Reactores Nucleares PWR y BWR: Funcionamiento, Características y Aplicaciones

Tipos de Reactores Nucleares: PWR y BWR

En el ámbito de la generación de energía nuclear, existen diversas configuraciones de reactores. A continuación, se detallan dos de los tipos más prevalentes a nivel mundial: los Reactores de Agua a Presión (PWR) y los Reactores de Agua en Ebullición (BWR).

Reactor de Agua a Presión (Pressurized Water Reactor - PWR)

El Reactor de Agua a Presión (PWR) es el tipo de reactor más extendido actualmente para la producción de energía eléctrica. Su combustible principal es el dióxido de uranio cerámico, ligeramente enriquecido en el isótopo U-235 (hasta un 5% en peso).

El agua ligera actúa como moderador y refrigerante, manteniéndose a una presión ligeramente inferior a los 160 kg/cm² para evitar su ebullición dentro del núcleo. El calor generado en el sistema primario (donde se encuentran el núcleo y el reactor) se transfiere al sistema secundario mediante un cambiador de calor, conocido como generador de vapor, generando así vapor en este último sistema. El vapor producido en el generador de vapor se encuentra a menor presión y temperatura que el refrigerante primario. En consecuencia, la parte secundaria del ciclo es similar a la de una planta de combustibles fósiles de presión moderada.

A pesar de las ventajas, la alta presión y temperatura en grandes caudales pueden presentar problemas de erosión y corrosión. No obstante, las altas densidades de energía logradas con el combustible permiten diseñar núcleos muy compactos. La operación a alta presión exige una vasija de reactor muy robusta, costosa y a prueba de fugas. Asimismo, los requisitos de contención son de suma importancia para la seguridad.

Los reactores de propulsión naval son modificaciones de los PWR, caracterizándose por ser más compactos.

Reactor CANDU: Una Variación del PWR

Un tipo especial de reactor, derivado del concepto PWR, es el denominado CANDU (CANada Deuterium Uranium), de diseño canadiense. Este reactor utiliza dióxido de uranio (UO₂) sin enriquecer como combustible y emplea dos sistemas separados con agua pesada (D₂O) como moderador y refrigerante. Una característica distintiva es que los tubos que contienen el combustible son horizontales, lo que facilita las operaciones de recarga. Las barras de control, por su parte, son verticales. Todo el conjunto del reactor está encerrado en una vasija a presión llamada calandria. A pesar de sus particularidades, el sistema CANDU en su conjunto opera bajo principios similares a los de un PWR.

Reactor de Agua en Ebullición (Boiling Water Reactor - BWR)

El Reactor de Agua en Ebullición (BWR) de ciclo directo es un sistema generador de vapor que consiste en un núcleo y una estructura interna ensamblados dentro de un recipiente a presión (vasija). Se complementa con sistemas auxiliares esenciales para satisfacer los requisitos operacionales y de seguridad del reactor nuclear, así como la instrumentación y control necesarios.

El combustible utilizado es dióxido de uranio cerámico, ligeramente enriquecido (entre 2% y 4%). Al igual que el PWR, emplea agua ligera como refrigerante y moderador, pero a diferencia de este, permite la ebullición directamente en la propia vasija del reactor. La presión de operación es de aproximadamente 70 kg/cm². La presión y temperatura del vapor son uniformes en toda la vasija.

La eliminación de un circuito intermedio (como el generador de vapor del PWR) simplifica significativamente el diseño de la parte convencional de la planta, ya que el vapor es conducido directamente a la turbina-condensador. Además, la formación de huecos (burbujas de vapor) en caso de una excursión de potencia confiere a este reactor una importante característica de seguridad intrínseca, aunque pueden surgir otros problemas asociados a inestabilidades acopladas neutrónicas y termohidráulicas.

El vapor que proviene del reactor de agua en ebullición es, por supuesto, radiactivo. Sin embargo, la radiactividad se debe principalmente al Nitrógeno-16 (¹⁶N), un isótopo de vida muy corta (con una vida media de 7 segundos), lo que significa que la radiactividad del sistema de vapor solo existe durante la generación de potencia. El arrastre de partículas radiactivas de vida larga desde el sistema primario hacia el sistema turbina/agua de alimentación es virtualmente inexistente. Esto permite que el mantenimiento de los sistemas de condensado, agua de alimentación y turbina-generador durante una parada se realice de forma prácticamente similar a las plantas operadas con combustibles fósiles.

El BWR es el segundo tipo de reactor nuclear más empleado a nivel global.