Energía nuclear de fisión: reactores de futuro

Emilio Minguez Torres

GENERA 26 de febrero, 2008

Departamento de Ingeniería Nuclear Instituto de Fusion Nuclear Consejo Social de la UPM ([email protected])

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Reactor nuclear de fisión • Máquina diseñada para iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión Emplea:

uranio y/o otros combustibles

Produce:

energía

Funciona:

en forma autosostenida

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Recursos de uranio Ucrania 2%

Jordania 2%

India 1%

China 1%

Uzbequistán 2% Rusia 4% Níger 5% Brasil 6% Namibia 6%

Otros 6% Australia 25%

Kazastán 17%

Sudáfrica 7%

EE.UU. 7%

Canadá 9%

Fuente: NEA/IAEA Libro Rojo 2005; Reservas Extraíbles a un precio inferior a 130 $/KgU

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FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEAR BARRA

PASTILLA POLVO DE UO2

COMPONENTES

ESQUELETO

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COMBUSTIBLE NUCLEAR

400 cm

20 cm

5

Central nuclear •

•

•

Sistema nuclear de generación de vapor ( NSSS) Reactor nuclear Generador de vapor Bombas Componentes de generación eléctrica Turbina Alternador Condensador Salvaguardias tecnológicas Sistemas de seguridad Sistemas de protección y control Sistemas de seguridad de la contención 6

Central del tipo PWR ( Reactor de agua a presión)

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Central del tipo BWR( Reactor de agua en ebullición)

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Situación mundial

• 440 reactores en operación en 31 paises (370 GWe) • 25 reactores en construcción en 11 paises (19GWe) • 41 reactores en proyecto • 80 propuestas de nuevas centrales • En Europa 1 en construcción ( Finlandia) y varios en proyecto ( 1 en Francia) • 59 reactores con licencia para funcionar 60 años

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UE: 35% E: 20%

Ahorro de 500 Mt CO2 en la UE Consejo Social de la UPM

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Funcionamiento en horas de las centrales eléctricas

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Historia del factor de carga FACTOR DE CARGA 100 80 60 40 20 0

'85

'87

'89

'91

'93

'95

'97

'99

'01

'03

'05

AÑO

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Se ha demostrado su menor coste

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Escenario futuro • • • • • • • •

Operación de centrales a costes muy competitivos. Producción sostenible ( factores de carga elevados). Operación a largo plazo: paso de 40 a 60 años. Suministro asegurado de combustible. Desmantelamiento y gestión de residuos. Construcción de nuevas centrales: Gen-III, Gen3+, HTR Programas: Generación IV / INPRO Otros productos no eléctricos: hidrógeno, desalación agua, cogeneración,... • Transmutación de residuos: instalaciones de fuentes de irradiación • Fusión: ITER, fábrica de blancos, materiales,FCI. 14

Retos de la Energía Nuclear •

Sostenibilidad:

reducción de volumen de residuos disminución toxicidad y tiempo de vida extensión de reservas de combustible ciclo de combustible

•

Competitividad: Simplificación de diseño reducción tiempos de construcción mejor empleo del combustible nuevas técnicas de construcción

•

Seguridad y fiabilidad: Seguridad inherente diseños robustos

•

Aumento de la aceptación y confianza públicas 15

Proceso de Evolución Generation I Early Prototype Reactors

Generation II Commercial Power Generation III Reactors Advanced LWRs

Generation IV  

•Shippingport •Dresden,Fermi-I •Magnox

 •LWR: PWR/BWR •CANDU •VVER/RBMK

Gen I 1950

1960

•System 80+ •AP600 •EPR •ABWR Gen III

Gen II 1970

1980



Highly economical Enhanced Safety Minimized Wastes Proliferation Resistance

1990

2000

2010

Gen IV 2020

2030 16

Reactores avanzados • Reactores tipo PWR: EPR System 80+ AP-1000/ 600 VVER-1000 IRIS

• Reactores tipo BWR: ABWR ESBWR SWR-1000

• Reactores de gas: PBMR, GT-MHR • Reactores de agua pesada: ACR 17

Reactor EPR

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Olkiluoto en 2004

Consejo Social de la UPM

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Olkiluoto al finalizar

Consejo Social de la UPM

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AP 600/ 1000

Consejo Social de la UPM

Máster en Tecnologías para la Generación Eléctrica

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SIMPLICIDAD

• Sistemas de seguridad pasivos no requieren tantos subsistemas. • Facilidad de operación y mantenimiento. • Consiguiente efecto sobre SEGURIDAD y COSTES.

