo del ciclo de operacin) Menos de una parada (scram) no planificada por ao Exposicin media menor de 1 Sv-persona por ao Menos de 100 m3 de residuos por ao Construccin en 48 meses Potencia aumentada hasta 1.350 MWe Menor coste de capital (20%) respecto a BWR anteriores de 1.100 MWe

El diseo se realiz en tres fases de Diseo Conceptual, Ingeniera de Detalle yDiseo Final, que concluyeron con la seleccin por TEPCO en 1988 del ABWRcomo el diseo para sus plantas K-6 y K-7.

En 1991 la ingeniera de detalle estaba terminada y se reciba de la autoridadreguladora (Ministry of International Trade and Industry MITI) la autorizacin deconstruccin.

El desarrollo por GE del ABWR cost una dcada y 500 M$, con el apoyo de lossocios tecnolgicos Hitachi Ltd y Toshiba Corp. Adems de TEPCO, participaronotras empresas japonesas, as como 16 empresas elctricas de EE. UU.

Las unidades K-6 y K-7 han acumulado mas de 7 aos de operacin hasta lafecha con una disponibilidad del 90%, recargas mas cortas, un solo scram(debido a un rayo), un 35% de eficiencia del ciclo (superior a los diseosanteriores), menos de 100 bidones de residuos por ao y 20 Rem-persona deexposicin media.

Certificacin de la NRC para el Reactor Avanzado BWR de GE (ABWRs)

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El ABWR fue licenciado en EE. UU. despus del mas largo y exhaustivo procesode revisin realizado nunca por la NRC, culminando con la autorizacin recibidael 2 de Mayo de 1997.

U.S. DesignCertification

Next Gen.BW R

KashiwazakiUnits 6&7

JapaneseABW Rs

FOAKEProgram

LungmenUnits 1&2

AdditionalUnits

EuropeanUtility Req.

EuropeanABW R

ABW R Testand Develop.

EABW R built on proven technology,meets unique European RequirementsEABW R built on proven technology,meets unique European Requirements

ESBW R

El ABWR est siendo evaluado por un conjunto de propietarios europeosrepresentados en el Comit de Direccin del European Utility Requirements(EUR). El desarrollo del EABWR con requisitos nicos europeos (pero basado enla experiencia de proyectos licenciados en otras partes del mundo) es unainiciativa que culminar con un proyecto ABWR en Europa.

4.2 Caractersticas Tcnicas

Ciclo trmico del ABWR

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Se utilizan bombas de recirculacin internas para eliminar lazos externos, reducirel tamao del Pozo seco y las necesidades de inspeccin. Se mejora laoperacin, mantenindose plena potencia con una bomba fuera de servicio.

Bombas de Recirculacin Internas y Fine Motion CRDs

Se dispone de tres generadores Diesel de emergencia, as como una turbina degas, para minimizar la posibilidad de una prdida total de energa en la central(Station Black-Out - SBO).

Sistemas de emergencia del ABWR

Las 3 divisiones de sistemas de emergencia incluyen capacidad de extraccin decalor residual, as como de inyeccin a baja y alta presin. Se elimina el rociadodel ncleo (no hay accidentes postulados que puedan descubrir el mismo). Sedispone del modo enfriamiento en de calor en paralelo con la inyeccin deemergencia es automtica.

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Se mejora la respuesta a transitorios sin scram (Anrticipated Transition WithoutScram ATWS) con la adopcin de un control de barras finos (FMCRDs) quepermiten la parada del reactor tanto con medios hidrulicos como elctricos. Seelimina el soporte debajo de la vasija porque los CRDs son mantenidos enposicin por la placa soporte del ncleo. Se reduce el nmero de Unidades deControl Hidrulico al compartirse stas entre cada dos accionadores, as comolas necesidades de mantenimiento. El FMCRD permite eliminar las tuberas y elVolumen de Descarga de Scram (VDS).

