La tecnología VVER (reactor energético agua-agua) nació durante la época de la Unión Soviética. En sus características principales (agua ligera a presión como refrigerante, combustible de uranio poco enriquecido, diseño de dos circuitos) coincidía con la tecnología del reactor de agua a presión Western PWR, pero no era una copia exacta. En el mejor de los casos, VVER y PWR pueden considerarse primos.
COMENTARIO
Los reactores VVER soportaron una dura competencia con otras tecnologías de reactores desarrolladas en la ex URSS y Rusia, y finalmente aseguraron su nicho como reactores de neutrones térmicos en la estrategia del grupo nuclear estatal ruso Rosatom de desarrollar una industria de energía nuclear de dos componentes con reactores térmicos y rápidos y un ciclo cerrado de combustible nuclear.
Vver-1000: De Novovoronezh a China e India
El primer miembro de la familia de unidades de reactores VVER de alta capacidad, que proporcionaban 1.000 MWe por unidad, fue el diseño V-187, desarrollado por los diseñadores de OKB Gidropress en los años 1970.
Desde entonces, lo que alguna vez fue una pequeña oficina de diseño en Podolsk, cerca de Moscú, se ha transformado en una organización de diseño y producción de fama mundial dentro de la División de Ingeniería Mecánica de Rosatom. Hoy en día, OKB Gidropress desarrolla todos los nuevos proyectos VVER.
El diseño del V-187 se implementó en la Unidad 5 de la central nuclear de Novovoronezh (en servicio en 1980). El proyecto resultó exitoso: se lograron todos los objetivos de diseño y la unidad continúa funcionando en la actualidad.
La comparación de los parámetros clave y las soluciones técnicas del V-187 mostró que el recién llegado soviético no era inferior a los diseños avanzados de PWR occidentales, e incluso los superaba en algunos aspectos. Por ejemplo, la forma del conjunto combustible hexagonal adoptada permitió un mejor uso del espacio del núcleo y un diámetro reducido del recipiente, mientras que las barras de combustible más delgadas (9,1 mm de diámetro con 12,75 mm de paso) aseguraron una mayor superficie de transferencia de calor y una mayor densidad de potencia (hasta 110 kW/l).
El V-187 quedó por detrás de sus competidores occidentales en potencia unitaria, ya que los diseños occidentales consideraban 1300 MWe. Sin embargo, el análisis detallado de Gidropress no mostró obstáculos fundamentales para aumentar la potencia del VVER por encima de los 1.000 MWe. La única limitación era la transportabilidad de la vasija del reactor por ferrocarril, restringiendo el diámetro máximo de la vasija a unos 4,5 metros.
Los reactores VVER se llevaron a producción en serie con el diseño V-320, que difería significativamente del V-187 con un diseño optimizado (por ejemplo, eliminación de las válvulas de compuerta principal DN 850 en el circuito del circuito primario) y cambios en el diseño del reactor: recipiente, bloque superior y estructuras internas. El diseño del combustible también cambió, con la transición a conjuntos combustibles sin válvula que permitieron una vida útil de tres años. Se tomaron medidas para mejorar la confiabilidad operativa y la seguridad. Las unidades con diseño V-320 se construyeron en Rusia, Ucrania y se exportaron a Bulgaria y Checoslovaquia. En la Rusia postsoviética, el diseño del V-320 se implementó en la central nuclear de Rostov, de cuatro unidades, y en varias unidades de las centrales nucleares de Kalinin (Figura 1) y Balakovo.
El desarrollo posterior de la tecnología VVER-1000 siguió dos direcciones cercanas: el diseño V-428 para la central nuclear de Tianwan en China y el diseño V-412 para la central nuclear de Kudankulam en India. El V-428 chino conservó la mayoría de las soluciones del V-320, pero incorporó experiencia operativa y recomendaciones de la Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA): un sistema de seguridad de cuatro canales, doble contención, almacenamiento extendido en la piscina de combustible gastado (10 años), resistencia sísmica mejorada y una vida útil aumentada hasta 60 años.
El V-412 indio fue similar pero enfatizó la expansión del diseño y los accidentes más allá de la base de diseño cubiertos por sistemas de seguridad pasiva y requisitos sísmicos específicos para Kudankulam.
