Reactores Nucleares de Agua a Presión (PWR): Funcionamiento y Componentes

Principio de Funcionamiento de los Reactores de Agua a Presión (PWR)

Las centrales nucleares con reactores de agua a presión (PWR, por sus siglas en inglés: Pressurized Water Reactor) utilizan agua ligera como fluido moderador y para el transporte de calor. El uso de agua ligera como moderador implica la necesidad de emplear uranio enriquecido como combustible, ya que esta captura neutrones con mayor facilidad que el agua pesada, lo que impediría mantener una reacción en cadena sostenida con uranio natural.

Circuito Primario y Condiciones de Operación

El agua del circuito primario circula gracias a potentes bombas que la impulsan hacia el núcleo del reactor, donde se calienta por la fisión nuclear. Un componente clave, el presionador, mantiene la presión del sistema a un nivel elevado para evitar que el agua hierva.

Las condiciones típicas de operación son:

• Presión en el núcleo: Aproximadamente 160 kg/cm².
• Temperatura del agua: Oscila entre unos 280 °C a la entrada del núcleo (salida del generador de vapor) y 330 °C a la salida del núcleo del reactor.

En las plantas PWR modernas, el circuito primario puede contar con entre uno y cuatro generadores de vapor, donde el calor del agua del circuito primario se transfiere a un circuito secundario para producir el vapor que moverá la turbina.

Componentes Clave del Reactor PWR

La Vasija y el Núcleo

La vasija de presión que alberga el reactor tiene forma cilíndrica y está cerrada en sus extremos por casquetes semiesféricos, siendo el superior desmontable para las operaciones de recarga de combustible. En su interior se encuentra el núcleo, compuesto por múltiples elementos combustibles. Cada uno de estos elementos consiste en una matriz cuadrada de varillas fabricadas con una aleación de circonio llamada Zircaloy, dentro de las cuales se apilan pastillas de óxido de uranio enriquecido. La longitud activa del núcleo en las centrales PWR suele ser de aproximadamente 4 metros.

Sistemas de Control de la Reacción

El agua a presión circula entre los elementos combustibles para refrigerarlos. La reactividad del núcleo se controla mediante dos sistemas principales:

• Barras de control: Son elementos con forma de araña que se insertan o extraen de entre los elementos combustibles para absorber neutrones y regular la potencia del reactor de forma rápida.
• Control químico: Este método, exclusivo de los reactores PWR, consiste en disolver ácido bórico (un absorbente de neutrones) en el agua del refrigerante. Ajustando su concentración, se puede controlar la reactividad a medio y largo plazo, lo que permite reducir el número de barras de control necesarias.

Historia y Desarrollo del Reactor PWR

El primer reactor de este tipo se instaló en el submarino USS Nautilus en 1955, aprovechando la gran compacidad de su núcleo, ideal para aplicaciones navales. El éxito de esta tecnología llevó a su aplicación civil con la construcción de una planta experimental en Shippingport, Virginia, que entró en operación en 1957 con una potencia inicial de 60 MWe (megavatios eléctricos), aumentada posteriormente a 100 MWe. Basándose en estos resultados, se construyó la central Yankee Rowe de 150 MWe. Hoy en día, el reactor PWR es el diseño más extendido a nivel mundial, representando aproximadamente el 60 % del parque nuclear global.

Reactores PWR en España

En España, la tecnología PWR ha sido fundamental en el desarrollo de su programa de energía nuclear. Las centrales que operan con este tipo de reactor son (se indica potencia y año de conexión a la red):

• Central Nuclear José Cabrera (Zorita): 160 MWe, 1969 (ya clausurada).
• Central Nuclear de Almaraz I: 973,5 MWe, 1983.
• Central Nuclear de Almaraz II: 982,6 MWe, 1984.
• Central Nuclear de Ascó I: 973 MWe, 1984.
• Central Nuclear de Ascó II: 966 MWe, 1986.
• Central Nuclear de Vandellós II: 1099 MWe, 1988.
• Central Nuclear de Trillo: 1066 MWe, 1988.