Introdução à energia nuclear version II

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Tópicos Especiais da Engenharia Nuclear II
Professor: Dr. Carlos Rafael García Hernández.
Instituto Superior de Tecnologías y Ciencias Aplicadas (InsTEC). Universidad de la Habana.
 Duração: 30 horas
Objetivos gerais.
Conhecer os desafios do desenvolvimento da energia nuclear.
Conhecer os princípios físico-neutrônicos dos sistemas nucleares avançados. 
Explicar os fundamentos e as principais características tecnológicas dos diferentes tipos de reatores nucleares de potencia das gerações II, III e IV.
Explicar os fundamentos físicos dos ADS e sua importância no gerenciamento de resíduos nucleares de longa duração.
Explicar a importância e os fundamentos físicos da transmutação de resíduos nucleares de vida longa.
Explicar os ciclos de combustível e analisar as vantagens e desvantagens do ciclo de combustível no estândares.
Introducción a la energía nuclear
Desafíos de la energía nuclear actual. PRIS, sistema de información de reactores nucleares de Ia IAEA. 
Factores para evaluar el desempeño de reactores nucleares de potencia.
Desafíos de la energía nuclear
IAEA y el PICC han indicado a la energía nuclear como una fuente importante de energía con bajas emisiones de carbono.
El costo de la generación de electricidad con energía nuclear está en paridad con el de la energía fósil.
En operación normal la contaminación aérea es casi despreciables y se emite menos radiación en comparación con las centrales de carbón.
Altos costos de inversión, tiempos de terminación excedidos, accidentes severos, percepción pública negativa han obstaculizado el rápido desarrollo de la energía nuclear.
Países con mayor desarrollo de la energía nuclear.
Canada
China
France
Germany
India
Japan
Russia (including then Soviet Union states).
South Korea
USA.
El mundo pasó por dos fases de desarrollo en tecnologías de reactores nucleares.
La primera fase se caracterizó por el desarrollo de reactores de prueba de la llamada Generación I.
La segunda fase se caracterizó por:
Rápida ampliación de la llamada Gen II de RN en América del Norte y Europa.
A continuación un cambio hacia los mercados del este a través de la transferencia de tecnología y las alianzas estratégicas.
Las tecnologías de LWR de Westinghouse, Combustion Engineering (C-E), General Electric (GE) y la VVER soviética han hecho importantes contribuciones en la globalización de la energía nuclear.
Balance de la Energía Nuclear
Ventajas
No emisión de gases de efecto estufa (GHG) 
Bajo volumen de desechos en comparación con la cantidad de energía producida. Producción masiva.
Competitividad económica con otras fuentes
Desafíos
Radiotoxicidad de larga vida de los desechos nucleares
Necesita de altos requisitos de seguridad y confiabilidad.
 Altos costos de inversión.
Riesgo de proliferación del arma nuclear
Desde el punto de vista de sustentabilidad el desafío del manejo de los desechos de larga vida y la minimización de sus inventarios es el más importante aspecto que debe ser focalizado
1. Introduction a la energia nuclear.
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Evolución de la Energía Nuclear
Seis atributos permiten clasificar a los RN en las distintas generaciones. 
Rentabilidad
La EN debe ser económicamente competitiva. La contabilidad de los costos debe incluir el ciclo de vida de las CEN.
La energía a base de fósiles, sin control de emisiones de carbono, establece el precio de mercado hoy y probablemente continuará haciéndolo durante la próxima década.
¿Qué políticas o iniciativas podrían hacer que la energía nuclear sea más competitiva con los precios actuales de los combustibles fósiles?
¿Cómo pueden mejorarse las perspectivas de financiación de las centrales nucleares?
La seguridad. 
Se han incorporando características de diseño pasivo para garantizar el funcionamiento seguro de los RN, en comparación con los sistemas de seguridad activa que requieren de la intervención humana para la reducción cuantitativa del riesgo.
