Lo que dice la evidencia…
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 Intermedio |
 Avanzado |
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| «Las centrales nucleares pueden proporcionar flexibilidad para realizar el servicio de seguimiento de carga (demanda) de la red eléctrica» | |||||||
Mito antinuclear
| «Las centrales nucleares son inflexibles y dificultan la inclusión de renovables» |
Los reactores nucleares construidos en los años 70 y 80 fueron diseñados con el propósito de funcionar siempre a plena carga por dos razones fundamentales.
La primera es técnica: Del mismo modo que es más sencillo y se pide menor esfuerzo conduciendo con 5º marcha a 120 km/h en autovía llana, para un reactor nuclear funcionar en régimen permanente independientemente del nivel de potencia también es más sencillo. Cabe recordar que en un reactor nuclear el «motor» (quien realiza el trabajo de liberar el calor) tiene incorporado en el mismo espacio físico el depósito de combustible (Uranio enriquecido). El encargado de regular la cantidad de combustible que se fisiona en cada instante es el ácido bórico, diluido en el refrigerante del reactor en el circuito primario.
Realizar cambios de potencia significa romper con esta simplificación en el control, y por tanto se deberá añadir más ácido bórico (borar el núcleo) para disminuir la potencia o retirarlo (diluir el núcleo) para aumentarla, o incluso hacer uso de bancos especiales de barras de control para rápidamente disminuir o aumentar la potencia del reactor. Este modo de operación es evidentemente más exigente técnicamente que en régimen permanente, muy similar a cruzar un puerto de montaña en coche con distintas subidas, bajadas y velocidades medias distintas para cada tramo del trayecto.
La segunda es económica: A mayor potencia de operación de forma constante, mayor será la cantidad de energía producida a final de año, por lo que los costes fijos relativamente altos de un reactor nuclear acabarán repartiéndose en un mayor número de GWh producidos, resultando en un coste de producción por unidad de energía más bajo. Los costes variables, como el combustible y mantenimiento también se reducen con una operación en régimen permanente sin cambios de potencia bruscos y usuales.
Por esta razón se escogen centrales eléctricas con costes fijos más bajos pero variables (de combustible o recurso) altos o más limitados, para el seguimiento de carga (demanda) de la red eléctrica. De este modo se consigue la operación de un sistema eléctrico al menor coste de generación posible, dejando de lado otros menesteres más allá del alcance de este artículo.
Lo anterior no significa que no se pueda realizar un seguimiento de carga con reactores nucleares, sino que es más complejo que operar a plena carga de forma constante como lo es operar cualquier central térmica, ya sea de carbón, ciclo combinado o biomasa.
Existe un amplio historial de variaciones de potencia en reactores nucleares. Los primeros reactores de agua a presión, instalados en submarinos y buques militares de la marina estadounidense, realizaban cambios de potencia para adaptarse a las necesidades energéticas y mecánicas de los navíos ya en los años 60. Obviamente, un navío debe poder regular la potencia de su motor (en nuestro caso, un reactor) por lo que en los inicios los reactores se pensaron para poder realizar el seguimiento de carga. Para estos menesteres se servían del llamado «coeficiente de temperatura del moderador», que es el efecto que provoca una bajada de potencia ante un aumento de la temepratura del refrigernte del reactor, y viceversa. Así pues, con controlar solo el caudal de circulación de agua se podía cambiar la potencia según se requería.
Cuando el agua de un reactor de agua presurizada aumenta su temperatura, ésta pierde densidad, por lo que a los neutrones les es más difícil chocar con moléculas de agua para moderar su velocidad (ralentizarse) y poder continuar así la reacción en cadena. Esta dificultad añadida para los neutrones de reducir su velocidad provoca una disminución en la probabilidad de que un neutrón fisione un átomo de Uranio, por lo que disminuye también la tasa de fisiones, y junto a ella la potencia.