Se elimina el 30% de las soldaduras de la vasija a base de utilizar anillos en vezde placas, reduciendo las necesidades de Inspeccin en Servicio (ISI). Seeliminan las penetraciones de gran tamao de la vasija en la zona del ncleo. Seutilizan materiales resistentes a la Corrosin Intergranular (IGSCC) y la corrosinasistida por irradiacin (IASCC). Se recomienda la inyeccin de hidrgeno (HWC)para control de la IGSCC.

16

1

2

3

5

6

78

9

1011

12

13

14

15

17

18

19

2021

22

23

24

1 Vent and Head Spray2 Steam Dryer3 Steam Outlet Flow Restrictor4 Steam Separators5 RPV Stabilizer6 Feedwater Sparger7 Shutdown Cooling Outlet8 Low Pressure Flooder (LPFL)/Shutdown Cooling9 High Pressure Core Flooder (HPCF) Sparger10 HPCF Coupling11 Top Guide12 Fuel Assemblies13 Core Shroud14 Control Rod15 Core Plate16 In-Core Instrum ent Guide17 Control Rod Guide Tubes18 Core Differential Pressure Line19 Reactor Internal Pumps (RIP)20 Thermal Insulation21 Control Rod Drive H ousings22 Fine M otion Control Rod Drives23 RIP M otor Casing24 Local Power Range M onitor

4

Vasija y componentes internos del ABWR

Se garantiza la integridad de la contencin en accidentes severos a travs de suinertizacin con Nitrgeno, as como por la inundacin del Pozo Seco pararefrigerar una posible salida de parte del ncleo fuera de la vasija. As mismo, sedispone de un sistema pasivo de venteo del Pozo Hmedo para evitar falloscatastrficos de la Contencin.

El Pozo Seco se simplifica para reducir las necesidades de Operacin yMantenimiento y aunque es menor que en un BWR/6, hay mas espacio disponiblepor la eliminacin de los lazos de recirculacin. Se dispone de plataformasgiratorias en la parte inferior y superior del Pozo Seco, as como debajo de lavasija, con equipo semiautomtico para cambio mantenimiento. La piscina desupresin est aislada para evitar materiales extraos en la misma.

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DIAPHRAGMFLOOR

SUPPRESS.POOL

UPPERDRYW ELL

HORIZ.VENT

PRIM ARYCONTAINM ENTVESSEL

DRYW ELLCONNECTINGVENT

SECONDARYCONTAINM ENTBOUNDARY

CLEANZONE

DRYW ELLHEAD

Note: This drawing is to illustrate the scope and requirements of the design and is not intended to show the final detail.

PRIM ARYCONTAINM ENTBOUNDARY

BASE M AT

ACCESS

ACCESS TUNNEL

SRVM SIV

LOW ERDRYW ELL

SUPPRESS.CHAM BERAIRSPACE(W ETW ELL)

VACUUMBREAKER

Pressurevessel

Containment

Containmentoverpressureprotection

Sump coverBasaltic concrete

Fusible Valve

Core

Contencin Primaria y Secundaria del ABWR

El Edificio del Reactor es en s mismo la contencin secundaria incluyendo lasfunciones del edificio auxiliar y de combustible. Es un 30% menor que en unBWR/6, lo que repercute en su facilidad y coste de construccin. Se elimina eltubo de transferencia.

El condensador es de Titanio, eliminndose materiales que contengan Cobalto.Se recomienda la inyeccin de Zinc (DZO) para mitigar la acumulacin de xidosy productos de corrosin en tuberas. Se incrementa la capacidad del sistema delimpieza (RWCU) para perseguir la operacin en condiciones qumicasexcelentes (Overall Water Chemistry - OWC).

Se incorpora instrumentacin y control digital con diagnsticos automticos. Seutilizan multiplexores y fibra ptica para eliminar la necesidad de cable ytransmisores. Se dispone de tres canales redundantes en los procesos de controlde sistemas primarios, para poder hacer mantenimiento en lnea.