 ¿Qué medidas de seguridad se proponen para los nuevos reactores?
 ¿Mantienen o mejoran los actuales estándares?
Protección Física y no proliferación.
Minimizar los riesgos de robo de material nuclear y las acciones de terrorismo.
 Los nuevos diseños deben minimizar los riesgos de la proliferación de armas nucleares patrocinadas por los estados.
Tecnologías de doble uso (tecnologías que se desarrollaron originalmente con fines militares y que ahora están en uso comercial) están amplificando esta amenaza.
¿Qué diseños podrían mitigar estos riesgos?
Adecuación al sistema eléctrico.
Adecuación de la CEN a las capacidades de la red eléctrica local y nacional (localización de los grandes centros demográficos , capacidades financieras para alcanzar la potencia deseada, líneas de trasmisión, etc).
¿Cómo afecta la capacidad de la red eléctrica a los requisitos financieros, la viabilidad económica a largo plazo y a la seguridad y disponibilidad de un reactor?
Roadmap para la comercialización. 
¿Las prácticas de la construcción modular agilizarán la comercialización s y reducirán los costos?
El ciclo del combustible.
Los detalles del CC son elementos críticos para determinar los niveles de riesgo para la seguridad nuclear, la protección física y la no proliferación y el manejo de los desechos. 
Los procesos como la fabricación y el enriquecimiento y las características propias del tipo de reactor se combinan con las externalidades, como por ejemplo la posible internacionalización de los procesos del ciclo combustible.
El reabastecimiento continuo de combustible fresco enriquecido es un factor crítico para determinar el riesgo de proliferación 
La manera en que se internacionaliza el suministro de combustible (especialmente su enriquecimiento y fabricación) se relaciona con este riesgo. 
Un reactor, con un mayor quemado reduce los riesgos en el manejo del combustible y disminuye el volumen de los desechos. (quemado profundo).
Los diseños de núcleos sellados de larga vida útil podrían reducir tales riegos 
Disposición de combustible usado (el "back end")
Dados los desafíos que presenta el almacenamiento a largo plazo y la eliminación final del combustible usado, los futuros sistemas de reactores deben minimizar la cantidad y la toxicidad de los desechos nucleares. (Trasmutación).
Este es un problema institucional, no solo un problema de seguridad a corto o mediano plazo.
Almacenamiento temporal (el método en barril seco (generalmente cilindros de acero), es un método comprobado y seguro para almacenar desechos, brindará una oportunidad de 60 a 80 años para llevar a cabo un programa de investigación y desarrollo sólido e innovador en un sistema avanzado de ciclo de combustible.
Disposición de combustible usado (el "back end")
El almacenamiento a largo plazo y la eliminación final del combustible usado conlleva a desafíos institucionales. (los futuros sistemas de reactores deben minimizar la cantidad y la toxicidad de los desechos nucleares). (Trasmutación).
El uso del almacenamiento en barril seco (generalmente cilindros de acero).
Método comprobado y seguro para almacenar desechos.
Brindará una oportunidad de 60 a 80 años para llevar a cabo un programa de I+D sólido e innovador en un sistema de ciclo de combustible avanzado.
A partir de los desafíos y a la necesidad de una energía nuclear más segura y confiable se llegan las llamadas tercera y cuarta fase de desarrollo de las tecnologías de reactores nucleares.
Generación III y III+
Generación IV.
La tercera fase son los RN III y III+ que son evolutivos radicalmente mejorados.
La cuarta fase se caracteriza por el desarrollo de sistemas nucleares innovadores. Para algunas fuentes también se incluyen los reactores modulares pequeños SMR.
Un "reactor nuclear avanzado" se define en la legislación promulgada en 2018 en USA como "un reactor de fisión con mejoras significativas sobre la generación más reciente de reactores de fisión" o un reactor que utiliza la fusión nuclear.
Dichos reactores incluyen diseños LWR que son mucho más pequeños que los reactores existentes, así comoconceptos que usarían diferentes moderadores, refrigerantes y tipos de combustible.
