Desarrollo Tecnológico en el Diseño, Construcción, Rendimiento y

Seguridad de Nuevos Reactores Nucleares Sama BILBAO Y LEON

Sección de Desarrollo Tecnológico de la Energía NuclearDivisión de Energía Nuclear

Curso OLADE en “Perspectivas de la Generación Nucleoeléctrica en America Latina y El Caribe”

25-27 de enero de 2010

2

Tabla de Contenidos

• Evolución de la Tecnología Nuclear

• Reactores Refrigerados con Agua

• Reactores Refrigerados con Gas

• Reactores Rápidos

• Aplicaciones No Eléctricas

• Reactores Refrigerados con Agua• Agua ligera

• Agua a Presion• Agua en ebullicion• VVER

• Agua pesada

• Reactores Refrigerados con Gas• CO2

• Helio

• Reactores Refrigerados con Metal Líquido• Sodio• Plomo o Plomo-Bismuto

Tipos de Reactores Nucleares

4

Diseños Avanzados de un Reactor (definido en OIEA-TECDOC-936)

• Diseños evolutivos – alcanzan mejoras sobre diseños existentes mediante modificaciones pequeñas o moderadas

• Diseños innovadores – incorporan cambios de concepto radicales y pueden requerir de una central prototipo o de demostración antes de su comercialización

Diseños innovadores

Diseños evolutivos

Ingeniería

Algunos R&D y

pruebas deconfirmación

Coste d

e desarrollo

Diferencias con diseños existentes

Central prototipo

o de demostración

R&D

5

Otra classificación…

6

Evolutivo = Generación III & III+

• Centrales Actuales

• Centrales Avanzadas• Evolutivas

• Innovadoras

Generation II

Generation IIIGeneration III+

Generation IV

7

DESARROLLO DE DISEÑOS AVANZADOS

Provado significa:• Estandardización y construcción en serie

Centrales Estandardizadas de la Rep de Korea (“OPRs”), Japan’s ABWRs, India’s HWRs • Construcción de múltiples unidades en un emplazamiento

Francia 58 PWRs en 19 emplazamientos

• Mejora de los métodos de construcción para acortar plazos Técnicas usadas en Kashiwazaki-Kariwa 6 &7, Hamaoka 5 & Shika-2; Qinshan III 1&2; Lingau 1&2;

Yonggwang 5&6; Tarapur 3&4

• En países en desarrollo, fomentar la independencia a través del aumento de la porción de construcción y la fabricación de componentes llevada a cabo nacionalmente

Experiencias de Qinshan III 1&2; Lingau 1&2; Yonggwang 5&6, Cernavoda 1&2

• Economías de escala N4 y Konvoi a EPR; KSNP a APR-1400; ABWR a ABWR-II; AP-600 a AP-1000; 1550 MWe ESBWR; 220

MWe HWR a 540 & 700 MWe HWR; WWER-1000 a WWER-1500

8

DESARROLLO DE DISEÑOS AVANZADOS

Nuevas ideas:• Modularización, fabricación en fábrica, y producción en serie (por ejemplo, para SMRs)

• Desarrollo de componentes y sistemas altamente fiables, incluidos los componentes “smart” (instrumentado y monitoreo) con métodos para detectar fallos incipientes al mejorar la fiabilidad y reducir los costes de mantenimiento

• Mejora de la base tecnológica para reducir el sobre-diseño disminuyendo la necesidad de grandes márgenes simplemente para permitir limitaciones de la metodología de cálculo e incertidumbre de datos

• Desarrollo de sistemas de seguridad pasivos1 para casos donde la función de la seguridad puede cumplirse más facilmente que con sistemas activos

• Materiales resistentes a la corrosión mejorados

• Diseño para periodos de vida de planta más largos

1 definido en OAEA-TECDOC-626

9

DESARROLLO DE DISEÑOS AVANZADOS

Nuevas ideas:• Desarrollo de técnicas informáticas para coordinación de diseño, compra de componentes, fabricación,

construcción y mantenimiento

• Desarrollo adicional de métodos probabilisticos y bases de datos para apoyar

• Simplificación de la central, y

• establecimiento de requerimientos reguladores de riesgo-informado

• Establecimiento de requerimientos de diseño de usuario incluyendo un fuerte enfoque en competitividad económica (EPRI-URD; European Utility Requirements, etc)

• Establecimiento de consenso internacional en relación a los requerimientos de seguridad aceptados comunmente para que diseños estandardizados puedan ser construidos en varios países sin grandes esfuerzos de rediseño