A su vez, un enfriamiento del reactor provoca un aumento en la densidad del refrigerante, lo que termina por aumentar la potencia debido al mismo fenómeno natural antes descrito: El agua gana densidad, la población neutrónica se modera (ralentiza) más y la probabilidad de fisión aumenta, y con ella la potencia. El caudal de refrigeración proporcionado al reactor es el encargado de aumentar o disminuir la potencia según se desee, cambiando la temperatura de funcionamiento del reactor.
Para aplicaciones industriales como la producción de electricidad a escala, existen varios ejemplos. En la Unión Soviética, algunos reactores de tamaño medio como los VVER-440 realizaban un seguimiento de carga en forma senoidal, con un pico de producción en las horas de mayor demanda y un valle en las de menor consumo, de forma diaria. Al ser reactores relativamente pequeños con un relativamente gran volumen de agua en el circuito primario y una baja densidad de potencia, no tenían por qué presentar envejecimientos prematuros de los componentes.
Francia, debido a un porcentaje muy alto de energía nuclear en el consumo final de energía eléctrica, tuvo que añadir la capacidad de realizar un seguimiento de carga con sus reactores, con el fin de compensar las variaciones en el consumo diarias y estacionales, sobre todo en la época de verano.
El siguiente ejemplo es el alemán, donde aunque la proporción de energía nuclear es mucho menor, la variabilidad de las energías renovables podrían obligar a disminuir potencia en episodios de baja demanda y alta penetración renovable, como lo son los fines de semana soleados y ventosos durante el mediodía. En ocasiones también coincide una gran producción eólica durante la noche, obligando a las centrales de carbón y gas en mantenerse a mínimos técnicos, para luego ser la energía nuclear la siguiente en reducir su aportación a la red eléctrica del país.
Suiza ha realizado hace poco ha instalado el sistema de seguimiento de carga por parte de Areva NP (Framatome) en la central nuclear de Goesgen, que permite realizar cambios de carga de hasta 30 MW/minuto.
En Bélgica hay algún caso de bajadas de potencia de reactores por requisitos de red, como es el caso de Tihange 2.
¿Cómo lo hacen? Reactores de agua presurizada
En los reactores de agua presurizada (PWR) se pueden usar tanto la concentración de ácido bórico en el refrigerante como bancos especiales de barras de control.
Los cambios de potencia mediante una variación de la concentración de ácido bórico tardan unos minutos en surtir efecto, por lo que se usan para un cambio de potencia programado en el tiempo, como rampas o distintos niveles de potencia a lo largo de un día. No sirven para cambios rápidos de potencia (escalones de potencia). También se puede usar este método para incrementos o bajadas de potencia no programadas, siempre que sean con al menos unos minutos de tiempo. El operador tiene la opción de rechazar la opción de ajuste de carga si puede poner la seguridad o fiabilidad de la planta en riesgo.
Para dar servicio al control de la frecuencia primaria de la red, se puede cambiar rápidamente la potencia del reactor en +-10%, además de incorporar un sistema automático de seguimiento de carga, donde el reactor aumentará o disminuirá potencia automáticamente según el valor de la frecuencia de la red. Si ésta decrece, la potencia aumentará hasta el máximo posible a un ritmo programado. Si la frecuencia crece por encima de los valores programados, la potencia del reactor disminuirá. Para la mayoría de estos casos se debe realizar un cambio rápido en la potencia del reactor y así conseguir dar el servicio de control de frecuencia deseado.
Existen dos métodos principales para conseguir un cambio rápido en la potencia del reactor:
- Uso de bancos especiales de barras de control. El acero también absorbe neutrones, pero no lo hace de un modo tan eficaz como el Boro, el Cadmio, la Plata o el Indio. Su efecto es inmediato pero no tan potente como para llegar a detener el reactor totalmente, pudiendo así detener el reactor parcialmente y controlar la potencia térmica de éste. La desventaja principal de este modo de cambios de potencia es el propio desgaste de las barras de control y un uso heterogéneo del combustible nuclear si se abusa de este método, ya que al insertar barras desde la parte superior del reactor, esta sección del núcleo agota menos combustible que la parte inferior, causando un quemado del combustible desigual. Este problema se corrige cambiando la concentración de ácido bórico y retirando después las barras de control.