Nuevas unidades VVER de alta capacidad
La consolidación de la industria nuclear rusa bajo el paraguas de Rosatom, el desarrollo de capacidades tecnológicas en las plantas de construcción de maquinaria y la flexibilización de las limitaciones logísticas permitieron a los ingenieros nucleares rusos abordar un problema que sus predecesores soviéticos, por razones objetivas, no pudieron resolver: a saber, aumentar la producción de energía del reactor VVER-1000.
Como resultado, se creó el proyecto AES-2006 Generación III+ con la unidad del reactor VVER-1200. Fue designado como el nuevo diseño en serie para la construcción tanto en Rusia como en el extranjero.
Es importante señalar que la aparición del VVER-1200 no eliminó el VVER-1000. Los proyectos China V-428 e India V-412 demostraron con éxito su viabilidad técnica y económica en condiciones de economía de mercado, por lo que el proyecto indio continúa ejecutándose en la central nuclear de Kudankulam. De una forma u otra, el VVER-1000 seguirá teniendo demanda en los próximos años en el Lejano Oriente de Rusia y posiblemente en Uzbekistán.
En cuanto al VVER-1200, ya hay cuatro unidades en funcionamiento en Rusia y dos en Bielorrusia (Figura 2), siendo la primera la Unidad 6 de la central nuclear de Novovoronezh en Rusia central, puesta en servicio en 2016 con un reactor construido según el diseño V-392M. Simbólicamente, se construyó junto a una unidad del diseño V-187, que marcó el inicio de la historia de los reactores VVER de alta capacidad.
Además, los reactores VVER-1200 funcionarán en centrales nucleares actualmente en construcción en China, Turquía (Figura 3), Bangladesh, Egipto, Hungría y Kazajstán. Vale la pena recordar que la innovación en ingeniería nunca se detiene: hoy los ingenieros de Rosatom están trabajando activamente en un diseño unificado estandarizado destinado a incorporar los mejores elementos de los diseños de centrales nucleares de alta capacidad de Rusia.
Los objetivos del diseño AES-2006 incluían mejorar la seguridad, optimizar los plazos y costos del proyecto, mejorar la competitividad de las unidades de la central nuclear y aumentar la maniobrabilidad y la mantenibilidad.
Entre los principales cambios introducidos en el diseño del V-392M en comparación con el diseño de serie soviético V-320 se encuentran los siguientes:
- Mejora de las propiedades nucleares y físicas del núcleo del reactor.
- Coeficientes de reactividad negativos garantizados en una gama más amplia de parámetros tecnológicos.
- Nuevos sistemas automatizados de monitorización y diagnóstico de equipos.
- Sistemas mejorados de monitoreo de radiación y neutrones para el núcleo.
- Ampliación de la vida útil del equipo del reactor principal a 60 años.
- Aumento del consumo máximo de combustible a 70 MW·días/kg.
- Reducción del tiempo de inactividad y factor de capacidad (CF) mejorado.
El diseño del V-392M también adoptó las soluciones más efectivas de los diseños VVER-1000 de China e India: una doble contención, un dispositivo de retención del núcleo fundido (receptor de núcleo), un sistema pasivo de eliminación de calor de los generadores de vapor, un sistema pasivo de inundación del núcleo con hidroacumuladores de segunda etapa y varios otros.
Además, el V-392M y los diseños posteriores del VVER-1200 incorporaron las lecciones aprendidas del accidente de Fukushima-1 en Japón. Las medidas incluyeron disposiciones mejoradas para equipos móviles (unidades de bombeo móviles y generadores diésel), una mejor eliminación de calor de la piscina de combustible gastado, y más.
Todo el concepto de monitorización de parámetros de la unidad y protecciones asociadas sufrió cambios importantes. Por ejemplo, mientras que el diseño V-320 (Unidad 3 de la central nuclear de Rostov) incluía 3.686 protecciones y enclavamientos y 6.238 canales de medición, el diseño V-392 presenta 11.140 protecciones y enclavamientos y 12.081 canales de medición.