En la instrumentacin nuclear se utilizan detectores fijos de rango ancho, ascomo sistemas de proteccin por periodo corto.

Un nuevo concepto de interface hombre - mquina se utiliza en la Sala deControl, que ahora est orientada a las tareas en vez de a los sistemas. Muchosprocesos son automticos, con solo confirmacin del operador. Se reduce elnmero de alarmas en un orden de magnitud.

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Sala de Control de las unidades K-6 y K-7

La siguiente tabla resume las principales modificaciones de diseo del ABWR enrelacin con el ltimo diseo BWR/6 de GE:

DISPOSITIVO ABWR BWR/6

Recirculacin Bombas internas Lazos externos, Bombas chorro

Accionamiento Barras deControl (CRDs)

Accionamiento elctrico fino(FMCRD) e hidrulico

Pistn con muescas

Sistemas de Refrigeracin delNcleo de Emergencia (ECCS)

3 divisiones 2 divisiones + HPCS

Vasija Uso de anillos forjados Placas soldadas

Contencin Primaria Avanzada, Inertizada,Compacta

Mark III Grande, Baja Presin,no inertizada

Contencin Secundaria Edificio del Reactor Anillo, Edificio de Combustible yEdificio Auxiliar

Instrumentacin y Control Digital, Multiplexada, FibraOptica, Multicanal

Analgica, Cableada, Monocanal

Sala de Control Orientada a tareas del operador Orientada a Sistemas

Mitigacin de AccidentesSeveros

Inertizacin, Inundacin delPozo Seco, Venteo de laContencin

No diseada para ello

Sistema de Limpieza del Aguadel Reactor

2%, Bombas sin sellos en ramafra

1%, Bombas en rama caliente

Tratamiento de Gases Pasivo, lechos de carbn atemperatura ambiente

Activo, lechos de carbnenfriados

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4.3 Caractersticas de Seguridad

La centrales ABWR de GE cumplen los requisitos mas exigentes de niveles deseguridad. De echo, la frecuencia de dao al ncleo (la medida mas comn delnivel de seguridad) es 100 veces menor (10-6) que la de las plantas actuales enoperacin.

Las mejoras en seguridad del ABWR se describen en el Informe de Seguridad(SAR) aprobado por la USNRC. Entre las caractersticas que hacen mas seguroeste diseo se encuentran las siguientes: Diseo simplificado Componentes mas robustos Sistemas de Seguridad mas redundantes y diversos Dispositivos para mitigar accidentes severos

El ABWR ha sido la primera central nuclear diseada para cumplir los nuevosrequisitos de la USNRC respectos a Accidentes Severos. Esto significa que estdiseado para limitar la descarga de radiactividad en el caso improbable desucesos en los que la planta o el ncleo se encuentren daados de forma severa.

Las centrales ABWR disponen de dispositivos de seguridad pasivos, es decir,que no requieren de la accin del operador dado que utilizan fuerzas naturalescomo la gravedad o la conveccin.

Debido a lo anterior, el ABWR de GE ha sido licenciado por la USNRC en larevisin mas exhaustiva jamas realizada. As mismo, est licenciado bajo las muyexigente regulacin de Japn, siendo considerada la alternativa mas factible parala construccin de futuros ABWR en dicho pas. Finalmente, ha sido licenciado enTaiwan con los permisos de construccin de Lungmen.

Finalmente, el ABWR de GE est siendo analizado por un equipo de empresaselctricas europeas para el cumplimiento de las exigencias de seguridadeuropeas para reactores avanzados (EUR Vol. 3).

Plant output, M W e 1,000-1,500 1,350 - 1,500Plant lifetime, years 60 60(som e component replacement)

European ALW R Requirements

ABW R

Thermal m argin 10% 15%Operator action >30 min. 72 hoursAccident protection no fuel damage no core uncovery

for 6 inch breakCore dam age frequency 10-5 10-7

Severe accident design yes yes/passiveOffsite release 10 -6/yr. no offsite

for discharge targets release at 10-6/yr.