- Uso del coeficiente de moderador. Cuando el refrigerante de un reactor aumenta su temepratura, su potencia tiende a disminuir. A su vez, una sobre refrigeración del núcleo provocará un aumento de potencia. Este método tiene dos ventajas: No hace uso de materiales que puedan desgastarse y además proporciona una potencia homogénea en todo el reactor. Como contrapartida, si el cambio de potencia (temperatura) es muy brusco, será necesario un presionador (elemento encargado de mantener la presión del circuito primario) suficientemente grande para acomodar los cambios de nivel de agua a raíz de los cambios de temperatura.
¿Cómo lo hacen? Reactores de agua en ebullición
Los reactores de agua en ebullición no tienen diluido en su refrigerante ningún veneno neutrónico, dado que el agua hierve dentro del propio reactor nuclear. Así pues solo pueden realizar cambios rápidos de carga.
- Aprovechar los coeficientes de reactividad del reactor. Las últimas versiones de esta tecnología construida en los 80 incorporan bombas de recirculación en la parte inferior de la vasija del reactor. Durante la operación normal se aumenta o disminuye el caudal de recirculación para así regular la potencia del reactor y mantenerla constante ante la caída del enriquecimiento del combustible a medida que éste va agotándose. Estas mismas bombas de agua pueden utilizarse para cambiar rápidamente la potencia del reactor a la alta aumentando el caudal de las bombas, o a la baja disminuyéndolo.
- Uso de bancos de barras de control. Al igual que los reactores de agua presurizada, los de agua en ebullición pueden incorporar bancos de barras de control especiales para regular la potencia del núcleo. Comparte la desventaja de los PWR de realizar un quemado del combustible desigual si se abusa de este modo de regulación, aunque el desgaste se produciría en la zona inferior del núcleo, no en la superior, dado que es por donde entran las barras de control en este tipo de reactores.
NOTA IMPORTANTE: Los reactores de agua en ebullición, pese a insertar sus barras de control desde la zona inferior del núcleo, se apagan igualmente ante un corte de suministro, ya que las barras de control suben al reactor de forma pasiva gracias a un sistema hidráulico pasivo.
Reactores de tercera generación
A finales de los años 80, empresas eléctricas de Europa, Estados Unidos y Asia se unieron para preparar los requisitos para los reactores de agua avanzados, esto es, la III generación de reactores nucleares. En 1991 se crearon los requisitos europeos para el diseño de reactores, para abarcar un amplio número de reactores que pudieran diseñarse en el futuro.
Así pues, todos los diseños de III+ generación (AP1000, ESBWR, EPR, VVER-1000/1200, ABWR, KARENA, BWR 90…) tienen incorporado de serie los equipos necesarios para realizar seguimiento de carga, aunque durante la vida útil del reactor terminen por no usarse nunca.
Según los requisitos de diseño para 2001, las mejoras deben permitir:
- El generador debe ser capaz de operar sin problemas entre el 50 y 100% de la potencia nominal. De todos modos, el diseñador del reactor puede crear un diseño capaz de operar a potencias aún inferiores, de hasta el 20%. El operador de la red puede pedir una producción de electricidad más baja de lo normal sobre todo por las noches de los fines de semana y festivos. Así se evita apagar totalmente el reactor y volver a arrancarlo cuando la demanda de energía vuelva a subir.
- El diseño estándar debe proporcionar seguimiento de carga durante como mínimo el 90% del ciclo de combustible en el que se encuentre, independientemente de la potencia a la que se encuentre. Esta restricción es debida a limitaciones en el uso del combustible a finales de ciclo, a puertas de una parada para recarga.
- El reactor debe ser capaz de realizar cambios de potencia desde máxima potencia hasta el mínimo técnico y vuelta a máxima potencia en el periodo de: 2 veces al día, 5 veces a la semana o 200 veces al año.