• Desarrollo de sistemas con eficiencia termica más alta y con usos ampliados a las aplicaciones no-electricas

10

Publicaciones OIEA

11

Conceptos Reactores Refrigerados con Agua

Tamaño medio (300-700 MWe)WWER-640 (Atomenergoproject /Gidropress)540 MWe PHWR (NPCIL)IRIS (Westinghouse)

Tamaño pequeño (bajo 300 MWe)CAREM (CNEA/INVAP) SMART (KAERI)KLT-40 (OKBM)NuScalemPower

Tamaño grande (sobre 700 MWe)ABWR y ABWR-II (GE,Hitachi, Toshiba) APWR y APWR+ (Mitsubishi)AP-1000 (Westinghouse)ATMEA (AREVA & MHI)CNP-1000 (CNNC)EC6 y ACR-1000 (AECL)EPR (Framatome ANP)ESBWR (GE/Hitachi) KERENA (Framatome ANP)OPR-1000 y APR-1400 (KHNP)WWER-1000, WWER-1200, WWER-1500 (Atomenergoproject/Gidropress)700 MWe PHWR (NPCIL)700 MWe AHWR (BARC)

12

Reactores de Agua en Ebullicion (BWR)

13

Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)

• Originalmente por GE, luego Hitachi & Toshiba

• Desarrollado en respuesta a URD

• Primer Gen III reactor en operar comercialmente

• Licencia in USA, Japon & Taiwan, China

• 1380 MWe - 1500 MWe• Tiempo de construcción mas

corto• Series estandardizadas

• 4 en operación (Kashiwazaki-Kariwa -6 & 7, Hamaoka-5 y Shika-2)

• 7 planificados en Japón • 2 en construcción en

Taiwan, China • Propuesto para el Proyecto

de South Texas (USA)

14

ABWR-II• Principio de los 90 – TEPCO & 5

electricas japonesas, GE, Hitachi y Toshiba comienzan desarrollo

• 1700 MWe• Objetivos

• 30% reducción costos de inversion

• reducción del tiempo de construcción

• 20% reducción coste de generación de energía

• aumento de la seguridad nuclear • aumento de la flexibilidad para

futuros ciclos de combustible• Objetivo para comercializar –

final de 2010s

PRCS PCCS

S/P

D/W

PHRS

S/P

D/W

PHRS

15

ESBWR• Desarrollado por GE• Desarrollo comenzó en 1993 para mejorar

las economías de SBWR• 4500 MWt ( ~ 1550 MWe)• En revisión de Certificado de Diseño por

U.S.NRC• Cumple objetivos de seguridad 100 veces

más rigurosos que los actuales• 72 horas de capacidad pasiva• Desarrollos clave

• NC para operación normal• Sistemas de seguridad nuclear pasivos

• Condensador de aislamiento para retirar caídas de calor

• Refrigeración por gravedad con despresurización automatic para refrigeración del núcleo en caso de emergencia

• Refrigeración pasiva de la contención para limitar la presión en contención en LOCA

• Nuevos sistemas verificados por tests

16

KERENA = SWR-1000

• AREVA & E.On

• Revisado por EUR

• 1250+ MWe

• Usa bombas de re-circulación internas

• Sistemas de seguridad nuclear activos y pasivos

• Ofrecido para Finland-5

• Central de referencia Gundremingen

• Nuevos sistemas verificados por test (e.g. FZ Jülich test de condensador de aislamiento)

17

Reactores de agua a presión (PWR)

18

APWR & APWR+

• Mitsubishi & electricas japonesas• 2x1540 MWe APWRs planeados por JAPC en Tsuruga-3 & -4

• Deflector de neutrónes (anillos SS) mejora la utilizacion del combustible y reduce la fluencia en la vasija

• 1700 MWe “US APWR” en proceso de certificacion de Diseño por U.S.NRC • Evolutivo, 4-circuitos, diseño basado en una combinación de

sistemas de seguridad nuclear activos y pasivos• Núcleos MOX completos• 39% eficiencia térmica• Seleccionado por TXU para Comanche Peak

• 1700 MWe “EU-APWR” a ser evaluados por EUR

19

EPR • AREVA• 1600+ MWe PWR• Incorpora la experience de las series N4 francesa y Konvoi alemana• Cumple European Utility Requirements• Incorpora sistemas de seguridad nuclear activos probado.

