Reactor Nuclear Esbwr
Páginas: 10 (2472 palabras)
Publicado: 27 de noviembre de 2012
REACTOR NUCLEAR ESBWR
ÍNDICE
1. Historia del ESBWR
2. Características del ESBWR
3. Funcionamiento de la Planta
4. Sistemas de Seguridad
5. Bibliografía
HISTORIA DEL ESBWR
El ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) es un tipo de reactor nuclear pasivo de tercera generación, derivado de sus predecesores: el SBWR (Simplified Boiling WaterReactor) y el ABWR (Advanced Boiling Water Reactor). Todos son diseños de GE Hitachi Nuclear Energy y se basan en diseños anteriores de BWR.
Fig 1. Evolución del BWR hasta llegar al ESBWR.
El primer reactor BWR se desarrolló en la década de los 50 y fue una colaboración entre General Electrics y varios laboratorios de U.S.A.
De este reactor pasamos al ABWR, que fue desarrollado a finales de los 80y principios de los 90 incorporando tecnologías avanzadas en el diseño, incluyendo control de la computadora, automatización de la planta, control de eliminación de las barras y el bombeo en el núcleo reduciendo significativamente la probabilidad de daños en el núcleo. Fue aquí donde se fusionaron General Electrics e Hitachi Corporation, siendo ahora GE Hitachi Corporation, el principaldesarrollador del mundo de BWR.
Fig 2. Modelo de Planta ABWR GE Hitachi.
El otro reactor de segunda generación es el SBWR, donde destaca la incorporación por primera vez en un reactor de agua ligera los principios de seguridad pasiva. Este concepto significa que el reactor, en vez de requerir la intervención de los sistemas activos (bombas de inyección) para mantener el reactor dentro de los márgenesde seguridad, utiliza fuerzas naturales (agua de mar o de embalses). El resultado final sería un reactor que no requiere de acciones humanas durante al menos 48 horas después de la contingencia de seguridad. Únicamente el periódico rellenado de los tanques de agua que se encuentran fuera del reactor, aislado del sistema de refrigeración, y diseñado para eliminar el calor del reactor de residuos através de evaporación.
A partir de estos conceptos se desarrolló el ESBWR, a principios de los 90, y que ha sido presentado a la comisión de regulación nuclear de los E.E.U.U y posterior rediseño. Su nuevo diseño combina mejoras en seguridad y simplificación de diseño y estandarización de componentes para producir un reactor seguro, más productivo, más fiable y más barato que los reactoresactuales.
Fig 3. Modelo de Planta ESBWR GE Hitachi.
Este ESBWR de 1.520 MW reúne, a juicio de GEH, las prestaciones de seguridad pasivas más avanzadas del mundo, además de un diseño fácil de construir y manejar, y la menor frecuencia de daños para el núcleo del reactor que existe en el mercado. Por otra parte, su innovación en instrumentación digital, diseño de control y proceso de desarrollo,cumple rigurosamente la normativa en materia nuclear y los estándares reconocidos en todo el mundo.
CARACTERÍSTICAS DEL ESBWR
ATRIBUTO | ELEMENTOS | EJEMPLOS DE CARACT. EN EL DISEÑO |
Simplificación | * Sistemas y estructuras reducidas * Funcionamiento más sencillo | * Sistemas pasivos de seguridad * Circulación natural y eliminación de bombas de recirculación * Condensadorespasivos de aislamiento |
Diseño estandarizado | * Diseño de la construcción estandarizado | * Diseños sísmicos * Componentes estandarizados |
Flexibilidad operacional | * Aumento de los márgenes operativos | * Recipiente grande con grandes masas de agua y vapor |
Mejoras económicas | * Coste de planta bajo * Bajo coste de desarrollo * Operaciones y costes de mantenimientoreducidos | * Reducción de materiales y edificios * Características del ABWR/SBWR * Nuevos componentes y sistemas probado * Sistemas reducidos y más simples * Reducción del tiempo de construcción |
Tabla 1. Características del ESBWR.