Muchos de estos diseños avanzados se consideran reactores modulares pequeños (SMR), que el Departamento de Energía define como reactores de 300 Mwe o menos, en contraste con los 1,000 Mwe de promedio para los reactores comerciales existentes.
 
Evolución de la Energía Nuclear
Evolución de la Energía Nuclear
La Generación I está formada por los primeros prototipos de reactores nucleares de potencia de los años 1950 y 1960:
Shippingport (1957–1982) en Pennsylvania,
 Dresden-1 (1960–1978) en Illinois,
Calder Hall-1 (1956–2003) en el Reino Unido.
Funcionaron a bajo niveles de potencia pues eran reactores de prueba.
La última planta comercial de Gen I, la Central Nuclear de Wylfa en Gales, se cerró en 2012.
Evolución de la Energía Nuclear
Gen II se refiere a los RN comerciales diseñados a finales de los 60 para ser económicos y confiables.
Vida útil operativa típica de 40 años.
Los principales prototipos de Gen II son:
reactores de agua presurizada (PWR),
 reactores de agua en ebullición (BWR)
CANada deuterio, uranio (CANDU),
reactores avanzados enfriados por gas (AGR)
 y reactores agua, agua (VVER) y RBMK.
Gen II
Comprenden la mayor parte de los más de 400 PWR y BWR comerciales del mundo.
Los LWR tradicionales utilizan fundamentalmente características de seguridad activa (operaciones eléctricas o mecánicas que se inician automáticamente o por los operadores).
Algunos diseños tienen elementos de seguridad pasiva (por ejemplo, usan válvulas de alivio de presión, descargan por gravedad agua de enfriamiento en el núcleo), y actúan sin el control del operador o la pérdida de potencia auxiliar).
La mayoría de las plantas Gen II que operan en occidente fueron fabricadas por una de estas tres compañías: Westinghouse, Framatome (ahora parte de AREVA) y General Electric (GE). 
Los reactores de la Gen III son esencialmente reactores de la Gen II con mejoras de diseño acordes al estado del arte, que incluyen:
 mejoras en la tecnología del combustible
 mayor eficiencia térmica,
 construcción modular,
 sistemas de seguridad pasiva (seguridad intrínseca)
 diseños estandarizados.
Una mayor vida útil operativa de la planta posiblemente 60 años y más allá.
 
La Gen III + son desarrollos evolutivos de los reactores de la Gen III con mejoras significativas en la seguridad.
A continuación una tabla con los reactores de generación III y III+ listos para su comercialización. 
International Near-Term Deployment
• ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)
• AP1000 (Advanced Pressurized Water Reactor 1000)
• ESBWR (European Simplified Boiling Water Reactor)
• GT-MHR (Gas Turbine–Modular High Temperature Reactor)
• PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)
• SWR-1000 (Siedewasser Reactor-1000).
Advanced Boiling Water Reactors
 ABWR II (Advanced Boiling Water Reactor II)
 ESBWR (European Simplified Boiling Water Reactor)
 HC-BWR (High Conversion Boiling Water Reactor)
 SWR-1000 (Siedewasser Reactor-1000)
 Advanced Pressure Tube Reactor
 ACR-700 (Advanced CANDU Reactor 700)
Las 4 unidades chinas AP1000 entraron en operación comercial (desde enero del 2019)
Haiyang 1 and 2
Generación IV
Un grupo de países acordaron un marco para la cooperación internacional en investigación para una futura generación de sistemas de energía nuclear, conocido como la Generación IV. (2002)
El Foro Internacional de la Generación IV (GIF, por sus siglas en inglés) desarrolla sistemas de energía nuclear de generación futura que:
 puedan ser licenciados, construidos y operados de manera segura,
proporcionen energía confiable y con precios competitivos.
a la vez abordan satisfactoriamente la seguridad, el manejo de los desechos, resistencia a la proliferación,
 y que satisfagan a las inquietudes de la percepción pública.
