Si un reactor nuclear debe pararse cuando se le “agota” el combustible, ¿cómo puede ser que en ocasiones pueda retrasar la parada de recarga?
Te explico el “Stretch Out” de un reactor nuclear.
#hilonuclear
Te explico el “Stretch Out” de un reactor nuclear.
#hilonuclear
Todo se basa en la conocida fórmula de los 6 factores que ya hemos explicado en alguna ocasión:
Recordemos: un neutrón nace de una fisión inicial, debe moverse por el núcleo sin ser absorbido, sin escapar del núcleo, debe ser frenado (moderado) para tener mayor probabilidad de provocar una nueva fisión y debe “encontrar” un núcleo de uranio 235 y ser capaz de “romperlo”.
En un reactor nuclear tratamos de mantener la reacción en cadena durante 12 (Trillo), 18 (Ascó, Vandellós, Almaraz) o 24 meses (Cofrentes). Y esa reacción en cadena debe ser estable, de modo que la potencia generada (proporcional al número de fisiones por segundo) sea estable.
La forma de variar la potencia generada se basa en modificar ciertas condiciones que afectan a la vida de los neutrones generados en cada fisión.
Pensemos en los núcleos de Uranio 235 como dianas y los neutrones como flechas. La cantidad de dianas acertadas por segundo es proporcional a la potencia generada. Podemos subir potencia aumentando el número de flechas o el número de dianas (o haciendo las dianas más grandes).
Al inicio del ciclo de operación, se carga el núcleo con un exceso de dianas (Uranio). Si no limitamos el número de flechas (neutrones), la potencia aumentaría de forma exponencial.
Para compensar el exceso de uranio, se utiliza algún fenómeno físico que provoca la absorción de los neutrones sobrantes.
En los reactores de agua a presión (PWR, Ascó, Trillo, Almaraz y Vandellós) se utiliza boro 10 para absorber los neutrones sobrantes.
En los reactores de agua a presión (PWR, Ascó, Trillo, Almaraz y Vandellós) se utiliza boro 10 para absorber los neutrones sobrantes.
En los reactores de agua en ebullición (BWR, Cofrentes) se utiliza la “presencia de huecos” (vapor) que dificulta la moderación de los neutrones. (simplificando mucho).
Según vamos fisionando núcleos de uranio, menos dianas, debemos aumentar el número de neutrones (flechas) para mantener la cantidad de fisiones por segundo. En los reactores PWR se reduce paulatinamente la concentración de boro durante el ciclo hasta agotar el combustible.
Cuando no hay suficientes dianas y no podemos reducir más la concentración de boro, el reactor empezará a pararse, reduciendo la cantidad de fisiones por segundo, por falta de uranio y neutrones.
Hay más cosas que afectan a la probabilidad de que un neutrón provoque una fisión.
Hay más cosas que afectan a la probabilidad de que un neutrón provoque una fisión.
Seguro que habéis oído en alguna ocasión que los reactores nucleares son intrínsecamente seguros, porque un aumento de potencia provoca un aumento de temperatura y ésta, a su vez, provoca una disminución de potencia. Esto hace al reactor “autoestable”.
Ese comportamiento se explica mediante el coeficiente de temperatura del moderador y combustible (coeficiente Doppler).
Supongamos un neutrón viajando por en núcleo en busca de un núcleo de uranio. En su camino, debe colisionar con núcleos de hidrógeno para ir perdiendo energía escapando de los núcleos de boro que quieren absorberlo.
La probabilidad de ser absorbido por boro aumenta con el recorrido (o tiempo) del neutrón hasta provocar la siguiente fisión. Si el refrigerante (H2O) está a menor temperatura, por su mayor densidad, los núcleos de H están más juntos y el recorrido del neutrón será menor.
Si la potencia del núcleo aumenta, el refrigerante se calienta, disminuye su densidad y el neutrón deberá recorrer más longitud hasta poder fisionar, aumentando la probabilidad de ser absorbido, reduciendo por tanto la cantidad de fisiones por segundo y la potencia del reactor.
También la temperatura del combustible afecta a la absorción de neutrones. Sin entrar en detalles, lo importante del efecto es que a mayor temperatura del combustible, más absorciones de neutrones. Bajando potencia se consigue el efecto contrario.
Combinando esos dos efectos (enfriamiento del combustible y del refrigerante) se puede mantener la reacción en cadena durante más tiempo cuando ya no queda boro que extraer del núcleo. Esto se consigue reduciendo potencia. A esta maniobra se la denomina “Core Strecth Out”.
Esta estrategia tiene una ventaja: se obtiene más energía del núcleo. Pero recordemos que en un reactor no se cambia todo el combustible. De los 157 Elementos de combustible, se sustituyen unos 60 EC. Bien, a esos 60 EC les he extraído más energía.
Los elementos restantes se vuelven a introducir en el núcleo, más gastados, lo que limitará la energía total que puedo obtener en el siguiente ciclo.
El vapor generado también es de menor calidad y puede ser perjudicial para la turbina.
El vapor generado también es de menor calidad y puede ser perjudicial para la turbina.
Teniendo en cuenta el precio de la energía en el mercado, el coste del combustible, los gastos de mantenimiento y personal, impuestos y otras consideraciones que no tienen por qué ser económicas, se puede determinar cuál es la estrategia de parada más conveniente.
En esta ocasión, el Stretch Out de Ascó 1 para su recarga ha durado un mes y han reducido potencia hasta 810 MW antes de parar el reactor. Esto ha permitido replanificar las actividades de recarga atendiendo a los requisitos sanitarios por COVID-19.
En la anterior recarga el Strecth Out duró 12 días y bajaron sólo 90 MW.
Otros ejemplos recientes:
Las reducciones de potencia también se realizan en situaciones de baja demanda (fines de semana, COVID-19) y alta producción (viento y agua embalsada).
Por ejemplo, estas son las reducciones de potencia de Cofrentes durante 2020.
Por ejemplo, estas son las reducciones de potencia de Cofrentes durante 2020.
¡Eso es el mercado, amigo!