Ventajas en el ESBWR
Diseño:
En primer lugar los componentes menos activos (en particular, los sistemas de seguridad activa), reduce el...
ÍNDICE
1. Historia del ESBWR
2. Características del ESBWR
3. Funcionamiento de la Planta
4. Sistemas de Seguridad
5. Bibliografía
HISTORIA DEL ESBWR
El ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) es un tipo de reactor nuclear pasivo de tercera generación, derivado de sus predecesores: el SBWR (Simplified Boiling WaterReactor) y el ABWR (Advanced Boiling Water Reactor). Todos son diseños de GE Hitachi Nuclear Energy y se basan en diseños anteriores de BWR.
Fig 1. Evolución del BWR hasta llegar al ESBWR.
El primer reactor BWR se desarrolló en la década de los 50 y fue una colaboración entre General Electrics y varios laboratorios de U.S.A.
De este reactor pasamos al ABWR, que fue desarrollado a finales de los 80y principios de los 90 incorporando tecnologías avanzadas en el diseño, incluyendo control de la computadora, automatización de la planta, control de eliminación de las barras y el bombeo en el núcleo reduciendo significativamente la probabilidad de daños en el núcleo. Fue aquí donde se fusionaron General Electrics e Hitachi Corporation, siendo ahora GE Hitachi Corporation, el principaldesarrollador del mundo de BWR.
Fig 2. Modelo de Planta ABWR GE Hitachi.
El otro reactor de segunda generación es el SBWR, donde destaca la incorporación por primera vez en un reactor de agua ligera los principios de seguridad pasiva. Este concepto significa que el reactor, en vez de requerir la intervención de los sistemas activos (bombas de inyección) para mantener el reactor dentro de los márgenesde seguridad, utiliza fuerzas naturales (agua de mar o de embalses). El resultado final sería un reactor que no requiere de acciones humanas durante al menos 48 horas después de la contingencia de seguridad. Únicamente el periódico rellenado de los tanques de agua que se encuentran fuera del reactor, aislado del sistema de refrigeración, y diseñado para eliminar el calor del reactor de residuos através de evaporación.
A partir de estos conceptos se desarrolló el ESBWR, a principios de los 90, y que ha sido presentado a la comisión de regulación nuclear de los E.E.U.U y posterior rediseño. Su nuevo diseño combina mejoras en seguridad y simplificación de diseño y estandarización de componentes para producir un reactor seguro, más productivo, más fiable y más barato que los reactoresactuales.
Fig 3. Modelo de Planta ESBWR GE Hitachi.
Este ESBWR de 1.520 MW reúne, a juicio de GEH, las prestaciones de seguridad pasivas más avanzadas del mundo, además de un diseño fácil de construir y manejar, y la menor frecuencia de daños para el núcleo del reactor que existe en el mercado. Por otra parte, su innovación en instrumentación digital, diseño de control y proceso de desarrollo,cumple rigurosamente la normativa en materia nuclear y los estándares reconocidos en todo el mundo.
CARACTERÍSTICAS DEL ESBWR
ATRIBUTO | ELEMENTOS | EJEMPLOS DE CARACT. EN EL DISEÑO |
Simplificación | * Sistemas y estructuras reducidas * Funcionamiento más sencillo | * Sistemas pasivos de seguridad * Circulación natural y eliminación de bombas de recirculación * Condensadorespasivos de aislamiento |
Diseño estandarizado | * Diseño de la construcción estandarizado | * Diseños sísmicos * Componentes estandarizados |
Flexibilidad operacional | * Aumento de los márgenes operativos | * Recipiente grande con grandes masas de agua y vapor |
Mejoras económicas | * Coste de planta bajo * Bajo coste de desarrollo * Operaciones y costes de mantenimientoreducidos | * Reducción de materiales y edificios * Características del ABWR/SBWR * Nuevos componentes y sistemas probado * Sistemas reducidos y más simples * Reducción del tiempo de construcción |
Tabla 1. Características del ESBWR.
Ventajas en el ESBWR
Diseño:
En primer lugar los componentes menos activos (en particular, los sistemas de seguridad activa), reduce el...
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