- El reactor debe ser capaz de proporcionar regulación de emergencia: Incrementando la potencia según el operador de red pida o bajándola desde plena potencia hasta mínimo técnico a una velocidad del 20% de la potencia nominal por minuto.
Seguimiento de carga con reactores modulares pequeños (SMRs)
El desarrollo de los SMR para redes más pequeñas o menos desarrolladas abre las posibilidades a hacer un seguimiento de carga. Debido al pequeño tamaño de los reactores (menos de 300 MW eléctricos) abre la puerta a que debido a una densidad de potencia menor y sistemas más compactos comparados con otros reactores más grandes, puedan realizar la mayor parte del seguimiento de carga realizando cambios únicamente sobre la temperatura media del refrigerante, actuando sobre el caudal de agua hacia el generador de vapor y así directamente sobre la extracción de calor del núcleo del reactor. Al calentarse el agua del circuito primario por una falta de refrigeración en la parte secundaria, la temperatura media del primario aumentaría, y con ello disminuiría la potencia del núcleo. El mínimo técnico de producción de potencia sería la circulación natural de agua en el núcleo del reactor y un caudal mínimo en el generador de vapor.
A su vez, una central de 12 módulos de 100 MW (planta tipo de NuScale) cada uno podría maniobrar individualmente cada uno de sus reactores, proporcionando un cambio de potencia y flexibilidad de mayor orden que un único reactor nuclear grande de 1200 MW. A la vez, la disponibilidad de la central aumenta debido a que la parada de un reactor no influye en el resto de reactores, mientras que en centrales tipo más grandes se pierde mucha más potencia por reactor detenido.
Otras aplicaciones industriales de estos reactores, como la desalinización de agua, calor industrial o generación de Hidrógeno, podrían hacer que este tipo de reactores produzcan otro tipo de productos en lugar de únicamente energía eléctrica para altas penetraciones de energía renovable.
Estos reactores serían especialmente útiles en sistemas eléctricos aislados y pequeños como en islas o países con una red eléctrica poco desarrollada, tanto por su versatilidad como flexibilidad.
Energía nuclear y energías renovables para sustituir a los combustibles fósiles
Existe evidencia de que pueden compaginarse ambas tecnologías para producir electricidad baja en emisiones de CO2, cuando la energía nuclear trabaja de base flexible. En la mayoría de países la energía solar fotovoltaica produce al mismo tiempo que se origina uno de los picos de consumo durante el mediodía, reduciendo o incluso llegando a eliminar la necesidad de centrales de gas natural a ciclo abierto. La energía eólica, junto a la flexibilidad y capacidad de almacenamiento de la energía hidroeléctrica y en un futuro baterías, pueden satisfacer la demanda en momentos de recurso eólico, mientras se almacena agua en los embalses para su posterior uso.
El uso del seguimiento de carga en reactores nucleares solo es necesario bajo ciertas condiciones, y normalmente sucede cuando la capacidad de producción fósil está en mínimos técnicos. Típicamente fines de semana ventosos y soleados. En el siguiente gráfico se muestran distintos escenarios de distintas renovables manteniendo a la energía nuclear de base, sin realizar seguimiento de carga. El carbón se usaría como parte de la carga base del sistema, pudiendo ser sustituida por energía nuclear.
Referencias:
- Haneklaus N, Tulsidas H. Load following nuclear power plants for future sustainable energy production in regions with less developed power grid, IYNC2014, July 6-14, 2014, Burgos, Spain.
- Technical and Economic Aspects of Load Following with Nuclear Power Plants. -Nuclear Energy Agency, 2011-.
- Non-baseload Operation in Nuclear Power Plants: Load Following and Frequency Control Modes of Flexible Operation.
- Load-following with nuclear power plants, NEA News 2011 – No. 29.2.
- A02 The Load Change Ability of Nuclear Power Plants – Experience and Outlook.
Energía nuclear desmitificada 