4 circuitos de inyeccion de seguridad independientes con 100% capacidad

• Incluye sistema para el enfriamiento del corio fundido fuera de la vasija del reactor

• Diseño aprobado por la autoridad reguladora francesa (10.2004)• En construccion

• Olkiluoto-3 (operacion para 2012?)• Flamanville-3 (operacion para 2012)

• Propuesto en China (2 unidades en Taishan) y India• U.S.NRC esta revisando la aplicacion de certificacion del US EPR

20

EPR

21

WWER-1000 / 1200 (AEP)

• El AtomEnergoProm (AEP), propiedad del estado, y sus afiliados (incluido AtomStroyExport (ASE) et.al) es responsable de las actividades de la industria nuclear, incluida la construcción de NPP

• Diseños avanzados basados en la experiencia de 23 unidades WWER-440s & 27 WWER-1000 en operacion

• Proyectos de construcción de WWER-1000 actuales• Kudankulam, India (2 unidades)• Belene, Bulgaria (2 unidades)• Bushehr, Iran (1 unidad)

• Diseño WWER-1200 para ofertas futuras de reactores de gran tamaño

• Tianwan • primer NPP con colector de corio • Operación comercial: Unidad-1:

5.2007; Unidad-2: 8.2007

• Kudankulam-1 & 2 • Operación comercial esperada para

2010• Colector de corio y eliminación

pasiva del calor del secundario del SG a la atmósfera

22

WWER-1200

Operacion de 17 nuevas WWER-1200s in Rusia esperadas para 2020• Novovoronezh – 2 unidades • Leningrad – 4 unidades • Volgodon – 2 unidades • Kursk – 4 unidades • Smolensk – 4 unidades • Kola – 1 unidad

• Usa combinación de sistemas de seguridad nuclear activos y pasivos

• Una opción de diseño incluye colector de núcleo; eliminación pasiva del calor de contención & eliminación pasiva del calor del lado secundario del SG

• Ciclo de reaprovisionamiento del nucleo de 24 meses

• 60 años de vida estimada• 92% factor de carga

23

APR-1400 • Desarrollado en Rep. de Korea (KHNP y Korean Industry)• 1992 – comienzo del desarrollo • Based en el diseño CE’s System 80+ (certificado por la NRC)• 1400 MWe - para economías de escala• Incorpora experiencia de las 1000 MWe Centrales Estandard de

Korea• Basada principalmente en sistemas de seguridad nuclear activos

probados• Las primeras unidades serán Shin-kori 3,4

• finalización 2013-14• Diseño Certifcado por la Agencia Reguladora koreana en 2002• Vendido a los Emiratos Arabes (12.2009)

24

AP-600 y AP-1000• Westinghouse• AP-600:

• Desarrollado en los 80’s para cumplir URD• 1999 – certificado por la U.S.NRC• Desarrollos clave:

• Sistemas de seguridad nuclear pasivos para la inyeccion de refrigerante, sistema de eliminacion del calor residual y enfriamiento de la contencion

• Retencion del nucleo en la vasija• Nuevos sistemas verificados con tests.

• Actualmente no disponible• AP-1000:

• Aprovecha economias de escala• Utiliza la tecnologia pasiva del AP-600• Certificado por la U.S.NRC (2006) 1

• Contrato por 4 unidades en China• Sanmen & Haiyang: 2013 – 2015

• Contrato por 2 unidades en US• Plant Vogtle• Propuesto para varios emplazamientos en US

1Aplicacion revisada en el proceso de evaluacion actualmente

25

AP-600 y AP-1000

26

ATMEA

• 1100 MWe, central de 3 lazos

• Combina tecnología AREVA & Mitsubishi PWR

• Basada en sistemas de seguridad nuclear activos & incluye colector de corio

• Objetivos del diseño:

• 60 años de vida

• 92% disponibilidad

• Ciclo de 12 a 24 meses; 0-100% MOX

27

Advanced PWRs chinosCPR (CGNPC) y CNP (CNNC)

• CPR-1000• Diseño evolutivo basado en tecnología francesa 900 MWe PWR• Central de referencia: Lingau-1&2 (proveedor NSSS: Framatome;

operación comercial en 2002) • Lingau-3&4 están en construcción (con > 70% localización de

tecnología; proveedor NSSS: Dongang Electric Corporation); • Ahora un diseño estandarizado• Hongyanhe 1,2,3,4; Ningde 1; Yangjiang 1,2; Fuquing 1,2;