Safety European ALW R Requirements

ABW R

Plant

40

Inst..& Control m axim ize use of yesproven digital technology and H um an Factors

U nplanned scram s/yr.. < 1 < 1O cc. exp., M Sv/yr. < .5 < .5Low level waste, m 3/yr. 100 < 100

Availability factor 87% 90%O utage length, days/yr. < 25 20Cycle length, m onths up to 24 18-24Construction, m onths 54 48

European ALW RRequirem ents ABW R

O perability

Econom ics

Comparacin entre el ABWR y los requisitos europeos

4.4 Viabilidad Econmica

A los tradicionales criterios de Seguridad, Economa e Impacto Social con los quese han medido los proyectos nucleares en los ltimos 40 aos se aade ahora elde Gestin del Riesgo Empresarial.

La nueva generacin de reactores avanzados de GE (ABWR) ha alcanzado losmas altos niveles de seguridad, as como los criterios econmicos que permitenser competitivos en el desregulado mercado actual de generacin.

El ABWR de GE es una realidad. Hay dos unidades operando con mas de 7 aosde operacin combinada y dos mas en construccin. El ABWR es de hecho, elnico reactor avanzado en operacin al da de hoy.

FuelO&MPlant

0.001.002.003.004.005.006.00

O il-St C oal-St C C -G as$3.67 M B TU

A B W R$1681/kw e

C ents/kw hr

A B W R$1525/kw e

4.104.15 3.85

Source: E IA

Comparacin de costes de electricidad

Es conocido el bajo coste de operacin / mantenimiento de las centralesnucleares en comparacin con otras fuentes de energa (excepto hidrulica) quedeja valores de 11-13 $/MWh frente a los 25-30 $/MWh de las centrales de ciclocombinado. Sin embargo, el reto de las centrales nucleares modernas es lareduccin de los costes de capital a valores compatibles con retornos razonablesde las inversiones, dentro del mercado libre de electricidad actual. Estos costes

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se estiman en un mximo de $1.400 $1.500 / KW para rentabilizar una central(considerando un precio de mercado del gas de 3 Pts / termia).

El prximo ABWR en construirse ser el quinto y el coste calculado para EE.UU.es de 1.400 $ / KW, pudiendo reducirse (basado en la experiencia de las 4centrales precedentes) hasta los 1.200 $ / KW.

Gestin del riesgo en el negocio (nueva central)

Riesgo de Licenciamiento. El ABWR ha sido diseado con los estndares masaltos de calidad y seguridad y est licenciado en tres pases (incluido EE.UU). Sulicenciamiento en Europa (y concretamente en Finlandia) se est realizando enestos momentos y el Informe Final de Seguridad del diseo americano yaaprobado puede aplicarse fcilmente en otros lugares.

Riesgo de Ingeniera. El ABWR es un diseo completo con equipos y planos defabricacin avalado por la experiencia y la construccin de 4 centrales. Losmateriales, cantidades, costes y plazos son conocidos, evitando sorpresasdurante la fase de construccin. Es por ello que GE puede ofertar el alcance delsuministro con un precio fijo y firme, eliminando el riesgo.

Riesgo Tecnolgico. El ABWR es el nico reactor avanzado construidoactualmente. Las unidades K-6 y K-7 tienen ya una experiencia acumulada deoperacin de 7 aos con altos factores de disponibilidad y capacidad, habiendoalcanzado o superado las metas de prestaciones, sin problemas tcnicosreportados por TEPCO hasta la fecha..

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Riesgo de Costes y Programa. GE ha eliminado dicho riesgo ofreciendo precio yprograma cerrado, como se ha hecho con los clientes de Japn y Taiwan. Ellorefleja la confianza en la experiencia adquirida en las cuatro unidadescontratadas.