En general, el diseño del VVER-1200 puede describirse como un desarrollo evolutivo de la tecnología VVER de alta capacidad. Al preservar el diseño fundamental y las soluciones de ingeniería probadas en el tiempo y al mismo tiempo introducir innovaciones cuidadosamente validadas, el diseño pudo pasar directamente de la primera unidad de su tipo a la construcción en serie, garantizando que Rosatom tuviera un diseño de reactor de agua a presión de alta capacidad Generación III+ en su cartera.
Hacia la energía nuclear de dos componentes
La estrategia de desarrollo de la energía nuclear de Rosatom requiere que los diseñadores de VVER no sólo continúen con las mejoras evolutivas de los reactores de alta capacidad, sino también que desarrollen sistemas que puedan considerarse verdaderamente innovadores. Uno de esos diseños, aprobado para su implementación, es el VVER-S-600.
La primera tarea de este nuevo diseño es bastante sencilla: será una unidad de potencia media destinada a satisfacer una variedad de necesidades energéticas en Rusia. También puede atraer a clientes extranjeros con una demanda relativamente modesta o redes eléctricas subdesarrolladas.
La segunda tarea, escondida detrás de la “S”, es más interesante. El nuevo reactor empleará el principio de control de desplazamiento espectral, que nunca antes se había implementado comercialmente en todo el mundo.
La energía nuclear de dos componentes prevé un sistema en el que tanto los reactores térmicos como los rápidos funcionen juntos en un ciclo de combustible cerrado. Dado que los reactores térmicos, por su naturaleza física, no pueden producir más combustible nuclear (plutonio) del que consumen (es decir, su índice de reproducción es inferior a uno), el sistema general requiere reactores rápidos con un índice de reproducción superior a uno para garantizar un suministro sostenible de combustible.
Para los diseños actuales de reactores térmicos como el VVER, la proporción de reproducción se puede estimar aproximadamente en 0,5. Esta es una aproximación muy aproximada, pero resalta el problema: para lograr una proporción de reproducción general del sistema de al menos uno (de modo que el sistema utilice eficientemente todo el uranio extraído sin requerir alimentación externa de uranio-235), los ingenieros deben aumentar significativamente la proporción de reproducción de reactores rápidos, lo cual es un desafío tecnológico, o aumentar la proporción de reactores rápidos en el sistema.
El problema se puede mitigar desarrollando un diseño VVER con una proporción de reproducción más alta. La física de neutrones proporciona la respuesta: el uranio-238 tiene una sección transversal de captura de resonancia gigante a energías de neutrones de aproximadamente 6,5 eV. Al moderar ligeramente los neutrones en un VVER, es más probable que alcancen esta resonancia, aumentando las capturas de neutrones por los núcleos de uranio-238 y produciendo plutonio-239… en otras palabras, aumentando la proporción de reproducción.
Simplemente reducir el contenido de agua en el núcleo de VVER para lograr una moderación insuficiente no es una opción, ya que esto afectaría negativamente el coeficiente de reactividad de vacíos negativo, reduciéndolo o incluso haciéndolo positivo. Una solución prometedora es el uso de desplazadores: varillas especiales incrustadas en conjuntos combustibles que pueden regular la relación uranio-agua desplazando el agua del núcleo, afectando así la moderación de los neutrones y el espectro resultante en el reactor. Los diseñadores de Rosatom proponen implementar este método de control de desplazamiento espectral en el diseño del VVER-S-600.
Todavía es demasiado pronto para decir exactamente qué mejora en la proporción de reproducción logrará el VVER-S-600 en comparación con el VVER-1000/VVER-1200. Se espera que la primera unidad VVER-S-600 se construya y entre en funcionamiento en la central nuclear de Kola a mediados de la década de 2030.
La aparición del VVER-S-600 como reactor de potencia media completará la gama de reactores de agua ligera de Rosatom disponibles para clientes nacionales e internacionales. La línea ya incluye los probados VVER-1000 y VVER-1200 para aplicaciones de alta capacidad; el VVER-S-600 para potencia media; y, en el extremo pequeño, el pariente lejano del VVER: el reactor rompehielos RITM. Esto significa, entre otras cosas, que la tecnología VVER mantendrá su importancia fundamental para Rosatom y seguirá sirviendo a la sociedad hasta bien entrado su segundo siglo.
—Alejandro Uvárov es director de información atómicaun grupo de expertos independiente con sede en Moscú.