Fanjiashan 1&2 en construcción; más unidades planificadas: Ningde 2,3,4 and Yangjiang 3,4,5,6

• CNP-650• Mejora de la tecnologia indígena 600 MWe PWRs en Qinshan (2

operativas & 2 en construcción)

28

Reactores de agua pesada (HWR)

29

ACR-700 & ACR-1000

» AECL » 740 MWe Enhanced CANDU-6 (EC6)» 1000 MWe Advanced CANDU Rector

(ACR-1000)» 284 / 520 canales horizontales» Bajo uranio enriquecido– 2.1%, » 60 años de vida estimada» Reabastecimiento contínuo» Combinación de sistemas de seguridad

nuclear activos y pasivos » CNSC ha empezado la revisión del “ante-

proyecto” de diseño» Energy Alberta ha presentado una

solicitud para localizar hasta dos unidades-gemelas ACR-1000s --- commissioning by ~2017

» 30 CANDU in operacion en el mundo • 18 Canada (+2 en restauración, +5 desarmadas)

• 4 Korea del Sur • 2 China• 2 India (+13 Indian-HWR en uso, +3 Indian-HWR en construcción) • 1 Argentina• 2 Rumanía (+2 en construcción) • 1 Pakistán

30

India’s HWR

– 540 MWe PHWR [evolución desde el actual 220 MWe HWRs]

» Nuclear Power Corporation of India, Ltd.(NPCIL)

» Primeras unidades: Tarapur-3 & -4 conectadas en red (2005 & 6)

– 700 MWe PHWR [evolución posterior – economía de escala]

» NPCIL

» Revisión reguladora en proceso

» Uso de sistemas pasivos de eliminación del calor residual; CDF reducido debido a PSA

» Mejor gestión del hidrógeno durante los escenario que postulan daño al núcleo

» Primeras unidades planificadas en Kakrapar & Rawatbhata

– 700 MWe Avanzada HWR

» BARC» Para la conversión de Th232 o U238 (tratando objetivos de

sustentabilidad) » Diseño de tubo de presión vertical con circulación natural

31

Reactores pequeños y medianos (SMR)

32

IRIS (International Reactor Innovative and Secure)

• Westinghouse• 100-335 MWe• Diseño integral• Diseño y pruebas implican a 19

organizaciones (10 países)• Revisión de la pre-solicitud

sometida a la USNRC en 2002 • Pruebas integrales de larga

escala (~6 MW) en apoyo de la Certificación del Diseño, están planificadas en SPES-3 (Piacenza, IT)• Comienzo de la

construcción – finales 2009• Westinghouse anticipa la

aprobación Final del diseño (~2013)

33

SMART

• Instituto de Investigación de Energía Atómica de Korea (KAERI)

• 330 MWe

• Para usos eléctricos y no eléctricos

• Reactor integral

• Seguridad pasiva

34

CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares)

• Desarrollado por INVAP y Argentina CNEA

• Prototipo: 25 MWe• Expandible hasta 300 MWe• Reactor integral• Seguridad pasiva• Usado para aplicaciones

eléctricas y no-eléctricas• Evaluación de la Seguridad

Nuclear en desarrollo • Prototipo planeado para

2012 en la provincia Argentina de Formosa

35

NuScale

• Oregon State University (USA)• 45 MWe• 90% Factor Capacidad• Reactor integral• Modular, escalable• Seguridad nuclear pasiva• Recarga durante operacion • Sometera una solicitud para

Certificado de Diseño con US NRC en 2010.

36

B&W mPower

• Reactor integral • Escalable, modular• 125 – 750 MWe• 5% combustible

enriquecido• 5 años ciclo de

reabastecimiento• Seguridad nuclear pasiva• Capacidad vitalícia de la

piscina de combustible gastado

37

Reactores flotantes

• Proporciona electricidad, calor procesado y desalinación en sitios remotos

• KLT-40S (150 MWt 35 MWe)

• VBER-150 (350 MWt 110 MWe)

• VBER-300 (325 MWe)

Construcción de unidades prototipo

(2 unidades) comenzó en Abril

2007

38

Desarrollo de reactores refrigeados con gas

• Más de 1400 años-reactor de experiencia• Refrigerados por CO2

• 22 reactores generan la mayoria de la electricidad nuclear en UK• también construidos en Francia, Japón, Italia y España

• Refrigerados por Helio • Operativos en UK (1), Alemania (2) y USA (2)• reactores de prueba actuales:

• 30 MW(th) HTTR (JAERI, Japón) • 10 MW(th) HTR-10 (Tsinghua University, China)

• En Sudáfrica está planeada una pequeña central prototipo de 165 MWe• Rusia, en cooperación con U.S.A, está diseñando una central para quemar

el Plutonio de armas nucleres y producción de electricidad• Francia, Japón, China, Sudáfrica, Rusia y U.S.A tienen programas de

desarrollo tecnológico

39

PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)

• Eskom, Gobierno de Sudáfrica, Westinghouse

• Refrigerado por gas (Helio)

• 165 MWe• Aplicaciones eléctricas

y no-eléctricas• Prototipo estará

construido para 2014 retrasos debidos a la crisis economica

40

Desarrollo de Reactores Rápidos

• Francia: • Llevando a cabo tests of

transmutación resíduos de larga vida & uso de combustibles Pu en Phénix (cierre para 2009)

• Diseñando 300-600 MWe Prototipo LMR avanzado “ASTRID” para comisionar en 2020

• Ejecución R&D en GCFR• Japón:

• MONJU reinicio planeado para Feb 2010

• JOYO operativo LMR experimental (cierre por reparación)

• Llevando a cabo estudios de desarrollo para futuros Sistemas FR comerciales

• India: • FBTR operativo• Prototipo de reactor de reproducción

rápida 500 MWe en construcción (comisionado 2010)

• Rusia: • BN-600 operativo• BN-800 en construcción• Desarrollando otros sistemas de

refrigeración con Na, Pb, y Pb-Bi • China:

• Construyendo 25 MWe CEFR – crítico en 2010

• Rep. de Korea: • Diseño conceptual de 600 MWe

Kalimer completo• Estados Unidos

• Plan estrategico para la gestion de residuos:

– Reactor de Reciclado Avanzado– Reactor rapido de transmutacion

(concentracion en reactores de Na)

41

4S (Super Safe, Small and Simple)

• Toshiba & CRIEPI de Japón

• 50 MWe

• Refrigerado por Sodio

• 10 – 30 años periodo de reabastecimiento

• Sometido para Certificado de Diseño US NRC

• Propuesto para Galena, Alaska

42

Diseños de Reactores Generación IV• Varios conceptos de diseño están en desarrollo para alcanzar

objetivos de • Economía• Sustentabilidad• Seguridad nuclear y fiabilidad• Resistencia a la proliferación y protección física

• Todos los conceptos (excepto VHTR) están basados en ciclos de combustible cerrados

• Los conceptos incluyen propuestas para reactores modulares pequeños,

• La mayoría de los conceptos incluyen aplicaciones eléctricas y no-eléctricas

• Esfuerzos de I&D significativos todavía son necesarios• Se necesita cooperación internacional para reunir recursos

43

Diseños de Reactores Generación IV

• Gas Cooled Fast Reactors (GFR)

• Very High Temperature Reactor (VHTR)

• Super-Critical Water Cooled Reactor (SCWR)

• Sodium Cooled Fast Reactor (SFR)

• Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)

• Molten Salt Reactor (MSR)

44

Reactor rápido refrigerado por gas

45

Reactor rápido refigerado por plomo

46

Reactor de sal fundida

47

Reactor rápido refrigerado por Sodio

48

Reactor refrigerado por agua Super-Crítica

49

Ractor de muy alta temperatura

50

El potencial para aplicaciones no-eléctricas de la energía

nuclear es grande

Transportation15%

Calor55%

Electricidad30%

Consumo de energía por aplicación

51

Aplicaciones avanzadas de la energía nuclear

• Desalinación del agua del mar• Calefacción urbana• Calor para procesos industriales • Producción de hidrógeno

En “estaciones de aprovisionamiento de combustible” por electrolisis del agua

En centrales nucleares por electrolisis a gran temperatura procesos termo-químicos procesos híbridos

• Gasificación del carbón• Extracción de petróleo mejorada (e.g. desde pizarra bituminosa y

“tierras de alquitrán”)

• Electricidad para vehículos híbridos recargables

52

Centrales nucleares pueden proporcionar el calor requerido para muchos procesos

53

Aplicaciones no-eléctricas

• Hoy hay 439 NPPs operativas en todo el mundo

• 30 son usadas para cogeneración (alrededor de 5 GW(th))