K-6 Actual ConstructionSchedule

K-7 Actual ConstructionSchedule

TEPCO StandardABW R Trial StudyConstruction Schedule

US FOAKE ABW RConstruction Schedule

FirstStructuralConcrete

FuelLoad

C/OBedrockInspection

36.5 11.3

8.838.3

35 8

42

3.5

2.5

2.5 6

4.5

3

2.5

DURATIONS INM ONTH S

56 9Lungm en Unit 1Construction Schedule

Comparacin de programa de construccin de un ABWR

Riesgo Financiero. La percepcin de los inversores basada en las experienciasde los aos 1970 y 1980 es que una central nuclear requiere 15 aos y varioscientos de miles de millones de Pts en completarse. Sin embargo, un proyectocomo el del ABWR de GE con costes de capital y retornos de inversionespredecibles es viable.

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FuelO&MPlant

0.001.002.003.004.005.006.00

ABW R$1681/kwe

Cents/kwhr

ABW R$1525/kwe

4.10 3.85

Source: EIA

ABW R$1525/kwe

3.73 3.41

50% to 30% Equity8% to 7% interest

ABW R$1525/kwe

Costes de construccin de un ABWR

Conclusiones

El ABWR es ya una realidad disponible para conjugar los requisitos mas estrictosde seguridad, economa y desarrollo sostenible, que aparecen como criteriosfundamentales para las futuras centrales de carga base.

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5. REACTOR AVANZADO EUROPEO (EPR) DE NPI

5.1 Introduccin y antecedentes

En 1989, Framatome y Siemens fundaron la empresa NPI (Nuclear PowerInternational) con el objetivo de aunar esfuerzos en el desarrollo de un nuevoreactor que cumpla con los requisitos del siglo XXI. Esto es, el Reactor Europeode Agua a Presin (EPR).

Como requisito previo se estableci que el nuevo reactor debera ser diseado detal modo que pudiera ser licenciado en Francia y Alemania. Para ello se acordtrabajar en estrecha unin con las autoridades licenciatarias de ambos pases.

La cooperacin se inici el 6 de junio de 1989 mediante una declaracin conjuntadel Ministerio de Industria de Francia y del Ministerio de Medioambiente deAlemania.

A finales de 1991 EdF (Electricit de France) y algunas de las principalescompaas elctricas de Alemania (Preussenelektra, Badenwerk, RWE)decidieron sumarse al proyecto de desarrollo, aportando sus propios programas:N4+ y REP2000 por parte francesa y el desarrollo posterior a la tecnologaKONVOI por parte alemana, surgiendo as un nico desarrollo: el EPR.

Durante la siguiente fase de consolidacin, las caractersticas de diseoconceptual del EPR se armonizaron con los criterios de las compaas elctricasy se compararon con la primera edicin del EUR de abril-1994 que haba sidoelaborado en colaboracin con las mayores compaas elctricas europeas y enlos que se recogen las especificaciones de diseo de las futuras centralesnucleares europeas desde un punto de vista comn.

Por otro lado, las Autoridades de Seguridad de ambos pases formaron un ComitDFD (Deutsch Franzsicher Direktionausschuss) para establecer los requisitos dela normativa.

A mediados de 1993 se editaron oficialmente los requisitos generales medianteun informe que fue preparado por los Asesores de las Autoridades de Seguridadde ambos pases: el GPR (Groupe Permanent charg des racters) en Francia yel RSK (Reaktor-Sicherheits-Kommission) en Alemania. El informe se titula:GPR-RSK Proposal for a Common Safety Approach for Future PressurisedWater Reactors.

Durante el otoo de 1993, organizaciones de expertos en seguridad de Francia yAlemania: el IPSN (Institut de Protection et Sret Nuclare) y el GRS(Gesellschaft fr Anlagen und Reaktorsicherheit), conjuntamente con losAsesores (GPR y RSK) realizaron una revisin del concepto de seguridad.