Estas nuevas centrales nucleares sustituirán a las que operan actualmente en el mundo, y se prevé que estarán al final de sus licencias operativas o cerca de ellas para 2030.
Energía Nuclear de Generación IV
Los estudios de Gen IV culminaron con la selección de 6 sistemas basados en los siguientes principios:
• Garantizar las misiones importantes (electricidad, hidrógeno y calor de proceso), y la gestión satisfactoria del combustible gastado de larga vida.
• Proporcionar cobertura de capacidades superpuestas, (no todos los sistemas pueden ser viables, alcanzar sus objetivos y atraer el despliegue comercial a la mima vez).
• Atender las prioridades nacionales de los países del GIF.
Los tres principales intereses de la Generación IV son:
electricidad
hidrógeno (o otras producciones no eléctricas como calor de proceso) 
manejo de los actínidos
La siguiente tabla indica el enfoque de la misión de cada uno de los seis sistemas de la Gen IV con respecto a la electricidad y el hidrógeno.
Manejo de los Actínidos
La Gen IV está dirigidos a un manejo de actínidos más eficientes, lo cual implica el reciclaje de los AM, con la excepción de la VHTR que por sus características (combustible TRISO) puede alcanzar este objetivo con un ciclo combustible de un paso (quemado profundo).
El SCWR con espectro térmico y un ciclo de combustible de un paso es menos eficiente en este aspecto, pero con espectro rápido puede trabajar con reciclaje del combustible.
GFR- Reactor Rápido enfriado con gas 
Refrigerado por helio, espectro rápido y ciclo combustible avanzado.
Alta temperatura a la salida permite la producción de electricidad, hidrógeno u otros procesos con alta eficiencia en la conversión de energía.
Usa una turbina de ciclo directo para la producción de electricidad y puede usar calor de procesos para la producción termoquímica de hidrogeno.
El reciclaje total de los actínidos minimiza la producción de desechos nucleares de larga vida.
LFR- Reactor Rápido enfriado con Plomo
Espectro rápido, ciclo avanzado de combustible, reproducción ampliada.
Reciclaje total de los actínidos con facilidades creadas a nivel central o regional para el reprocesamiento.
El refrigerante es plomo o una mezcla eutéctica de Plomo-Bismuto.
Combustible metálico o basado en nitritos que contiene uranio fértil y transuránicos.
Sistemas modulares de baterías de reactores de 50-150 Mwe, con periodos muy largos de recarga del combustible (10 a 20 años de vida del núcleo).
Fabricados en industrias y transportados hasta el sitio de emplazamiento.
MSR- Reactor de Sales Fundidas
Espectro de neutrones epitérmico a térmico, ciclo avanzado de combustible, permite una utilización eficiente del Plutonio y los AM. 
Combustible circulante formado por una mezcla líquida de Sodio, Zirconio y Fluoruros de Uranios.
El combustible en forma de sal fundida fluye a través de canales dentro del núcleo de grafito produciendo un espectro térmico.
El calor generado dentro de la sal fundida es transferido a un sistema de refrigeración secundario a través de un intercambiador de calor intermedio (tres circuitos)
SFR- Reactor Rápido enfriado con Sodio
 Espectro rápido, ciclo avanzado de combustible, reproductor con un eficiente quemado de los AM, tres circuitos.
Primera opción de tamaño medio (150 a 500 Mwe), el combustible es una aleación metálica de U-Pu-AM-Zr, con facilidades de reprocesamiento in situ.
Segunda opción de tamaño medio a grande (500 a 1500 Mwe), combustible MOX y reprocesamiento por un método acuoso avanzado, con una planta para el reprocesamiento sirviendo a varios reactores.
Temperatura de salida de 550 oC para ambos casos.
El SFR esta considerado el mas efectivo y mas cercano desde el punto de vista de sustentabilidad por sus muchas posibilidades para un satisfactorio manejo de los actínidos. 
