Expertos: Orientación pendiente de la NRC para agilizar el mantenimiento avanzado de los reactores

• La Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos está “trabajando tan duro como podemos” para implementar nuevas directrices para las pruebas de componentes en plantas de energía nuclear en los próximos meses, dijo Tom Scarborough, ingeniero senior de la NRC, en una entrevista este mes.
• La guía se basa en un código flexible de pruebas en servicio basado en condiciones, desarrollado por la Sociedad Americana de Ingenieros Mecánicos para su uso en reactores nucleares de nueva generación. Steven Unikewicz, ingeniero jefe del reactor de sodio de TerraPower , afirmó en una entrevista que la norma podría reducir la carga de trabajo de las pruebas de campo en un 75 % sin comprometer la seguridad.
• ASME afirma que la “estructura flexible” de su código OM-2 de 83 páginas “también lo hace aplicable a instalaciones no nucleares” —como plantas de energía a gas— “que requieren un rendimiento confiable de los componentes mecánicos”.

OM-2 detalla los requisitos de pruebas en servicio para componentes como bombas, válvulas y restricciones dinámicas en reactores nucleares avanzados y reactores modulares pequeños , dice ASME.

La organización sin fines de lucro de estándares globales con sede en Nueva York publicó el OM-2 a finales de 2024, tras un proceso de desarrollo de aproximadamente dos años. La próxima guía regulatoria de la NRC lo incorporará, junto con otro código ASME reciente para "equipos mecánicos activos" en instalaciones nucleares, lo que garantizará que los desarrolladores de reactores avanzados y la NRC trabajen con un conjunto común de estándares durante las actividades de licenciamiento.

ASME afirma que la norma OM-2 se basa en décadas de experiencia con parques nucleares existentes. La antigua norma OM de ASME , actualizada por última vez en 2022, establece los requisitos de pruebas en servicio para componentes similares en los grandes reactores refrigerados por agua que conforman la totalidad del parque nuclear estadounidense en funcionamiento, así como en los pequeños reactores refrigerados por agua que empresas de tecnología nuclear como NuScale y empresas de servicios públicos como la Autoridad del Valle de Tennessee esperan implementar a gran escala en la próxima década.

Sin embargo, muchos diseños de reactores de nueva generación utilizan refrigerantes distintos del agua. El sodio líquido enfría el núcleo del reactor de sodio de TerraPower, cuya primera implementación comercial comenzó a construirse el año pasado en Wyoming. Otro diseño de TerraPower utiliza sales fundidas como refrigerante, al igual que el reactor Hermes de Kairos Power . El reactor Xe-100 de X-energy utiliza gas inerte .

Estos reactores de "Generación IV" pueden operar a temperaturas más altas que sus predecesores refrigerados por agua, lo que abre un abanico de posibilidades de uso más allá de la generación de energía convencional. Muchos también operan a presiones más bajas y cuentan con sistemas de seguridad pasiva que, según los expertos, los hacen menos vulnerables a accidentes graves.

Lo más importante desde una perspectiva de operaciones y mantenimiento es que los reactores sin agua pueden tener una combinación diferente de componentes que los reactores convencionales, dijo Kate Hyam, directora de códigos y normas de energía nuclear, limpia, eléctrica e instalaciones de ASME.

A medida que avanzaban los trabajos iniciales en los diseños de Gen IV, la industria se dio cuenta de que «algunas pruebas que exigiría la norma existente no serían necesarias [en reactores avanzados] porque esos componentes no existen», explicó Hyam. «Necesitábamos reestructurar la norma para estar preparados para cualquier tecnología emergente».

A medida que los desarrolladores de reactores avanzados se preparaban para colaborar con la NRC a principios de esta década, esta tarea adquirió cierta urgencia. ASME convocó un grupo de trabajo sobre la norma en enero de 2022, presentó un borrador final en mayo del año pasado y publicó la norma en octubre del año siguiente, según Scarborough.

“Ese fue probablemente un récord mundial para la emisión de un código” bajo el proceso de comité basado en consenso de ASME, dijo.

Scarborough participó activamente en ese proceso, al igual que Unikewicz e ingenieros de otros desarrolladores de reactores avanzados, como GE Hitachi y Westinghouse. El resultado fue un estándar más flexible y menos restrictivo, que Hyam describió como basado en el rendimiento en lugar de en los componentes.

“La pregunta que nos hicimos fue: si tuviéramos que hacerlo bien la primera vez, ¿cómo lo haríamos?”, dijo Unikewicz.

El OM-2 tuvo tan buenos resultados que ASME está revisando su código OM original siguiendo líneas similares, añadió Unikewicz. Esto podría aumentar la eficiencia de las operaciones y el mantenimiento en las centrales nucleares convencionales. Añadió que el proceso podría concluir en 2027.

“Sin duda, esto será un beneficio neto para todos nosotros”, afirmó.