• Alrededor de 700 reactor-años de experiencia

050

100150200250300350400450500

Re

ac

tor

Ye

ars

Bulg

aria

Chi

naH

unga

ryR

ussi

aSl

ovak

iaSw

itzer

land

Ukr

aine

Japa

nKa

zakh

stan

Can

ada

Ger

man

ySw

itzer

land

District Heating Desalination Process Heat

54

Características del mercado de calor

• Calefacción urbana- fluctuación de la demanda por estación del año- improbable demanda base - longitud de línea de distribución limitada, alrededor de 20-30 km- vapor/agua caliente de baja temperature

• Calefacción de procesos industriales - alta, media y baja temperatura

- posibilidad de ser demanda base, poca fluctuación por estación del año - alta fiabilidad como fuente - puede estar lejos de centros urbanos - línea de distribución corta

55

Desalinización

Totalmente desarrollada a un proceso comercial de larga escala proveyendo38 Millones de m3/d de agua potable en 120 países

Destilación Flash multi-etapa (MSF) Multi efecto (MED) Compresión de vapor(TVC)

Separación de membrana Osmosis inversa (RO)

Unidad de separación

Salmuera rechazada

Energía

Agua de mar Agua fresca

56

Tipos de reactores y procesos de desalinización

Tipo reactor

Localización Capacidades (cu.m./d)

Estado

LMFR Kazakhstan (Aktau) 80,000 en servicio hasta 1999

PWRs Japón (Ohi, Takahama, Ikata, Genkai)

Rep. de KoreaArgentina

Rusia

1,000 – 2,000

40,00012,000

en servicio, experiencia operativa de más de 125 reactor-años

en diseñoen diseño (unidad flotante)

BWR Japón (Kashiwazaki) nunca en servicio tras pruebas en 1980s, debido a fuentes de agua

potable alternativas; desmantelada en 1999

PHWR India (Kalpakkam)Canada

Pakistan (KANUPP)

6,300

4,800

en comisionadoen diseñoen diseño

NHR China en diseño

HTGR Sudáfrica, Francia, Paises Bajos en consideración

57

Produción de hidrógeno usando energía nuclear

• Electrolisis de alta temperatura (hasta ~ 1000 C).

• Ciclos termo-químicos con base de sulfuro para la partición del agua:• Usando ciclo Sulfuro- Iodine (necesita aprox 900C)

• Ciclo de sulfuro híbrido (i.e. Electrolisis y Termo-Ch)

• Procesos de baja temperatura están en consideración

• Reforma de metano por vapor (600-800 C)

58

Sistemas de producción de hidrógeno

2HII2

H2SO4

H2O

SO2

0.5O22HI → H2 + I2

H2

0.5O2

H2O

SO2 + I2 + 2H2O → 2HI + H2SO4

Reacción Bunsen(exotérmica)

DescomposiciónHidrógeno iodide

(endotérmica)

DescomposiciónÁcido sulfúrico(endotérmica)

1000

500

0

Tem

peratu

ra (℃)

Proceso reforma de vapor

HTTR Proceso reforma vapor

Generador de vapor

Metano (CH4)

Agua (H2O)

H2

IHX(10MW)

Válvulaaislamiento

880oC

950oC

30MW

Reformador vapor

Proceso IS

CH4 + H2O → 3H2 + CO

H2SO4 → H2O + SO2 + 0.5O2

59

ENERGIA PARA TRANSPORTE

• Transporte• 15 - 20% del consumo de energía mundial • Sector energético con mayor crecimiento

• Si la energía nuclear formara parte de este sector, podría suponer un impacto significativo en la sustentabilidad medioambiental global

• Dos ejemplos:• Electricidad

• Para vehículos eléctricos híbridos recargables (plazo muy cercano)• Para sistemas de transporte eléctricos (trenes, metros,…)

• Vehículos movidos por hidrógeno

60

Conclusiones• Hay muchos diseños donde escoger

• No todos están disponibles comercialmente hoy

• Todos tienen ventajas y desventajas

• Muchos de ellos han sido:

• Respaldados por requerimientos de los usuarios (EUR, URD, etc)

• Certificados por autoridades reguladoras en varios países

• Construidos y operados por muchos años en varios países… o

• … En proceso de ser construidos

61

Conclusiones

• Consideraciones al elegir un diseño• Equilibrio entre madurez e innovación de la tecnología

• Equilibrio entre facilidad de construccion y de operacion

• Ventajas de “Grupos de Propietarios”• Experiencia operativa

• Mercado para repuestos

• Seguridad del apoyo del proveedor

• Desarrollo de capacidades nacionales

• Aplicaciones eléctricas y no-eléctricas