 
SCWR- Reactor enfriado con agua supercrítica
Operan sobre el punto crítico del agua (22,1 MPa y 374 ºC) alcanzando una eficiencia térmica del 44%, la que supera el 33-35% de los LWRs standard. 
Menor tamaño del equipamiento asociado y reducción en la potencia de bombeo. (menor flujo de refrigerante por unidad térmicade potencia debido al más alto contenido de entalpía del refrigerante)
Menor inventario en masa de refrigerante y al emplear un único circuito permiten menores dimensiones en la contención.
No hay crisis de ebullición por no existir cambio de fase en el reactor.
Se eliminan los secadores de vapor, separadores, bombas de recirculación, y los generadores de vapor. Diseño simplificado.
Agua Supercrítica.
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Simulação Computacional de Reatores a Água Supercrítica Landy Y. Castro González 20/08/2014
Bajo estas condiciones el agua se comporta de una manera muy diferente al agua subcrítica.
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Agua Supercrítica.
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Una vez que el agua pasa por el punto crítico, las propiedades termofísicas cambian dramáticamente. 
Simulação Computacional de Reatores a Água Supercrítica Landy Y. Castro González 20/08/2014
y por lo tanto las características de transferencia de calor se comportan de manera diferente también.
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VHTR- Reactor de muy alta temperatura
 
 Espectro neutrónico térmico y ciclo combustible de un paso (quemado profundo) 
Alta eficiencia y otras ventajas para aplicaciones de calor de alta temperatura. (Hidrógeno)
Puede alcanzar temperaturas de salida de más de 1000 ºC.
Principales prototipos: reactor refrigerado por gas de combustible encapsulado prismáticode 600 Mwe de General Atomic, (GT-MHR), o el de lecho de bolas (PBMR).
Estos sistemas tienen flexibilidad en la utilización de combustibles, U, Pu, MOX, combustible gastado de los LWRs y logran minimizar los desechos dado el alto quemado que permiten.
Combustible encapsulado cerámico empleado en los VHTR prismáticos o de lecho de bolas
 La IV Generación de Reactores Nucleares deberá satisfacer los siguientes desafíos:
Generación de energía sostenible que cumpla los objetivos de aire limpio, promueva larga disponibilidad de los sistemas y un uso efectivo del combustible.
Minimice y maneje satisfactoriamente los desechos nucleares para contribuir a una notable reducción de la carga de radiotoxicidad en el futuro, y por ello mejorar la protección para la salud del público y para el ambiente.
Conclusiones sobre Generacion IV
Incrementar la percepción de que son muy poco atractivos para el desvío o robo de materiales utilizables en la fabricación de armas nucleares.
Excelencia en seguridad y disponibilidad.
Tener una muy baja probabilidad de daño al núcleo.
Eliminar la necesidad de respuesta de emergencia exterior.
Tener una clara ventaja de los costos del ciclo de vida sobre otras fuentes de energía.
Tener un nivel de riesgo financiero comparable al de otros proyectos de energía. 
Conclusiones sobre Generación IV
THE POWER REACTOR INFORMATION SYSTEM (PRIS)
El OIEA ha recopilado información y datos sobre plantas de energía nuclear en todo el mundo prácticamente desde su establecimiento.
 A partir de 1970 los datos se han recopilado y publicado en informes anuales.
En 1980 todos los datos recopilados previamente se informatizaron, y se puso en funcionamiento el Sistema de Información de Reactores de Potencia (PRIS).
 Desde entonces, PRIS ha sido continuamente actualizado y mejorado. Se ha utilizado ampliamente y constituye una fuente esencial de información sobre energía nuclear para todos los interesados.
PRIS contiene información sobre reactores de potencia en operación, en construcción, o aquellos que están en desactivación.