Una vez finalizada la fase conceptual, se comenz la etapa del diseo bsico. Losprimeros resultados aparecen en Agosto de 1995 y comprenden los siguientesaspectos: requisitos generales de seguridad programa de I+D para accidentes severos requisitos funcionales para el sistema de refrigeracin del reactor I&C relativa a la seguridad

45

5.2 Caractersticas Tcnicas

Filosofa de diseo

Desde el comienzo del desarrollo del EPR, se manifest la intencin dedesarrollar un reactor evolutivo sobre la base de los diseos N4 (contencin,primario, sistemas de I&C y sala de control) y KONVOI (instrumentacin nuclear yarquitectura de cuatro trenes) para aprovechar los beneficios de la experienciaobtenida por Framatome y Siemens en el pasado.

Para esta prxima generacin de reactores el Directorio franco - alemn DFDrequiri una reduccin de la probabilidad de fusin del ncleo y una mejora de lafuncin de confinamiento de la contencin. Adems se establecieron cuatrorequisitos para el licenciamiento de las futuras plantas: Proteccin contra sucesos externos (cada de aeronaves) Accidentes severos y diseo de la contencin. Consecuencias radiolgicas de accidentes, incluida la fusin del ncleo. Anlisis probabilstico de seguridad de los sistemas de salvaguardia.

Como consecuencia de lo anterior, se definieron tres grandes objetivos de diseo,dos relativos a la mejora del nivel de seguridad y el tercero de ndole econmica: Mejora de la ya alta prevencin de accidentes de las centrales PWR. Mitigar los hipotticos accidentes severos, restringiendo sus consecuencias a

la vecindad inmediata de la central. Costes econmicos de generacin que sean competitivos con las fuentes

alternativas de produccin de energa.

Para mejorar el nivel de seguridad se establecen dos estrategias: Mejora del nivel preventivo: prevencin y deteccin de desviaciones desde la

operacin normal, juntamente con la disposicin de las salvaguardiascorrespondientes para caso de accidente.

Aunque se haya reducido la probabilidad de ocurrencia de escenarios deaccidentes severos hasta la fusin de ncleo, se implementarn medidas paramitigar sus consecuencias, evitando la adopcin de contramedidas restrictivassobre el emplazamiento.

Caractersticas de diseo

Prevencin de escenarios de fusin del ncleo a altas presiones, para lo cualexisten sistemas de evacuacin de calor de alta fiabilidad complementados condespresurizacin del sistema primario al tanque de agua de recarga encontencin.

Prevencin de la combustin del H2 con las grandes cargas dinmicas queproduce (deflagracin total, detonacin) mediante reduccin de la concentracinde H2 en la contencin, utilizando en una primera etapa recombinadorescatalticos de H2 e ignitores selectivamente situados. Los efectos potenciales de

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una deflagracin de H2 se tienen en cuenta en el diseo de la contencin y de susestructuras internas.

Prevencin de explosiones de vapor, mediante la minimizacin de la cantidad deagua existente en la zona donde se extender el corio.

Prevencin de la interaccin del ncleo fundido con el hormign, mediante unrea seca dedicada a la recoleccin del corio, equipada con una capa deproteccin y gran superficie (170 m2) fuera del pozo del reactor.

El pozo del reactor y el rea de recogida del corio estn conectados a travs deun canal de descarga con pendiente y que est cerrado mediante una placa deacero que resiste al corio un cierto tiempo con objeto de acumularlo en el pozo.

El compartimento de recogida del corio est conectado al tanque de agua derecarga mediante tuberas, bloqueadas con tapones que se fundirn al contactocon el corio, inundndose el compartimento.

Para restringir el incremento de presin dentro de la contencin como consecuencia delos accidentes severos, existe un sistema - con dos trenes - de eliminacin de calormediante rociado. Este sistema limita la presin de la contencin a 6,5 bar.