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Comparación de dimensiones entre PWR y AP-1000

Consejo Social de la UPM

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ABWR - Generalidades

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ABWR - Detalle de la Central

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GENERACION IV "Generacion IV" consiste en el desarrollo y demostracion de uno o mas sistemas nucleares innovadores que ofrecen ventajas en los retos de la energía Generation IV International Forum (GIF)

2003 Euratom 2006 Rusia y China

Perspectivas comerciales: 2030 27

GENERACION IV

• • • • • •

SFR Sodium Cooled Fast R. Fast Closed LFR Lead Alloy Cooled R. Fast Closed GFR Gas Cooled Fast R. Fast Closed VHTR Very High Temperature R. Thermal Once-through SCWR Supercritical Water Cooled Th. & F. Once-t. & Cl. MSR Molten Salt R. Thermal Closed

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Gestión de residuos radiactivos • • • • • •

Volumen pequeño y concentrados Aislamiento en la biosfera factible Soluciones técnicas en muchos paises: Suecia, España, etc Almacenamiento temporal AGP Transmutación para eliminar residuos La gestión de los residuos radiactivos es más que encontrar una respuesta técnica a un problema técnico

Clab (Sweden) Habog (Holland)

Surry (UEA)

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Centro de Almacenamiento El Cabril

CELDAS CON COBERTURA PROVISIONAL

CONTENEDORES TECHADO MOVIL

TIERRA VEGETAL GRAVA GRUESA

CAPA DE PROTECCION

1ª CAPA DE ARENA (DRENANTE) CAPA IMPERMEABILIZANTE DE ARCILLA COMPACTADA 2ª CAPA DE ARENA (DRENANTE) IMPERMEABILIZACION MEMBRANA SINTETICA 3ª CAPA DE ARENA (DRENANTE) RELLENO

COBERTURA A LARGO PLAZO

GALERIA INSPECCION

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Almacenamiento directo. Sistema de barreras múltiples.

-

Retención de radionucleidos en la matriz de UO2

- Retrasa la penetración de agua - Establece un ambiente químico favorable - Limita la penetración de agua - Retrasa el inicio de la liberación - Limita la liberación (difusión)

Geosfera: - Largos tiempos de recorrido del agua - Retraso adicional al transporte de material radioactivo en agua (sorción, difusión en matriz rocosa)

Elemento combustible Cápsula Material de relleno y sellado (bentonita compactada a alta densidad)

Barrera geológica

Zona del repositorio: - Limitado aporte de agua - Quimismo favorable - Estabilidad geológica a largo plazo

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Almacenamiento temporal.

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Experiencia Internacional en ATC ‰ Tecnología de almacenamiento contrastada y con experiencia operacional amplia. ‰ Países que disponen de instalaciones tipo ATC 9 Alemania: Ahaus; Gorleben 9 Bélgica: Dessel 9 EE.UU.: PFS (en licenciamiento) 9 Francia: La Hague 9 Holanda: HABOG 9 Japón: Rokkasho 9 Reino Unido: Sellafield 9 Rusia: Mayak; Krasnoyarsk 9 Suecia: CLAB 9 Suiza: ZWILAG

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Objetivos de la Separación-Transmutación. OBJETIVOS BÁSICO REDUCIR EL INVENTARIO RADIOTÓXICO DE LOS RAA Y EN CONSECUENCIA, EL RIESGO RADIOLÓGICO POTENCIAL A LARGO PLAZO QUE CONLLEVA SU ALMACENAMIENTO DEFINITIVO.

SEPARAR Y TRANSMUTAR ELIMINAR LOS ACTÍNIDOS (U, Pu, Am, Cm, Np) PRESENTES EN EL COMBUSTIBLE IRRADIADO Y ALGUNOS PRODUCTOS DE FISIÓN DE VIDA LARGA (I, Tc, Cs) Y ALTA MOVILIDAD.

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Esquema de la transmutación.

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Transmutador ADS.

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Estrategia de futuro ™Corto plazo (-2025) Operar las centrales existentes hasta su vida estimada por diseño Plan de operación más allá de 40 años Construcción de nuevas centrales con tecnología de GEN III

™Medio Plazo (2030- 2050) Construcción de nuevas centrales con tecnología de GEN III, G3+ y GEN IV Transmutacion

™Largo plazo (2050- ) Nuevas centrales con tecnología de Gen IV Reactores de Fusion

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La Energía Nuclear debe ser parte de nuestro futuro