	442	NUCLEAR POWER REACTORS
IN OPERATION
	390 546	MWe TOTAL NET INSTALLED
CAPACITY
		
	53	NUCLEAR POWER REACTORS
UNDER CONSTRUCTION
	56 325	MWe TOTAL NET INSTALLED
CAPACITY
		
	18 399	REACTOR-YEARS OF
OPERATION
Current Status:
Sistema de Información de Reactores de Potencia (PRIS)
PRIS incluye todas las plantas de energía nuclear del mundo, se identifican de forma única por el nombre de la planta, número de unidad y la Organización Internacional de Normalización.
La información general sobre una unidad de reactor consiste en dos tipos de datos:
 (a) datos de especificación
 (b) datos de rendimiento.
PRIS incluye datos sobre:
 la producción de energía 
 sobre el cierre definitivo
 los proyectos retrasados
 datos de desmantelamiento
Las siguientes definiciones se utilizan para clasificar el estado de una planta:
 Inicio de la construcción: la fecha de la primera colocación importante de concreto 
Primera criticidad: la fecha en que el reactor se hizo crítico por primera vez.
Conexión a la red: la fecha en que la planta se conectó por primera vez a la red eléctrica para el suministro de energía. 
Operación comercial: la fecha en que los contratistas entregaron la planta al propietario.
Cierre: La fecha en la que el propietario declaró oficialmente que la planta fue cerrada y puesta fuera de servicio de forma permanente.
El tipo de reactor también se codifica y almacena en PRIS de la siguiente manera:
ABWR: Reactor avanzado, moderado y refrigerado por agua ligera hirviente.
AGR: Reactor avanzado moderado por grafito y refrigerado por gas.
BWR: Reactor refrigerado y moderado por agua ligera en ebullición.
FBR: Reactor reproductor rápido.
GCR: Reactor moderado por grafito y refrigerado por gas.
HTGR: Reactor de alta temperatura moderado por grafito y refrigerado por gas.
HWGC: Reactor refrigerado por gas y moderado por agua pesada.
HWLWR: Reactor refrigerado por agua ligera en ebullición y moderado con agua pesada.
LWGR: Reactor moderado por grafito y refrigerado por agua ligera.
PHWR: Reactor moderado y refrigerado por gua pesada presurizada.
PWR: Reactor moderado y refrigerado por agua ligera presurizada.
SGHWR: Reactor moderado por agua pesada moderada y enfriado por agua pesada hirviente.
WWER: Reactor PWR ruso.
El OIEA también clasifica las plantas según su capacidad.
INDICADORES DE DESEMPEÑO
Los principales indicadores de desempeño de la energía nuclear utilizados actualmente por la industria nuclear mundial para la evaluación comparativa son:
 Energía generada
 Disponibilidad y no disponibilidad de la planta
 Interrupciones planificadas y no planificadas
 Eventos relacionados con la seguridad nuclear
 La indisponibilidad de los sistemas de seguridad y las funciones de apoyo
 Seguridad industrial
 Seguridad radiológica
 Confiabilidad del combustible
 Residuos radiactivos
Referencias
IAEA-TECDOC-1544. Nuclear Power Plant Design Characteristics. March 2007
IAEA Technical Reports Series No.428. The Power Reactor Information System (PRIS) and its Extension to Non-electrical Applications, Decommissioning and Delayed Projects Information. 2005.
Stephen M. Goldberg and Robert Rosner. Nuclear Reactors: Generation to Generation. AMERICAN ACADEMY OF AR TS & SCIENCES. 2011.
IAEA REFERENCE DATA SERIES No. 2 Nuclear Power Reactors in the World. 2018.
Mycle Schneider and Antony Froggatt THE WORLD NUCLEAR INDUSTRY STATUS REPORT 2018. A Mycle Schneider Consulting Project Paris, London, September 2018
World Nuclear Association. World Nuclear Performance Report 2018.Report No. 2018/004
Victor Nian. Technology perspectives from 1950 to 2100 and policy implications for the global nuclear power industry. Progress in Nuclear Energy 105 (2018) 83–98