Datos tcnicos del EPR

Potencia trmica NSSS 4272 MW

Potencia trmica en Generadores de Vapor 4280 MW

Potencia elctrica (neta) Aprox 1550 MW

Primario

N de lazos

Presin de operacin

Temperatura en vasija entrada/salida

Caudal de refrigerante

4

155 bar abs

295/326.3 C

22150 kg/s

Presin de vapor a plena carga 78 bar abs

Ncleo

N de elementos combustibles

Configuracin

N de barras de control

Altura del ncleo activo

Potencia lineal media

241

17x17-25

89

420 cm

155 W/cm

Edificio del reactor

El edificio del reactor se compone de la contencin y del anillo La contencin interior es un cilindro de hormign diseado para condiciones de

presin y temperatura de accidentes

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Fundamentalmente contiene: El circuito primario (vasija de presin, generadores de vapor, bombas de

refrigeracin principales) Equipamiento para carga y descarga de elementos combustibles Sistemas para controlar los efectos de los accidentes severos (canales de

recogida y almacenamiento del corio)

El interior de la contencin es transitable durante la operacin, lo que permiteacortar tiempos de recarga al poder realizar trabajos de mantenimiento durante laoperacin.

El anillo sirve como colector en caso de eventuales fugas de la contencin. El edificio del reactor est diseado para casos de terremoto y contra impacto de

aeronaves

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Edificio de almacenamiento de combustible gastado

Se utiliza como almacn de elementos combustibles. Los elementos combustibles nuevos, se inspeccionan una vez recibidos y se

almacenan hasta la recarga, en la que sern introducidos en el ncleo.

Los elementos combustibles gastados se almacenan en la piscina hasta sutransporte hacia el almacn definitivo

La transferencia del elemento combustible desde el edificio del reactor al edificiode combustible se realiza a travs de una exclusa.

En cubculos situados debajo de la piscina se encuentran los sistemas derefrigeracin y limpieza de la piscina

El edificio de combustible est diseado para casos de terremoto y contraimpacto de aeronaves.

Edificio de los diesel de emergencia

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En los dos edificios de los Diesel estn instalados los equipos necesarios para elabastecimiento elctrico de emergencia, cada edificio tiene sistemas de dobleredundancia.

Cada redundancia consta de: Generador diesel (diesel principal) Depsitos de aceite Equipamiento de alimentacin Adicionalmente, en cada edificio existe un generador diesel adicional para casos

de fallo del principal (Station Black-Out)

Los equipos redundantes estn en cubculos separados para evitar fallosrecprocos

Los edificios estn diseados contra terremotos y la separacin de los mismosgarantiza el suministro elctrico en caso de cada de aeronaves

Edificio de turbina

Adems de las turbinas y alternador, en el edificio estn montados los sistemas yequipos del circuito secundario (ciclo agua - vapor) El vapor producido en el Generador de Vapor (edificio del reactor) se conduce

a la turbina de alta presin (edificio de turbinas) mediante la tubera de vaporprincipal.

Las extracciones de vapor de la turbina de alta presin se conducen a tresturbinas de baja presin, previamente pasando por un recalentador.

Las turbinas estn acopladas al alternador que genera una potencia elctricaneta de aproximadamente 1.550 MWe

El vapor residual procedente de las turbinas de baja presin se enfra y secondensa en los condensadores acoplados a las turbinas.

50

Las bombas de condensado y de alimentacin principal reconducen elcondensado pasando a travs de precalentadores- al Generador de Vapor.

Con ello se cierra el ciclo agua - vapor La energa elctrica generada en el alternador, alimenta la red pblica a travs de

transformadores.

Edificio Auxiliar

En el edificio auxiliar estn montados los sistemas complementarios del circuitoprimario.

Esencialmente estn montados los sistemas de almacenamiento, purificacin ydosificacin qumica del refrigerante primario.

Adems se encuentran en este edificio, laboratorios, talleres y zonas destinadas aaparcamiento de equipos.

En la parte superior del edificio se encuentra la central de ventilacin del edificiodel reactor y del auxiliar.

La descarga de aire se filtra antes de conducirla a la chimenea con el fin de evitardescargar partculas radiactivas a la atmsfera.

El edificio est diseado contra terremotos

Edificio elctrico

En el edificio elctrico estn montados los equipos elctricos no relevantes parala se